浅析核反应堆乏燃料后处理流程
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关于核燃料循环之乏燃料后处理的报告经过对2010~2011下半年的核燃料循环课程的学习,我们了解了循环的概况:1.铀矿冶;2.铀转化;3.铀浓缩;4.核燃料元件制造;5.反应堆燃烧;6.核燃料后处理;7.高放废物贮存;8.玻璃固化;9.地质处置。
学习中我们认识到每个环节都极其重要,下面我们将针对核燃料循环之核燃料后处理进行详细论述。
一、乏燃料定义乏燃料又称辐照核燃料。
在反应堆内烧过的核燃料。
核燃料在堆内经中子轰击发生核反应,经一定时间从堆内卸出。
它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th,未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素,另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。
经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存。
二、我国乏燃料的来源1.已投入商业运行的核电站(秦山核电站、大亚湾核电站,未来还将会有多座核电站建成)2.用于核技术研究的实验堆(401、903等)3.核动力潜艇(未来还将会有核动力航母)4.军用生产堆(一部分已经处于退役阶段)三、乏燃料的管理办法目前,对于乏燃料的管理,国际上主要有两种战略考虑:其一是“后处理”战略。
即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用,裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变,这是一种闭路核燃料循环。
其特点是铀资源利用率提高,减少了高放废物处置量并降低其毒性,但缺点是费用可能较高,可生产高纯度的钚,有核扩散的风险。
其二是“一次通过”战略。
即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存,美国曾经支持此战略,但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难,现在美国已转向了后处理。
该战略特点是费用可能较低,概念简单;无高纯钚产生,核扩散风险低。
但缺点是废物放射性及毒性高,延续时间长达几百万年;没有工业运行经验。
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节,是目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。
乏燃料水法后处理和干法后处理工艺乏燃料水法后处理和干法后处理工艺,哎,这个话题可真不是人人都懂,不过咱们可以轻松聊聊,让大家对这事儿有个初步的了解。
乏燃料,听起来是不是很专业?其实就是咱们核电站里用过的燃料棒,差不多就像咱们用过的电池,虽然它们能量大,但用完之后可不能随便丢啊。
这就得靠乏燃料的后处理工艺来帮忙,想想就挺重要的。
水法后处理,简单说就是把这些乏燃料放到水里,像泡澡一样。
水不仅能冷却,还能把一些有害的东西给洗掉。
这个过程就像是给乏燃料做个彻底的清洁,让它变得“干净”一些。
水里的化学反应就像是在厨房里炒菜,各种成分混合在一起,有些东西被留下来,有些就被去掉了。
关键是这个工艺得小心翼翼,因为可不能让有害物质跑出去,要不然可就麻烦了。
整个过程像是在走钢丝,既要小心,又得保持高效率,真是个技术活儿。
再说干法后处理,听起来是不是很酷?这就像是把乏燃料放在烘干机里,水分不需要,咱们直接用其他方法来处理。
这种方式一般采用的是高温,把乏燃料加热,分解里面的有害物质,转化成其它形式。
想象一下,把一块冰淇淋放在阳光底下,慢慢地融化,变成水。
其实也是这个道理,乏燃料里的元素也在这个过程中发生变化。
