光电子能谱研究镧系和锕系元素氟化物的电子结构 

钍及熔盐堆(TMSR)是当前在发展的第四代核反应堆之一,核燃料均匀分散在液态熔盐中。其中氟化物熔盐由于其优良的热稳定性和中子特性,是熔盐反应堆的首选燃料载体和传热介质,但是反应堆运行中间涉及大量液态熔盐化学问题,其中直接影响熔盐堆安全运行的主要问题是堆内关键元素氧化还原形态变化导致的燃料沉积和熔盐对结构材料...
第十五届全国化学动力学会议论文集  2017-08-18 下载次数(20)| 被引次数()

FB-CVD方法制备SiC包覆层过程中的MTS裂解气体分析 

高温气冷堆核燃料元件采用TRISO型四层包覆燃料颗粒,其中SiC层是阻挡裂变产物的关键层,为采用流化床-化学气相沉积(FB-CVD)方法制备而成。进行包覆燃料颗粒SiC层前驱体的裂解过程研究,对优化SiC包覆层的制备有一定的指导意义。文献中多考虑1 300℃以下固定床中甲基三氯硅烷(MTS)裂解...
中国核科学技术进展报告(第四卷)——中国核学会2015年…  2015-09-21 下载次数(36)| 被引次数()

核反应堆中高能中子份额的测量 

本文开展了铀、镎及裂变产物在阴离子交换树脂和TBP萃淋树脂上的吸附行为研究,建立了大量铀中微量镎的去除方法。该流程铀的化学收率约90%;对Np、Ce、Ba、La的去污因子大于1×10~4,Nd、Ru的去污因子为1×10~3,对Zr、Nb去污因子约1×10~2。应用该放射化学分离流程,...
中国核科学技术进展报告——中国核学会2009年学术年会论…  2009-11-18 下载次数(16)| 被引次数(0)

基于晶格鉴别能力的三价镧锕硼酸盐固体化学研究 

当今国内外的核燃料循环工艺仍非常不完善,如何实现次要锕系元素与镧系元素及其它裂变产物的分离,从而严格控制废料体积等仍然有大量的基础科学问题亟待研究。本文将在三价镧系锕系元素硼酸盐化学的前期研究基础上,通过系统地改变反应条件;利用新型合成手段及反应介质;采用有机硼酸作为新配体等三方面内容开展和完善...
中国化学会第29届学术年会摘要集——第04分会:纳米生物…  2014-08-04 下载次数(39)| 被引次数(0)

变价分离稀土元素的实验条件模拟设计与选择 

在乏燃料后处理过程中,对高放废液中的裂片元素进行分离提取,可有效降低废液毒性和放射性,增强处置安全性并减少花费。镧系元素为裂变产物的重要组成部分,且在元素周期表上,镧系与锕系元素同处IIIB族,原子结构与化学性质相似,在某些实验中,镧系元素可作为锕系元素的替代物使用~([1])。故镧系元素...
甘肃省化学会第二十八届年会暨第十届中学化学教学经验交…  2013-07-20 下载次数(13)| 被引次数(0)

Tc(Ⅳ)在花岗岩地下水中的溶解度研究 

深地质处置高放废物在许多国家被认为是安全的处置方法。长寿命裂变产物~(99)Tc大量存在于核废物中,它在水溶液中的化学行为也相当引人注意。Tc在还原地下水中的运动性很可能是由TcO_2·nH_2O的溶解度决定的,因此研究TcO_2·nH_2O的溶解度是很重要的。溶解度决定了核素从废物体中的浸出,...
第二届废物地下处置学术研讨会论文集  2008-09-01 下载次数(24)| 被引次数(0)

单一还原剂氨基羟基脲净化PUREX流程铀纯化循环中的钌 

钌是重要的裂变产物之一,在核燃料后处理的铀纯化循环中通过预处理工艺改变钌的化学形态可改进钌的净化效果。采用氨基羟基脲(HSC)作为预处理工艺中的还原剂,研究还原剂浓度、预处理酸度、预处理温度等因素对钌的预处理效果的影响,并进行铀纯化循环萃取净化工艺的台架试验验证。结果表明:氨基羟基脲作为预处理试...
《核化学与放射化学》  2020年 第02期 下载次数(34)| 被引次数(0)

