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中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会

召开年：2017
召开地：安徽绩溪
出版时间： 2017-07

主办单位：中国核学会

会议文集：中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会论文集

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1.我国压水堆乏燃料调查
- Ma hongbin;马鸿宾;Li xiaomeng;李小萌;Zhang wei;张威;Jiang Xiaochuan;江小川
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：随着我国核能行业的快速发展,产生并累积了大量的乏燃料.乏燃料及其后处理产生的高放废物和α废物的安全处置,关系到核能利用的可持续发展.掌握准确的乏燃料数据,则是开展处置库科学研究和工程设计的重要基础.从我国核电发展的现状与趋势进行分析,估算了压水堆乏燃料的年产生量和总累积量,以及各类型压水堆乏燃料的累积量.计算结果对于我国深地质处置库的研究和设计工作具有一定的指导意义.
2.中试厂工艺排气系统整改方案探讨
- Wu Zhiqiang;吴志强;Tang Tuo;唐拓
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：根据中试厂运行过程中,OG2系统和OG3系统的贮槽液位异常上涨、气载流出物放射性释放量异常偏高现象,分析了其主要原因,并且提出了相应的整改方案.分别是:在淋洗塔前增加挡板式捕集器;在淋洗塔后增加气体冷却器;优化捕集器丝网结构;排气干管增加气体流量计.经过运行验证,有效的减少了液滴夹带量,提高了气液分离效率,并且过滤器得到了有效的保护.成功解决了中试厂运行过程中工艺排气系统出现的问题.
3.PDMS在后处理工程中的应用
- Mou Yongsheng;牟勇胜;Xu Qian;徐骞;Wang Xingwang;王兴旺
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：三维设计开启了新的设计征程,是一种新的设计模式,广泛应用于核电、化工等领域,后处理工程三维设计虽然起步较晚,但可以充分学习和借鉴核电、石化等行业积累的工程经验,结合后处理工程的特点,逐步探索出一套适合、高效的设计方案.
4.高放废液分离设施厂房布置方案设计
- 王兴旺;张亚兵
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：高放废液具有很强放射性,对其进行的萃取分离操作需要在带屏蔽的房间内进行.本文介绍了典型热室和设备室布置形式,通过分析,初步确定了高放废液分离设施的厂房布置方案,并对其标准剖面进行了介绍.从热室布置形式、人流物流以及人员操作等方面,对布置方案进行深入分析后确定,热室与设备室采用高低位布置方式,离心萃取器的料液输送路径更加通畅,试剂管道布置更加符合工艺流程操作要求,热室后区与设备室上部检修区共用同一检修大厅,显著降低了空间占用量,更加便于人员操作.
5.溶解尾气中碘的去除
- Zhang Zhen;张真
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：本文介绍了从后处理厂溶解尾气中分离碘的常用方法,分析了两种常用方法的原理和优缺点;介绍了国内外主要后处理厂的碘去除工程和分离效果,为核设施除碘设计提供参考.
6.高放废液贮存厂房工艺设计若干问题探讨
- Li Mingfu;李明富;Song Shiguang;宋时光
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：乏燃料后处理过程产生的高放废液,具有放射性强、毒性大、含有长半衰期的核素、发热率高以及腐蚀性大的特殊危险性,因而高放废液贮存厂房在设计上必须满足高放废液长期安全贮存的特殊要求.典型的高放废液贮存设施工艺设计通常包括高放废液贮槽及废液输送系统、冷却水系统、搅拌系统、贮槽稀释空气及工艺排气处理系统、酸补充系统、取样分析等系统.本文详细讨论了高放废液贮存厂房工艺设计相关的若干问题,主要包括安全级物项的分级,高放废液输送方式、高放废液贮槽搅拌方式的选取,以期为国内的工程实践提供参考建议.
7.中法合作核循环项目铀钚产品使用方案分析
- Qi Zhang;张琦;Chengbin Hua;华成彬;Jingfu Peng;彭靖夫;Xianglong Zhang;张湘龙
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：中法合作核循环项目是一项大型核工程,在我国核燃料闭式循环领域将会具有举足轻重的作用,统筹考虑项目产品的使用方案,对保障我国核能可持续发展十分必要.本文对中法合作核循环项目铀钚产品的使用方案进行了初步分析,给出了建议方案,并对法国MOX燃料的使用情况进行了简介.中法合作核循环项目建成投产后,每年的铀产品可用于支持10个重水堆机组,或5台压水堆机组;每年铀钚产品制成MOX燃料后,可支持4台百万千瓦的快堆机组,或15台压水堆机组,具体支持的机组数量要视2030年后我国核电发展形势而定.
8.压水堆核电站中MOX燃料的应用
- Hua Chengbin;华成彬;Sai Ying;塞莺
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：随着我国核电事业的快速发展,更多的核电站将应运而生,随之而来的乏燃料后处理以及MOX燃料的制造也将步入正轨.纵观世界各国的MOX燃料应用情况,我们发现在商业快堆还未完全成熟的情况下,在压水堆中使用MOX燃料是各MOX燃料制造国的共同尝试.经过了各国几十年的工业实践,在压水堆中使用MOX燃料从技术成熟性和经济可行性上都得到了验证.对于二代加核电站中,只需做好部分改进措施便可在堆中使用MOX燃料;而三代核电站对于MOX燃料将更加具有包容性,甚至可以全堆装载MOX燃料,如AP1000和EPR等.因此本文着重调研了世界范围主要的MOX燃料制造国的应用情况,并从技术和经济性上做了分析,最后提出一些建议.
9.可更换式热室贯穿电气连接件设计
- LIANG Xuan;梁璇;LIU Yuqi;刘昱祺
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
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.
10.乏燃料剪切热室排风过滤系统技术改进研究
- Wang Zhen;王镇;Wang Nan-jie;汪南杰;Chen Qin;陈勤;Cao Chu;曹初
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：乏燃料后处理中试厂首端剪切热室在热调试期间排风过滤器固γ-剂量率升高较快,芯体更换频繁,并造成放射性物质后移,致使后端核级初、高效过滤器频繁更换,产生大量超出设计允量的高放废物.针对该问题,改进研制了过滤装置.在不影响剪切机远拆的前提下,采用了初、中效两级过滤器芯,增大了过滤面积;设计了便于远距离拆装的换装工装;首次将溢水水封技术运用于过滤器的密封,满足了强放射性粉尘条件下的密封要求;发明了用于安装过滤器芯时屏蔽强放射性源项的360°旋转屏蔽工装,最大限度降低了作业人员进入剪切热室的受照剂量等.经过长时间的运行和中试厂试验性生产的验证,过滤器运行状况及过滤效果良好.该项成果具有较高创新性,技术处于国内先进水平.
11.料液取样系统技术的应用分析
- Liu Mengfei;刘萌飞;Liu Chenglin;刘程林;Wang Guangkai;王广开
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：中试工程的料液取样系统采用了系统负压配合压空补气的方式实现料液提升新技术,经过长时间的精心调试,取得了成功.本文从设备布置、取样原理、取样操作步骤、系统设计合理性等几个方面对系统进行了阐述,同时结合实际调试进程以及其中所出现的问题,肯定了取样瓶内瓶事先造真空的内容不可避免,并提出改进建议,力求使取样系统的性能更加稳定,结构更加合理,功能更加完善.
