【摘 要】
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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
【机 构】
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清华大学核能技术设计研究院,清华大学核能技术设计研究院,清华大学核能技术设计研究院,清华大学核能技术设计研究院,
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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。
Aiming at the characteristics of HTGR thorium, high fuel consumption of uranium fuel element and high content of ~ (232) U, a single-cycle solvent extraction process of acid feed was proposed and a cascade experiment was carried out. Thorium, uranium yield of> 99.6%, thorium, uranium products of Cs, Sr, Zr-Nb, Ru decontamination to meet the requirements of remanufacturing nuclear fuel components under long-distance operating conditions.
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