Recent advances of annular centrifugal extractor for hot test of nuclear waste partitioning process

Advances are being made in the design of the annular centrifugal extractor fornuclear fuel reprocessing extraction process studies.The extractors have been built and tested.Twelve stages of this extractor and 50 stages are used toimplement the TRPO process for the cleanup ofcommercial and defense nuclear waste liquids,respectively.Following advances are available:(1) simple way of assembly and disassembly between rotor part and housing part of extractor,ease of manipulator operation;(2)automatic sampling from housing of extractor in hot cell;(3) compact multi-stage housing system;(4) easy interstage link;(5) computer data acquisition and monitoring system of speed.     

活化分析样品元素含量的在线处理程序

为了适应活化分析工作中采用相对比较法分析元素含量值的需要,对ORTEC公司7051机的软件进行了增改,结合原有的解谱软件,形成了一个用于相对比较法分析元素含量的软件包。增加的两个程序块(LESQME、COMPUT)和两个指令系统(ASSGCT,DVELFF)分别为FORTRAN-IV和RT-11语言与指令。     

利用1.5米回旋加速器试制钴-57

本文报道了从1.5米回旋加速器上照过的铁靶、镍靶中分离出~(57)Co的化学分离流程。所得的产品收率高、杂质少、核纯好。很适宜制作质量较高的~(57)Co穆斯堡尔源等。     

CMP流程处理高放废液后的锕系镧系的分离研究

研究了以HDEHP为萃取剂、DTPA为络合剂,在0.2—0.5mol/l HNO_3酸度下实现An~?(Ⅲ)、Ln~(2?)(Ⅲ)分离的工艺条件。结果表明,Am(Ⅲ)、Gd(Ⅲ)和En(Ⅲ)的分配比和HDEHP浓度的平方成正比,和酸度的3次方成反比。随温度的升高和料液中金属离子起始浓度的增大而降低。Am(Ⅲ)、Gd(Ⅲ)和En(Ⅲ)的萃取反应热依次为-7.1×10~3J·mol~(-1),-9.2×10~3J·mol~(-1)和-1.9×10~3J·nol~(-1)。采用1.0 mol/l HDEHP-煤油为萃取剂,pH3.2-3.6,0.15 mol/l DTPA-2 mol/l 乳酸为反萃剂,用模拟料液进行串级实验。Am(Ⅲ)近100%被回收,和Am(Ⅲ)共存于水相的Ln~(2?)(Ⅲ)少于3%。根据实验结果提出了概念流程。     

法国放射性废物处理处置概况

1.研究机构法国放射性废物的处理处置研究工作主要由法国原子能委员会(CEA)核燃料循环管理部(DCC)的废物处置处(DSD)负责,DSD 下设四个室,各室分设若干科,其组织机构如图1所示。     

上海辐射中心总体设计

上海辐射中心位于上海西郊,1986年8月建成,设计最大~(60)Co辐射源装载强度18.5×10~(15)Bq,现在已装源6.55×10~(15)Bq。辐射中心主要用来食品辐射保鲜,医疗用品消毒灭菌。以马铃薯为例,生产能力为10t/h。     

捷克与斯洛伐克核废物处理处置活动及REZ所简介

捷克与斯洛伐克工业比较发达,能耗大,石油靠输入,煤质差,含硫量高,因此较早注重发展核电,核电工业在原先东欧诸国中实力最强。已建成的核电站(与前苏联合作建设): 捷克杜库瓦尼(Dukovany)4×440MWe(VVER型) 斯洛伐克博霍尼斯(Bohunice)4×440MWe(VVER型)     

中放废液的远红外蒸发处理技术研究

本文研究了用远红外蒸发技术处理中放废液的工艺条件及影响因素。探讨了远红外加热器的加热距离、系统负压、废液的pH值对各种核素(~(137)Cs、90Sr、~(147)Pm、~(95)Zr-~(95)Nb)和1AW废液的蒸发速率和去污因数影响。并对本所0.7吨中放废液进行了实际处理,二次蒸汽冷凝液的放射性浓度为1×10~(-9)Ci/l,浓缩倍数35,蒸残液已近半固体状态,需要进一步固化处理。     

14MeV中子反应截面的综合评价

文章叙述了14MeV中子反应截面综合评价的基本思想及数学处理方法。对~(56)Fe(n,p)~(56)Mn,~(27)Al(n,α)~(24)Na,~(63)Cu(n,2n)~(62)Cu,~(27)Al(n,p)~(27)Mg和~(41)K(n,p)~(41)Ar等五种反应截面进行综合评价,得到了较满意的结果。评价值分别为109.7,114.2,533.5,71.8和48.0mb,误差(1σ)分别为0.88%,1.1%,1.5%,2.6%和3.2%。     

卡尔斯鲁厄核研究中心放射性废物处理概况

卡尔斯鲁厄核研究中心(kfk)是联邦德国最大的综合性核研究单位,工作人员有近五千人。kfk设有废物去污部(HDB)负责放射性废物常规处理。本文就HDB的工作情况作一简要介绍。 1.设施HDB拥有的废物处理设施见表1。低放废液蒸发器采用强制循环压缩蒸发器,蒸汽压力1.4bar;中放废液蒸发器采用自然循环蒸发器,蒸汽压力2.5bar。蒸发浓缩     

禁核试国家数据中心放射性核素数据处理系统

本文分析和研究了全面禁止核试验条约(CTBT)组织国际数据中心(IDC)放射性核素监测数据处理软件(IDC RMS R3.0)的系统结构和数据处理流程.依据流程分析,在我国禁核试国家数据中心(CNNDC)硬件和软件资源条件下,完成了放射性核素数据处理系统(CNNDC/RN)的硬件和软件配置,并使用多种数据源对系统进行了调试,解决了出现的问题,使系统具有了对CTBT国际监测系统(IMS)核素台站数据的接收、分析处理、结果发布和检索的功能,实现了国家数据中心放射性核素数据处理系统的自动化运行.     