12.Ti35合金在溶解器溜槽部位的磨损试验研究
- Guo Ming-chao;郭明超;Zhang Jun-feng;张俊峰;Xu Lei;徐磊
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：利用自制的磨损试验机对溶解器溜槽3个不同位置的Ti35合金试验片进行冲击磨损试验,研究了Ti35合金在溶解器溜槽不同位置的冲击磨损性能.结果表明:溜槽的垂直冲击区磨损最为严重,其次为反弹冲击区,而溜槽尾端的冲击磨损最小.本文以试验片减重数据为基础,计算得出了设计寿命为40年,年处理量分别为50T、200T、400T的后处理厂用溶解器溜槽部分的冲击磨损量分别为0.46mm、1.345mm和2.11mm,为设计人员确定由冲击磨损引起的腐蚀裕量提供了依据.
13.近红外光谱法直接测量1A槽铀饱和度的可行性研究
- LI Dingming;李定明;FAN Dejun;范德军;LIU Lianwei;刘联玮;ZHANG Lihua;张丽华;KANG Haiying;康海英;LIU Huanliang;刘焕良;WU Jizong;吴继
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：铀饱和度在PUREX流程工艺研究及运行过程中是重要的技术指标,准确快速测定其数值对于工艺控制具有重要意义.本论文采用热实验获取的样品光谱数据,初步建立了近红外光谱直接测量1A槽铀饱和度的方法,结果表明,对于铀饱和度的测量,RMSEC=1.11％,RMSEP=1.53％,R2=0.992.
14.土壤中总α放射性测定不确定度评定
- Li Ming;李明;徐利军;Xu Lijun;Ye Hongsheng;叶宏生;Xia Wen;夏文;Chen Yizhen;陈义珍;Luo Rui;罗瑞;陈克胜
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：目的：评定土壤中总α放射性测量实验中的不确定度.方法：通过分析计算公式中的有关参数分析测量实验中的不确定度.结果：了解到该分析实验中由样品称量带来的不确定度为0.19％,仪器探测效率带来的不确定度为4.1％.结论：土壤样品中总α放射性主要受到仪器探测效率的不确定度因素影响.
15.超临界水在有机废液处理中的应用及研究进展
- Liu Yuqi;刘昱祺;Liang Xuan;梁璇
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：超临界水氧化技术是一种新兴的放射性有机废液处理技术.文章对超临界水的性质、超临界水氧化技术的原理、工艺流程和发展现状进行了介绍.指出了超临界水氧化技术工业化存在的问题,如材料的腐蚀和无机盐的沉积问题,最后对其应用前景进行了展望.
16.无机离子交换材料在放射性废水处理中的研究和应用进展
- Song Shiguang;宋时光;Li Mingfu;李明富;Zhao Juan;赵卷
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：本文介绍了用于放射性废水处理的各种无机离子交换材料,包括沸石、杂多酸盐、金属亚铁氰化物、复合离子交换材料、金属氧化物和氢氧化物、金属磷酸盐.又介绍了无机离子交换材料在放射性废水处理中的应用.
17.实验室模拟高放废物地质处置系统核素迁移
- YE Yuanlv;叶远虑;QIAO Yahua;乔亚华;Wang Liang;王亮;WANG Kunpeng;王昆鹏;LIU Fudong;刘福东
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：本文主要介绍实验室模拟高放废物地质处置系统性能.从处置库安全评价出发,结合法国粘土岩实验室模拟高放废物地质处置系统性能研究,主要包括围岩组分及其水化学相互作用、水动力特性、温度影响、核素穿透与阻滞、玻璃固化体浸出、容器材料腐蚀等.最后,提出实验室模拟高放废物地质处置系统性能设想.
18.氧化石墨烯纳米材料的制备及其对核素吸附性能研究
- Zhang Rong;张蓉;Fu Jing;付婧;Luo Tian;罗田;Liu Dejun;刘德军
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：通过改良的Hummers法制备了氧化石墨烯纳米材料,用于水中核素的吸附.通过调节氧化剂用量来改变氧化石墨烯的微观结构从而获得了良好的核素吸附性能.研究发现随着氧化剂用量的提高,氧化石墨烯结构的无序度逐渐增大,结构层缺陷增多,晶面间距增加,微晶尺寸减少,氧化石墨烯片层出现褶皱.静态单核素吸附实验表明,氧化石墨烯对核素有着良好的吸附效果,高氧化度的氧化石墨烯纳米材料对Eu3+的吸附性能最好.当水相中的Eu3+起始浓度为60ppm时,氧化石墨烯的最佳固液比为1.3g/L,最大去除率为98％.
19.国外核燃料循环后段管理机构情况调研
- Li hongye;李宏业;Rao Qianlan;饶倩蓝;Sun yuelong;孙越隆
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：核电快速发展的同时也使得乏燃料持续增长,如何对其进行安全管理及处理成为全球普遍关注的问题.虽然不同国家对于乏燃料的处理态度不同,有"一次通过"、"闭式循环"或者暂不处理,但在具有高放射性和军民两用性的乏燃料管理上,长期以来各国政府都不遗余力,关注十分密切.各核大国在乏燃料的管理机构设立和执行上既有共通的思路,也有特色的管理体系.本论文对美国、英国、法国、日本及俄罗斯五个国家的后处理管理组织机构进行了调研,以此为我国乏燃料管理机构的设立和管理体系的运转提供参考.
20.国外乏燃料管理机构概况
- Lu Yan;陆燕;Chen Sizhe;陈思喆;Chen Yajun;陈亚君;Zhang Xue;张雪;Xin Pingping;信萍萍
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：由于乏燃料本身具有的高放射性和可利用的特性,以及乏燃料后处理技术的军民两用性和技术复杂性,在当代任何一个有核国家的国防和能源建设中均具有举足轻重的作用,长期以来各国政府更是一直高度关注乏燃料的安全管理工作.各国均设置了专门的行政管理机构对乏燃料相关活动进行管理,如美国能源部下属核能办公室,法国原子能与可替代能源委员会下属核能局,英国核退役管理局下属塞拉菲尔德项目组,日本经济产业省下属乏燃料管理机构和俄罗斯国家原子能公司等.
21.福岛核事故后场外土壤修复及贮存研究进展
- Qiong ZHANG;张琼;Bo WANG;王博;Liang WANG;王亮;Chen LU;陈鲁;Fudong LIU;刘福东
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：本文介绍了福岛事故后由于放射性释放和沉积所造成的土壤污染情况,归纳综述了日本福岛核事故后场外土壤污染情况、土壤修复计划、土壤修复方法、土壤修复进展、去除的土壤储存情况,最后总结了该事故中放射性土壤修复过程中需要关注和探讨的问题及其对我国核电发展的启示.
