高温气冷堆钍铀燃料后处理溶剂萃取工艺研究

分析了高温气冷堆(HTGR)燃料元件的特性,研究设计了一个应用30％TBP进行钍铀分离净化的单循环溶剂萃取工艺流程。同时对铀产品进一步纯化的铀线二循环工艺条件也进行了研究,以满足HTGR燃料元件对后处理的不同要求。     

高温气冷堆钍铀燃料后处理溶剂萃取工艺研究

分析了高温气冷堆(HTGR)燃料元件的特性,研究设计了一个应用30％TBP进行钍铀分离净化的单循环溶剂萃取工艺流程。同时对铀产品进一步纯化的铀线二循环工艺条件也进行了研究,以满足HTGR燃料元件对后处理的不同要求。     

HTGR燃料元件制造工艺及性能研究

本文介绍了高温气冷堆(HTGR)球形燃料元件的半/全冷等静压制造工艺。该工艺主要包括:石墨压型粉制备,颗粒“穿衣”,半/全冷等静压成型,碳化和高温真空热处理,外形机加工。用半/全冷等静压工艺制备的球形燃料元件样品的冷态性能测试表明:元件的冷态性能满足10MW HTGR 设计要求,并达到国际设计标准。     

第13届水堆燃料元件国际工作组例会简讯

第１３届水堆燃料元件国际工作组例会简讯第１３届水堆燃料元件性能及制造工艺国际工作组例会，于１９９５年９月２５日至２７日在维也纳ＩＡＥＡ总部举行。参加人员有成员国代表２５人，欧共体代表１人，ＩＡＥＡ工作人员６人。会议安排了今后若干年的主要活动，１９９６...     

内胶凝法制备HTGR燃料芯核

用内胶凝工艺研制了高温气冷堆(HTGR)燃料芯核,对该工艺的各个过程,如:缺酸硝酸铀酰(Acid Deficient Uranyl Nitrate)溶液和溶胶液的配制,分散溶胶成液滴并胶凝成固体微球、洗涤、干燥、煅烧,还原烧结等过程进行了系统的研究,并在1kg 级装置上进行了条件最佳化试验,确定了最佳工艺参数。本工艺制备的 UO_2燃料芯核密度达98%理论密度以上 O/U 比为2.000±0.005,圆球度(D_(max)/D_(min))达1.03,破碎强度为2kg,闭孔尺寸为1μm 左右。各项性能符合我国10MW HTGR 燃料元件的要求。     

水冷动力堆燃料元件包壳的水侧腐蚀

从反应堆运行工况及材料因素,讨论了水堆燃料元件包壳的水侧腐蚀问题。为满足高性能燃料元件的要求,包壳的水侧腐蚀性能需要改善。本文根据最近的一些研究结果,讨论了各种可能有效的措施。     

美国能源部选用固有安全动力堆和高温气冷堆

【英国《国际核工程》1988年9月号第2页报道】通用原子公司(GA)的模块式高温气冷堆(HTGR)和通用电气公司(GE)的固有安全反应堆(PRISM)在由美国能源部赞助的竞赛设计中分别获胜。美国能源部选择HTGR作为它两座军用生产堆的一种,该堆计划将于90年代晚些时候投入运行。两堆战略需要一座建在南卡罗来纳的萨凡纳河工厂的常规重水堆和一座建在爱达荷国家工程实验室的HTGR堆。     

中核北方核燃料元件有限公司企业技术创新工程简介

<正>中核北方核燃料元件有限公司是我国核燃料、核材料生产和科研基地。通过引进、消化、吸收,先后掌握了CANDU-6核电燃料等3种水堆燃料制造技术。实现了具有我国自主知识产权的高温气冷堆球形元件制造技术的工程化应用。公司积极致力于先进燃料研发,突破了CAP1400自主化燃料组件及压水堆环形燃料组件制造技术,ATF燃料等先进燃料研发取得一定进展。     

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。     

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。     

脉冲堆燃料元件设计研究

燃料元件是脉冲堆的关键部件,它的设计和制造是脉冲堆的核心技术之一。继美国海湾通用原子公司之后,中国核动力研究设计院也研究并掌握了这项技术,首座脉冲堆(PRC-1)已安全运行了3年多。文中对燃料元件设计研究工作进行了较全面的总结,并通过与(PRC-1)在运行过程中参数的测量结果、试验与验证结果,以及国外发表的某些设计结果的比较和校核,对设计进行了验证和评价。     

脉冲堆燃料元件设计研究

燃料元件是脉冲堆的关键部件,它的设计和制造是脉冲堆的核心技术之一。继美国海湾通用原子公司之后,中国核动力研究设计院也研究并掌握了这项技术,首座脉冲堆(PRC-1)已安全运行了3年多。文中对燃料元件设计研究工作进行了较全面的总结,并通过与(PRC-1)在运行过程中参数的测量结果、试验与验证结果,以及国外发表的某些设计结果的比较和校核,对设计进行了验证和评价。     

