核燃料后处理

摘要： 针对核燃料后处理用脉冲萃取柱的测控需求,研究并设计了基于现场总线技术(FF、PROFIBUS DP)的控制系统,给出了现场总线选择、仪表选型和控制系统的集成方法,并深入研究了FF H1总线的通信和测控方法。

摘要： 为了解决核燃料后处理用脉冲萃取柱原单回路PID控制方法致使界面滞后的问题,提出一种加入延时开关的前馈-反馈控制方法,将萃取柱水相入口流量作为干扰量适时引入前馈通道,改善了界面调节滞后的问题,提升了控制品质.

摘要： 文章探讨了3D打印技术的发展,在核能行业的应用,研究了3D打印技术在核燃料后处理分析设备研制中的初步应用.研究工作主要是对设备研发中的零配件、复杂孔洞管路的流通处提供辅助设计功能,完成产品的初步设计及打印,为设备研制提供相应参数.相比常规机械加工方法大大缩短了研发时间,降低了制造成本,为项目的顺利完成提供了重要保障.文章最后结合核燃料后处理分析现状,做出了研究金属3D打印机,专用打印材料的前景展望.

摘要： 安全处理和处置乏燃料是大规模发展核电必须解决的关键问题之一.建设核燃料后处理工程,实现核燃料闭式循环,是解决乏燃料问题的重要选项,是我国核能发展的既定国家策略.本文对系统工程方法论进行了简要介绍,从系统工程方法论出发,综合考虑核燃料后处理工程实施的各个影响因素和各个阶段需要完成的任务.从环境分析、功能分析、分析方法及评价与决策四个方面展开,采用理论与实践相结合、具体问题具体分析的系统工程方法,初步研究了系统工程方法论在核燃料后处理工程中的应用过程,对核燃料后处理工程的成功实施具有指导意义.

摘要： 11月30日,承担的核燃料后处理示范厂工艺流程与热实验研究项目总结报告正式提交,实验结果完全满足设计指标要求,成功验证了示范厂后处理工艺流程并提出工业化改进建议,标志着该项目圆满完成,为示范厂的设计建设提供了重要技术支持。2015年承担了示范厂后处理工艺流程与热实验研究项目,2018年初启动热实验工作以来,成功开展了三次全流程热实验,其中2019年连续开展了两次高燃耗乏燃料后处理全流程热实验。

摘要： 在Purex核燃料后处理工艺流程中,在线监测U(Ⅵ)浓度,建立快速、准确的分析方法非常重要。聚醚醚酮(PEEK)是一种半结晶性芳香族高分子材料,半透明的PEEK被用来制作一体成型的混合澄清槽,利用Raman光谱非接触测量,可实现对槽内有机相U(Ⅵ)浓度的实时监测。由于PEEK材料具有较高的荧光背景,背景信号与拉曼光谱叠加,使拉曼谱线发生一定的畸变,从而影响测量的准确性,故需要进行荧光背景的扣除。

摘要： Nuclear fuel reprocessing is the most important approaching to extract plutonium, aqueous solutions of plutonium is the primary formation in PUREX process.The chemistry of plutonium is very complex, any unstable transient conditions of reprocessing plant and inattentive action will lead to hydrolysis and polymerization of plutonium.While the polymer of plutonium once formed, it was very difficult to depolymerize, and it will affect the processing targets of separation seriously, and meanwhile it also will induce industrial safety problems and nuclear criticality safety risk potentially.In this paper, the research results of plutonium hydrolysis and polymerization were introduced, and the influencing factors and safety risks of plutonium hydrolytic polymerization were analyzed according to the characteristics of nuclear fuel reprocessing process and the countermeasures were put forward.%核燃料后处理是提取钚的重要途径,钚在后处理PUREX工艺流程中主要以溶液形式存在.钚溶液化学行为非常复杂,工艺运行过程中疏忽或瞬间不稳定的条件都有可能导致钚的水解和聚合.而聚合物一旦形成就很难破坏,会严重干扰萃取分离等工艺指标,同时也会导致潜在的工业安全问题和核临界安全风险.本文介绍了钚水解聚合领域的研究结果,结合核燃料后处理工艺的特点,分析了钚水解聚合的影响因素和安全风险,并提出了应对措施.