P_(301)型天然无机材料处理含钚、镅废水的研究

本文报道了用加工处理后的 P_(301)型天然无机材料处理含钚、镅废水的研究。对国内不同地区的样品进行了筛选,并对料液中钠、钙离子浓度,酸碱度及络合剂浓度等影响因素进行了试验。结果表明,在弱酸性介质中,对钚、镅的分配比(K_d)可达10~3—10~4,而较大量的钠盐和一定量的钙盐存在对分配比的影响较小。用模拟含钚、镅废水(~(239)Pu 比放为5.2×10~(-5)Ci/L,~(241)Am 比放为8.3×10~(-6)Ci/L)通过填装 P_(301)型天然无机材料的柱子,钚和镅的穿透床体积数分别为1100、1500时,其去污因数均大于10~4。     

法国政府提交有关核废物处理的法律草案

【美联社巴黎2006年3月22日电】法国政府已于2006年3月22日向国会提交了有关核废物处理的法律草案。法国比其他任何国家更依赖核能(法国2005年的核发电量占全国总发电量的79%),并已产生了105万m3的核废物。此外,法国还拥有核武器,从美国进口武器级核材料以制造混合氧化物(MOX)燃料,并从其他国家进口乏燃料进行后处理。目前,法国约85%的放射性废物被分别贮存在2个场区。其中一个场区位于英吉利海峡沿岸的芒什(Manche)地区,另一个场区位于巴黎东南部的奥布(Aube)地区。另外15%的废物(包括放射性最强的材料)则分别被贮存在全国各地的临时设施…     

探索用辐射技术处理焦化厂废水中的氰化物

本文探索研究用辐射技术处理焦化厂废水中的氰化物。研究表明,电离辐射可将剧毒的氰化物转变为无毒或毒性较小的产物。单独用辐射技术处理焦化厂废水时,体系中的有机污染物与氰化物竞争水辐解形成的活性粒子(H、e_(aq)~-、OH自由基)抑制氰化物的辐射分解。用活性炭预处理废水可以提高废水中氰化物和有机物的辐射去除率。H_2O_2和N_2O通过转变e_(aq)~-成为OH自由基提高了氰化物的分解,OH自由基在降低氰化物和COD值方面起着重要的作用。     

含氚废水的处理与处置

本文叙述了氚的特性,含氚废水的处理与处置方法以及我国高通量工程试验堆(HFETR)含氚废水的处置。     

辐照后核燃料中镅的放化分析

一、前言在我们另一份工作中已较详细地研究了Am与辐照核燃料溶解液中U,Np,Pu及主要裂片元素的分离条件,建立了HDEHP苹淋树脂色谱法的预分离程序。本文研究了在预分离后进一步纯化镅的条件并实测了一根辐照元件各切片中~(241)Am的含量。由于料液中Am的含量很小,所以预分离程序对~(95)Zr-~(95)Nb,~(106)Ru,~(90)Sr的去污仍不够好,而且预分离后的含Am溶液中含有大量的DTPA、乳酸等,对α测量有影响,为此     

英国处理放射性废物的进展

【《欧洲核综览》春季刊报道】 二次世界大战结束后,英国就决定成为一个核武器国家。 1953年,英国开始在科德尔霍尔建造用于发电的第一座镁诺克斯型(Magnox)反应堆,此后,在英国又建造了若干座相同型号的反应堆。 Magnox系统使用铀金属燃料,这种燃料的燃耗有限,其乏燃料必须接受后处理。因此英国的乏燃料及其所产生的中放废物(ILW)数量很大,截至20世纪末,英国的ILW存量达到20万 m3。 相比之下,随后的AGR计划(燃料燃耗较高,仅部分乏燃料需要接受后处理)以及惟一的压水堆(PWR)赛兹韦尔-B机组(乏燃料不需要后处理)仅产生乏燃料和高放废物…     

氢化处理对高碳铀及其合金微观组织的影响

采用材料的氢化处理技术对高碳铀及其合金进行氢热处理 ,用扫描电子显微镜 (SEM)和X射线衍射 (XRD)方法研究了氢化处理后合金微观组织结构的变化。结果表明 :铀及铀合金经过氢化处理后 ,碳、氮和氧含量明显减少 ,合金成分更均匀 ,合金中夹杂和析出物明显减少。     

CAP系列核电厂废液处理系统树脂选型研究

针对中国先进压水堆(CAP)系列三代核电厂新型核级树脂的选型设计,选用2种不同交联度(16%与8%)的凝胶型阳离子交换树脂,通过动态模拟试验评估产品性能指标差异可能造成树脂运行方面的影响。结果表明:交联度较高(如16%)的均粒树脂在去污能力、运行寿命、运行压差及经济性等方面更具优势,故CAP系列放射性废液处理系统离子交换工艺设计推荐采用高交联度的树脂。     

废树脂苯乙烯固化研究(Ⅱ)

本文研究废离子交换树脂苯乙烯固化的工艺条件和固化产品性能鉴定。该法能包容62％(W)废树脂。固化产品均匀、坚韧、抗压强度239kg/cm~2。在去离子水中浸泡120d,浸出率对于~(137)Cs为10~(-6)cm/d,对于~(60)Co和~(85)Sr为10~(-7)-10~(-8)cm/d。长期水浸不溶胀。承受辐照剂量>10~8rad。闪点270℃,燃点290℃左右。加热到450℃不自燃,DTA曲线上235℃前无放热峰。