22.对铀尾矿废渣深埋治理区中草本植物铀放射性水平评价
- JIANG Xiaoyan;姜晓燕;YAN Dong;闫冬
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：本文目的是调查某铀矿尾渣区治理后地区部分草本植物中放射性核素铀水平,为进一步探讨利用植物修复技术对铀矿区进行土壤修复的可行性,以及寻找放射性核素污染土壤治理的方法提供理论依据.采集某铀尾渣深埋治理区和矿区内堆浸工位草本植物样本,采用ICP-MS测定植物和土壤中放射性铀的含量,对比治理区同种植物以及其他植物铀的放射性活度水平,针对植物对铀的耐受性和富集能力进行评估,进一步筛选富集能力较强的植物,探索利用植物修复技术对放射性废物治理.经对采集的植物中铀含量检测发现植物的地下部分铀含量高于地上部分,铀主要富集于植物根部,植物各部位铀活度为根＞叶＞茎.治理区(废渣回填区)植物大籽蒿其不同部位铀的放射性活度分别为:根0.92、叶0.71、茎0.45Bq/kg.远低于矿区内堆浸工位处的同一植物大籽蒿铀不同部位的放射性活度,即:根为64.26、叶55.81、茎5.02Bq/kg.某铀矿治理区所采集的植物中铀的放射性活度极低,远低于矿区内堆浸工位所采植物样品中铀的放射性活度.深埋回填铀矿尾渣切实有效可行,达到了废渣治理后良好的效果.
23.反渗透与传统除铀技术在放射性废水处理上的应用
- Li Yuchun;李玉春;Bai Riming;白日明
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：本文针对我公司放射性废水铀浓度低、盐含量高、极低放的特点,采用反渗透与传统除铀工艺技术相结合处理放射性废水,反渗透技术设备选用北京鑫佰利科技发展有限公司技术设备,除铀设备选用无锡市德氟隆防腐设备有限公司设备;反渗透设备经过三个月连续运行,产出淡水满足设计指标,淡水回收率70％左右,能够实现淡水回用再利用;同时对除铀设备也进行了连续运行,处理后浓水(尾水)铀含量小于0.1mg/L,达到排放控制值指标;说明反渗透结合传统除铀技术处理放射性废水技术方案可行,为放射性废水处理提供了一种新的工艺路线.
24.利用压水堆嬗变Np-237制备Pu-238研究
- HU Wen-chao;胡文超;ZHAO Chuan-qi;赵传奇;BI Jin-sheng;毕金生;JING Jian-ping;靖剑平
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：核电站所产生的乏燃料中含有大量的放射性核素,主要包括长寿命裂变产物(LLFP)和少量锕系元素(MA),这些核素要通过上万年的衰变才能消除放射性危害.MA嬗变技术是将这些放射性核素从乏燃料中分离出来,放入特定装置中,对其进行中子照射,使其转变成其他核素.镎(Np)作为一种最主要的MA核素,其含量高,半衰期长,而且是制备Pu-238的主要原料.本文利用MCNP程序搭建AP1000反应堆堆芯模型,以二氧化镎(NpO2)嬗变棒为引入方式,设计出在首循环堆芯中添加嬗变材料的方案.然后利用燃耗软件SCALE计算了堆芯中添加NpO2后,经过500天后堆芯中Np-237的嬗变率及Pu-238产生量,为我国压水堆生产Pu-238提供了研究方向.
25.乏燃料后处理厂全生命周期平准化后处理单价分析
- 刘学刚;吴哲;石珂;吴琼
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：乏燃料后处理厂的经济性对后处理产业发展具有重要的影响.但因为国际上后处理厂数量不多、技术保密、运行资料透明度差等原因,即使在核行业内部,对后处理厂是否能盈利、靠什么盈利等问题也存在着较大争议.开展乏燃料后处理厂的经济性研究、适度交流研究成果,有利于我国在核燃料循环体系建设过程中能够科学决策、合理布局、形成共识、稳步推进乏燃料后处理的规划和发展.本研究采用经典的工业经济学研究方法,在调研国际上已有乏燃料后处理厂经济数据的基础上,分析乏燃料后处理厂的收支构成,通过净现值法(NPV)对大型商用乏燃料后处理厂生命周期的平准化后处理单价进行了初步分析.
26.后处理大厂某岛屿厂址桥梁初步方案研究
- Bodi Lu;陆博迪
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：我国沿海存在多个适宜建设核循环厂的近岸岛屿厂址,桥梁建设是工厂建设、运行的先决条件,作为后循环厂进厂通道,此类桥梁除具有普通道路交通运输功能外还需承载的核物料、建筑材料、特大特重件设备的运输,并满足运输量大和运输类多的需要,因此桥梁设计应确保足够的安全性和可靠性.此外由于跨海而建,桥梁设计需考虑台风冲击和海水侵蚀等因素.文章严格遵守核电厂进厂道路适用的《厂矿道路设计规范》、结合某适宜建设工厂岛屿的地质、水文、气象等条件,并考虑后处理厂建设期和运营期的实际需要,给出了公铁两用桥和公路桥的几种方案.
27.中法合作核循环项目氚的管理与排放
- Liu Jianquan;刘建权;Zhao Botao;肇博涛;Lu Tao;卢涛;Tao Haiqiang;陶海强
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：氚是氢的天然放射性同位素,由于它会以氚化水的形式存在于环境、食物链乃至于人体中,从而对人体产生照射影响,因此核设施中氚的排放及控制受到了广泛的关注.环境中氚主要来自核武器试验,其对应产生量是天然产生量的百倍,是后处理厂排放量的万倍.氚的生物半衰期决定了它不会在环境、食物链和人体中累积.实行分区域管理,并提高酸和水的重复使用率,能够将中法合作核循环项目每年排放的含氚水体积控制在1500m3以内,将氚的排放总量控制在13000TBq/a以内.阿格厂的运行经验表明,海洋排放能够促进液态流出物中氚的稀释和扩散,是氚排放最适用的技术.初步氚海洋排放扩散数值模拟的结果表明,尽管中国沿海洋流较弱,但通过选择合适排放点并优化排放方案,同样能够使排放海域近岸海水中氚浓度达到欧盟饮用水的标准.
28.我国某后处理设施气载流出物监测现状及改进建议
- 汪世军
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：通过分析研究我国某后处理设施气载流出物监测现状,并与气载流出物监测标准(《核设施流出物监测的一般规定》(GB11217-1989)、《核设施烟囱气载流出物取样标准》(ISO2889:2010)、《核设施烟囱和管道释放气载放射性物质的取样和监测》(ANSI/HPSN13.1-2011))中的相关规定做比较分析,总结出我国某后处理厂气载流出物监测的需要改进的地方,比如,气溶胶连续取样、实验室测量技术措施的目的不明确,连续取样技术有待建立健全,流量准确测量技术措施没有全面实施,管道定期清洁措施没有制度化等.