摘要： The selection,installation and maintenance of the contact measurement instrument applied in the earlier nuclear fuel reprocessing plant were reviewed;and the principle and advantages of non-contact and indirect measuring methods used in pilot plants were discussed.On the basis of analyzing advantages of the smart instrument,the application of Profibus PA and FF instrument was presented.The results show that,the combination of non-contact or indirect measuring methods with the smart instrument is the best choice for the future reprocessing plant.%回顾了早期生产堆后处理厂中接触式测量仪表的选用、安装和维护方式;论述了动力堆后处理中试厂使用的非接触式和间接式测量仪表的原理和优势;在分析智能仪表优势的基础上,给出了Profi-bus PA和FF总线仪表在后处理工程的应用;最后,得出非接触式和间接式的测量方案与智能仪表的组合是未来后处理厂最佳选择的结论.

摘要： 利用InGaAs检测器与C-T固定光栅结合,外加光纤技术,研制了Pu(Ⅳ)和硝酸快速分析装置.应用NIST SRM2065标准物质测试表明,该仪器测量速度快、波长重复性好、稳定性高.采用该分析装置建立了后处理工艺中Pu(Ⅳ)和硝酸含量的快速分析方法,水相料液中硝酸和钚的测定范围分别为0.42~3.97 mol/L、1.07~25.26 g/L.%Coupling C-T fixed-type grating with InGaAs detector,a new novel analytical instrument for measurement of nitric acid and Pu(Ⅳ)was successfully developed.Acquiring near infrared absorptive spectra (NIR spectra ) with the spectroscopic instrument and processing data with PLS technique,a rapid and non-destructive method for measuring the nitric acid and Pu(Ⅳ)of reprocessing fuel solutions was established.The instrument shows excellent performances such as rapid measurement,good reproducibility of wavelength,and higher stability.For the measurement of nitric acid and Pu (Ⅳ)in aqueous solutions,the simple,fast and non-destructive method yields wide determination ranges from 0.42-3.97 mol/L,1.07-25.26 g/L.

摘要： 核燃料后处理是提取有价值的易裂变材料钚、同时回收铀的唯一手段,我国长期缺乏可以开展后处理工艺与超铀元素热试验研究的设施.本文介绍了核燃料后处理放化实验设施工艺方案、设计原理、关键设备研发、适应性以及建成后开展的先进后处理流程热试验验证.结果表明,该设施满足设计要求.该设施的建成投用,使我国后处理工艺研究能力实现了跨越式发展.

摘要： 在核燃料后处理厂中,通常需要使用热室将放射性废料与外部环境隔绝.为了确保热室内部的电气设备的供电、控制、保护、测量、照明和通讯等信号的传输,电缆要求贯穿特殊的气密性的安全壳.热室贯穿电气连接件就是为了实现这些功能进行安全壳内外电缆连接的装置.热室内部件可能会在运行期间损坏,因此核化工中的热室贯穿电气连接件多为可更换式远距离操作,连接件接口型号多有不同.目前核燃料后处理工业项目中使用到的电气贯穿电气连接件接口型号有LEMO、Harting等公司提供的.本文根据玻璃固化项目设计经验,总结了可更换式热室贯穿电气连接件在设计和施工建造中遇到的问题及相应的解决方案,为今后电气贯穿件设计工作提供经验反馈和参考依据.

摘要： 核燃料循环与材料分析是核科学领域的重要学科方向之一.元素分析法可以很好的分析核燃料中金属元素组成,是核燃料元素组成定量分析的首选方法.对于元素同位素的行为分析,质谱手段更具优势,热电离质谱(TI-MS)、飞行时间质谱(TOF-MS)和电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)在核燃料领域均有一定的应用.后处理过程料液中金属元素部分以络合物或叠合物形式存在,其萃取行为将有所变化,因电离源及分辨率限制,元素分析法、TI-MS等方法很难检测元素的这些存在形式.

摘要： 采用电子自旋共振谱(ESR)法,研究了酸性条件下·NH2的转化,HClO4体系下反应时间对溶液中自由基产生的影响、pH值对N2H4断键的影响以及HNO3中N是否对溶液中的·NH2有贡献,确定了Pt催化N2H4分解的反应机理.结果表明:在酸性条件下·NH2被DMPO捕捉时反应式为·NH3++HO-H+DMPO＝NH4++DMPO(·OH),硝酸在Pt催化N2H4体系中不会发生断键产生·NH2,所产生的·NH2是由N2H4断键形成的;在HClO4体系中,随着Pt催化N2H4反应时间的延长,N2H4中N-N断键的趋势逐渐减小,N-H断键的趋势逐渐增大;随pH值的增大,N2H4中N-N断键的速率先快速减小,pH＞3后缓慢增大;Pt催化N2H4分解反应中N-N断键和N-H断键两种方式共存,但N-N断键占优;反应体系中N2H4与H+浓度之比决定了N-N断键生成·NH2的速率,而·NH2与H+的浓度又决定了·NH2转化成产物的速率,这两方面共同决定了N2H4分解的速率.

