动力堆相关论文
在Purex流程中,大多数裂变产物元素的化学行为较简单,但钌、锆、银、钼和锝则比较复杂.本文对动力堆乏燃料后处理中主要裂变产物元......
本文根据在热室中进行工艺研究所需设备,介绍了一套热室组合式取样器,该设备可用于乏燃料后处理全流程台架温试验中,对小型混合澄......
随着我国核电事业的蓬勃发展,动力堆乏燃料后处理后产生的高放废物的安全处理和处置问题日益突现.通常采用硼硅酸盐玻璃基材固化高......
一、前言众所周知,锆合金是水冷动力堆最好的包壳结构材料之一。它具有低的热中子吸收截石,适中的强度和优异的耐腐蚀性能。一种......
本工作详细研究了NO_2~-(N_2O_4)对Pu(Ⅵ)的还原。在纯硝酸体系中,NO_2~-还原Pu(Ⅵ)至Pu(Ⅳ)的速度极慢。例如:在2.8mol/l HNO_3-......
在处理动力堆乏燃料的Purex流程中,为了改善铀中去钚分离效果,在2D柱用 U(Ⅳ)将钚还原为不易被TBP萃取的Pu(Ⅲ),使钚留在萃残液2D......
本工作用双配位基有机磷萃取剂N,N-二乙胺甲酰甲撑膦酸二己酯(DHDECMP)一二乙基苯从含有3mol/l HNO_3的模拟动力堆燃料后处理强放......
随着原子能事业的发展,利用无机材料从动力堆元件后处理高放废液中提取~(137)CS的工作日益引起人们的重视,而用于提取~(137)Cs的......
本文用模拟料液,研究了以萃取法为基本方法,从核燃料后处理废液中提取贵金属铑和钯。所得产品铑和钯的化学纯度分别大于99.9％和99.9......
苏联利用动力堆中子活化分析岩石和矿石中的金及其伴生元素含量。被辐照的样品置于电离室备用孔道。该孔道位于活化区外石墨反射......
(一)前言目前,水冷式原子能动力堆的燃料包复材料及压力管材料大都采用Zr—2,Zr—4合金,但很多设计者认为,这类锆合金不适于用在......
利用超声波供给磨削液,不仅能够减少磨削力,而且能够大幅度地延长砂轮的使用寿命,提高生产率。图2(a)所示为砂轮的使用寿命。从图......
中国科学家在核研究上取得重大技术突破：实现了核动力堆中燃烧后的核燃料的铀、钚（同“布”音）材料回收。如果能将钚材料在动力堆上实......
对民用动力堆元件进行了批式溶解的硝酸浓度和温度的条件实验,并以模拟连续投料 方式进行了溶解温度、元件投入速度和可溶中子毒物......
关于IAEA的核数据中心及其服务和发展中国家对此全球网的贡献的最新报道
Latest Report on IAEA’s Nuclear Data Center and Its......
前言有效地开发有限的地下资源,对日本极为重要。为此,要研究的课题是,如何经济有效地从低品位矿石中回收有用金属。作为解决此问......
随着动力堆乏燃料燃耗的加深,锝作为重要的裂变产物之一,在乏燃料中的含量也显著提高,是后处理工艺中一个不可忽视的元素,其在后处......
<正> 一、前言核能的开发和利用是本世纪人类在科学上所取得的重大进展之一。各国核电站已建立了几百座,在世界总发电中所占的比例......
提到核电站,大家首先联想到的会是什么呢?恐怖的原子弹?战争?能源的一种?其实,核能发电的历史确实与原子能动力堆的发展史密切相关......
文章概述自行研制的两次全反射ｘ射线荧光（ＴＸＲＦ）能谱分析仪的结构和性能。该谱仪使用与之配套而开发的ＳＰＡＮ／ＸＲＦＶ４．ｏｘ射线谱处理软件。实验测试结果表明：对......
一、前言 Nb_3Ge具有三高(高Tc、Jc、Hc_2)一低(低损耗)的优良特性,有着种种应用,其中要算Tokamak聚变动力堆和超导输电线方面的......