29.Purex流程钚纯化循环中镎的萃取行为研究
- ZHANG Hu;张虎;WANG Ri-teng;王日腾;LIU Xie-chun;刘协春
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：237Np是产生长期放射性毒性的主要核素之一,Purex流程中镎的走向一直是乏燃料后处理中十分关注的重要问题.近年来,随着反应堆燃耗不断加深,乏燃料中镎的含量进一步提高,Purex流程钚纯化循环对镎的净化要求也相应提高.由于镎在钚纯化循环中的萃取行为与共去污循环相类似,因此,对钚纯化循环中镎萃取行为的研究有助于改进和提高钚产品的净化.本文采用数值模拟研究了各种工艺条件下镎的萃取行为和影响因素，并采用以铀代替钚的模拟料液进行了实验研究。结果表明，当 2AF 中镎为 Np(V)时，降低 2AS 硝酸浓度和提高洗涤酸流量能够提高钚产品对镎的净化；缩短级停留时间有利于镎进入 2AW，提高钚中去镎的净化系数。在混合澄清槽中，钚从进料到达到稳态大约只需要 1～2 个槽体积。由于受到 Np(V)与 Np(VI)之间的氧化还原反应的影响，镎在各级中的浓度随时间逐渐积累，镎从启动到稳态的过程十分缓慢，完成这一过程大约需要 15～20 个槽体积。
30.1B槽钚浓缩6倍的工艺研究
- 王辉;刘方;张宇;赵艳菊
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：1B工艺为水法乏燃料后处理流程的铀钚分离工艺.在该工艺中对上游工艺过来的含铀、钚有机相中的钚进行还原反萃,实现铀钚分离.1B槽使用的还原反萃剂有氨基磺酸亚铁、U(Ⅳ)-肼、羟胺及其衍生物等,其中U(Ⅳ)-肼是比较成熟并且广泛应用的还原反萃剂,国际商用大型后处理工厂均采用该试剂.我国也开发了以U(Ⅳ)-肼作为还原反萃剂的1B工艺流程,并已通过温热实验验证和中试工程调试,取得了较好的效果.通过串级实验研究了锝的存在以及工艺波动对钚浓缩 6 倍工艺的影响。在高燃耗燃料处理时锝含量提高的情景中，模拟并加强 1B 槽锝破坏还原剂的情况下，锝对铀钚分离有一定的影响，但铀中除钚仍然可以达到良好的效果。另外在四价铀用量 5%负波动、1BS 负载硝酸 10%正波动等不利条件均对铀中除钚不产生显著影响。
31.不同燃耗乏燃料后处理1A工艺段的计算机模拟研究
- 刘金平;何辉;李峰峰;刘占元;兰天;陈延鑫
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：1AF中锝锆初始浓度及1A工艺酸度的变化,影响进入到TcS槽的锝的浓度,TcS槽的净化系数直接影响Tc在1B中的浓度,直接影响1B槽中钚的还原反萃和U(Ⅵ)-肼的消耗量,TcS槽的工艺还会影响进入到1AXX中的铀钚和高氚硝酸的量;反过来,1B槽钚的浓缩倍数的改变也势必影响TcS槽对锝的净化系数的要求.我们前期开发了PUREX流程1A、1AXX和TcS等工艺段的计算机模拟软件,可以用计算机模拟得到不同燃耗不同酸度乏燃料后处理1A工艺段中锝、锆、铀、钚和酸的工艺参数.
32.铀萃取工艺段(2D)中补萃有机相分供流程的计算设计研究
- Yanxin Chen;陈延鑫;Dexiang Jiang;蒋德祥;Chen Zuo;左臣
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：为了保证铀萃取工艺段(2D)的铀收率,同时降低该工艺段铀产品中镎的含量,提出了补萃有机相(2DX)分两股进料的工艺设计方案,并利用后处理工艺流程模拟软件开展了相关计算设计研究.通过计算表明,将2DX液流拆分为2DX1和2DX2两股液流,分别从不同的进料级加入,能够显著提高萃取槽各级有机相的铀饱和度,从而既保证了铀萃取工艺段的铀产品收率,又可提高铀中去镎的去污系数(DFNp/U).
33.硝酸羟胺对Pu(Ⅳ)的单级还原反萃数学模型研究
- 于婷;叶国安;何辉;李瑞雪
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：硝酸羟胺(HAN)是PUREX流程钚线二循环的还原剂,作为一种有机无盐还原剂,HAN与Pu(Ⅳ)的还原产物为N2,N2O和水等,有助于固体废物体积最小化,而且可以快速的将Pu(Ⅳ)还原,从而避免钚的流失等.国内外众多研究者已经对HAN与Pu(Ⅳ)的氧化还原反应动力学进行了研究.随着计算机技术的发展,近几十年来,国内外对PUREX流程的计算机模拟做了大量的研究,并已经在工程设计、工艺优化方法加以使用,但基于商业应用软件保护等,模型以及软件的细节鲜见报端[1].本研究从 HAN 对 Pu(IV)的还原反萃过程的实际出发，即认为该过程是一个有效组分在水相氧化还原反应和组分在两相间传质分配是同时进行且相互作用的动态过程，对该过程建立数学模型，模型假设：HAN 对 Pu(IV)的还原反应仅发生在水相中；水相和有机相体积在反应、传质前后无变化；水相和有机相在萃取单元内混合完全，充分接触；组分在两相间传质分配反应瞬间完成。
34.30％TBP-煤油/TPH萃取U(Ⅳ)过程中第三相的形成
- 苏哲;曹智;何喜红;谢书宝
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：30％TBP-稀释剂是水法后处理流程中应用最为广泛的有机溶剂,随着动力堆燃耗的加深以及快堆的发展,对溶剂的萃取性能、稳定性等提出了更高的要求.溶剂的萃取能力除了与TBP本身性能有关外,还与所选用的稀释剂有很大关系.Purex流程中常用的稀释剂主要有正十二烷、煤油等烃类物质,目前认为正十二烷是更为理想的稀释剂,但其价格昂贵,在工业生产中大量应用还存在一定的困难.因此商用乏燃料后处理厂均采用碳原子数为10-14的烷烃组成的混合物作为稀释剂,如我国选用的特种煤油、英国使用无嗅煤油,法国选用的氢化四聚丙稀(TPH)等.
35.电解法破坏模拟草酸钚沉淀母液中的草酸
- 何喜红;袁洁琼;谢书宝;张磊;曹智
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：乏燃料水法后处理流程中,通常采用草酸沉淀法将溶液中的钚转化为固体形态的钚.沉淀过程中,大部分钚生成草酸钚沉淀,少量的钚留在了沉淀母液,需返回流程进一步回收,但由于沉淀母液中的草酸浓度较高(约0.1mol/L),直接返回会对工艺产生影响,需要在返回前破坏其中的草酸.目前,工业上采用Mn(Ⅱ)催化法破坏草酸钚沉淀母液中的草酸,该法引入金属离子,增加了放射性废物体积.一些文献中报道了光氧化法、H2O2氧化法破坏草酸,这些方法中没有加入金属离子,但破坏速度较慢.