摘要： 采用电子自旋共振谱(ESR)法,研究了酸性条件下·NH2的转化,HClO4体系下反应时间对溶液中自由基产生的影响、pH值对N2H4断键的影响以及HNO3中N是否对溶液中的·NH2有贡献,确定了Pt催化N2H4分解的反应机理.结果表明:在酸性条件下·NH2被DMPO捕捉时反应式为·NH3++HO-H+DMPO＝NH4++DMPO(·OH),硝酸在Pt催化N2H4体系中不会发生断键产生·NH2,所产生的·NH2是由N2H4断键形成的;在HClO4体系中,随着Pt催化N2H4反应时间的延长,N2H4中N-N断键的趋势逐渐减小,N-H断键的趋势逐渐增大;随pH值的增大,N2H4中N-N断键的速率先快速减小,pH＞3后缓慢增大;Pt催化N2H4分解反应中N-N断键和N-H断键两种方式共存,但N-N断键占优;反应体系中N2H4与H+浓度之比决定了N-N断键生成·NH2的速率,而·NH2与H+的浓度又决定了·NH2转化成产物的速率,这两方面共同决定了N2H4分解的速率.

摘要： 采用电子自旋共振谱(ESR)法,研究了酸性条件下·NH2的转化,HClO4体系下反应时间对溶液中自由基产生的影响、pH值对N2H4断键的影响以及HNO3中N是否对溶液中的·NH2有贡献,确定了Pt催化N2H4分解的反应机理.结果表明:在酸性条件下·NH2被DMPO捕捉时反应式为·NH3++HO-H+DMPO＝NH4++DMPO(·OH),硝酸在Pt催化N2H4体系中不会发生断键产生·NH2,所产生的·NH2是由N2H4断键形成的;在HClO4体系中,随着Pt催化N2H4反应时间的延长,N2H4中N-N断键的趋势逐渐减小,N-H断键的趋势逐渐增大;随pH值的增大,N2H4中N-N断键的速率先快速减小,pH＞3后缓慢增大;Pt催化N2H4分解反应中N-N断键和N-H断键两种方式共存,但N-N断键占优;反应体系中N2H4与H+浓度之比决定了N-N断键生成·NH2的速率,而·NH2与H+的浓度又决定了·NH2转化成产物的速率,这两方面共同决定了N2H4分解的速率.

摘要： 采用电子自旋共振谱(ESR)法,研究了酸性条件下·NH2的转化,HClO4体系下反应时间对溶液中自由基产生的影响、pH值对N2H4断键的影响以及HNO3中N是否对溶液中的·NH2有贡献,确定了Pt催化N2H4分解的反应机理.结果表明:在酸性条件下·NH2被DMPO捕捉时反应式为·NH3++HO-H+DMPO＝NH4++DMPO(·OH),硝酸在Pt催化N2H4体系中不会发生断键产生·NH2,所产生的·NH2是由N2H4断键形成的;在HClO4体系中,随着Pt催化N2H4反应时间的延长,N2H4中N-N断键的趋势逐渐减小,N-H断键的趋势逐渐增大;随pH值的增大,N2H4中N-N断键的速率先快速减小,pH＞3后缓慢增大;Pt催化N2H4分解反应中N-N断键和N-H断键两种方式共存,但N-N断键占优;反应体系中N2H4与H+浓度之比决定了N-N断键生成·NH2的速率,而·NH2与H+的浓度又决定了·NH2转化成产物的速率,这两方面共同决定了N2H4分解的速率.

摘要： 为优化硝酸介质下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)的工艺条件,确定此反应过程的控制步骤,有针对性地提高控制步骤的反应速率,以确定N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)过程中的反应历程以及反应机理,通过实验研究确定了N2H4在Pt催化剂上的断键方式和分解机理.采用气相色谱法、分光光度法、滴定法及排水法对硝酸介质下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)过程中的产物进行分析,确定反应过程中N2H4的断键机制.结果表明,硝酸介质下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)反应过程中没有叠氮酸、氮氧化物及氢气生成,产物主要是N2,生成的N2的量与消耗的N2H4的量接近1∶1;当存在U(Ⅵ)时,生成的NH4+产量较低,当U(Ⅵ)反应完全后,NH4+的产生速率急剧增大;N2H4以N-N断键和N-H断键两种方式共存;反应温度升高有利于加快由U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)还原反应的进行.

