绑定机构
扫描成功 请在APP上操作
打开万方数据APP,点击右上角"扫一扫",扫描二维码即可将您登录的个人账号与机构账号绑定,绑定后您可在APP上享有机构权限,如需更换机构账号,可到个人中心解绑。
欢迎的朋友
万方知识发现服务平台
获取范围
  • 1 / 9
  (已选择0条) 清除
找到 161 条结果
[成果] 1700660200 内蒙古
TL213.6 应用技术 核燃料加工 公布年份:2017
成果简介:1.该项目所属科学技术领域:核基础研究与应用、核材料循环、核材料机械加工工艺研制。 2.主要科学技术内容:该项目主要为天然铀金属材料特殊结构产品的研制,包括产品结构和工艺设计、熔铸、机械加工、表面电镀工艺试验及工艺生产等。 3.主要技术指标: (1)产品尺寸精度要求: 1)外型尺寸:527.5×460×206 mm,每块长、宽、高误差小于0.5mm。端面的孔道为通孔,交错排列,每排20个或19个,其上有三种直径的孔,分别为Φ24.3mm、Φ17mm、Φ7mm,且相邻孔的壁厚在1.6mm-2.0mm。 2)保证栅格六面体分别与空心天然铀管、实心天然铀棒衔接紧密,又保证组装时取放自如,装置中所有配合采用间隙配合方式,配合间隙在0.10-0.15mm。 3)所有孔间距误差不大于0.05mm。 (2)装配要求: 1)各部件反复装卸后仍能取放自如,即重复定位精度高。 2)装配后外观尺寸误差小于2.0mm。 3)栅格六面体之间要提供精确可靠的定位方式,需保证装配组装后孔道同轴,应在0.1mm以内,对于铀管、铀棒及栅格六面体孔道应根据加工条件,加工同轴度设计的尽可能高。 4)栅格六面体沿高度、宽度方向装配好后接缝的弥合程度小于0.10mm,防止装置中的空隙对试验中中子运输的影响。 (3)材料要求所用天然铀材料同位素丰度为:99.27%、0.7115%、0.005506%。 该产品的成功研制能够满足次临界能源堆物理实验需要。次临界能源堆物理实验可验证中子发生器的积分试验检验,获得该装置上造钚率、裂变率、中子能谱实验结果,检验理论中所用的方法、程序和参数,验证次临界能源堆物理设计的可靠性。次临界堆是由托卡马克聚变源驱动的聚变裂变混合堆,是聚变试验堆向裂变试验堆过度的中间装置,可降低对聚变功率的要求,极大减轻对材料的要求,可以使聚变能得以尽早应用。同时为铀金属材料部件制造工艺的研制积累了宝贵的经验,为今后同类产品的制造奠定了基础。
[成果] 1800120074 北京
TL25 应用技术 核燃料加工 公布年份:2017
成果简介:电磁分离方法在同位素分离领域具有不可或缺的地位,其最早是被用来分离生产235U的。美国和俄罗斯在该领域一直占有领先地位,中国原子能科学研究院是我国唯一具有大型电磁同位素分离器生产能力的单位,也是唯一用电磁法生产稳定同位素的单位。20世纪80年代,我国电磁同位素分离器核心技术还处于世界同等水平。开展过多种同位素的分离,共分离了28种元素131种同位素。曾分离了238U、6Li、7Li等同位素,为武器核参数的测量提供多种同位素靶,为我国的两弹事业作出了贡献。分离了丰度为99.99%的6Li同位素,在国外禁运的情况下,满足了标准物质的急需。随着我国科技发展,其他同位素分离方法如离心法、激光法取得重大突破,国家在电磁分离方法方面的投入减少。进入21世纪后,我国仅剩下F-3这一台大型同位素电磁分离器在运行。该分离器的多个关键器件老化严重,运行状态不理想,十多年未产出重大科技成果,技术创新不足,尤其是离子光学系统的色散性能、离子源的性能等关键技术方面,在电磁分离技术方面与国际上尤其是美、俄的差距逐渐增大。同位素丰度、纯度以及同位素种类无法满足军工、科研的要求。为了保证高丰度稳定同位素生产的国产化,迫切需要研制一台新型同位素电磁分离器。EMIS-170电磁分离器主要由离子源系统、磁场系统、接收器系统、束流检测系统、供电系统、控制系统、真空系统、水冷系统、化学提纯系统组成,见下图所示。涉及等离子体技术、束流引出技术、束流输运技术、束流探测技术、真空技术、高压技术、计算机辅助控制技术等诸多领域,是多学科交叉的复杂系统。