36.Al2O3、草酸钙颗粒在杯式连续沉淀器中连续运行验证
- LI Chuanbo;李传博;Yang He;杨贺;CHEN Jin;陈锦;ZHENG Weifang;郑卫芳
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：为模拟所设计的杯式连续沉淀器在连续进料、连续沉淀、连续出料运行过程中,其中的草酸钚沉淀颗粒(密度2.6-2.7g/mL)是否产生质量累积,出料口料液中的颗粒平均粒径与沉淀器中的颗粒平均粒径是否保持不变;分别利用Al2O3颗粒(密度3.9g/mL)和草酸钙颗粒(密度2.4g/mL),在设计的杯式连续沉淀器中,在室温下在不同的搅拌速率和流量下进行了颗粒料液的连续运行验证实验,考察了在颗粒料液连续进料、连续出料下颗粒在杯式连续沉淀反应器中的质量滞留情况,以及出口料液中颗粒的粒径分布情况.
37.30％TBP/煤油-硝酸溶液体系中镎的化学行为研究
- Zhan-yuan Liu;刘占元;Hu Zhang;张虎;Xian-ming Zhou;周贤明;Ri-teng Wang;王日腾;Yong-zhi Ning;宁勇智
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：为了了解镎在萃取过程中的化学行为,采用单级萃取研究了硝酸溶液中Np(Ⅴ)氧化为Np(Ⅵ)的行为和此过程中TBP萃取Np(Ⅵ)的性能.实验结果表明,提高硝酸浓度有利于Np(Ⅴ)的氧化,提高了萃取体系对Np(Ⅵ)的萃取;提高亚硝酸浓度加快了Np(Ⅵ)和Np(Ⅴ)之间氧化还原反应的进行,但是会降低平衡后萃取系统中Np(Ⅵ)的比例;提高温度可以提高Np(Ⅴ)转化为Np(Ⅵ)的速率.通过模拟1AF料液的混合澄清槽台架实验表明,自1AX中引入0.01mol/L HNO2,同时将萃取温度升高到45°C,在1AF硝酸浓度为3.5mol/L的条件下,1A槽镎的萃取率可以达到80％.
38.基于PLC的电机伺服力反馈主从式机械手控制系统方案
- CUI Luning;崔鲁宁
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：在高度辐射环境中进行远程物料搬运操作的需求广泛存在于核燃料循环后段设施中,例如乏燃料贮存水池、后处理厂和废物临时贮存单元等.采用主从式机械手设备进行远程操作可以优化操作人员的电离辐射防护能力,是满足合理可能尽量低原则(ALARA)的有效措施.借助于主从式机械手力觉反馈系统提供的力觉临场感,操作者可以真实地感觉到机械手与被操作物体的动态相互作用.力反馈主从式机械手能够完成复杂和精细的作业任务,提高操作作业的精确性、安全性和效率,节约培训操作人员的时间和成本.本文针对乏燃料后处理领域的需求以及人手的力觉能力，提出了力反馈装置的反馈力范围、惯量、摩擦、精度和响应速度等主要指标。依据上述指标并结合国际相似设备设计方案和备选元器件功能特性，提出基于可编程逻辑控制器（PLC）的电机伺服硬件设计方案：以PLC 为控制器、角位移传感器为主手位置传感器、应变电阻式薄膜压力传感器为从手力传感器、直流有刷空心杯电机为主手力执行器、直流伺服电机为从手位置执行器。该硬件方案兼具 PLC 的灵活通用、可靠性高，以及电机伺服的响应速度快、运动精度高的多重优点。
39.铀纯化设备流化床的临界安全研究
- 李云龙;易璇
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：核临界安全是乏燃料后处理工业中安全性的重要组成部分,历史上发生过譬如汉福特厂临界事故,乌拉尔马雅克厂临界事故,东海村临界事故等,临界事故在乏燃料后处理工业发展早期发生概率较高,后果较严重,影响较恶劣.在设计时,应进行充分的考虑分析,尽可能避免临界事故的发生.本文最终可以得到如下结论，铀纯化设备流化床在正常运行工况和停车工况下是临界安全的，但应避免譬如倾倒、变形等可能引发临界风险的事故，同时，通过对流化床的详细建模分析，表明针对有加热管、过滤管等结构的设备，裂变物质在管外的沉积会对系统产生较大的影响，在设计时，应对加热管、过滤管等管间距离进行分析研究，同时尽可能在设计上避免或减少裂变物质的沉积；在运行时也应对管外沉积层中裂变物质含量进行监测，以防止临界事故的发生。
40.四光纤探针对脉冲筛板萃取柱水力学性能的研究
- SUN Yan-dong;孙艳东;GAO Yang;高杨;HOU Hong-guo;侯洪国;ZHOU Yu;周羽;ZHANG Meng;张萌
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：乏燃料后处理流程中萃取设备主要包括混合澄清器、离心萃取器及脉冲萃取柱三种.与其它两种萃取设备相比,脉冲萃取柱具有结构简单,两相流动及传质性能好,易于实施防护屏蔽,无内部运动部件,便于远程计算机控制等优点,更适用于目前核燃料后处理的应用中.脉冲萃取柱传质效率的高低、处理能力的大小主要取决于两相的水力学性能.另外,准确测量水力学性能对脉冲萃取柱的设计与放大也具有重要意义.
41.真空蒸馏法分离Ce-Zn合金工艺研究
- Song Peng;宋鹏;Wang Changshui;王长水
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：熔盐电解干法后处理是近年来研究的热点之一,在熔盐电解干法后处理过程中,通常采用活性阴极(如Cd、Al、Zn)来提高锕系元素的收率.当使用活性阴极电解回收锕系元素时,在阴极上还原的锕系元素金属会与活性阴极材料发生反应,形成锕系合金.当使用Cd、Zn等具有高蒸汽压的金属作为阴极材料时,可采用真空蒸馏法分离锕系合金中的阴极金属.本工作采用Ce-Zn合金作为锕系合金模拟物,系统开展了真空蒸馏法分离Ce-Zn合金工艺研究.
42.LiCl-KCl-UCl4熔盐中铀离子在Mo电极上的电化学行为
- 林如山;王有群;何辉;叶国安
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：本文研究了LiCl-KCl-UCl4熔盐中铀离子在Mo电极上的电化学行为,探究了U4+的还原机理,计算了U4+和U3+的扩散系数及U4+/U3+和U3+/U的表观还原电位,并得到了UCl3的生成Gibbs自由能及活度系数等热力学参数.频率为9Hz,温度为733K时,LiCl-KCl熔盐中U于Mo电极上的方波伏安曲线如图1所示,电位由0V扫至-1.8V时,于-0.3V和-1.55V左右出现两个还原峰,峰形规则且呈Gauss分布,表明U4+分步还原为金属.
43.LiCl-KCl熔盐中电解精炼铈的研究
- 王有群;林如山;刘云海;宋鹏
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：干法后处理适宜处理金属(或高燃耗氧化物)乏燃料,是快堆燃料循环中后处理技术发展的主要方向.其中,金属乏燃料或经还原的氧化物乏燃料的熔盐电解精炼是最具前景的干法后处理技术之一.该技术中通常采用固体阴极和液态镉阴极分别回收铀和超铀元素.铀选择性沉积于固体阴极这一关键步骤可实现铀与超铀和裂片元素的分离,最终达到铀的回收和净化目的.
