压水堆内钍-铀增殖循环研究——乏燃料特性分析

利用ORIGENS程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中的4种,包括UOX（铀氧化物）、MOX（钚铀混合氧化物）、PuThOX（钚钍混合氧化物）和U3ThOX（工业级²³³U-钍混合氧化物）。研究结果表明：1）由于超铀核素的含量极低,在卸料后1 000年内,U3ThOX的放射性毒性显著低于超铀核素含量高的乏燃料;2）由于²³²U衰变链中²⁰⁸Tl的贡献,钍基乏燃料中2.6 MeV能量附近的γ射线强度明显高于铀基乏燃料,而这一能量附近的γ射线强度在卸料后约10年达到局部峰值,所以,钍基乏燃料的后处理最好避开此时间。     

压水堆中使用均匀混合型铀-钍燃料(UO_2+ThO_2)的堆芯物理特性研究

１引言随着核能的迅速发展,唯一天然存在的可分裂同位素Ｕ－２３５正在现有的核电站中大量地消耗,而自然界中铀的储量又十分有限,故从长远观点看,必将对作为潜在核能源的钍－２３２尽早加以利用。通过对均匀混合型（ＵＯ２＋ＴｈＯ２）燃料组件,使用在压水堆堆芯中的...     

燃料棒中铯活度比A（^134Cs）／A（^137Cs的轴向分布测量与分析

在热室中,用γ扫描装置对秦山核电厂３＊３－２考验组件中辐照历史、燃耗及冷却时间不同的两根燃料棒中的铯活度比Ａ（＾１３４Ｃｓ）／Ａ（＾１３７Ｃｓ）的轴向分布进行了测量,并利用自行开发的压水堆燃料棒破损性分析程序ＦＣＡＣ进行了理论计算。     

60MeV／u^18O离子同天然铀反应钍的放化分离

用1－苯基－3－甲基－4－苯甲酰基吡唑啉酮－5（PMBP）作萃取剂,^234Th为示踪剂,对在HNO3介质中用PMBP－萃萃取钍的条件实验进行了研究。在条件实验的基础上提出了一个从中能^18O离子照过的天然铀样品中简便、快速地分离钍的化学流程。钍样品的γ射线谱显示该流程能去除绝大多数产物元素,特别是U、Ce和I的沾污。     

60MeV/u~(18)O离子同天然铀反应钍的放化分离

用１－苯基－３－甲基－４－苯甲酰基吡唑啉酮－５（ＰＭＢＰ）作萃取剂,２３４Ｔｈ为示踪剂,对在ＨＮＯ３介质中用ＰＭＢＰ－苯萃取钍的条件实验进行了研究。在条件实验的基础上提出了一个从中能１８Ｏ离子照过的天然铀样品中简便、快速地分离钍的化学流程。钍样品的Ｙ射线谱显示该流程能去除绝大多数产物元素,特别是Ｕ、Ｃｅ和Ｉ的沾污。     

紧凑型压水堆钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性研究

针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并进行评价。计算表明:堆芯燃耗寿期可达到1000等效满功率天(EFPD),235U利用率可达到51.3%。研究表明:紧凑型压水堆应用钍-铀燃料,是实现长寿期设计的重要技术途径之一。     

英政府审查六企GDA准入申请

<正>【本刊2023年2月综合报道】英国政府2023年1月初宣布，正在对六家小型模块堆技术开发商的通用设计审查（GDA）准入申请进行评审，包括霍尔台克国际公司（Holtec International）、通用电气-日立核能公司（GEH）、X能源公司（X-energy）、Newcleo公司、英国原子能公司（UK Atomics）和GMET公司，涉及压水堆、沸水堆、高温气冷堆、铅冷快堆、钍基熔盐堆等堆型。     

从辐照过的钍中分离镤的研究

研究了以１－苯基－３甲基－４－苯甲酰基吡唑啉酮－５（ＰＭＢＰ）和三异辛胺（ＴＩＯＡ）的为萃取剂，盐酸－氢氟酸溶液为反萃剂，从中子辐照过的钍分离纯化镤的一个快速，有效的流程，对流程的一些主要步骤中的分离条件作了研究，以钍的裂变产物为多重示踪剂检验了该流程，得到了主要杂持元素的去法因子，给出了镤的回收率。     

