检索结果-南通市图书馆

环形折流板和标准喷嘴筛板脉冲萃取柱性能研究

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原子能科学技术 2001年第B05期35卷 2-7页

作者：王健崔玉琳苏广莉兰州核燃料厂甘肃兰州732850

在动力堆乏燃料后处理中间试验厂 1A单元工艺条件下 ,对柱径为 12 0mm、自由截面积为2 5%、板段有效高度为 2 575mm的环形折流板和标准喷嘴筛板脉冲萃取柱的性能进行了试验研究。含铀体系的流体力学试验结果表明 :环形折流板和标准喷嘴... 详细信息

在动力堆乏燃料后处理中间试验厂 1A单元工艺条件下 ,对柱径为 12 0mm、自由截面积为2 5%、板段有效高度为 2 575mm的环形折流板和标准喷嘴筛板脉冲萃取柱的性能进行了试验研究。含铀体系的流体力学试验结果表明 :环形折流板和标准喷嘴筛板柱的液泛通量分别为 2 2 9和 1 60cm/s ;处理环形折流板柱的液泛比标准喷嘴筛板柱的快速。传质试验结果表明 :两种柱型的理论级当量高度皆为 70 0mm ,传质单元高度皆为 2 10mm ,铀的萃取率为 99 99% ,但环形折流板柱的可操作区域比标准喷嘴筛板柱的宽。环形折流板柱的性能优于标准喷嘴筛板柱。

关键词：脉冲萃取柱环形折流板标准喷嘴筛板动力堆乏燃料后处理

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放射性环境下自动分料装置技术的研究与探索

广东化工 2025年第2期52卷 107-109,145页

作者：赵凤静张果李广宇阚琛杨宏悦中国核电工程有限公司北京100840 中核核燃料后处理工程技术研究中心北京100840

放射性环境下自动分料装置技术对提高乏燃料后处理厂的处理能力有重要意义,其关键难点在于运行安全、腔体密封和维修维护等。为解决上述问题,通过采取措施保证轴系的稳定性、到位准确性并预防故障以实现自动分料装置长期稳定运行;提出... 详细信息

放射性环境下自动分料装置技术对提高乏燃料后处理厂的处理能力有重要意义,其关键难点在于运行安全、腔体密封和维修维护等。为解决上述问题,通过采取措施保证轴系的稳定性、到位准确性并预防故障以实现自动分料装置长期稳定运行;提出多道长短水封配合的方案以实现多腔体的可靠密封;细化免维修设计、远距离拆装与直接维修相结合的维修维护方案。通过自动分料装置科研样机试验验证了上述方案的可行性,并实现了自动分料装置长期连续运行。通过研究,为放射性环境下自动分料装置的工程设计及应用奠定了基础,对放射性废物处理领域具有重要意义。

关键词：乏燃料后处理批式反应器自动分料装置水封结构

AFA 3G燃料组件骨架导向管与格架的压力电阻焊工艺研究

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核动力工程 2002年第5期23卷 70-74,87页

作者：刘波童慎修吴平宜宾核燃料元件厂四川宜宾644000

骨架点焊是压水堆燃料组件制造过程中的重要工序。对AFA3G骨架点焊焊接技术,即格架与变径导向管之间的压力电阻点焊,在我国尚属一个崭新的技术课题。在大量实验的基础上,就不同的焊接规范对焊点质量的影响进行了详细的讨论与研究,包括... 详细信息

骨架点焊是压水堆燃料组件制造过程中的重要工序。对AFA3G骨架点焊焊接技术,即格架与变径导向管之间的压力电阻点焊,在我国尚属一个崭新的技术课题。在大量实验的基础上,就不同的焊接规范对焊点质量的影响进行了详细的讨论与研究,包括焊点的剪切力、焊点熔核尺寸以及焊点腐蚀性能,从而获得了比较理想的焊接规范。

关键词： AFA 3G燃料组件骨架格架导向管压力电阻点焊制造

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可移动式除氚器的现场应用试验

原子能科学技术 2006年第4期40卷 508-512页

作者：吴斌杨海兰温雪莲杨怀元张慧中褚衍齐秦广成彭雄国付建军李涛中国辐射防护研究院山西太原030006 兰州核燃料厂甘肃酒泉732850

在现场闭路循环工作模式下，采用中国辐射防护研究院研制的小型可移动式除氚器对微量（（0．5～1）×10^-6）气态氚进行脱氚试验。试验结果表明：催化床在450℃工作温度下，空气闭路循环流量为3．8m^3／h时，除氚器可在114min内将1m^3... 详细信息

在现场闭路循环工作模式下，采用中国辐射防护研究院研制的小型可移动式除氚器对微量（（0．5～1）×10^-6）气态氚进行脱氚试验。试验结果表明：催化床在450℃工作温度下，空气闭路循环流量为3．8m^3／h时，除氚器可在114min内将1m^3密封不锈钢罐空气中的氚浓度由4．62×10^6 Bq／L降至4．62×10^3Bq／L。同时，论证了除氚器在现场使用的适应性与安全性，并对其研制和现场性能试验中发现的技术问题进行了论述。

关键词：脱氚净化除氚器

高放废液和泥浆中F^-,Cl^-,NO_2^-,Br^-,PO_4^(3-)的测定

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核化学与放射化学 2003年第4期25卷 235-239页

