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【《欧洲核子》1985年6月第28页报道】1978年5月,国际原子能机构在维也纳成立了一个工作组,在“国际核燃料循环评价”的范围内研究在把武器级核材料扩散的危险减至最小的情况下和平利用核能的可能性。他们对材料试验堆和研究堆最重要的建议是把高浓铀(80—93%铀-235)燃料改成低浓铀(小于20%铀-235)。由西德核化学冶金公司提供的带状燃料元件的材料试验堆的热功率范围很宽,从1至110MW,因此其燃料元件的铀密度很不 相似文献
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【西德《原子核能》1982年第41卷第1期第65页报道】至今,后处理高温堆的燃料元件时先烧掉碳,然后用化学方法分解燃料和/或增殖材料。当燃料颗粒带有碳化硅涂层时,增添一道研磨工序。这种方法在经济上和生态上是有缺点的;热室里需要的设备 相似文献
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【西德《原子核能》1982年第2期第136页报道】西德电站联盟在1981年11月26日发表了一项制造 UO_2燃料的专利(DE2939415)。这项专利是制造高密度氧化物燃料,燃料由 UO_2和添加物—稀土元素的氧化物,如氧化钆组成。方法是先将燃料粉末和稀土元素的氧化物粉末混合后压制成燃料块,然后进行烧结,这种方法制成的燃料块特别适合制作轻水堆的燃料元件。Gd_2O_3在 相似文献
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【英国《原子》1987年2月号第2页报道】西德的核燃料后处理公司DWK,正计划在巴伐利亚州瓦克尔斯多夫建一座燃料后处理工厂。它是为处理轻水堆燃料元件而设计的。该厂有四大部分: ●燃料元件接收库; ●后处理和废物处理工厂; ●燃料处理工厂; ●废物贮存设施。废物贮存设施,将为联邦废物处置库的 相似文献
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[西德《原了经济》1987年第3—4期“核能与环境”专栏第2页报道]凡运行核电站的所有国家必须处置乏燃料元件。在70年代,世界轻水堆的燃料循环是通过后处理和回收核燃料的再循环来完成的。美国、瑞典优先考虑的是直接最终贮存而不是后处理,法、英、日本和西德仍坚持采用后处理。西德西德核电站乏燃料的处置依赖于国际上的支持,主要通过同法国核材料总公司(Cogéma)和英国核燃料有限公司 相似文献
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【西德《原子与电流》1983年第5期第128页报道】瑞士和西德两家公司正在制定干法贮存库设计方案并研究其经济性。该贮存库用于中间贮存轻水堆辐照燃料元件和后处理厂的高放废物玻璃固化块。干法贮存库分单元布置,库的容量可从1,500吨扩建到5,000吨铀,其贮存物的堆后冷却时间最短为6年。贮存库的安全技术标准和对内、外侵袭 相似文献
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【西德《原子经济》1985年1月号第24页报道】辐照燃料后处理工业已有40年的历史。在世界上数目有限的后处理工厂中,已处理了几十万吨辐照燃料。这些燃料大致可分为3类:生产堆燃料,高浓铀燃料和发电堆燃料。所有这些辐照燃料,不管是金属形式的还是氧化物形式的,也不管它们的浓缩度和燃耗如何,在用与燃料元件尺寸和结构相适应的方法去壳后,都用相同的化学分离方法即普雷克斯流程处理。 相似文献
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快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。 相似文献
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[美国《核燃料》1986年第11卷第20期第7页报道]有关消息说,巴西核技术发展中心(CDTN)在西德援助下已开始研究混合氧化物燃料,并实施在巴西商用动力堆中应用钚-钍燃料的计划。该计划自1979年开始,预计实施15年。它包括三个阶段。第一个阶段已于1983年在西德完成。这阶段的工作证明,混合燃料在技术上是可行的。也就是说,高浓铀(93％)和钍可以5∶95的比例混合,并制成燃料元件芯块。第二阶段是芯块生产工艺过程的最优化,预 相似文献