44.干法处理中熔盐冷冻壁防护性能研究
- Zhou Jinhao;周金豪;Sun Bo;孙波;Dou Qiang;窦强;Li Qingnuan;李晴暖
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：干法后处理是先进核能系统实现核燃料有效利用和放射性废物最小化的重要技术,但此类处理通常是在高温熔盐介质中实施分离,往往存在严重高温腐蚀及化学腐蚀现象.以凝固盐层作为容器保护内衬的熔盐冷冻壁技术被认为是一种解决干法处理工艺设备腐蚀的可行方法,其基本原理是利用凝固盐对气液介质与金属壁进行物理隔绝,关键技术在于传热控制、厚度监测及应用模式设计等工艺问题,此外冷冻壁防护效果评价结果对实际应用操作参数的设定至关重要.
45.干法后处理减压蒸馏工艺中高温FLiBe熔盐的粒径分布特征
- 姚剑;钱渊;刘忠英;李玉兰;杨洋;付海英;侯惠奇
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：熔盐堆作为第四代先进反应堆的代表之一,使用FLiBe熔盐作为核燃料载体和冷却剂.使用干法后处理工艺将燃料载体盐分离纯化使其循环利用是熔盐堆的一大特色,极大的提高了反应堆运行的经济性.在熔盐后处理中如何有效去除含高放盐雾颗粒的工艺尾气是干法后处理工艺中需要解决的关键技术难点,其中高温熔盐颗粒的粒径分布是尾气处理工艺设计的关键参数.
46.TMSR燃料的干法处理工艺研究
- 窦强;付海英;孙理鑫;周金豪;李晴暖
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：中国科学院上海应用物理研究所承担了中科院核能先导专项"钍基熔盐堆核能系统(TMSR)"的研究任务.钍基熔盐堆核能系统首要的科学目标是实现钍资源的利用和可持续的钍铀燃料循环,采用7LiF-BeF2熔盐作为反应堆的燃料载体和冷却剂.针对堆内燃料盐进行周期性的处理——提取核燃料和载体盐循环复用、分离去除裂变产物,不但可提升反应堆运行的经济性,而且是实现钍铀燃料循环的基本保证.氟化挥发和熔盐减压蒸馏技术作为两种极具发展潜力的干法分离技术,被分别应用于钍基熔盐堆燃料处理流程中铀燃料的提取和载体氟盐的纯化回收.
47.LiF-BeF2熔盐体系铀氟化挥发实验研究
- 牛永生;孙理鑫;胡聪伟
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：钍基熔盐堆(TMSR,Thorium-based Molten Salt Reactor)核能系统项目是中科院先导科技专项之一,钍基熔盐堆辐照后燃料的后处理是TMSR核能系统的重要组成部分.基于燃料循环模式和熔盐堆特点,考虑技术就绪度和燃料循环性能优化,提出了干法在线-离线相结合燃料后处理概念流程.该流程中采用氟化挥发技术,在不停堆条件下对从堆旁路流出的燃料盐进行铀的分离回收并经燃料盐重构回堆利用.铀氟化挥发原理是将铀氟化为高价态氟化物UF6,利用UF6的易挥发性来实现铀的分离和回收.作为干法后处理技术之一,氟化挥发具有反应速度快、转化效率高、易于连续化操作等优点,越来越受到关注和重视.
48.LiCl-KCl-UF4-GdF3体系铀/钆电化学分离研究
- 朱铁建;黄卫;郑海洋;蒋锋;佘长锋;王先彬;龚昱;李晴暖
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：钍基熔盐反应堆乏燃料经过减压蒸馏法回收大部分载体盐后,剩余物质中含有高浓度的锕系和稀土氟化物.将锕系元素从稀土元素中分离出来对于提高锕系元素利用效率,降低乏燃料环境影响具有重要意义.在氯化物熔盐体系中进行锕系元素和稀土元素的电化学分离具有对涉及材料腐蚀性小,操作温度低,技术较为成熟等方面的优势.基于以上的应用目的,本文在LiCl-KCl熔盐体系中开展铀/钆元素电化学分离的研究.
49.1BP钚在线分析仪研制及应用
- 康海英;郑维明;朱海巧;罗中艳;矫海洋
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：本工作采用SDD作为仪器的探测器,进行了部件耐辐照实验,设计了仪器的几何结构、屏蔽体和专用的样品流通池系统,建立了一套钚自发X射线在线测定钚浓度的分析仪.该仪器结构小巧紧凑,料液流通顺畅无气泡.采用C语言开发了控制及数据处理程序,应用无线模块使仪器和电脑之间实现无线信号传输及远程控制和数据处理.采用放射源、Sr和U进行了条件实验,仪器稳定可靠.采用Pu标准溶液刻度仪器,并建立了1BP溶液中钚在线分析方法.工作曲线的线性范围(0.1-5.0)g/L,R2为0.999,测量0.5g/L的Pu标准溶液,RSD为0.67％.在热实验中应用,监测了1BP工艺料液钚的浓度变化,对实时监测工艺运行状况起到重要作用.
50.采用傅立叶变换离子回旋共振质谱(FT-ICR MS)分析核燃料后处理料液组成可行性分析
- Lu Jincheng;卢金成;Tang Tuo;唐拓
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
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.
51.微波密闭消解法在环境钚样品分析中的应用研究
- 李冬梅;刘龙波;唐寒冰;周国庆;李梅
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：钚在大气中以颗粒物的形式存在,能做长距离的迁移.由于其生物毒性和军事敏感性,一直是大气环境放射性监测的一个重要内容.大气中钚的原始来源是大气层核试验和核事故,目前的主要来源是全球沉降的再悬浮.大气微粒样品传统分析通常由气溶胶取样器通过滤材捕获,用灰化或湿法消解等方法除去滤材基体后,将颗粒物全溶或浸取,经钚的放射化学流程纯化后送α谱仪测量.本文选用已知钚含量的污染土壤模拟大气颗粒物制备成气溶胶滤材样品，在前期滤材高温灰化处理的研究基础上，对灰化后的滤材颗粒物样品进行了微波密闭溶样方法研究。通过研究微波消解压力、微波反应时间，消解试剂配比等条件对样品消解效果等影响，建立了灰化后大气微粒滤材样品的微波密闭溶样方法。
52.闪烁体在线监测仪的研制
- 刘联伟;吴继宗
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：为了监测2AW/2BXXW工艺料液中微量钚含量的瞬时浓度变化,研制闪烁体在线分析监测装置.采用新型闪烁体材料YAP∶Ce作探头,降低钚的检出下限,使其满足2AW、2BXXW工艺点钚的在线监测要求.仪器核心部件流通池:首先是保障工艺液流能够实时持续的替换,即可以实现有效置换附着层并保持液层厚度基本恒定;再有就是能方便沾污的清洗.最终采用内腔室喷嘴喷淋方式来解决液层的实时替换和沾污的清除.