不过,干法可没那么简单,得掌握好火候,要不然就容易出现问题,像个调皮的孩子,稍不留神就能搞砸。
这两种工艺各有各的好处,水法就像是把乏燃料给洗了个澡,干法则是彻底给它换了个模样。
选择哪种方式,得看具体情况。
比如,如果乏燃料里的放射性物质含量很高,水法可能就更合适;而如果想快速高效地处理,那干法就是个不错的选择。
说到底,这就像选择不同的衣服,适合的才是最好的。
说到这里,不得不提一下这些工艺对环境的影响。
咱们都知道,处理乏燃料可得注意环保,不然就得不偿失。
水法虽然能有效降低放射性物质,但用水的同时也得考虑水的处理,不能让周围的水源受到污染。
干法虽然处理速度快,但产生的气体和固体废物也得妥善处理,绝不能让它们“趁机”溜掉。
乏燃料后处理干法
乏燃料后处理干法是一种用于处理乏燃料的方法,它能有效地将乏燃料中的放射性物
质进行处理和储存,从而减少对环境的影响。
以下是一份乏燃料后处理干法的基本原理和
步骤,上述内容全部使用虚构的名称和引用。
1. 预处理:首先对乏燃料进行预处理,将其划分为不同的组分,如核燃料棒、包覆
材料和冷却剂等。
2. 分离核燃料棒:采用虚构的"棒体分离器",对核燃料棒进行分离,使得核燃料与
包覆材料分开。
3. 除去包覆材料:使用一个名为"包覆材料处理装置"的设备,对包覆材料进行处理,去除其中的放射性物质,以便进行后续的处理。
4. 核燃料再加工:分离出的核燃料进行再加工处理。
这个过程使用一个名为"核燃料
再加工单元"的设备,将核燃料进行化学处理,去除其中的放射性核素,并将其转化为易
于处理和储存的形式。
5. 清除冷却剂:使用"冷却液处理系统"对冷却剂进行处理,去除其中的放射性核素,并确保安全处理和储存。
6. 放射性废物处理:将所有处理后的放射性废物进行严格包装和标记,并以安全的
方式储存和处理。
这一步骤需要遵守一系列的国际和本地规格和法规,确保放射性废物的
安全处置。
通过乏燃料后处理干法,我们可以有效地处理乏燃料,将其中的放射性物质分离并储存,以减少对环境的影响。
这一技术是核能行业中非常重要的一环,对于核电发电厂的可
持续运行和安全性具有重要意义。
1.乏燃料的基本情况 (1)1.1世界处理乏燃料的模式 (1)2.后处理方法 (2)2.1水法后处理。
(2)2.2干法后处理。
(3)3.后处理工艺 (3)3.1普雷克斯流程的化学原理。
(3)3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤。
(3)3.2后处理的发展趋向 (4)4.百科-乏燃料后处理 (4)4.1核燃料后处理的主要目的 (4)4.2后处理工艺 (4)4.2.1水法后处理 (5)4.2.2干法后处理 (5)4.3后处理技术 (5)1.乏燃料的基本情况比如,一座100万KW的热中子反应堆核电站,每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。
其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物,能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。
目前,全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。
过去40年里,全世界卸出的乏燃料到2000年底,累计达22.5万tHM,预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM,其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。
我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM,而到了2020年以后,预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。
