各种能源生产技术的环境数据(8) 年产990吨核燃料元件的元件制造厂

能源系统规模 每年生产990吨核燃料元件,可满足26座标准轻水堆的需要* 6.28吨核燃料元件可生产10~(12)英国热量单位的电力*     

各种能源生产技术的环境数据(10)——每年处理2,200吨高放废液的玻璃固化装置

能源系统规模·标准的固化装置每年处理2,200吨废液·每个100万千瓦(电)轻水堆核电站每年产生的放射性废液量为38.0吨,或者说每生产10~(12)英国热量单位的电力产生1.8吨废液·利用系数:70％说明·高放废液玻璃固化分两个阶段:1.高放废液煅烧;2.煅烧固体物与制造玻璃的     

各种能源生产技术的环境数据(6) 每年处理12,000吨UF_6的气体扩散厂

能源系统规模●每年处理12,000吨六氟化铀(UF_6),可满足91座标准轻水堆的需要●9.6吨UF_6可生产10~(12)英国热量单位的电力     

各种能源生产技术的环境数据(7) 每年处理10,000吨UF_6的气体离心浓缩厂

能源系统规模 ·每年处理10,000吨UF。,可满足75座标准轻水堆的需要 .9.6吨UF。可生产10‘“英国热量单位的电力 ·利用系数:70% ·回收率:65.4% ·服务年限:20年说明 ·气体离心浓缩厂与扩散厂相似,所不同的是它用离心机代替了压缩机和分离膜主要组成部分 ·生产设备 ·给料,产品和尾料提取系统 ·修配厂 ·用于消除污染和回收铀的设备 ·实验室和其它辅助设备 ·蒸汽车间,供气车间 ·循环水系统 ·消防水系统 ·生活用水和生活污水系统 ·防洪水渠 ·废水池 ·掩埋废物的场地 ·散热系统主要的环境问题 ·从给离心厂供热、供汽、供电的…     

各种能源生产技术的环境数据(11)每年处理52,965英尺~3超铀废物的处理装置

能源系统规模标准的超铀废物处理装置每年处理52,965英尺~3废物在燃料后处理阶段,每个100万千瓦(电)的核电站,每年产生的超铀废物为1,342英尺~3,或者说每生产10~(12)英国热量单位的电力产生64英尺~2超铀废物利用系数:70%说明在进行地质处置之前,需要将超铀废物处理成稳定的形式,封装于非常牢靠的     

各种能源生产技术的环境数据(2) 年产1,060吨铀的水冶厂

能源系统规模一座典型的年产1,060吨铀浓缩物(U_3O_8)的铀水冶厂,可供应5.3座标准的轻水堆的需要12.8吨含有75%U_3O_8的黄饼可生产10~(12)英国热量单位的电力     

各种能源生产技术的环境数据(5)——年产5,500吨UF_6的转换工厂

能源系统规模 .每年生产5,500吨六氟化铀(UF。),可满足27.5座标准轻水堆的需要 .9.6吨uF6可生产10’,英国热量单位的电力 .利用系数:70% .回收率:100% .服务年限:20年说明 .UF。转换厂把U 30。(黄饼)制成挥发性的uF。,供气体扩散厂对铀一235进行浓缩,转换工艺有湿法和干法两种主要组成部分 千法工艺 .转换前的处理、称重、取样和入库 .将U3o。用裂化的氨气(N:和H:)锻烧还原成uo: .氢氟化—把uo:氢氟化为uF。 .氟化—用F:和UF魂生成UF。半制成品 .冷却分离—除去钥、钒等杂质 .蒸馏—分馏法纯化UF。产品 .废物池 化学溶剂笨取湿法工…     

各种能源生产技术的环境数据(13) 放射性物质的运输

规模和主要组成部分典型的燃料循环每年生产10~(12)英国热量单位的电力时,所需的运输量为169次/年,里程为10,559一11,988英里/年气具·典型的燃料循环每年生产10'"英国体组成如下:热量单位的电力时,所需的运输量为169核材料的各种运输环节运输方式运输次     

各种能源生产技术的环境数据(4)年产15万吨矿石的地下铀矿

能源系统规模每年生产15万吨矿石,可供1.5座标准轻水堆电站之用4.8×10~3吨矿石可生产10~(12)英国热量单位的电力利用系数:70%回采率:80%矿山使用寿命:30年     

能源生产技术的环境数据(1)

为了对能源生产的各种途径的环境条件有一些简单的概念,我们从美国能源部1979年1月发表的报告——《供分析能源生产技术政策用的环境数据》(编号HCP/EV-6119/1)——中摘译了一些数据表。本期介绍核能与核燃料循环概述,以及电功率100万千瓦的轻水堆电站、电功率60万     