53.1L空气中85Kr的含量检测
- Guomin Yang;杨国民;阿民;Amin L.Tong;Xize Dong;董希泽;Yanqing Chu;储艳青;Jiqiang Gu;顾继强;Shuiming Hu;胡水明;蒋蔚
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：85Kr作为大气中的重要放射性人工核素,主要来自于核乏燃料后处理工厂排放[1].监测大气环境中的85Kr浓度,具有重要的意义:1、评估核设施气态流出物的放射性影响;2、远距离推算核设施的处理能力;3、模拟全球大气中的85Kr本底的大尺度分布和随时间的变化;4、获取85Kr大气输入曲线,服务地下水同位素定年.原子阱痕量分析方法[2],基于激光冷却原子技术,可以筛选和数出样品中85Kr同位素的原子,从而确定其同位素丰度.该方法对空气中85Kr的检测极限低(0.02Bq/m3)、空气需求量小(1L STP)、测量时间短(2小时),可满足对大气中85Kr浓度的准连续快速监测.基于该技术,我们采集了全球南北经向剖面上的大气,并测量了其中的85Kr浓度,同时开始定期性地检测合肥本地空气中的85Kr浓度.
54.铀矿石和铀矿石浓缩物的中子活化杂质分析方法初探
- 张佳媚;马越;周国庆;徐江
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：中子活化分析是一种高灵敏度的成熟的分析技术,被广泛应用到各个领域分析各种物质成分的含量,分析的元素多达几十种,覆盖元素周期表大部分金属与非金属元素.但铀矿石浓缩物(UOC)中由于铀的含量至少在50％以上,235U的裂变产物以及238U的活化产物239U子体239Np对样品中少量及微量成分活化核的分析构成极大的能谱干扰,因此堆中子活化铀矿石浓缩物-HPGeγ能谱法直接无损分析的方法其探测限受到很大的限制,但对于一般品位的铀矿石样品分析则是可能的.
55.新型大孔-介孔碳基Calix4BisC6材料合成及其吸附铯的基础特性研究
- 刘云海;董志敏;张志宾;郑智阳;黄建辉;王有群
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：高放废液(HLLW)中,发热核素铯的分离是核燃料循环领域研究的热点和急需攻克的难题之一,这对于HLLW的安全处理与处置具有重要意义.以间苯二酚和糠醛为碳源,氯化氢为催化剂,三嵌段共聚物为模板剂,六次甲基四胺为固化剂,通过反向微乳液分散法和溶剂挥发诱导自组装法制备毫米级大孔-介孔碳球.采用SEM、N2-BET和压汞法等表征碳球的微观形貌、孔结构和比表面积等优点已成为最有前景的吸附分离基体材料之一.
56.核燃料后处理厂TBP-硝酸放热反应行为研究
- 张春龙;郭明超
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：红油爆炸事故是核燃料后处理厂设计基准事故,迄今为止已经发生过6起,其事故后果严重性已被广泛认知.近年来国际上相关研究结果表明,红油爆炸的主要贡献因素是TBP和硝酸之间的放热分解反应.鉴于此,本工作使用微量热仪研究了非绝热密闭体系TBP-硝酸、TBP-正十二烷-硝酸、TBP-硝酸-金属离子等放热反应,以及非绝热开放体系TBP-硝酸、TBP-正十二烷-硝酸的放热反应.获得了上述条件在加热速率相同时的反应放热量、压力变化、起始反应温度等数据.确定了硝酸浓度、稀释剂、金属离子等因素对放热反应的影响.研究结果表明：密闭体系中 TBP（或 TBP-正十二烷）和硝酸能发生放热反应，释放热量的同时伴随气体产生，造成设备内压力增加；硝酸浓度越高，放热反应越剧烈，放热量越大（最大为 1652J/g），造成的压力增加越大（最大为 2.3MPa），放热反应的起始反应温度越低（最低为 110°C），反应产物的颜色越深（浅黄到暗红色）；稀释剂正十二烷存在时放热反应更剧烈，释放能量更高，反应起始温度更低；金属离子 Ce3+ 和 Fe3+对 TBP-硝酸放热反应影响不大；开放体系实验观察到了吸热现象，未发现放热反应，说明保持通排风可以抑制放热反应，对后处理厂蒸发器浓缩工艺运行安全至关重要。
57.基于石墨烯材料的放化分离新方法研究
- 李峥;陈姆妹;马付银;张岚;李晴暖
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：石墨烯作为一种新型的二维碳纳米材料具有优良的化学、物理及光学性质,在物理、化学、光学、材料、环境、电子信息、计算机及航空航天等领域都有着广泛的应用.石墨烯按照其表面官能团结构主要可以分为石墨烯、氧化石墨烯(GO)及还原氧化石墨烯,其中氧化石墨烯由于具有良好的亲水性、丰富的含氧官能团及巨大的比表面积,在化学分离中展现了较好的应用潜力.另外,以还原氧化石墨烯制备的超轻气凝胶材料具有的超疏水性质还使其在油水分离领域得到了深入的研究.考虑到石墨烯的优良性质,本课题组对基于石墨烯材料的一系列放化分离方法进行了研究,希望为乏燃料后处理等放化分离领域提供一些新思路及新方法.