离子束由离子源系统产生并引出后,经磁场偏转聚焦,被接收器口袋接收,供电系统用于分离器及其辅助设备的供电,真空系统保障分离器达到正常运行的真空度,水冷系统主要是给分离器及其辅助设备提供足够量的冷却水,保证设备温度正常,全季节使用,使分离器能够安全、可靠地运行。检测系统的功能主要是对离子源束流性能进行测试,保障离子源工作在最佳状态。控制系统实现对离子源、接收器、真空系统、水冷系统、磁场系统、高压系统的控制。最后对接收器口袋接收到的同位素进行提取和纯化。EMIS-170同位素电磁分离器的稳定性高,可连续开机超过24小时,对环境因素依赖小,研究开发了一套新型的分离工艺自动控制和安全保护系统,实现了分离工艺参数的在线调整,电磁分离器系统运行稳定可靠。为我国稳定同位素的分离提供了重要技术手段,保障了国防军事核心同位素材料的本土供应能力。项目自主研发的离子源,具备离子体密度和发射面稳定性高、寿命长的特点,研发的聚焦面自适应接收器的位置与温度控制精度高,保证了同位素的丰度。自主研制了谱线扫描装置、束流发射度仪、张角测量仪,增强了电磁分离器的束流检测能力。
[成果] 1700660199 内蒙古
TL28 应用技术 核燃料加工 公布年份:2017
成果简介:中核北方核燃料元件有限公司CANDU-6型核燃料元件生产线中的装管机用于燃料芯块装管,该设备能够自动送管、自动吸尘,但是装管过程却需要人工操作完成,劳动强度较大,质量过程不易控制。通过改造,在原有设备的基础上设计增加了自动装管系统,经过参数优化后,实现了工程应用,从而提高了设备的自动化水平。 自动装管系统包括装管执行机构和装管过程检测机构,并通过对原设备机构进行适当改进,包括增加料盘步进行程和增加限位装置,使自动装管系统与原装管机有效融合。同时,针对自动装管过程进行了大量的试验,摸索出了一套合理的自动装管参数,最终实现了装管过程自动化。整个项目针对锆管与芯块配合间隙较小(仅0.02~0.058mm)及原设备布局紧凑、预留空间较小等技术难点,在国内无可参考经验的情况下,主要进行了三方面的创新性工作:(1)研制了布局紧凑,结构合理,软硬件完美融合的自动装管系统;(2)研制了气缸推料系统,推料位置精度达0.02mm;(3)研制了测力机构,确定了推力限值35N,保证了装管时芯块和包壳管坡口无损伤。 该项目从生产实际出发,立足于生产,将装管方式由人工操作改进为气缸推料操作,规范了岗位操作,避免人为因素对产品质量的影响,解决了燃料芯块手动装管劳动强度大、产品质量不易控制等问题,提高了CANDU-6核燃料生产线的设备自动化水平,减少了人员与核物料的接触时间,可以有效降低辐射剂量水平。该项目的完成,填补了国内重水堆燃料芯块自动装管技术的空白。 2014年11月,自动装管技术正式应用到CANDU-6核燃料元件的生产中。整体运行平稳,装管质量较好。自动装管技术已使用两年半时间,完成超过2万个元件包(74万根包壳管)的装管工作,保证了生产线的顺利进行。
[成果] 1700660198 内蒙古
TL28 应用技术 核燃料加工 公布年份:2017
成果简介:包壳管内壁石墨涂覆工艺是CANDU-6燃料次组件加工过程中的一道重要工序。一方面,石墨涂层在芯块与包壳内壁之间充当润滑剂,减小彼此间的PCI效应。另一方面,石墨涂层作为阻止芯块裂变产物到达包壳内表面的化学屏障或吸收剂,减小应力腐蚀破裂的可能性。此外,石墨涂层也是重水堆核燃料元件在堆内反应时的第一层慢化剂,对控制反应速度起到一定的作用。因此,石墨涂层的好坏直接影响核燃料元件在堆内的反应情况。 国外生产重水堆核燃料元件的企业中,内壁涂覆石墨工艺分为两种形式-喷涂式和漫灌式。该公司引进加拿大CFM公司的设备为喷涂式,该公司仍采用喷涂方式,但批次加工数量、自动化程度、信息化程度等均有较大程度的提高。而中核北方核燃料元件有限公司引进的这台石墨喷涂装置(简称涂石墨机)已使用十余年,该设备由设备基架、转架、气动分度台、喷头、喷嘴、石墨泵和电机、PLC等部件构成,结构简单,自动化程度低,仅能够实现自动喷涂功能。