高温气冷堆燃料循环模型及其优化(Ⅱ)——多堆模型

研究了两种燃料(低浓铀不加钍和高浓铀加钍)的高温气冷堆燃料循环。在30年中共投入40座1000MWe的高温气冷堆,对燃料进行后处理的循环、一次通过循环以及压水堆的燃料循环进行了比较,计算结果如下:一次通过循环和后处理循环相比在经济上便宜3～7％,在资源上多消耗天然铀～16％,天然钍～50％,如果同时考虑经济和资源则后处理循环明显优于一次通过循环,和压水堆循环相比则高温气冷堆在经济和资源节省两方面都优于压水堆。     

高温气冷堆燃料循环模型及其优化(Ⅱ)——多堆模型

研究了二种燃料(低浓铀不加钍和高浓铀加钍)的高温气冷堆燃料循环。在30年中共投入40座1000MWe的高温气冷堆,对燃料进行后处理的循环、一次通过循环以及压水堆的燃料循环进行了比较,计算结果如下:一次通过循环和后处理循环相比在经济上便宜3～7％,在资源上多消耗天然铀～16％,天然钍～50％,如果同时考虑经济和资源则后处理循环明显优于一次通过循环,和压水堆循环相比则高温气冷堆在经济和资源节省二方面都优于压水堆。     

钍——鈾栅零功率堆临界实验

本实验是在中国科学院上海原子核研究所的铀—水栅零功率实验装置上完成的。所用燃料组件是为秦山300MWe压水堆核电站零功率堆物理实验时所用的15×15核燃料组件。而钍元件是直径为φ8毫米的铝包壳四氟化钍(ThF_4)棒,可根据实验要求把铀和钍棒混列在一起,组合成五种不同水铀比(即2.051、2.225、2.490、2.827、3.080),以及中心一组钍元件条件下的外推临界和超临界周期内插,边界元件当量的实验测量工作。对实验结果进行了理论校算,取得了比较满意的结果。     

巴西研究钍用于压水堆

[《瑞士原子能协会通报》1986年9月第16期第11页报道]巴西等一些钍矿资源丰富的国家,对把钍作为核燃料而减少铀的消耗极感兴趣。含钍核燃料的应用主要在先进型反应堆,尤其是高温堆上进行过考验。然而巴西希望能在目前应用的压水堆中使用     

压水堆平衡堆芯钍铀燃料循环初步研究

建立WIMSD5-SN2-CYCLE3D和CASMO3-CYCLE3D物理分析系统作为钍铀燃料循环研究工具.以大亚湾第1机组压水堆为参考堆型,不改变反应堆栅元、组件和堆芯的结构与几何尺寸,设计出含36根钍棒、4.2#5U富集度的新型含钍组件,并对含钍组件和3.2%富集度的铀组件进行中子学计算和分析.模拟并分析了大亚湾压水堆12个月换料从初始循环到铀钚平衡循环的换料过程.再从平衡铀堆芯出发,逐步加入含钍组件代替铀组件,对铀钚平衡循环到钍铀平衡循环的换料过程进行了模拟与分析.计算结果表明:钍铀平衡循环比铀钚平衡循环每天节省裂变核素质量约18.4%,并减少了长寿命放射性核废料的产生.不利因素是使得循环长度减少90EFPD,缩短了换料周期,增加运行费用,并给燃料管理、安全控制以及乏燃料的处理带来困难.建议提高组件的235U富集度,在压水堆上进行钍利用研究.     

钍－铀栅零功率堆临界实验（Ⅱ）及中子通量分布

在中国科学院上海原子核研究所零功率装置上完成了钍－铀栅分列元件的临界实验和中子通量分布测量。使用了直径８ｍｍ、加浓度３％的低浓铀燃料元件和同样直径的四氟化钍棒。实验数据与理论计算值符合较好。     