58.贵金属负载TiO2光催化剂研究进展
- Lingyu Wang;王玲钰;Chen Zuo;左臣
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：随着能源危机和环境污染问题的加剧,光催化技术作为一种真正的环境友好的绿色技术,有着可观的应用前景已得到学术界的广泛认可.TiO2是目前研究最多应用最广泛的重要光催化剂之一,而传统的TiO2作为光催化剂存在着两个明显的不足:①吸收光为紫外光,对自然光的利用率不高;②光生电子-空穴对的简单复合率极高,光量子效率偏低.研究表明贵金属负载TiO2会改变吸收光谱的范围，可以增加光量子产率，从而有效提高其光催化效率，机理可以总结为四个方面：费米能级差形成Schottky势垒，偶极矩变化形成局域电场，异质结构产生自建电场，不同负载形成表面等离子体共振效应。贵金属负载量的不同也会直接影响光催化性能，负载后催化剂吸收波长的变化除了和贵金属种类本身有关系，还和材料的微观结构特性有关。有研究表明乏燃料中裂变产物钼、钌、铑、钯、锝贵金属合金颗粒具有良好的氢催化活性，而乏燃料中含有约0.5%的裂变产物纳米合金颗粒。本文从贵金属负载半导体TiO2的角度综述了光催化技术的研究进展，着重探讨其提高TiO2催化剂光催化性能的机理和国内外研究进展，并对今后结合乏燃料中贵金属合金颗粒开展的工作进行了展望。
59.硝酸体系中Pt催化肼分解的研究
- 王妍;肖松涛;陈锦;王玲钰;黄聪
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：肼作为铀钚还原分离系统的支持还原剂,在各国的后处理过程中已经得到了广泛应用.但在进入钚的纯化之前,必须先将1BP中残留的该支持还原剂——肼破坏.Pt催化法分解肼具有不引入其他离子、无需废液或废气处理等优点,是一种新型的氧化还原技术.因此通过实验探究硝酸体系中肼的初始浓度、温度、硝酸浓度以及催化剂的用量等对Pt催化分解肼的影响.在研究中，我们配制一定硝酸浓度的肼溶液，实验时，选取一定体积溶液，放入恒温水浴催化装置中。该装置温度到达设定值后，搅拌条件下（所有实验都保持同一固定的搅拌速度）加入不同比表面积的催化剂Pt-Ti网，并开始计时，根据溶液反应情况，每隔一段时间取样分析溶液中肼浓度随时间的变化。
60.氮川三乙酸酰胺衍生物的结构对选择性萃取Am3+和Eu3+的影响
- Wang Zhipeng;王志鹏;Zhang Lirong;张利荣;Liu Ying;刘莹;Song Lianjun;宋莲君;Chen Zhili;陈志力;Ding Songdong;丁颂东
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：合成了5种氮川三乙酸酰胺衍生物:NTAamide(n-Oct)(L1)、NTAamide(2-EtHex)(L2)、NTAamide(Et-Ph)(L3)、NTAamide(n-Bu)(L4)和NTAamide(i-Bu)(L5).以甲基异丁基酮(MIBK)为稀释剂,研究了5种配体从HNO3溶液中萃取Am3+、Eu3+的行为.考察了酸度、萃取剂浓度等对萃取分配比D和分离因子SFAm/Eu的影响.结果表明,水相硝酸浓度在0.01～0.50mol/L时,5种配体萃取Am3+和Eu3+的D值均随pH值、配体浓度增加而增大,但对SFAm/Eu值的影响不明显.5种配体的萃取能力顺序为:L1＞L4＞L5＞L3＞L2,这与配体取代基的电效应以及位阻效应有关.此外,采用红外和核磁考察了配位行为.用斜率分析、质谱、荧光滴定等方法对萃合物的组成进行了研究,发现Am3+和Eu3+与5种配体均形成1∶1型的配合物.
61.液/液界面电化学在后处理研究中的可能应用Ⅱ:钚的还原反萃动力学研究
- 谢书宝;张磊;苏哲;袁洁琼
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：对液/液界面电化学在后处理中的可能应用做了探讨.液/液界面电化学是电化学的一个分支,用于研究离子和电子在油水两相之间的转移过程.对于离子转移的研究,可用于后处理萃取转移过程的机理研究,以及基于界面电位控制对萃取过程的分配比进行调控[1].除离子转移之外,此方法亦可以对跨界面的电子转移过程进行研究.当一个水相电对和一个有机相电对在油水界面上发生氧化还原反应时,有电荷(电子)从一相进入另一相,此电荷转移可以用电化学方法进行控制(界面极化)和监测(电流测量).PUREX流程中钚的反萃采用水相还原剂先将有机相的钚从四价还原到三价再反萃到水相中,根据还原剂不同,此还原过程可能是界面过程亦可能是均相过程[2],对于界面过程即可用液/液界面电化学方法进行研究.
62.γ辐照下Na2S2O3溶液稳定性研究
- 黄小红;何辉;陈辉;孙中宁;谷海峰;周艳明
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：安全壳过滤排放系统投入运行后,大量放射性产物被滞留在溶液中,为了测试系统的水洗溶液(0.5％w/w NaOH+0.2％w/w Na2S2O3)在辐照条件下的化学稳定性,拟通过实验在一定的剂量率条件下对水洗器溶液进行连续辐照,分析辐照过程中溶液中硫代硫酸根浓度的变化情况.实验选取质量分数为0.5％的NaOH和0.2％的Na2S2O3标准混合溶液作为辐照试剂,并将该试剂装入聚四氟乙烯内胆的试剂瓶中,外面套上304不锈钢高温高压反应釜,在160°C高温中进行不同时间不同剂量的γ辐照实验,再对辐照后的试剂进行分析,其结果如下:1,160°C高温条件下,7个平行样,经过7天的存放,每天取一个平行样,依据如下两个反应式对样品进行滴定分析:K2Cr2O7+6KI+7H2SO4=4K2SO4+3I2↓+7H2O+Cr2(SO4)3,在中性或者酸性溶液中进行反应式如下:I2+2Na2S2O3=Na2S4O6+2NaI,7天后硫代硫酸钠的分解率不到5％..常温下对该试剂进行辐照,其辐照剂量与分解率如图1.经光度法测得在211nm处硫代硫酸根的吸光度值可知,分解率随辐照剂量的增加呈线性增大.
63.氟化铈模拟放射性熔盐废物铁磷酸盐玻璃固化体性能的研究
- Xueyang Liu;刘学阳;Yanbo Qiao;乔延波;Zhenghua Qian;钱正华;Hongjun Ma;马洪军
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：熔盐堆运行会产生氟化物为主的放射性熔盐废物,熔盐废物具有腐蚀性强、化学稳定性差、易潮解等特点.燃料后处理留下的熔盐废物大多以粉末,固体残渣或者液态等分散或流动的形态存在,放射性废物管理要求将其转化为稳定的废物形态,避免或减少在废物储存、转运和处置过程中放射性核素的迁移或弥散的可能.现有广泛使用的硼硅酸盐玻璃固化体主要用于处理氧化物或氧化物类型的废物,而氟、氯等卤素化合物在硼硅酸盐玻璃中的溶解度很低,使得玻璃固化体对核废料的包裹率很低,因此,这种技术不适合于熔盐废物的处理.本研究将寻找一种适合于处理熔盐废物的玻璃体系直接进行固化，铁磷酸盐系统玻璃具有很好的化学稳定性、低熔融温度和高废物包容量等特点。之前的研究中，本课题组采用铁磷酸盐玻璃和钠铝磷酸盐玻璃分别对低价和高价的模拟熔盐堆放射性废物进行固化，其包裹率分别达到40mol%和20mol%，固化体具有较好的化学稳定性。
64.高温制备的PuO2溶解研究
- Chen Hui;陈辉;Meng Zhaokai;孟照凯
- 《中国核学会核化工分会核燃料后处理专业委员会2017 年学术年会》 | 2017年
摘要：PuO2是一种难熔的物质,用一般方法难以溶解.高温直接煅烧硝酸钚制取的PuO2的晶格致密,比表面积小,活性较低,更加难以溶解.本文以HNO3-HF为溶解液,采用高压反应釜,研究了在高温高压条件下直接煅烧硝酸钚制取的PuO2溶解行为.将PuO2粉末与一定浓度的HNO3-HF装入密封容器内,油浴加热,于磁力搅拌条件下,考察了溶解温度、硝酸浓度、氟离子浓度、固液比等因素对溶解速率的影响.研究结果表明,温度的升高、HNO3浓度与F-离子浓度的增加有利于PuO2的溶解,固液比的增加则会减缓溶解速度.在160°C温度条件下,取样量为0.1408g PuO2在10mol/L HNO3-0.05mol/L HF体系中,5小时溶解完全.