其余操作需要人工完成,如上料、下料、喷涂后涂层质量宏观自检、温湿度控制及粘度测量、粘度调整等。且由于转架上仅能够容纳100根包壳管,而旋转一圈后包壳管未完全晾干,底部仍有石墨流出,因此需要人工将包壳管取下放入纸板转移到其他位置晾干。 在工艺过程中,操作人员将待喷涂的包壳管插入涂石墨机的转架上,待喷涂后旋转至下管工位,由操作人员取下自然晾干。上下料操作由双人完成,劳动强度较大,每天的上下料次数接近2000次,另外还需完成产品自检、设备和工装器具的日常维护和清洁工作,这种重复性劳动容易造成操作人员疲劳。所用的涂料-石墨浆体中,作为有机溶剂的异丙醇具有挥发性和刺激性,长期工作在含有异丙醇的空气中,易造成人员倦怠和对呼吸系统的刺激反应。出于自动化水平提升和操作人员职业健康要求的考虑,公司决定开展研究,提升涂石墨机的自动化水平。 国内外对于此类重复性动作,通常采用工业机器人作为执行机构,替代人工操作。工业机器人重复动作精度高,工作稳定,可连续运行,效率高,能够在一些可能影响人员职业健康的环境中正常工作。因此该项目在进行前期调研后,决定采用机器人技术。 该项目完成了机器人的自动上下料,无需人工干预,以达到减员增效、提高生产率、节约成本、降低劳动强度的目的;同时可以促进各岗位自动化程度的提高,减少中间人为环节因素的影响,进一步提高燃料元件的制造质量及生产效率,也符合国际上核燃料元件制造向集成化及全自动化方向发展,涂石墨机自动化改造的完成可以为其它设备的自动化改造提供经验。
[成果] 1600570409 广西
TL249 应用技术 核燃料加工 公布年份:2016
成果简介:课题来源与背景:该课题来源于广西自然科学基金项目(编号:2012GXNSFAA053008)。研究目的与意义:在保证能源安全的条件下,为了应对化石燃料的短缺以及对环境的保护,核能因其清洁性和高能量密度而在上个世纪末期得到巨大的发展,但由此也产生对核反应堆卸下的乏燃料进行有效管理的问题。乏燃料包含着95%以上的废料核238U和少量易裂变的燃料核239Pu、235U、233U,以及一些高放射性核废料核素。这些高放射性毒素若以自然衰变的方式完成需要几百万年,很可能会因为地质的迁移而进入生物圈危害环境及人类。因此必须对乏燃料进行后处理。由于乏燃料包含大量的238U核(含量占95%以上),故对乏燃料进行后处理要尽可能精确地掌握其核反应特点,特别是中子诱发其发生裂变反应后裂变产物等关键核数据的掌握。然而,用中子诱发238U裂变时涉及到许多核数据问题,其中最为关键核数据是中子诱发238U裂变碎片的质量分布。主要论点与论据:尽管Hahn等人发现铀核裂变至今已有70多年,研究裂变碎片质量分布的理论模型也有了很大的发展,但是至今仍没有一个基本的理论模型可以定量地预言裂变碎片的质量分布。国内外研究核裂变碎片质量分布的理论模型主要包括微观模型、动力学模型、5维位能面宏观微观模型以及系统学理论等。这些理论模型都存在着一些不足之处,如微观模型只适用于研究量子效应明显的激发能较低的核裂变反应。由于质量张量、耗散张量以及裂变位能曲面等仍是核裂变研究中的重大挑战因素,因此,动力学模型只适用于激发能较高时的裂变情况。5维位能面宏观微观模型虽然可以通过数值计算的方法比较详细地研究核裂变位能曲面,也已经计算出一些核裂变碎片的质量分布,但是要强烈地依赖大型计算机进行计算分析,且耗时量也大。系统学理论在研究裂变碎片质量分布时只是拟合现有实验数据,其独立参量难以给出相关的物理内涵,不便于进一步推广使用。鉴于此,该课题尝试着提出一套新的研究核裂变碎片质量分布的理论模型——改进的裂变扩散模型。通过详细地分析这一理论模型,重点给出能同时描述好裂变碎片质量分布的相关参数,并阐明各参数之间的内涵,为乏燃料的嬗变研究奠定理论基础。创见与创新:该工作基于裂变系统的驱动势,提出了描述中子诱发锕系核裂变的发射中子前碎片质量分布的唯象裂变势。理论计算结果能很好地重现反应238U(n,f)、237Np(n,f)、235U(n,f)、232Th(n,f)和239Pu(n,f)的发射中子前碎片质量分布的实验数据,同时还给出了这些反应在一些未测入射能点处的预言值。