能源生产技术的环境数据(3) 年产52.8万吨铀矿石的露天铀矿

能源系统规模·每年生产52.8万吨矿石,可供5.3个标准轻水堆电站之用·4.8×10~3吨矿石可生产10~(12)英国热量单位·利用系数:70%·回采率:80%·矿山服务年限:30年     

各种能源生产技术的环境数据(12) 高放废物和超铀废物的地质贮存库

能源系统规模 .本废物库将能收藏100万千瓦反应堆的4,000个标准堆·年(RRY)的废物;生产工0’“英国热量单位电力所产生的高放废物和超铀废物将占用5,004英尺“的废物库空间了的高放废物,装在金属容器里的超铀废物,装在桶里的不可燃超铀废物.辐照过的燃料.贮存库的设施:接受室、检查室、.利用系数:70%.使用年限:40年说明 .地质隔离就是将这类废物放置在天然的深地层中,既是贮存,又是最终处置主要组成部分 .场地(待选) .介质:层状盐矿床 .废物形式:盛装在金属容器中固化去污室、检修和再次包封间、行政办公楼和后勤厂房、坑道(小室、支护)、…     

“动·燃”东海后处理厂1985年处理了73.5吨燃料

【日本《原子能快报》1985年12月2日报道】日本“动·燃”事业团11月27日宣布,东海后处理厂完成了1985年下半年预定的处理29.5吨辐照燃料的任务并结束了85年     

高温气冷堆(HTGR)钍、铀燃料元件后处理萃取流程实验研究

针对HTGR钍、铀燃料元件高燃耗、~(232)U含量高的特点提出了酸式进料的单循环溶剂萃取流程,并进行了串级实验。钍、铀收率达到>99.6％,钍、铀产品中Cs,Sr,Zr-Nb,Ru的去污满足远距离操作条件下再制造核燃料元件的要求。     

高温气冷堆(HTGR)钍、铀燃料元件后处理萃取流程实验研究

针对HTGR钍、铀燃料元件高燃耗、~(232)U含量高的特点提出了酸式进料的单循环溶剂萃取流程,并进行了串级实验。钍、铀收率达到>99.6％,钍、铀产品中Cs,Sr,Zr-Nb,Ru的去污满足远距离操作条件下再制造核燃料元件的要求。     

高温气冷堆(HTGR)釷、鈾燃料元件后处理萃取流程实验研究

针对HTGR钍、铀燃料元件高燃耗、~(232)U含量高的特点提出了酸式进料的单循环溶剂萃取流程,并进行了串级实验。钍、铀收率达到>99.6％,钍、铀产品对Cs,Sr,Zr—Nb,Ru的去污满足远距离操作条件下再制造核燃料元件的要求。     

反应堆燃料元件~(235)U的丰度检查

一、引言利用γ射线闪烁计数器,测量~(235)U衰变放出的185.7keVγ射线的相对强度,可以测量燃料元件的~(235)U同位素丰度。这种测量可以是在线,也可以是取样测量。γ射线能谱法证明是一个有效的测量方法。它和化学、质谱法相比,它可以非破坏地测量各种含铀核材料的~(235)U同位素丰度,该方法有简单、速度快、价格便宜等特点。当需要立即得到测量结果时可用这种方法。     

法国轻水堆核电站燃料的后处理计划准备将阿格后处理厂的年处理能力扩大到1600吨

【《法国原子能委员会情报交流》1981年第95期报道】法国压水堆核电站计划的实施,将使从反应堆卸出的辐照燃料的数量逐渐增加,到1985年,累计吨数将增加到2,400吨,1990年达到8,000吨,1995年将达到17,000吨。法国制定的辐照燃料管理政策是,与其贮存还不如后处理,实际     

法国阿格后处理厂1990年的年处理能力可达1,600吨

【美国《核燃料》1982年11月8日报道】法国核燃料总公司称,阿格工厂曾因未能完成预期的核燃料处理量而不断受到责难,但目前运行情况是令人满意的。他们确信,在八十年代末可以达到年处理1,600吨的能力。     

燃料元件中~(235)U丰度的快中子诱发裂变测量方法研究

铀同位素丰度分析是确保核燃料元件在堆中安全可靠运行非常重要的质量控制环节。本文从裂变产额质量分布曲线图中,选取位于双驼峰曲线两翼的、裂变产物的产额随可裂变核素的不同有较大的变化的核素~(88)Rb、~(107)Rh、~(135)I作为测量对象,绘制了平均裂变产额比Y_((88 Rb))/Y_((107 Rh)、Y_(88 Rb)/Y_(135 I)与铀丰度之间的关系曲线。利用两条工作曲线对不同堆型元件的模拟样品进行了分析,并就元件包壳对分析结果的影响进行了理论和实验研究。为了验证方法的准确性,分别对3.03%的模拟样品测量了各5次,相对标准偏差(RSD)均小于5%。