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轻水堆乏燃料和钍燃料的利用是解决乏燃料后处理问题和核燃料短缺的有效途径之一。本工作以ACR-700标准燃料为参考,研究了4种不同混合比例的轻水堆乏燃料及钍燃料在ACR-700中的k∞和燃耗。研究结果表明,将裂变产物分离后,轻水堆乏燃料的重锕系核素在ACR-700中可作为一很好的燃料;只要加入足够的启动燃料,钍燃料也可作为很好的转换燃料,使反应堆内生成233U的速率大于易裂变燃料的消耗速率,233U的生成对反应堆运行后期维持临界起重要作用。 相似文献
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【美国《核新闻》1989年第32卷第8期第60页报道】来自轻水堆的后处理铀能够直接在坎杜重水堆再循环,而不必象轻水堆再循环方案那样要经过再浓缩。这是加拿大原子能有限公司(AECL)在乔克河实验室进行研究所得的结论。从压水堆燃料后处理回收的铀具有0.9%的浓缩度,值得在坎杜堆进行直接再 相似文献
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本文概述了非增殖轻水钍反应堆的性质和特点,尤其是与铀堆相比的许多优点。文中还介绍了钍堆堆芯的设计工艺、芯内燃料消耗量的调节、放射性监控系统、防止扩散的能力及其因素,以及乏燃料的贮存和处置等问题。 相似文献
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评述和讨论了有关分离过程,溶剂萃取设备,燃料元件溶解,Purex过程U和Pu的分配,Purex过程中Np和Tc的分离,用过溶剂的再生,以及硝酸铀酰直接脱硝过程的进展。 相似文献
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MOX燃料在轻水堆核电站中的应用 总被引:2,自引:0,他引:2
目前MOX燃料已成为一种可用于轻水堆核电站成熟的核燃料。简要介绍了国外该领域的发展状况以及MOX燃料对反应堆性能的主要影响和应对措施。探讨了MOX燃料在国内压水堆核电站中的应用问题。 相似文献
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一、前言提高核燃料循环的经济性是增进核动力经济性极为重要的一环。国外有人提出利用动态线性规划方法,依据燃料循环中各环节内在的物理和化工过程,建立起一系列线性方 相似文献
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【美国《今日军控》网站2006年7月报道】朝鲜半岛能源开发组织(KEDO)执行委员会2006年6月1日宣布,它将正式终止为朝鲜建设轻水反应堆的项目。由日本、欧盟、韩国及美国组成的KEDO执行委员会对该项目的争论,自2002年末朝鲜核危机爆发以来就一直喋喋不休。美国一直坚持说服KEDO执行委员会终止该项目,但韩国却一直反对。执行委员会曾决定,暂停反应堆建设工作,第一次暂停是在2003年12月。KEDO执行委员会称,它做出上述决定的理由是朝鲜方面“不断和持续地”违反1994年《美朝核框架协议》中的相关规定。既朝鲜先前的钚核武器计划危机之后,… 相似文献
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描述用闪烁探测器测量轻水反应堆一回路水中的放射性核素13N浓度的原理、方法及在几种不同功率水平下13N浓度的实验测量值。测量值的总不确定度为10%。 相似文献
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【日本《原子能视野》2000年专刊第19~23页报道】 日本走的钚再循环路线是通过快堆重新利用核工业所生产的钚的。但最近的快中子增殖堆计划比当初预定的延迟了许多,所以今后不得不经过相当长的时间以轻水堆来有效利用钚。日本原子能研究所把可灵活适应于有效利用铀资源,降低放射性废物产生量及有效利用剩余钚等广泛需求的未来型轻水堆——欠慢化能谱反应堆作为轻水堆高技术研究的重要一环,而确立了其今后能源体系研究的核心地位。 1. 何为欠慢化能谱反应堆 现在,即使核能发电广泛地采用轻水堆,反应堆内部一部分不易产生核裂变的U-238也吸… 相似文献
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美国电力研究所(EPRI)和能源部(DOE)爱达荷国家实验室(INL)联合发布了“爱荷华国家实验室/核工业界轻水反应堆研发战略计划”,该计划提出了旨在促进核能发展的两项战略。 相似文献
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正【英国《国际核工程》网站2014年4月28日报道】一体化固有安全轻水反应堆(12S-LWR)是一种带有一体化一回路配置的1000 MWe压水堆概念。该概念将一座1000 MWe的反应堆"挤进"可制造尺寸的压力容器中,从而将大功率(具有良好的经济性)与一体化设计(具有良好的安全性)结合在一起。一体化固有安全轻水堆概念是为响应美国能源部(DOE)为核工程大学计划(NEUP)一体化研究项目(IRP)征集的固有安全轻水堆主题而提出的。一个由乔治亚理工学院领导的多学科团队正在开展相关 相似文献
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【英国《国际核工程》1989年专刊第71页报道】法国核工业正注重使钚和后处理铀两种燃料重新循环。钚可用作铀-235的替代裂变燃料而制成铀-钚混合氧化物燃料(MOX);而后处理铀必须被转换和再被 相似文献
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熔盐快堆是当前国际上关注的热点之一,本文基于堆芯结构双流体方案,即裂变熔盐燃料和增殖熔盐介质各自独立冷却循环,利用氟化或氯化熔盐中钍铀重金属盐高温下的高溶解度特性,获得熔盐快堆的高增殖。通过比较钍铀燃料循环熔盐快堆的三种可行性熔盐燃料方案(LiF+ThF_4+UF_4、NaF+ThF_4+UF_4和NaCl+ThCl_3+UCl_3),采用基于反应堆安全分析和设计的综合性模拟程序SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation),计算了中子能谱、反应性温度系数,分析了增殖比BR(breeding ratio)受反应堆裂变区、增殖区和ZrC中子反射层的尺寸影响、熔盐中~6Li和~(35)Cl同位素丰度的影响,以及熔盐密度误差对BR计算值的准确性影响、易裂变核素随反应堆运行时间演化等。在钍铀燃料循环熔盐快堆中,通过优化处理得到三种熔盐燃料方案的增殖比BR约为1.2。 相似文献