该项工作是该课题组首次在裂变领域所取得的重要成果,后继发表的一些工作都是该项工作的延续及扩展,并获得了2015年国家自然科学基金在裂变领域的资助。(相关论文:SUNXiao-Jun*,etal.,Phys.Rev.C,2012,85,014613.国际核心期刊,SCI收录,并获得了2014年“桂林市第四届自然科学优秀学术论文”一等奖)。该工作系统地研究了中子诱发238U裂变反应的发射中子前质量分布,并把入射能量扩展到60MeV。该工作利用了课题组提出来的裂变势模型,得到了质量分布峰、谷与入射能量之间的解析的依赖关系。同时,给出了裂变前蒸发中子数与入射能量之间的依赖关系。这些物理量与入射能量之间的依赖关系的获得,对合理描述裂变前质量分布具有重要的作用。在该基础上,利用该模型给出来的质量分布能很好符合所有的实验数据,并比国际上其他著名程序或理论模型给出的结果要好。同时,给出了可信度较高的理论预言。(SUNXiao-Jun*,etal.,ChinesePhysicsC,2015,39(1),014102.SCI收录)。在上述研究基础上,重点研究了232Th与238U截然不一样的特性,即其质量分布同时具有双峰结构及单峰结构。该工作给出来的质量分布能很好符合所有的实验数据,并比国际上其他著名程序或理论模型给出的结果要好。同时预言了从双峰向三峰、从三峰向单峰转化的大概入射能量。对于没有实验数据的能区,该工作也给出了可信度较高的理论预言。(SUNXiao-Jun*,etal.,Commun.Theor.Phys.,62(2014)711-716.SCI收录)。该项目组基于北京BeijingHI-13-AMS装置,采用了一些新的方法及技术,用加速器质谱仪测量了一些重裂变碎片产额,诸如79Se,93Zr,99Tc,107Pd,121mSn,126Sn,129I及151Sm等长寿命放射性核素。这些裂变核碎片的准确测量,对一些特殊核材料特性的掌握具有非常重要的参考价值,同时也为研究裂变机制丰富了实验数据。(HongtaoShen*,etal.,NuclearInstrumentsandMethodsinPhysicsResearchSectionB,2013,294:136-142.SCI收录)。存在的问题:关于原子核裂变的问题,不管是基础研究还是应用研究,是国内外仍热门及应用前景非常远大的领域,但也是一个极其困难、尚未完全了解的领域。该项目的完成,在一定程度上连冰山的一角都远未触及到,需要发更多的时间、人力、物力去研究,而且还是个长期的过程。希望相关部分能支持更多的科技工作者,投入更多的经费来支持对“原子核裂变领域”的研究。此外,以项目组负责人孙小军教授为第一、通讯作者的国外核心SCI文章PhysicalReviewC85,014613(2012),以项目组骨干成员沈洪涛博士为第一作者的国外核心SCI文章NuclearInstrumentsandMethodsinPhysicsResearchB294(2013)136–142,忘了添加该项目的基金编号,亦属于该项目的研究成果。特此说明。历年获奖情况:2012年获广西自然科学奖三等奖,获奖项目:核反应理论研究及核数据库的建立,授予单位:广西人民政府,获奖人:孙小军、张竞上、王宁、渠文静、侯培友。2013年获第十二届广西青年科技奖,授予单位:广西自治区组织部、广西自治区人力资源及社会保障厅、广西自治区科协,获奖人:孙小军。2013年获广西师范大学校级拔尖人才,授予单位:广西师范大学,获奖人:孙小军。2014年获广西高等学校优秀中青年骨干教师培养工程第二批培养对象,授予单位:广西自治区教育厅,获奖人:孙小军。2014年获“桂林市第四届自然科学优秀学术论文”一等奖,授予单位:桂林市科学技术协会,获奖人:孙小军,余呈刚,王宁。
[成果] 1600110129 内蒙古
TL28 应用技术 核燃料加工 公布年份:2015