制造UO_2陶瓷微球的一种先进工艺(TGU)(英文)

UO_2陶瓷微球是制造高温气冷核反应堆(HTGR)球状燃料元件的最重要的部件。为此,清华大学核能技术设计研究院开发了一种全胶凝工艺(TGU)。它是在传统的溶胶-凝胶工艺,即外胶凝(EGU)和内胶凝(IGU)工艺的基础上发展起来的,现已被选用为10MW高温气冷试验堆燃料芯核的生产工艺。该项研究的目的是从芯核的质量控制(QC)和质量保证(QA)的要求出发,采用批量试验方式,检验工艺参数和产品质量的稳定性。试验结果证明:当工艺参数被控制并固定时,芯核的质量能够满足质量规范的要求,即当胶体流量和喷嘴的振动频率被固定时,芯核的几何尺寸便随之固定;烧结温度和时间固定时,芯核密度亦随之固定;采用纯氢烧结时,O/U比便接近化学计量。对UO_2陶瓷微球的性能和结构也进行了研究。     

制造UO_2陶瓷微球的一种先进工艺(TGU)

UO_2陶瓷微球是制造高温气冷核反应堆(HTGR)球状燃料元件的最重要的部件。为此,清华大学核能技术设计研究院开发了一种全胶凝工艺(TGU)。它是在传统的溶胶-凝胶工艺,即外胶凝(EGU)和内胶凝(IGU)工艺的基础上发展起来的,现已被选用为10MW高温气冷试验堆燃料芯核的生产工艺。该项研究的目的是从芯核的质量控制(QC)和质量保证(QA)的要求出发,采用批量试验方式,检验工艺参数和产品质量的稳定性。试验结果证明:当工艺参数被控制并固定时,芯核的质量能够满足质量规范的要求,即当胶体流量和喷嘴的振动频率被固定时,芯核的几何尺寸便随之固定;烧结温度和时间固定时,芯核密度亦随之固定;采用纯氢烧结时,O/U比便接近化学计量。对UO_2陶瓷微球的性能和结构也进行了研究。     

世界快堆发展近况(三)

8 西德(1)卡尔斯鲁厄钠冷快堆Ⅱ(KNKII)的运行经验燃料元件KNK 是卡尔斯鲁厄核研究中心的一座电功率为20MW 的试验电站。1975年改为不慢化的快中子堆芯。该堆有两个区,点火区为中心试验区所包围。试验区的燃料元件含有混合氧化物,1982年在达到最高燃耗     

戈尔勒本中间贮存库即将投入使用

【联邦德国《原子经济》1984年第3期第105页报道】1983年底,联邦德国辐照燃料元件和弱放废物的第一座中间贮存库在戈尔勒本按期建成。这座库最多能存放1,500吨装在420个运输和贮存容器中的铀元件。弱放废物的贮存大厅的贮存能力为35,000个贮存容器(每个容器为200升)。该贮存库的建造者,德国核燃料后处理公司,已将贮存库移交给它的子公司—戈尔勒本燃料元件贮存库公司。在进行必要的验收试验后,中间贮存库将于1984年春投入使用。     

试验燃料元件的装置

借助质谱仪检漏器,二十世纪已经制成了一种试验单个燃料元件的联合装置。它的辅助设备是一个装在试验壳内的辅助真空装置。标准的检漏器包括真空系统、皮喇尼压力计、电离计和质谱仪各为一个,以便探测10到10~(-7)路赛(lusec)的泄漏。燃料元件在注入氦气(低压)之后,就把它装入     

基于控制Petri网的高温气冷堆燃料装卸过程控制系统设计方法

介绍了一种基于控制Petri网(CPN)的控制系统设计方法,通过将库所与输出和操作关联,将变迁与输入和条件关联,并引入了宏库所和宏操作,实现了对复杂控制系统的分层次设计.在分析燃料元件装卸系统(FHS)基本功能和装卸流程的基础上,利用CPN对其进行了分层设计.根据变迁的触发条件,设计的CPN可直接转换为PLC的LAD程序;该程序在FHS模拟控制系统试验台上进行了验证.应用结果表明,该方法具有设计结构清晰,描述严格准确,程序设计高效等优点,可以很好地满足球床式高温气冷堆(HTGR)燃料装卸过程控制系统的设计要求.     

高通量工程试验反应堆

我国高通量工程试验反应堆(HFETR)是一座压壳型反应堆,它采用高浓铀套管元件,水作慢化剂和冷却剂,铍作反射层,热功率125兆瓦,燃料内最太热中子通量6.2×10~(14)中子/厘米~2·秒。该堆已于1980年12月16日高功率运行。