锕系元素分离研究:不对称双酰胺荚醚的萃取化学及应用 

PUREX乏燃料后处理流程排放出的高放废液,集中了乏燃料中95%以上的放射性,其中半衰期长、毒性大的次锕系核素是需要在地质处置库中将高放废液与生物圈隔离10万年以上的因素之一。为了更安全可靠地解决高放废液问题,国际上提出了 分离-嬗变 技术,即利用化学方法,将次锕系元素和长寿命裂变产物元素从高放...
《化学进展》  2020年 第Z1期 下载次数(40)| 被引次数(0)

熔盐堆用镍基合金在熔融氟盐中的腐蚀研究进展 

熔盐堆(Molten salt reactor,MSR)是第四代先进核反应堆中唯一的液态燃料反应堆,因在热转化效率、中子经济性、固有安全性、在线燃料循环、核废料处理等方面具有无可比拟的优势而备受国内外研究者的关注。熔盐的选择对MSR的运行安全及效率至关重要。熔融氟化盐如LiF-BeF2(FLiBe)、LiF-NaF-K...
《材料导报》  2019年 第11期 下载次数(196)| 被引次数()

事故容错热导率增强型UO_2核燃料的研究进展 

UO_2+Zr合金燃料元件为当前轻水核反应堆应用最广泛的核燃料体系。然而,福岛 311 核事故的突发揭露了UO_2+Zr合金燃料体系在事故状态下的重大安全隐患,研发事故容错核燃料计划被提上议程。事故容错燃料是为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的新一代燃料系统。对现有核燃料形式进行设计改进,即在UO_2基体中添加一定...
《材料导报》  2019年 第11期 下载次数(141)| 被引次数()

电沉积LEU UO_2靶件生产医用~(99)Mo的工艺研究 

~(99)Mo是一种重要的医用放射性同位素。采用低浓铀(LEU)靶件生产裂变~(99)Mo是发展趋势。本工作进行了电沉积UO_2靶件制备、靶件溶解以及99Mo化学分离等工艺研究,确定了电沉积LEU UO_2靶件制备医用裂变99Mo的工艺流程。研究表明,于不锈钢管内壁上电沉积UO_2,...
《同位素》  2018年 第03期 下载次数(28)| 被引次数(1)

Ln~(3+)在LnF_3-LiCl-KCl熔盐体系中的电化学行为 

钍的分离和再利用是熔盐堆钍铀燃料循环的重要组成部分,钍与裂变产物特别是化学性质相似的镧系元素的分离是熔盐堆氟盐燃料处理的关键之一。利用循环伏安法和方波伏安法研究了773 K下多种镧系元素氟化物(w=3%)在LnF_3-LiCl-KCl熔盐中的电化学行为。研究结果表明:Ce~(3+)和...
《核技术》  2018年 第06期 下载次数(58)| 被引次数(1)

从裂变产物中快速放化分离~(144)La的方法研究 

为测量短寿命核素~(144) La的衰变数据,需要制备出高丰度、高活度的~(144) La样品。本工作采用 两步延迟分离法 分离流程,以二(2-乙基己基)磷酸酯(HDEHP)萃取为手段,利用SISAK装置在10s内实现~(144 )Ba-~(144 )La的分离,放置20s后再采用P204萃取色层柱提取由~(144 )...
《核化学与放射化学》  2018年 第05期 下载次数(40)| 被引次数()

高温气冷堆固有安全特性 

高温气冷堆固有安全性分析反应堆的安全特性一般包括:自然安全性、非能动安全性、能动安全性、后备安全性等。自然安全性是指由反应堆自身的物理、化学及核特性实现安全功能,不需要借助其他外部装置。通常,固有安全性特指自然安全性,即反应堆本身具有的安全特性。高温气冷堆的固有安全性通过八个方面来实现:温度效应、`#...
《中国核工业》  2016年 第10期 下载次数(183)| 被引次数(1)

碳化铀核燃料缺陷结构的研究现状 

与传统的氧化型核燃料相比,碳化铀因其有潜力用于第四代反应堆而受到广泛关注。为了安全有效地利用这种先进核燃料,有必要对它的结构、体性质和缺陷形成机制充分认识,从而了解随着裂变反应的进行裂变产物对核燃料性能的影响规律。本文对铀碳系列化合物(UC、UC_2和U_2C_3)实验和理论研究进行了综述,重点...
《核技术》  2017年 第07期 下载次数(145)| 被引次数(4)

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