成果简介:应用领域:主要应用于AFA3G核燃料组件燃料棒制造。主要技术特点:完善现有AFA3G燃料棒/包壳管传输系统,实现:-包壳管信息的记录和统计,同时实现该数据在燃料棒气腔长度测量工位和拉棒岗位的共享;在易出现问题的几个工位:上下端塞焊接工位、EWOC检测工位和清管口装弹簧工位增加相应的开关,实现传输线局部停止运行;增加气腔长度测量装置,实现气腔长度的精确控制;在上下端塞焊接工位增加条码生成装置,实现工艺控制样参数的记录;在传输线和燃料棒检测系统接口处增加相应的燃料棒阻挡及顶料装置,实现传输线与燃料棒检测系统的自动衔接;改进燃料棒/包壳管提升装置,实现燃料棒/包壳管平稳提升。主要技术指标:气腔长度:183.1±8mm;直线度:当缺陷长度L在300mm内时,燃料棒的直线度应不大于0.25mm;如果缺陷长度“L”大于300mm,则在此长度上的最大直线度-不应超过“L”/800;-划伤:允许深度小于或等于0.025mm的纵向划伤,并且其宽度总和小于包壳管周长的10%;允许深度小于或等于0.025mm的周向划伤,且每个划伤的宽度小于4mm,在管的300mm范围内,划伤宽度的总和不超过5mm。推广应用情况:该系统已在实际生产中投入使用,经过一年多使用和系统优化后,该系统能够满足系统设计初期的基本功能:能够实现燃料棒/包壳管的准确传输,有效降低了在传输过程中燃料棒/包壳管的损伤风险,保证了燃料棒生产连续性,实现了数据储存、数据共享;建立了燃料棒气腔长度测量系统,实现燃料棒气腔长度测量调整和精确控制,并能根据需要输出各种生产数据报表,数据查询方便快捷,便于产品追溯。完成该研究后,应用燃料棒/包壳管传输系统共生产约4万余根燃料棒,产品各项指标均高于历年水平。此改进系统的应用提高了燃料棒/包壳管生产效率和产品合格率,有效减少了燃料棒/包壳管在传输过程中的损伤风险,同时也推动了企业实现自动化的过程而且在产品的质量保证和提高客户满意度方面也有积极的推动作用。该改进装置不仅可以满足AFA3G燃料棒制造工艺的使用要求,还可推广应用于其它压水堆核燃料组件燃料棒的传输,具有较好的推广应用价值。
[成果] 1500340194 内蒙古
TL271 应用技术 核燃料加工 公布年份:2014
成果简介:无损分析(NDA:Nondestructive assay)技术是定量分析特种核材料的重要工具,在核材料控制与衡算方面以及在核保障核查工作中,起着重要作用。NDA铀富集度和铀质量测量工作样品,主要用来做分段γ扫描装置(SGS:segmented γ-ray scanner)的仪器刻度、测量方法研究,应用于核材料的物料衡算、核燃料循环生产过程中的控制分析、核废物和残料处理和处置的分析测量,以及相关核试验周边核检测等。该项目针对核材料控制与衡算以及核保障核查工作需求,解决了多种富集度U3O8粉末制备,U3O8粉末与硅藻土粉末均匀混合技术,以及铀含量、富集度定值等技术难题,研发了8件套NDA铀富集度测量工作标准样品和15件套NDA铀质量测量工作标准样品。首次采用液-液均相混合方式配制了多种U-235富集度U3O8粉末,铀富集度覆盖0.2~20%范围,U-235富集度测量不确定度和铀含量测量相对不确定度优于技术指标要求;U-235富集度和铀含量定值结果经过三方比对,数值准确可靠。首次采用低浓铀(富集度3.25%)制备了15件套铀质量测量工作标准样品,采用梯度质量分布方式,以不同铀质量为系列加工制作,可以利用样品叠加,组合成不同的铀质量样品,实现不同铀质量条件下检测装置的刻度系数校准;该项目填补了国内NDA铀富集度工作标准样品的空白,使技术方法开发和设备研制具有基本依据,提高了方法和设备测量结果的可靠性。研制的铀富集度测量工作标准样品和质量测量工作标准样品,已经应用于中国原子能科学研究院的“非均匀含铀物料检测装置”,所有样品经过2年多的实际应用,其均匀性、稳定性和封装密封性完全满足用户的使用要求,实现了对装置系统的刻度和状态监控,与引进的国际样品属性相当。NDA铀富集度和铀质量测量工作标准样品的研制成果属国内首创,达到了国际先进水平。 该项目的技术成果可推广应用到多种富集度氧化铀粉末制备中,如配制AP1000燃料元件标准棒所需多种富集度U02粉末,也可推广应用到其他密度差异大、均匀性要求高的混合物制备中;研制的铀富集度和铀质量测量工作标准样品配合无损γ检测类仪器,可推广用于分析燃料元件制造厂、核电站、后处理厂中产生的非均匀中、低密度的返料和废料中铀及超铀核素和裂变产物的含量,也可在相关核物料监控检查中发挥作用。