摘要： 为优化硝酸介质下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)的工艺条件,确定此反应过程的控制步骤,有针对性地提高控制步骤的反应速率,以确定N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)过程中的反应历程以及反应机理,通过实验研究确定了N2H4在Pt催化剂上的断键方式和分解机理.采用气相色谱法、分光光度法、滴定法及排水法对硝酸介质下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)过程中的产物进行分析,确定反应过程中N2H4的断键机制.结果表明,硝酸介质下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)反应过程中没有叠氮酸、氮氧化物及氢气生成,产物主要是N2,生成的N2的量与消耗的N2H4的量接近1∶1;当存在U(Ⅵ)时,生成的NH4+产量较低,当U(Ⅵ)反应完全后,NH4+的产生速率急剧增大;N2H4以N-N断键和N-H断键两种方式共存;反应温度升高有利于加快由U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)还原反应的进行.

摘要： 为优化硝酸介质下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)的工艺条件,确定此反应过程的控制步骤,有针对性地提高控制步骤的反应速率,以确定N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)过程中的反应历程以及反应机理,通过实验研究确定了N2H4在Pt催化剂上的断键方式和分解机理.采用气相色谱法、分光光度法、滴定法及排水法对硝酸介质下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)过程中的产物进行分析,确定反应过程中N2H4的断键机制.结果表明,硝酸介质下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)反应过程中没有叠氮酸、氮氧化物及氢气生成,产物主要是N2,生成的N2的量与消耗的N2H4的量接近1∶1;当存在U(Ⅵ)时,生成的NH4+产量较低,当U(Ⅵ)反应完全后,NH4+的产生速率急剧增大;N2H4以N-N断键和N-H断键两种方式共存;反应温度升高有利于加快由U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)还原反应的进行.

摘要： 本发明属于乏燃料后处理技术领域，涉及一种从核燃料后处理废液中回收锝的方法。所述的方法依次包括如下步骤：(1)对含锝的硝酸废液进行脱硝处理、浓缩处理；(2)加入多苯基吡啶硝酸盐的溶液进行沉淀处理；(3)对沉淀料液进行搅拌处理、陈化处理与过滤处理，所得滤饼为含锝产品。利用本发明的从核燃料后处理废液中回收锝的方法，能够采用大阳离子沉淀法，选择性地从核燃料后处理的废液中沉淀高锝酸根阴离子(TcO4‑)，得到较纯的锝产品，从而极大简化锝的提取工艺。

摘要： 本发明公开了一种模拟核燃料后处理腐蚀性高放废液的料液及进行腐蚀试验的方法，料液配方包括：硝酸20～200g/L；矾盐，其中矾的含量为0.001～30g/L；铈盐，其中铈的含量为0.1～70g/L；钌盐，其中钌的含量为0.1～50g/L；三氧化铬1～60g/L。本发明提供的模拟核燃料后处理腐蚀性高放废液的料液配方，采用非放射性离子代替放射性离子，使模拟料液的腐蚀性最大程度上接近后处理环境中的高放废液，避免了放射性元素对人体的危害，并且试验原材料来源广泛，配制容易，价格低廉，对蒸发器设备材料的耐蚀性验证提供了试验基础。

摘要： 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制方法。所述的控制方法是在所述的溶液贮罐中分多层隔开水平布置中子毒物板，并在每层中子毒物板上开孔，以保证所述的溶液贮罐中的溶液可以正常流通。利用本发明的核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制方法，能够利用中子毒物更好的进行核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制，并使该方法具有一定的可扩展性。

摘要： 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种核燃料后处理中混合澄清槽的临界安全控制方法。所述的控制方法包括限制混合澄清槽单级宽度、相口尺寸，并在混合澄清槽外壁上设置中子毒物。利用本发明的核燃料后处理中混合澄清槽临界安全控制方法，能够根据中子毒物的类型、厚度以及混合澄清槽的宽度，使混合澄清槽在满足临界安全要求的前提下处理能力得到显著提升。