Zr—2.5Nb 合金具有良好的物化性能和工艺性能,因此成为制作水冷动力堆各种构件必不可少的材料。但是,这种合金在反应堆中吸氢,并......
ＩＡＥＡ１９９３年年报摘译（Ⅰ）核能１．现状１．１核电生产根据ＩＡＥＡ动力堆信息系统（ＰｏｗｅｒＲｅａｃｔｏｒＩｎｆｏｒｍａｔｉｏｂＳｙｓｔｅｍ）的数据，到１９９２年底己有４２４座核动力堆并网发电，总的核电装机容量为３３０６５１ＭＷ（ｅ）（见表１）。...
IAEA Annual......
赵仁恺,1923年2月出生,两院院士,核反应堆工程专家。1946年获国立中央大学机械工程学士学位。曾任中国核工业总公司中国核动力研究......
研究核动力堆排放废液中常见核素６０ＣＯ、５９Ｆｅ、５１Ｃｒ、８５Ｓｒ在两种年龄大鼠体内的分布、剂量及细胞遗传效应。方法予动物一次静注或口服放射性核素，定期......
通过由控制棒水力驱动系统实验本体、六自由度船舶运动模拟器及测量与控制系统组成的实验装置，进行了实验本体随模拟器摇摆时控制棒......
在核武器地爆时所造成的放射性污染中,除放射性碘外,稀土族、锆等核素所占的比例较大;核工业生产以及核动力堆检修时,人们也有可......
研究了退火温度对核动力堆用Zr-1Nb合金在400℃、10.3 MPa条件下的静蒸汽腐蚀性能的影响。试验结果表明,冷加工的Zr-1Nb合金试样的......
1979年5月15日至5月18日,国际标准化组织(ISO)在柏林(西)召开了核能标准化方面的三个工作会议。它们分别是:动力堆技术(SC3)第十......
国际核事件分级表(INES)专家于上周说,1992年11月中国华北丢失1个钴-60源而造成的严重事故,暴露了由国际原子能机构(IAEA)管理的I......
国际原子能局对中国核安全管理工作的评论根据国际原子能局（ＩＡＥＡ）１９９４年５月发表的资料报导，应中国政府和国家核安全局（ＮＮＳＡ）的邀请，在国际原子能局国际......
核电站堆型的分类方法有很多种,按照用途来分,可分为动力堆、生产堆、研究堆、特殊用途堆等;按照冷却剂和慢化剂来分,又可分为压水......
在各种手册和实验室记录中,有范围广泛的反应堆材料热物性数据。然而,大多数这种数据都没有制成计算机可读的形式。在大多数发展......
高燃耗动力堆元件样品的完全溶解,是决定破坏性分析燃耗准确与否的关键步骤。为此,我们对未辐照的动力堆元件芯体UO_2的溶解条件......
研究了硝酸在亚沸腾条件下浸取锆包壳的二氧化铀冷元件的工艺过程。元件切成50mm短段,首先测定了批式浸取过程中硝酸浓度和温度变......
研究堆堆芯燃料管理的优化问题与动力堆很不相同,它的指标不单纯是追求最大的功率出力,而是要综合考虑众多用户的要求,追求更充分......
从安全观点来看,与动力堆比较,实验堆参数低、装料少、结构和运行简单,一般认为它的安全性好。但实验堆亦有不安全特征,堆芯多变......
针对我国将要建立的动力堆元件后处理工厂工艺中U和Pu的在线分析要求,本实验室利用~(109)Cd同位素源的能量色散X射线荧光法对部分......
在民用动力堆元件批式溶解的基础上,进行了模拟连续投料的溶解实验。测定了溶解尾气中氮氧化物含量。元件段系由直径6.5mm、长10m......
核电厂需要建立一个核材料实时衡算数据库,用于反映反应堆运行过程中,由于燃料组件进厂、出厂、核材料生成、损失或由于其它原因......