[成果] 1400192398 四川
TL352.21 应用技术 核燃料加工 公布年份:2013
成果简介:VVER-1000型Gd2O3-UO2芯块的研制是VVER工程的重要子项,公司自2005年开始开展专项研究,项目主要技术内容如下:根据VVER产品的特点,对现有AFA3GUO2-Gd2O3芯块生产线进行适当的改造,重新设计了MannesmannHPM60L成型液压机的模架,使压机具备了压制中孔芯块的功能;开发了VVER产品特有的非标量检具;采用计算法设计了试验模具,并通过工艺实验进行修正设计了生产模具;通过分析添加Al(OH)3后的芯块的金相,确定了Al(OH)3的添加工艺;进行工艺和产品鉴定,完成了四个批次的芯块生产。该项目实施后的主要技术经济指标:生产线通过自主改造具备同时生产VVER和AFA系列产品的生产能力。新产品必须满足相应的技术条件,批量生产达到工业化水平。新产品的晶粒尺寸达到10μm以上。意义与推广:该项目成功研制出的新产品于2009年实现了工业化生产,并用于田湾核电站国产换料燃料组件。新产品为大晶粒尺寸的燃料芯块,工业化生产及应用在国内尚属首次,将为大晶粒燃料芯块的应用与推广提供依据。采用湿氢气氛促进含钆芯块的烧结技术已获得专利。公司通过新型燃料芯块及燃料组件的开发,培养了一大批专业技术人才,切实提高了研发能力和综合竞争实力。
[成果] 1400192407 四川
TL352 应用技术 核燃料加工 公布年份:2013
成果简介:该项目是研究VVER-1000定位格架零部件(栅元)制造、电阻点焊、真空热处理改造和格架检验等内容,属于核燃料组件制造技术领域。VVER-1000燃料组件是从俄罗斯引进的正六边形压水堆燃料组件,其中定位格架是燃料组件中的关键部件。该课题主要内容有以下几点:栅元制造:每只格架约需320个栅元,由冲压加工完成。该课题针对该零件,研究制造冲制定位格架栅元管的自动送料冲模,最终研制出符合设计要求的栅元管。电阻点焊:通过试验,制定合适的焊接参数,将278个均布栅元、33个异边栅元和3个1/3围板焊接在一起,焊点满足产品工艺技术要求。格架真空热处理炉改造:该设备原设计不能完全满足格架热处理工艺要求,操作不便。该课题讨论通过实施改造措施,使之满足格架热处理工艺要求。四.利用光学非接触式测量方法(CCD)编制程序,经过数据处理,实现自动测量。一台全自动成形系统每个栅元需时间约6秒,而一台手动冲压磨具每个栅元约需12秒,效率提高2倍。格架检验中的自动测量:通过编制程序,实现了自动测量和数据统计,每只格架约需30分钟时间,大大提高了测量效率。为将来的改型和扩产奠定了基础。
[成果] 1400192405 北京
TL212.12 应用技术 核燃料加工 公布年份:2013
成果简介:该技术应用领域为铀矿冶炼。对于低品位高酸耗型铀矿石而言,铀浸出率和酸耗是提高资源利用率、降低天然铀生产成本的主要因素。针对低品位高酸耗型铀矿石中铀矿物和脉石矿物的成分、结构及构造特性,提出了非目标矿物的抑制技术、低酸高喷淋强度堆浸技术和外加硫源-细菌浸出技术。非目标矿物抑制技术:在浸出剂中加入本身含有铁离子和铝离子的抑制剂,通过逆向浸出,选择性控制铁矿物和铝矿物等非目标矿物的反应速度和反应程度。外加硫源-细菌浸出技术:在矿石中加入含硫物质,利用氧化亚铁硫杆菌和氧化硫硫杆菌等无机化能自养好氧菌,实现矿石中低价铀的氧化浸出。把非目标矿物抑制技术、低酸高喷淋强度堆浸技术和外加硫源-细菌浸出技术有机组合,综合应用于低品位高酸耗铀矿石堆浸,较大幅度地减少了酸耗,提高了铀的浸出率。经过吨级台架联动试验验证,与直接堆浸相比,浸出周期从136天降低到92天,酸耗从19%降低到8%,铀浸出率从81%提高到89%。该技术可应用于白面石铀矿田玄武岩型铀矿石的开发,使每生产1t“111”产品的原材料成本降低5.37万元,将1000t次经济储量转化为经济可采储量。与此同时,提高了铀资源利用率,多回收铀金属95t。除白面石矿田外,该技术成果也可为江西、广东、湖南等地数万吨类似的低品位高酸耗型铀资源的开发提供技术基础。