核反应堆卸出的乏燃料中,有三种类型的放射性核素:一种是长寿命和短寿命的裂变产物,二是活化产物,三是锕系元素。
裂变产物和活化产物都是带β放射性,除了包含几种核素之外,其它半衰期都比较短,而锕系元素都是带α放射性,有些还带有自发裂变现象,大多数的锕系元素具有较短的半衰期,但是其子体的半衰期却很长,甚至长达几百万年。
1.1世界处理乏燃料的模式由于核电站乏燃料的放射性很强,其中有些核素的毒性又大,所以整个乏燃料的处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行,这就给乏燃料处理过程带来很大的技术难度。
怎样处置这些放射性强毒性大的乏燃料,长期存在着争议,分歧也主要集中在经济性、安全性和核扩散上。
于是,世界上不同国家制订出了适应各自战略需求不同的技术路线:①一种是采取开环式或称“一次通过”式燃料循环,即将乏燃料在经过一段时间的中间贮存后,作为最终废料直接深埋在地质处置库中,同时可以防止燃料中的钚的扩散,这是美国卡特政府1977年制定的决策。
乏燃料后处理干法(原创版)目录1.乏燃料后处理干法的概念2.乏燃料后处理干法的过程3.乏燃料后处理干法的优点4.乏燃料后处理干法的应用前景正文乏燃料是指在核反应堆中使用过的核燃料,这些核燃料在经过一定的使用时间后会产生大量的放射性废物,这就是所谓的“乏燃料”。
乏燃料的处理一直是核工业中的重要问题,处理不当会对环境和人类健康造成极大的威胁。
乏燃料后处理干法是一种处理乏燃料的方法,下面我们来详细了解一下。
1.乏燃料后处理干法的概念乏燃料后处理干法,顾名思义,是指在处理乏燃料时采用干燥的方式,而不是传统的湿式处理方法。
这种方法主要是通过物理和化学方法将乏燃料中的放射性物质分离出来,以便进行进一步的处理和利用。
2.乏燃料后处理干法的过程乏燃料后处理干法的过程主要分为以下几个步骤:首先,将乏燃料进行粉碎和混合,使其达到一定的均匀程度。
其次,通过高温烧结等方法,将乏燃料转化为一种陶瓷状的物质,以便进行进一步的处理。
然后,采用化学方法,如溶解和沉淀等,将乏燃料中的放射性物质分离出来。
最后,对分离出来的放射性物质进行处理和储存,以便进一步的利用或处置。
3.乏燃料后处理干法的优点乏燃料后处理干法相比传统的湿式处理方法,有许多优点:首先,乏燃料后处理干法可以大幅度减少处理过程中的用水量,减少了对环境的影响。
其次,乏燃料后处理干法可以有效地分离出乏燃料中的放射性物质,提高了处理效率。
最后,乏燃料后处理干法可以实现废物的资源化利用,既节约了资源,又减少了环境污染。
4.乏燃料后处理干法的应用前景随着我国核工业的快速发展,乏燃料的处理问题越来越引起人们的关注。
乏燃料后处理干法作为一种新型的处理方法,具有广阔的应用前景。
乏燃料处理流程
乏燃料处理流程是指对已经使用过的核燃料中所剩余的可再利用的铀、钚等燃料和不可再利用的废物进行分离和处理的过程。
一般的乏燃料处理流程包括以下几个步骤:
1.放射性废液处理:由于核反应过程中产生了较多的放射性废液,需要进行处理和分离。
2.重元素分离:利用化学方法将铀和钚等燃料从其他有害物质中分离出来。
3.废物高温处理:将不可再利用的废物进行高温焚烧,将其转化为较小的体积,便于存储和处置。
4.燃料再利用:将分离出来的铀、钚等燃料进行再利用,例如制备新的核燃料或用于放射性同位素的生产等。
5.废物处置:对于不可再利用的废物,需要进行妥善的处置和封存,避免对环境和人类健康造成危害。
以上就是乏燃料处理流程的基本步骤,不同的工厂可能会有不同的具体实施方案。
核燃料的生产虽然是以从自然界获取的铀作为原料,但大量人工放射性的产生却是必然的。
从核裂变中获取能量的必然代价就是,当富含中子的重核裂变之后,释放出中子和作为重核裂变碎片的新原子核,后者主要是相对于天然稳定同位素而言富含中子的放射性同位素,会通过衰变变成某些稳定核素;同时大量中子在反应堆中与核燃料和结构材料等堆内物质作用,产生感生放射性,其中不乏寿命较长并且放射性很强的新核素。