作者：丁戈龙覃波刘秦芳梁俊福兰州核燃料厂清华大学核能技术设计研究院

使用Y2×8阳离子交换树脂柱除去高放废液和泥浆样品中可能存在的阳离子,采用硼酸葡萄糖酸钠作淋洗液,改变了出峰顺序,降低了大量NO-3对测定的影响。本方法已成功应用于高放废液及泥浆中F-,Cl-,NO-2,Br-,PO3-4等阴离子的测定。4和SO2-

关键词：高放废液高放泥浆氯离子氟离子亚硝酸根离子溴离子磷酸根离子硫酸根离子阴离子含量测定离子色谱法

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硅胶吸附去除高放废液中的锆

原子能科学技术 2007年第1期41卷 46-51页

作者：刘学刚梁俊福徐景明樊小强清华大学核能与新能源技术研究院北京102201 兰州核燃料厂甘肃兰州732850

实验研究硅胶对硝酸体系中Zr、Pu(Ⅳ)的静态吸附和动态吸附行为。在1.0-4.0 mol/L HNO3中,硅胶对Zr的静态吸附容量(以干硅胶计)约为20 mg/g,对Pu(Ⅳ)的吸附分配系数为0.7-1.4 mL/g。随着料液酸度的降低,硅胶对Zr、Pu的吸附增加。动态吸... 详细信息

实验研究硅胶对硝酸体系中Zr、Pu(Ⅳ)的静态吸附和动态吸附行为。在1.0-4.0 mol/L HNO3中,硅胶对Zr的静态吸附容量(以干硅胶计)约为20 mg/g,对Pu(Ⅳ)的吸附分配系数为0.7-1.4 mL/g。随着料液酸度的降低,硅胶对Zr、Pu的吸附增加。动态吸附实验结果表明,进料酸度为2.0 mol/LHNO3时,硅胶吸附柱的工作容量约为3.5倍柱体积。使用2 mol/L HNO3淋洗液可将吸附Zr、Pu后的硅胶柱中的部分Zr、Pu洗脱,但洗脱不完全。用2倍柱体积的0.2 mol/L H2C2O4可将硅胶吸附的Zr、Pu解吸下来。硅胶柱用0.2 mol/L H2C2O4解吸后复用6次,Zr的穿透曲线位置相同。

关键词：硅胶高放废液 Pu(Ⅳ) Zr 吸附

在流化床中硝酸铀酰脱硝－还原制备二氧化铀的试生产

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核科学与工程 1995年第1期15卷 58-64页

作者：任凤仪芦兴臣刘学贵中国核工业总公司兰州核燃料厂

浓缩的硝酸铀酰溶液在流化床中脱硝和还原（简称为＂一步法＂）生产二氧化铀，是我国试验研究成功的一项新工艺。论述了硝酸铀酰脱硝还原的基本原理、工艺过程、主体设备，给出了试验结果和结论。该方法具有工艺流程短、设备少、运行费... 详细信息

浓缩的硝酸铀酰溶液在流化床中脱硝和还原（简称为＂一步法＂）生产二氧化铀，是我国试验研究成功的一项新工艺。论述了硝酸铀酰脱硝还原的基本原理、工艺过程、主体设备，给出了试验结果和结论。该方法具有工艺流程短、设备少、运行费用低、放射性废液量少等优点。试验结果：铀收率为９９．９６％，铀的转化率为９３．５％。

关键词：硝酸铀酰脱硝还原二氧化铀流化床

烧结UO_2生产所用原料微观形貌的电镜分析

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原子能科学技术 1992年第6期26卷 71-76页

作者：刘飞鸣宜宾核燃料元件厂

一、引言在压水堆陶瓷型核燃料烧结UO_2芯块的制造工艺中,采用活性UO_2粉末作原料,经压制、烧结等过程制成UO_2芯块。应用AMRAY-1000B型扫描电镜(美国制造)跟踪所用UO_2、U_2O_8、ADU、AUC等原料,进行微观形貌观察并纪录照相。生产实践... 详细信息

一、引言在压水堆陶瓷型核燃料烧结UO_2芯块的制造工艺中,采用活性UO_2粉末作原料,经压制、烧结等过程制成UO_2芯块。应用AMRAY-1000B型扫描电镜(美国制造)跟踪所用UO_2、U_2O_8、ADU、AUC等原料,进行微观形貌观察并纪录照相。生产实践表明,所选用原料颗粒多为球形,球化率≥80%,粒度为0.1—20 μm,而且膨松多孔,多维堆积时比表面大,活性高,烧结UO_2芯块成品率高,是压制烧结的理想原料。尽管如此,成品率并不稳定。在活性UO_2粉末原料中按比例添加U_3O_8(UO_2与U_3O_8重量比为9:1)后,压制烧结成的UO_2芯块,成品率高而且稳定。

关键词：核燃料燃料芯块氧化铀

普雷克斯流程中界面污物的形成及降低其危害的措施

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核科学与工程 1993年第4期13卷 346-351页

作者：任凤仪中国核工业总公司兰州核燃料厂

较详细地叙述和讨论了普雷克斯流程中界面污物生成的原因和在工厂运行中的危害。为控制界面污物的生成,以便改善工厂运行和测量措施,研制和使用了较有效的溶剂萃取设备,并改善了溶剂的回收和再循环过程。

关键词：界面污物溶剂萃取普雷克期流程