钍鈾燃料后处理Thorex流程的改进研究

研究了一种处理高燃耗钍铀燃料的酸式Thorex流程。该流程的特点在于在钍铀共萃取中避免采用欠酸进料而采用酸性进料,同时采用计算机优化选择最佳工艺参数并加若干有效强化措施(料液加肼加热予处理,洗涤液中加少量EDTA,双酸洗涤等)使单循环流程的去污效果与欠酸进料流程相接近。铀线-循环加低浓度TBP的补充萃取净化,铀产品总γ去污系数大于10~7。

钍铀核燃料后处理萃取过程的数学模拟及工艺流程的计算机优化

本文推导出了高酸度(0.42—3mol/1)下,钍铀和硝酸在30％TBP-煤油体系中的分配数学模型。同时,利用该模型对钍基核燃料后处理中钍铀分离净化工艺流程进行了计算机模拟和参数优化。经优化得到了一个最佳流程,通过实验验证,实验值和计算值相近。

从二氧化锰载体和辐照二氧化钍中制取纯^(233)U

本文研究了从吸附载带^(233)Pa的二氧化锰沉淀和中子辐照二氧化钍中制取纯^(233)U的方法。实验结果表明,应用阴离子交换与甲基膦酸二(1-甲庚)酯萃取相结合的方法可以制得高纯度^(233)U。该^(233)U经液体闪烁及同位素源激发X荧光分析证明无其他放射性杂质存在,可作为铀的优良示踪剂。本文也研究了制备^(233)Uα标准源的方法。

钍基核燃料的基础研究(英文)

一系列ThO_2样品在高通量堆中在不同辐照条件下进行了辐照。在对每个样品进行冷却、溶解后,对^(233)U、^(232)U某些裂片与φ_f、φ_(th)之间的相关性进行了测定。基于这些实验结果,提出了对设计一个Th-U核反应堆可能有用的某些物理参数的范围。即:1.快热中子比,φ_f/φ_(th)<1;2.热中子通量,5×10^(13)<φ_(th)<2.5×10^(14)(n/cm^2);3.钍铀比,1<Th/U<80;4.可裂变燃料与非可裂变燃料之比,0.012<(^(235)U+^(233)U)/(^(238)U+^(232)Th)<0.

用于钍—铀燃料后处理萃取工艺中的添加剂研究

研究了添加剂在Thorex流程中的去污作用。肼、EDTA等添加剂能显著提高对Ru-Rh、Zr-Nb等裂变产物的去污。为设计高去污酸式进料Thorex流程提供了依据。