这些新的放射性物质有着数秒到数十万年不等的半衰期,导致乏燃料当中含有巨大放射性总量,一座核电站内大约60吨核燃料的人工放射性大致需要一条长江的年径流量(万亿立方米的水)才能稀释到天然铀矿的水平。
乏燃料乏燃料如果不后处理,可以3~10年的冷却后,中期(30~50年内)可以在干式或湿式设施中较经济的储存,由于核燃料的总量相对较少(全美核电运行至今的乏燃料总量约五万吨,理论上一个标准橄榄球场可以摆下),在可预见的未来内继续中间存储或者后处理都是经济的。
如果不后处理,乏燃料需要地质处置很长时间,后处理可以大大缩小需要地质处置的放射性废物体积,回收可作为燃料利用的铀和钚,虽然在目前这种回收并不经济。
回收的铀虽然有0.9%左右的富集度,但由于含有中子毒物U236,因此浓缩相对于天然铀需要额外的分离功;这样核燃料后处理的成本主要由另一种产品钚来承担,所以由钚制成的MOX燃料价格昂贵,比新的低浓缩铀燃料还要贵;而不生产MOX燃料,储存钚价格也很贵。
所以只有核燃料需求紧张,并且地质处置费用较高的欧洲国家和日本坚持核电乏燃料商用后处理。
后处理后的废物乏燃料后处理之后还会得到放射性废液和固体废物,绝大部分钚和铀作为燃料被回收,部分后处理厂也回收镎,其中需要进行地质处置的主要是高放废物,放射性来自于裂变产物、锕系元素。
一座100万千瓦的压水堆(PWR)电站,每年卸出乏燃料约25t;其中含有可循环利用的铀约23.75t, 钚约200kg,中短寿命的裂变产物(FPs)约1000kg;还有次锕系核素约20kg,长寿命裂变产物约30kg。
1.乏燃料的基本情况 (1)世界处理乏燃料的模式 (1)2.后处理方法 (2)水法后处理。
(2)干法后处理。
(3)3.后处理工艺 (3)普雷克斯流程的化学原理。
(3)普雷克斯流程的主要工艺步骤。
(3)后处理的发展趋向 (4)4.百科-乏燃料后处理 (4)核燃料后处理的主要目的 (4)后处理工艺 (4)水法后处理 (5)干法后处理 (5)后处理技术 (5)1.乏燃料的基本情况比如,一座100万KW的热中子反应堆核电站,每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。
其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物,能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。
目前,全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。
过去40年里,全世界卸出的乏燃料到2000年底,累计达万tHM,预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM,其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。
我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM,而到了2020年以后,预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。
核反应堆卸出的乏燃料中,有三种类型的放射性核素:一种是长寿命和短寿命的裂变产物,二是活化产物,三是锕系元素。
裂变产物和活化产物都是带β放射性,除了包含几种核素之外,其它半衰期都比较短,而锕系元素都是带α放射性,有些还带有自发裂变现象,大多数的锕系元素具有较短的半衰期,但是其子体的半衰期却很长,甚至长达几百万年。
世界处理乏燃料的模式由于核电站乏燃料的放射性很强,其中有些核素的毒性又大,所以整个乏燃料的处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行,这就给乏燃料处理过程带来很大的技术难度。
怎样处置这些放射性强毒性大的乏燃料,长期存在着争议,分歧也主要集中在经济性、安全性和核扩散上。
