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乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程研究进展
被引量:
13
1
作者
刘学刚
徐景明
+1 位作者
梁俊福
朱永
《科技导报》
CAS
CSCD
2006年第7期77-81,共5页
为了减少核电反应堆产生的乏燃料对环境的影响,国际上开展了分离/嬗变和先进核燃料循环的研究。其中,从核废物中分离回收次要锕系和长寿命裂变产物是关键步骤。乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程与现有乏燃料处理处置方式相比,流程...
为了减少核电反应堆产生的乏燃料对环境的影响,国际上开展了分离/嬗变和先进核燃料循环的研究。其中,从核废物中分离回收次要锕系和长寿命裂变产物是关键步骤。乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程与现有乏燃料处理处置方式相比,流程简单、二次废物少、经济性高,更能满足先进核燃料循环的分离要求。介绍了国内外在乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程研究方面的成果和进展情况。
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关键词
分离/嬗变
后处理
高放废液分离
一体化流程
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职称材料
核燃料中添加锕系元素对反应堆的影响
被引量:
2
2
作者
王凯
刘滨
+4 位作者
胡文超
黄礼明
赵伟
屠荆
朱养妮
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2012年第3期205-211,288,共7页
文章的主要目的是研究核燃料中添加MA后对不同堆型的影响以及各种堆型嬗变MA的可行性。本文采用MCNP4C程序进行模拟,结果显示核燃料中添加MA后对不同的堆型产生不同程度的影响,相对于快堆而言,热堆的反应性、中子通量以及中子能谱受MA...
文章的主要目的是研究核燃料中添加MA后对不同堆型的影响以及各种堆型嬗变MA的可行性。本文采用MCNP4C程序进行模拟,结果显示核燃料中添加MA后对不同的堆型产生不同程度的影响,相对于快堆而言,热堆的反应性、中子通量以及中子能谱受MA的影响很大。研究表明快堆和高通量热中子堆在嬗变MA核素方面具有很高的研究价值。
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关键词
核反应堆
分离-嬗变
锕系元素
MCNP
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职称材料
浅谈高放废液分离技术的工程化设计
3
作者
牛景玉
《化工管理》
2019年第14期110-111,共2页
从高放废液中分离锕系元素和Sr、Cs等裂变产物,是我国核燃料闭式循环体系的重要路径。目前,这项技术已完成实验室阶段的所有工作,具备工程化应用的条件。文章主要从工艺系统和安全措施的角度,探讨了高放废液分离技术工程化设计中的要点。
关键词
高放废液
分离-嬗变
工程化
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职称材料
核废物处理途径的探讨
被引量:
13
4
作者
袁涛
王晓宇
+1 位作者
栗再新
陈志
《科学技术与工程》
2004年第10期861-867,共7页
介绍国际上关于核废物处理的一般技术和途径,以及最新的处理方法。结合我国的核能发展情况探讨在核废物处理方面我国今后应开展的工作。
关键词
核能
核废物
处理技术
分离-嬗变
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职称材料
先进核燃料循环体系研究进展
被引量:
25
5
作者
顾忠茂
叶国安
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
2002年第2期160-167,共8页
概述了先进核燃料循环体系的概念 ,论述了目前后处理与分离
关键词
先进核燃料特环体系
研究进展
分离-嬗变
乏燃料后处理
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职称材料
不产生长寿命高放废物的先进核能系统
被引量:
3
6
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1997年第6期558-567,共10页
阐述了核废物分离-嬗变(P-T)处置和先进核能系统(ANES)的重要性及其物理基础,讨论了对化学分离的要求和现状,并对裂变堆、聚变-裂变混合堆、加速器驱动次临界堆等核废物嬗变炉为主的3类先进核能系统作了简要讨论。最后...
阐述了核废物分离-嬗变(P-T)处置和先进核能系统(ANES)的重要性及其物理基础,讨论了对化学分离的要求和现状,并对裂变堆、聚变-裂变混合堆、加速器驱动次临界堆等核废物嬗变炉为主的3类先进核能系统作了简要讨论。最后,对我国开展先进核能系统研究的发展战略提出了建议。
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关键词
先进核能系统
分离-嬗变
核废物处置
嬗变炉
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职称材料
自蔓延高温合成(SHS)法固化核废料研究现状及发展
被引量:
1
7
作者
张瑞珠
郭志猛
+2 位作者
张旸
袁维宝
卢广峰
《现代技术陶瓷》
CAS
2003年第4期19-22,共4页
通过对近年来国内外在核废料固化及自蔓延高温合成技术 (SHS)在固化核废料中的应用领域的成果研究分析 ,对该领域的研究现状进行了综述 ,指出了该研究领域存在的问题 ,并探讨其解决措施。
关键词
放射性核废物
固化
分离-嬗变
SHS
自蔓延高温合成
钙钛矿
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职称材料
题名
乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程研究进展
被引量:
13
1
作者
刘学刚
徐景明
梁俊福
朱永
机构
清华大学核能技术设计研究院
出处
《科技导报》
CAS
CSCD
2006年第7期77-81,共5页
文摘
为了减少核电反应堆产生的乏燃料对环境的影响,国际上开展了分离/嬗变和先进核燃料循环的研究。其中,从核废物中分离回收次要锕系和长寿命裂变产物是关键步骤。乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程与现有乏燃料处理处置方式相比,流程简单、二次废物少、经济性高,更能满足先进核燃料循环的分离要求。介绍了国内外在乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程研究方面的成果和进展情况。
关键词
分离/嬗变
后处理
高放废液分离
一体化流程
Keywords
partitioning
/
transmutation
reprocessing
high-level liquid waste
partitioning
integrated process
分类号