[成果] 1300260987 内蒙古
TG375 应用技术 核燃料加工 公布年份:2011
成果简介:1.项目说明:该项目利用国内技术力量,以进口CANDU-6燃料元件R53旋转成型压机为基础,自主国产、研制一台国产化的、局部上有创新的国产旋转成型压机,要求该设备具有与进口R53旋转成型压机同等的技术水平与性能,2007年10月国产成型压机制造完成并经过了验收,之后进行了设备与工艺的合格性鉴定,国产成型压机完全满足中核北方核燃料元件有限公司重水堆核燃料元件厂的需要,达到了进口R53旋转成型压机的性能,具备同行业的先进水平,2007年8月底该项目全部完成,该项目是一项成功的技术转化、创新项目。2.主要研究内容:1)图纸、标准的转化。2)成型压力的保证。3)材料的国产化。4)国产化过程中问题的解决。3.特点成型压机是一台核燃料元件制造中的专用关键重要设备,具有其行业的特殊性:稳定性要求高,零部件及装配精度很高,材料要求严格。所以要求:1)研制人员充分熟悉工艺,做好图纸转化。2)技术要求准确、完整,图纸合理细化、完善。3)保证装配精度,提高调试水平。4)保证重要部件材料国产化的可靠性。通过该项目的研究与应用实现了:1)比利时图纸、标准的吸收与消化。2)制造出了性能与进口设备相当的国产成型压机。3)采用专业定制的液压泵系统保证成型压制过程中的压力稳定。4)关键材料实现了国产化,通过与国内厂家合作,制造出了蜗轮副、凸轮、冲盘、强制给料器等专用材料。通过该项目研究,为今后的设备国产化工作奠定了基础。
[成果] 1300271578 内蒙古
TL291 应用技术 核燃料加工 公布年份:2011
成果简介:按照国家总体战略布局,中国共建有两家核燃料元件生产制造厂,一是四川省宜宾市中核建中核燃料元件厂,二是内蒙古包头市中核北方核燃料元件有限公司。这两家核燃料元件制造厂提供了中国所有的核电站所需的核燃料元件。2004年国家批复投资5.6亿元在中核北方核燃料元件有限公司建一条年产200吨铀的压水堆核燃料元件生产线,而陶瓷UO2粉末的制备是核燃料元件制造的主要环节之一。现阶段,国际上UF6转化制备UO2粉末湿法工艺可分为重铀酸铵(ADU)法和碳酸铀酰铵(AUC)法。ADU法沉淀又分为连续沉淀和批次沉淀两种方式。中核建中核燃料元件厂采用连续沉淀来制备UO2粉末,而该公司在国内首次采用批次沉淀。批次沉淀与连续沉淀在工艺操作和设备结构上存在较大的差异,并且UO2F2的批次沉淀在国内大规模工业生产中还没有运行经验,许多运行工艺参数需进行确定,综合以上因素,故立此课题对批次沉淀制备ADU的工艺参数进行系统的实验研究。经过实验研究确定的工艺及运行参数在生产线安装完成后进行验证,并根据生产线实际运行情况进行调整,确定了最终适用于生产线的工艺技术条件。压水堆核燃料元件厂化工生产线在确定的最终工艺技术条件下能够产出满足GB/T10265-2008《核级可烧结二氧化铀粉末技术条件》和芯块制造要求的UO2粉末。采用批次沉淀制备的UO2粉末用于两个模拟的制造,并且顺利通过产品合格性鉴定。2010年4月28日压水堆核燃料元件厂顺利拿到了“投料生产批准书”和“工艺合格性鉴定证书”。批次沉淀ADU法制备核级UO2粉末是首次在压水堆元件制造采用,并且首次在核工业采用泵打循环代替传统搅拌,首次采用DCS系统,有效地降低了劳动强度,并降低了环境污染。ADU批次沉淀工艺在国内压水堆核燃料元件制造中使用,为国内压水堆核燃料元件制造ADU沉淀开发了一种新工艺,并且批次沉淀已应用于该公司压水堆化工生产线上,自动化程度高,运行稳定,效果良好,达到了国内先进水平。2009年至2010年度获公司科技进步一等奖和2010至2011年度包头市科技进步一等奖。
[成果] hg07047448 北京
TL291 应用技术 核燃料加工 公布年份:2007