于是,世界上不同国家制订出了适应各自战略需求不同的技术路线:①一种是采取开环式或称“一次通过”式燃料循环,即将乏燃料在经过一段时间的中间贮存后,作为最终废料直接深埋在地质处置库中,同时可以防止燃料中的钚的扩散,这是美国卡特政府1977年制定的决策。
乏燃料后处理工艺
乏燃料后处理工艺是指对用过的核燃料(乏燃料)进行处理,以回收可再利用的核材料,并处理和处置核废料的工艺。
乏燃料后处理工艺主要包括以下几个步骤:
1. 辐照体开裂:将乏燃料放入酸浸液中,在高温和高辐照剂量的条件下进行辐照体的开裂。
开裂后,乏燃料中的核材料会释放出来,同时生成辐照体残留物。
2. 核材料回收:将乏燃料中释放出的核材料进行回收。
常见的回收方法包括液液萃取、浸出溶解和溶剂萃取。
3. 废液处理:处理乏燃料开裂过程中产生的酸浸液。
一般会进行中和、沉淀或溶剂萃取等处理方法,以减少废液的体积和放射性。
4. 辐照体残留物处置:将开裂过程中产生的辐照体残留物进行处理和处置。
一般会进行固化、封装和贮存等措施,以减少其对环境的影响。
乏燃料后处理工艺的目的是最大限度地回收和利用可再利用的核材料,同时减少核废料的体积和放射性,以确保核能的安全和可持续利用。
核燃料后处理工艺哎呀,核燃料后处理工艺,这玩意儿听起来就挺高大上的,对吧?但别急,咱们今天就用大白话聊聊这事儿,就像咱们平时聊天那样,轻松点儿。
首先,得说说这核燃料后处理是个啥玩意儿。
简单说,就是把用过的核燃料棒拿出来,把里面有用的铀和钚给分离出来,好让它们能再利用。
这事儿听起来简单,但做起来可不简单,得小心翼翼的,毕竟这玩意儿辐射可不小。
记得有一回,我去参观了一个核燃料后处理厂。
那地方,真是,得穿得跟宇航员似的,从头到脚包得严严实实。
一进去,就感觉气氛紧张,大家都不说话,就听见机器的轰鸣声。
我心想,这玩意儿可真不是闹着玩的。
然后,他们带我看了整个流程。
先是把用过的燃料棒拿出来,这玩意儿可烫手,得用专门的机器操作。
接着,就是化学处理,把铀和钚给分离出来。
这过程,得用到好多化学试剂,味道那叫一个刺鼻。
我在旁边看着,心里直犯嘀咕,这玩意儿要是弄错了,那可不得了。
最让我印象深刻的是,他们得非常非常小心,因为这些燃料棒的辐射很强。
我看着那些工人,他们得穿着厚厚的防护服,戴着手套,操作机器的时候,得用长长的机械臂,避免直接接触。
我心想,这工作可真不是一般人能干的。
而且,这后处理出来的铀和钚,用途可大了。
铀可以再次用来发电,钚呢,可以用来制造核武器。
所以,这事儿得非常严格地控制,不能让这些材料落入坏人之手。
最后,处理完的废料,也不能随便扔。
得找个安全的地方,好好地储存起来。
这事儿,说起来容易,做起来可难。
得考虑到地质、环境各种因素,确保这些废料不会对环境造成危害。
哎,说了这么多,其实核燃料后处理工艺这事儿,挺复杂的。
但咱们今天聊得轻松点,就像平时聊天那样。
这事儿虽然听起来高大上,但其实就跟咱们生活中的很多事情一样,需要细心、耐心,还得有点儿勇气。
毕竟,这可是关乎到安全和环保的大事儿。
所以,下次再听到核燃料后处理工艺,别觉得它离咱们很远。
其实,它就在咱们身边,默默地为咱们的能源安全和环境保护做着贡献呢。
咱们得感谢那些在背后默默付出的工人们,他们可是真正的英雄。
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核反应堆燃料管理核反应堆燃料管理:对整个核燃料循环提出安全经济的管理策略堆前管理:核燃料的勘探和制造堆内燃料管理:反应堆运行期间的管理堆后管理:燃烧后的乏燃料的处理管理核燃料转换:通过中子俘获,将可裂变核素转换成易裂变核素转换比(CR):反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数。
