从铀及其裂变产物中提取~(140)Ba 

一、引言自铀及其裂变产物中提取~(140)Ba的方法较多,通常是先用离子交换法或萃取法除去大量的铀和高价态离子,然后用发烟硝酸将Sr,Ba与其他裂变产物分离,最后再进一步纯化Ba。这样操作麻烦费时。本文推荐一个方便快速的制取高纯~(140)Ba的方法,而且用此程序可分离测定铀样品中的~(140)Ba。
《原子能科学技术》  1988年 第02期 下载次数(17)| 被引次数(0)

CENDL-3.1库裂变产物核全套数据的评价更新 

裂变产物核通常是指裂变后生成的Z=31~68之间的核素,其中包含了一些对于反应堆设计、运行非常重要的中重核区的核素,如:裂变毒物核素、控制棒材料及核废物处理非常重要的长寿命核素。在2009年释放的CENDL-3.1库中裂变产物核共有138个核素。由于中子与裂变产物核素相互作用在中子输运计算和剩余核辐射安全以及材料损伤都...
中国核科学技术进展报告(第五卷)——中国核学会2017年…  2017-10-16 下载次数(17)| 被引次数()

利用缓发γ射线吸收剂量率测定~(235)U裂变数的方法研究 

裂变数的测定通常是利用HPGe探测器无损测量的方法,但这种方法难以在高辐射通量情况下获取实时数据。针对上述场景,本文引入了剂量率测定裂变数的方法,并进行了可行性验证。本文利用数值计算方法计算裂变产物衰变链上各核素含量随时间动态变化情况,结合CENDL3.0库及ENDF BVII.1库中的产额数据及核衰变数据,计算了热中...
《核技术》  2014年 第03期 下载次数(40)| 被引次数(2)

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法 

在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法。用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件...
《核动力工程》  2008年 第04期 下载次数(377)| 被引次数(21)

低温冷阱法分离裂变产物中的~(88)Rb和~(89)Rb 

为将短寿命核素88Rb和89Rb分别从裂变产物中分离出来,需考虑从它们的母核放射性惰性气体核素Kr开始分离。利用同位素交换方法将裂变产物中的Kr、Xe同位素从靶室载带至低温冷阱分离装置,基于Kr、Xe的饱和蒸汽压不同,即通过Kr、Xe在一定的分压下其熔沸点相差较大而
《中国原子能科学研究院年报》  2007年 第00期 下载次数(41)| 被引次数(1)

核动力堆辐照燃料燃耗的辐照史校正方法 

燃耗值的计算可由裂变产物监测体137Cs、148Nd浓度实测值推算得出。在计算中需要裂变产物的平均裂变产额、(n,γ)反应的修正量、放射性裂变产物堆内衰变修正量和可裂变核素的平均裂变能量等。以上参数均与燃料的辐照历史紧密关联。本工作概述了这些参数的1种计算方法、计算机程序,并给出了计算结果。
《原子能科学技术》  1998年 第S1期 下载次数(30)| 被引次数(0)

利用D-T聚变中子源转化长寿命裂变产物的中子学可行性研究 

从中子学角度研究长寿命裂变产物在Tokamak型D-T聚变堆包层中转化的可行性.提出了用可裂变Pu增殖中子的混合包层转化方案,研制了相应的燃耗计算程序及数据库,并对所提方案进行了计算和分析.结果表明,在可预见的聚变堆芯技术条件下,所研究的概念性包层可对长寿命裂变产物进行有效转化.
《核科学与工程》  1994年 第01期 下载次数(95)| 被引次数(4)

MOX乏燃料衰变热计算方法研究 

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自...
《中国核电》  2016年 第02期 下载次数(105)| 被引次数(0)

基于人工神经网络的压水堆燃料破损状态监测 

为提升对核反应堆燃料棒包壳破损的预测能力,建立两个串联的人工神经网络分别判断燃料棒包壳是否破损以及破损程度。通过改变沾污铀质量、增加数据扰动、改变运行功率和使用更少的特征核素进行训练,对用于判断是否破损的神经网络模型和判断破损等级的神经网络进行了性能测试和分析。在沾污铀质量小于0.5 g、数据扰动在30%以内、单棒功率...
《原子能科学技术》  2020年 第03期 下载次数(161)| 被引次数(0)

核燃料元件中产生的裂变产物放射性吸收剂 

辐照期间核燃料中出现的裂变产物放射性吸收剂,用烧结含铀氧化物制成,高温下稳定,其特征在于其中包括稳定的含氧化合物。至少两种金属氧化物和其放射性待吸收的放射性裂变产物的非放射性同位素的至少一种氧化物的混合物。
皮奇尼铀公司  中国专利  1993年 下载次数(0)| 被引次数(0)

压水堆核电厂燃料包壳破损的定性分析 

压水堆核电站与其他能源设施相比,最大的特点就是运行时会产生大量放射性物质。放射性物质通过三道安全屏障进行包容,而包容的第一道屏障是燃料包壳,但近几十年来国内外核电站多次发生燃料包壳破损事件。针对该问题结合国内A核电厂1号机组调试期间发生的燃料包壳破损事件,分析了燃料包壳破损定性判断的方法,并阐述判断方法的原理。
《能源与节能》  2018年 第07期 下载次数(93)| 被引次数(1)

压水堆主回路源项敏感性分析 

在核电厂的各种辐射源中,主回路源项在放射性废物形成和放射性物质释放等方面起着主导作用,对工作人员和公众造成的辐射危害也最大。因此,主回路源项计算和分析,对于核电厂设计和运行都具有重要的指导意义。为了保证主回路源项计算结果的可靠性,使用STCP程序对主回路源项计算中的各种影响因素进行了敏感性分析,确定了各种因素对源项计算...
《科技创新导报》  2015年 第35期 下载次数(40)| 被引次数(0)

非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究 

非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2...
《核科学与工程》  2014年 第03期 下载次数(172)| 被引次数(1)

压水堆主回路裂变产物、腐蚀产物源项计算程序开发 

通过对压水堆主回路中裂变产物的生成、释放和迁移等过程进行研究,建立了各过程的计算模型,形成了一套完整的模块化的压水堆主回路裂变产物源项计算方法。通过对主回路中的材料腐蚀、辐照活化、核素迁移以及沉淀等过程进行研究,建立了模块化的腐蚀产物源项计算模型,形成了一套完整的压水堆主回路腐蚀产物源项的计算方法。在此基础上开发...
《中国原子能科学研究院年报》  2015年 第00期 下载次数(47)| 被引次数(0)

从混合裂变产物中放化分离~(132)I 

依据混合裂变产物中碘及其母体碲的同位素的半衰期设计分离132I的流程。该流程的主要步骤为浓HBr蒸发和CCl4萃取。实验研究了浓HBr蒸发对碘的去污效果;在硝酸介质中,用含I2的CCl4作为萃取剂,研究了HNO3浓度、水相中KI含量和有机相CCl4中I2含量对132I萃取率的影响,测定了含SO2水溶液对132I的反萃率...
《原子能科学技术》  2006年 第02期 下载次数(42)| 被引次数(0)

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