呼吸道吸入天然钍（ThO2）和稀土矿尘联合作用的研究

本文通过体内实验、体外实验和人群流行病学调查等３个方面，对天然钍（ＴｈＯ２）和含钍稀土矿尘可能存在的联合作用进行了研究。结果表明：（１）大鼠气管注入含钍稀土矿尘后，在肺内的滞留方程可表示为：Ｒ（ｔ）＝０．７５×２－ｔ／２２．７＋０．２５×２－ｔ／３５４；（２）大鼠气管注入ＴｈＯ２有明显的致癌作用，同时看到了Ｆｅ２Ｏ３对ＴｈＯ２致癌作用可能存在的促进作用；（３）动物实验表明，１８ｍｇＴｈＯ２的致纤维化能力与５０ｍｇ含钍稀土矿尘的作用相当，由于矿尘中ＴｈＯ２含量很低（０．０４％），ＳｉＯ２含量相对较高（１０％），结合人群流行病学调查结果，可以认为接尘矿工中肺功能障碍和０＋期尘肺的出现，主要是矿尘中ＳｉＯ２所引起，ＴｈＯ２的作用甚微；（４）体外实验表明，ＴｈＯ２和含钍稀土矿尘均可使金黄地鼠胚胎细胞发生恶性转化，将恶性转化细胞接种于金黄地鼠颊囊粘膜下，均有肿瘤发生，为分化较好的纤维肉瘤。同时也看到了Ｆｅ２Ｏ３对ＴｈＯ２致癌作用可能存在的促进作用；（５）流行病学调查表明，白云鄂博矿接尘矿工呼出气中气土活度高于对照组，在调查期间（１９７７－１９９０年）未发现肺癌死亡率的增加     

HBMPPT-DOSO-甲苯体系对铀(Ⅵ)的萃取及铀(Ⅵ)、钍(Ⅳ)之间的分离

以个苯甲酰基－２,４二氢－５－甲基－２－苯基－３Ｈ－吡唑硫酮－３（ＨＢＭＰＰＴ）为萃取剂、二正辛基亚砜（ＤＯＳＯ）为协萃剂,研究其在硝酸介质中对铀（Ⅵ）的萃取行为,以及萃取剂浓度、酸度等各种因素对萃取分配比的影响,以确定两种萃取剂的协同萃取及分离效果。结果表明,ＨＢＭＰＰＴ和ＤＯＳＯ有较好的协同萃取效果,一定条件下,铀（Ⅵ）、钍（Ⅳ）的分离系数可达５２３。     

从 14MeV 中子辐照过的铀中分离钍

１引言很多作者研究了用离子交换技术从环境样品、稀土和锕系等元素中分离痕量的钍［１－３］，但这远不如溶剂萃取法简便和适于实际的应用。作为螯合剂的两个杂环β－二酮ｔｈｅｎｏｙｌｔｒｉｆｌｕ－ｏｒｏａｃｅｔｏｎｅ（ＴＴＡ）和１－ｐｈｅｎｙｌ－３－ｍｅｔｈｙ...     

N,N,N‘,N’—四丁基己二酰胺在硝酸介质中萃取铀,钍及硝酸的研究

研究了Ｎ，Ｎ，Ｎ’，Ｎ’－四丁基己二酰胺（ＴＢＡＡ）从硝酸介质中萃取铀，钍及硝酸的机理，考究了ＨＮＯ３浓度，ＴＢＡＡ浓度，温度及盐析（ＬｉＮＯ３）对铀和钍分配系数的影响，还对铀，钍的反萃进行了研究，得出萃合物的组成的ＵＯ２（ＮＯ３）２．ＴＢＡＡ和Ｔｈ（ＮＯ３）２．ＴＢＡＡ。在低酸度下，ＴＢＡＡ与硝酸主要以ＴＢＡＡ．ＨＮＯ３的形式存在，在高酸度下，ＴＢＡＡ与硝酸的加合物不但有（ＴＢＡＡ）２．ＨＮＯ３     

核行业标准出版消息

核行业标准出版消息 —— 区小平俩巴leded肌竹＊汀权厄讥工肌则 压水堆蒸汽发生器传热管在役俭查的耍求 压木堆蒸汽发生器侍热管堵管的原则 核级通凤机设计通则 核电广接地用永久性连接器的质量鉴定 压水堆冷却剂系统泄漏探测仪器～般要求 核电厂用氢氧化锤枝术条件 核级银－钢－镐合金棒技术条伴 核级硷化硼－锗－2芯块技术条什 燃料棒内总当量水巨的测定 六氟化铀的液化分样 气体质谱法则定六氟化铀中铀－233丰度 二氧化铀芯块中恩气休量的测定 一柯lP灿扒十娓企岔囱的俪常 ——宇、1…     

以镭和钍为重点的内沉积放射性核素健康效应国际研讨会的概况

以镭和钍为重点的内沉积放射性核素健康效应国际研讨会的概况陈兴安（卫生部工业卫生实验所，北京，１０００８８）由欧共体、美国能源部、德国癌症研究中心和德国辐射防护局共同举办的，以镭和钍为重点的内沉积放射性核素健康效应国际讨论会于１９９４年４月１８－２１日...