TL24 [核科学技术—核燃料循环与材料]
TL941
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职称材料
题名
核燃料中添加锕系元素对反应堆的影响
被引量:
2
2
作者
王凯
刘滨
胡文超
黄礼明
赵伟
屠荆
朱养妮
机构
华北电力大学核科学与工程学院
西北核技术研究所
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2012年第3期205-211,288,共7页
基金
国家"863"计划资助项目(2009AA050705)
文摘
文章的主要目的是研究核燃料中添加MA后对不同堆型的影响以及各种堆型嬗变MA的可行性。本文采用MCNP4C程序进行模拟,结果显示核燃料中添加MA后对不同的堆型产生不同程度的影响,相对于快堆而言,热堆的反应性、中子通量以及中子能谱受MA的影响很大。研究表明快堆和高通量热中子堆在嬗变MA核素方面具有很高的研究价值。
关键词
核反应堆
分离-嬗变
锕系元素
MCNP
Keywords
nuclear reactor
partitioning
and
transmutation
actinide nuclide
MCNP
分类号
TL32 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
浅谈高放废液分离技术的工程化设计
3
作者
牛景玉
机构
中国核电工程有限公司
出处
《化工管理》
2019年第14期110-111,共2页
文摘
从高放废液中分离锕系元素和Sr、Cs等裂变产物,是我国核燃料闭式循环体系的重要路径。目前,这项技术已完成实验室阶段的所有工作,具备工程化应用的条件。文章主要从工艺系统和安全措施的角度,探讨了高放废液分离技术工程化设计中的要点。
关键词
高放废液
分离-嬗变
工程化
Keywords
partitioning
and
transmutation
high-level liquid waste
engineering
分类号
X771 [环境科学与工程—环境工程]
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职称材料
题名
核废物处理途径的探讨
被引量:
13
4
作者
袁涛
王晓宇
栗再新
陈志
机构
核工业西南物理研究院
出处
《科学技术与工程》
2004年第10期861-867,共7页
基金
国家自然科学基金(40172101)资助
文摘
介绍国际上关于核废物处理的一般技术和途径,以及最新的处理方法。结合我国的核能发展情况探讨在核废物处理方面我国今后应开展的工作。
关键词
核能
核废物
处理技术
分离-嬗变
Keywords
nuclear power radioactive waste disposal technology
partitioning
&
transmutation
technology
分类号
TL941 [核科学技术—辐射防护及环境保护]
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职称材料
题名
先进核燃料循环体系研究进展
被引量:
25
5
作者
顾忠茂
叶国安
机构
中国原子能科学研究院放射化学研究所
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
2002年第2期160-167,共8页
文摘
概述了先进核燃料循环体系的概念 ,论述了目前后处理与分离
关键词
先进核燃料特环体系
研究进展
分离-嬗变
乏燃料后处理
Keywords
advanced nuclear fuel cycle system
reprocessing
partitioning
transmutation
分类号
TL24 [核科学技术—核燃料循环与材料]
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职称材料
题名
不产生长寿命高放废物的先进核能系统
被引量:
3
6
机构
中国原子能科学研究院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1997年第6期558-567,共10页
文摘
阐述了核废物分离-嬗变(P-T)处置和先进核能系统(ANES)的重要性及其物理基础,讨论了对化学分离的要求和现状,并对裂变堆、聚变-裂变混合堆、加速器驱动次临界堆等核废物嬗变炉为主的3类先进核能系统作了简要讨论。最后,对我国开展先进核能系统研究的发展战略提出了建议。
关键词
先进核能系统
分离-嬗变
核废物处置
嬗变炉
Keywords
ANES
partitioning
transmutation
Nuclear waste
transmutation
burner
分类号
TL94 [核科学技术—辐射防护及环境保护]
TM623 [电气工程—电力系统及自动化]
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职称材料
题名
自蔓延高温合成(SHS)法固化核废料研究现状及发展
被引量:
1
7
作者
张瑞珠
郭志猛
张旸
袁维宝
卢广峰
机构
北京科技大学材料科学与工程学院
华北水利水电学院
出处
《现代技术陶瓷》
CAS
2003年第4期19-22,共4页
文摘
通过对近年来国内外在核废料固化及自蔓延高温合成技术 (SHS)在固化核废料中的应用领域的成果研究分析 ,对该领域的研究现状进行了综述 ,指出了该研究领域存在的问题 ,并探讨其解决措施。
关键词
放射性核废物
固化
分离-嬗变
SHS
自蔓延高温合成
钙钛矿
Keywords
radioactive wasate immobilization
partitioning
-
transmut
ion self-propagating high-temperature synthesis perovskite
分类号
TL941.11 [核科学技术—辐射防护及环境保护]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程研究进展
刘学刚
徐景明
梁俊福
朱永
《科技导报》
CAS
CSCD
2006
13
下载PDF
职称材料
2
核燃料中添加锕系元素对反应堆的影响
王凯
刘滨
胡文超
黄礼明
赵伟
屠荆
朱养妮
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2012
2
下载PDF
职称材料
3
浅谈高放废液分离技术的工程化设计
牛景玉
《化工管理》
2019
0
下载PDF
职称材料
4
核废物处理途径的探讨
袁涛
王晓宇
栗再新
陈志
《科学技术与工程》
2004
13
下载PDF
职称材料
5
先进核燃料循环体系研究进展
顾忠茂
叶国安
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
2002
25
下载PDF
职称材料
6
不产生长寿命高放废物的先进核能系统
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
1997
3
下载PDF
职称材料
7
自蔓延高温合成(SHS)法固化核废料研究现状及发展
张瑞珠
郭志猛
张旸
袁维宝
卢广峰
《现代技术陶瓷》
CAS
2003
1
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职称材料
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