剩余反应性:除去控制毒物,反应堆所具有的初始反应性循环长度:一次装料后,反应堆满功率运行的时间换料周期:反应堆两次停堆换料之间的时间间隔燃耗深度:装入堆芯的单位质量燃料所发出的能量卸料燃耗深度:从堆芯中卸除的燃料所达到的燃耗深度初始循环:反应堆首次启动运行的第一个循环过渡循环:从第二循环开始一直延续到平衡循环为止的循环平衡循环:每个循环的性能参数都保持相同扰动循环:由于燃料棒破损等原因导致平衡循环被破坏,直至新的平衡循环建立前所有循环。
平均卸料燃耗:燃料循环结束后,将要从堆芯中卸掉的燃料组件的末期平均燃耗值。
三步法:将整个种子学计算分为栅元计算,组件计算和堆芯计算两步法:直接由栅元计算到堆芯计算栅元:一般是由燃料芯块,包壳和慢化剂构成的非均匀系统非燃料栅元:常规反应堆中除了燃料栅元以为的其他各种栅元,包括控制棒、可燃毒物、测量导管水洞等栅元单通道模型:将冷却剂通道等效成水力当量直径为De的圆管通道,并对该通道求解质量守恒,能量守恒以及状态方程咬量:限制主调节棒组的最小插入深度的位置慢化剂温度系数:慢化剂平均温度每变化1°C引起的堆芯反应性变化Doppler功率系数:功率每变化额定功率的1%时由于Doppler 效应引起的反应性变化微分硼价值:堆芯单位硼浓度变化引起的反应性变化落棒事故:功率运行时一束或几束控制棒落入堆芯引起功率畸变的瞬态事故提棒事故:在次临界状态和功率运行状态下一束或几束控制棒失控抽搐的事故堆芯换料优化:通过寻求满足约束条件的最优布料方案和可燃毒物布置方案,来达到最安全或最经济的目标。
浅析核反应堆乏燃料后处理流程
摘要:按照我国核电中长期发展规划,到“十三五”末,在运核电装机容量将达到5800万千瓦,在建机组达到3000万千瓦以上,机组总数达到世界第二,仅次于
美国而领先于法国。
法国作为世界上核发电比例最高的国家(核电占总发电量比
重接近80%),其完善的核工业体系对我国有重要的借鉴作用。
从我国整个核电
产业链来看,无论是上游的铀矿开采和核燃料制造,或是中游的反应堆设计,建造,运营与维护(我国还未有进入退役阶段的核电机组),国内公司均有所涉及,唯独下游的乏燃料后处理环节较为薄弱。
考虑到我国庞大的核电规模,尽快补好
该短板显的尤为重要。
关键词:乏燃料;后处理;高放废液
自然界中的铀只含有大约0.7%的可裂变同位素,即铀235。
通过富化流程,
崭新的核燃料中铀235的含量被提升到接近4%,通过在轻水核反应堆堆芯三到
四个周期的裂变反应,我们将会得到所谓的乏燃料(“乏”代指其中的可裂变原子
比重不足以支撑反应堆达到临界状态)。
之所以业内不称之为核废料,是因为该
燃料中尚含有0.74%的铀235以及接近1%的钚239。
如果对这些可裂变材料进行
回收再利用,不仅会带来经济上的好处(核燃料利用率得到提升),也会降低最
终核废料处置的难度(钚的提取会大大减小核废料的体积和放射毒性)。
1.切割
乏燃料组件从核电厂运到后处理厂之后,首先会用大型剪切机(每天可以切
割四吨组件)将组件切成三至四厘米厂的小段,使其中被锆包裹的乏燃料暴露处理,便于溶解操作。
2.溶解
加入硝酸,使得几乎全部的铀,钚,其他锕系元素和大概80%的裂变产物进
入溶液:
UO2 + 3HNO3 -> UO2(N03)2 + 1/2NO + 1/2NO2 + 3/2H20
PuO2 + 4HNO3 -> Pu(NO3)4 + 2H20
M2O3 + 6HNO3 -> 2M(NO3)3 + 3H2O (M指代裂变产物和其他锕系元素)
3.分离
以30%磷酸三丁酯(TBP)为萃取剂,经过若干个溶剂萃取循环流程,得到铀溶液,钚溶液和高放废物。
参考文献
[1](法)Louis PATARIN, Le cycle du combustible nucléaire, EDF Sciences, Les Ulis, France, 2002.
[2](法)Paul REUSS, Précis de neutronique, EDF Sciences, Les Ulis, France, 2003.
作者简介
唐帅(1986-06),男,汉族,籍贯:湖北省仙桃市,学历:硕士,当前职务:流体系统工程师,当前职称:工程师(中级职称)。