摘要： 本发明公开了一种模拟核燃料后处理腐蚀性溶解液的料液及进行腐蚀试验的方法，料液配方包括：硝酸201～750g/L；矾盐，其中矾的含量为1～55g/L；铈盐，其中铈的含量为1～40g/L；硝酸钌，其中钌的含量为1～65g/L；三氧化铬0.1～55g/L。本发明提供的模拟核燃料后处理腐蚀性溶解液的料液及进行腐蚀试验的方法，采用非放射性离子代替放射性离子，使模拟料液的腐蚀性最大程度上接近后处理环境中的核燃料后处理腐蚀性溶解液，避免了放射性元素对人体的危害，并且试验原材料来源广泛，配制容易，价格低廉，对蒸发器设备材料的耐蚀性验证提供了试验基础。

摘要： 本发明公开一种酸性低放废液的处理方法，包括：将酸性低放废液进行多级酸分离处理，分离出浓液硝酸，得到淡废液；再将所述淡废液进行多级精处理，分离出核素，得到净化液。本发明还公开一种酸性低放废液的处理系统，包括酸处理装置、精处理装置，酸处理装置用于对酸性低放废液进行多级酸分离处理，分离出浓液硝酸，得到淡废液；精处理装置与酸处理装置相连，用于分离所述淡废液中的核素，得到净化液。本发明还公开一种核燃料后处理厂系统。本发明能够有效去除酸性低放废液中的放射性核素和分离出硝酸，得到含盐量低的净化液，可满足排放要求，避免对环境造成污染，还可以减少适合核燃料后处理厂对新鲜硝酸的使用量，降低成本。

摘要： 本发明提供了核燃料后处理中多价态钚元素的检测系统和方法，所述核燃料后处理中多价态钚元素的检测系统包括输送装置，输送装置用于输送含有多价态钚元素的溶液；光源输出的测量光波长覆盖多价态钚元素的吸收谱线，测量光被分束单元分束，输出的各束光分别入射到检测池；多个检测池包括第一检测池、第二检测池和第三检测池，测量光在第二检测池、第三检测池内的测量光程与在所述第一检测池内的光程之比分别不小于8、40；切换单元用于使分光单元分时间地接收从各个检测池出射的测量光；分光单元输出的电信号送分析单元；分析单元根据吸光光谱技术处理所述电信号，获得溶液中各价态钚元素的含量。本发明具有检测结果准确等优点。

摘要： 本发明公开一种核燃料后处理厂的控火方法，包括：向核燃料后处理厂中发生火灾的设备室内通入不燃烧不助燃气体，使设备室内的气体中的氧气浓度降低，直至火灾熄灭；并将设备室内的气体排出，以防止设备室内超压。本发明还公开一种核燃料后处理厂的控火系统。本发明可实现迅速灭火，并且可避免超压风险。

摘要： 本申请涉及一种轴承与用于核燃料后处理领域的萃取设备。轴承包括：内环，材质为含有碳纤维的聚醚醚酮；外环，与所述内环同轴且围设于所述内环的外侧，所述外环的材质为含有碳纤维的聚醚醚酮；滚动体，多个所述滚动体安装于所述内环与所述外环之间且沿所述轴承的周向排布，所述滚动体的材质为陶瓷。上述轴承在强辐照与强腐蚀性环境下使用时，不易在短时间内失效，可以使安装有该轴承的设备更易于实现长期稳定的运行。上述用于核燃料后处理领域的萃取设备，通过应用上述的轴承，在核燃料后处理领域的强辐照与强腐蚀性环境下使用时，轴承不易在短时间内失效，从而使该萃取设备更易于实现长期稳定的运行。

摘要： 本实用新型公开一种管道连接器以及包括该管道连接器的核燃料后处理的传输系统，管道连接器包括第一连接组件、第二连接组件、紧固组件，所述第一连接组件包括第一环箍与第二环箍，第一环箍固定在第一管道上，第二环箍固定在第二管道上，第一环箍与第二环箍在第一管道与第二管道的结合处相接，第二连接组件包括第一对接法兰与第二对接法兰，第一对接法兰套设在所述第一管道上，且与第一环箍抵靠，第二对接法兰套设在第二管道上，且与第二环箍抵靠，紧固组件用于沿着第一管道轴向紧固第一对接法兰与第二对接法兰，以使得第一对接法兰与第二对接法兰沿着第一管道的轴向压紧第一环箍以及第二环箍。该管道连接器可保证连接管道的对中性与密封性。