成果简介:该发明公开了属于核技术中惰性基体材料制备技术范围,特别涉及应用于核燃料循环处理工艺、能形成单分散颗粒的一种氧化锆纳米球堆积嬗变靶的制备方法。该工艺是以双液相沉淀法中先在含有AOT的不溶于水的相同体积有机溶液加入碳纳米管,经过超声分散、沉淀得到双液相反胶团包裹的氧化锆纳米颗粒,并防止氧化物纳米粒子的团聚,将嬗变靶坯体浸入Pu或MA硝酸溶液中,得到含有Pu或MA的二氧化锆陶瓷嬗变靶坯体。高温烧结后Pu、MA在靶内部分布均匀,Pu或MA含量高。得到的粉体与微乳法制备的粉体类似,从几纳米到几十纳米。原料利用率高,工艺简单,工艺条件不苛刻。
[成果] hg07040470 北京
TL212.12 应用技术 核燃料加工 公布年份:2007
成果简介:该课题组研制开发了适用于我国铀资源特点的地浸采铀新工艺,并成功地实现工业化,成为世界上少数掌握该技术的国家之一。此工艺的主要关键技术有:井场工艺、自动监控、浸出液处理与新型设备等。与传统采矿方法相比,地浸采铀技术资源利用率高,可以开采品位更低矿石、回收收率高;工艺简单、基建投资少、运行费用低、经济效益高;环境保护和安防条件好。
[成果] hg07047467 北京
TL291 应用技术 核燃料加工 公布年份:2007
成果简介:该发明以硫酸铵溶液和含有锶-90和钇-90放射性核素作为电解底液,用铂丝或不锈钢作阴极,采用电解法,将三价钇还原沉积到阴极上,从而与溶液中的锶-90分离。该方法避免了强放射性核素锶-90和钇-90所引起的萃取剂和有机离子交换树脂的不稳定性,其分离与负载一步完成,操作简单;既可制成符合医用钇-90溶液,也可将其牢固附着在不锈钢片或心血管不锈钢支架上等,可直接用于临床治疗。
[成果] hg06019523 甘肃
TL241.14 基础理论 核燃料加工 公布年份:2005
成果简介:使用233Pa作示踪剂,PMBP(1-phenyl-3-methyl-4- benzoyl-5-pyrazolone)、Aliquat 336 (methyl-tri-caprylyl ammonium chloride)和TIOA(tri-iso-octyl-amine)等七种萃取剂,从各种无机酸中较系统地研究了Pa的溶剂萃取行为,并对部分Pa水解产物的反应机理作了进一步的讨论。研究结果表明,上述三种萃取剂在盐酸溶液中都对Pa有良好的萃取效果,但萃取机理有很大的差异;萃取和反萃速度都很快,TIOA和Aliquat 336略优于PMBP,但都能在一分钟内达到平衡,这有利于应用于短寿命核素的分离;F离子的存在对萃取行为有很大的影响。讨论了萃取反应方程和水解情况下的反应配位数,并提出了较合适的萃取和反萃条件。
[成果] 0601510356 北京
[TL211.1, TL44] 应用技术 核燃料加工 公布年份:2005
成果简介:根据国外的经验,当一个国家的核电装机容量达到10,000MWe规模时,应进行钚在压水堆核电站PWR)或快堆(FBR)中循环复用,以避免后处理钚中241Pu的损耗。为此,反应堆必须装载一定份额的混合氧化铀钚燃料(MOX燃料),实现闭式U-Pu燃料循环,以提高铀资源的利用率。为提高燃料的利用率,俄罗斯的快堆正朝着用MOX燃料更换UO<,2>燃料的方向发展,例如BN-600装入了随堆考验的MOX燃料组件,BOR-60实验快堆已实现全堆芯MOX燃料装载。法国是最早将MOX燃料用于FBR和PWR的国家之一。由于FBR发展计划的推迟,西欧现有31座PWR分别装载1/5、1/3或1/2堆芯的MOX燃料元件。其他如日本也正对MOX燃料在PWR上应用的可行性进行了论证,在日本快堆中已采用MOX燃料。中国在MOX燃料领域起步较晚。九五期间,中国原子能科学研究院已完成中国实验快堆(CEFR)和秦山核电厂中更换MOX燃料和考验MOX燃料的初步设计计算,结果表明CEFR堆芯具有较好的物理特性,而且CEFR堆芯设计比较灵活,从UO<,2>堆芯过渡到MOX燃料堆芯,堆芯结构不需作任何改动;秦山核电厂换装1组和4组MOX燃料不仅与原有UO<,2>燃料组件具有相容性和互换性,而且在核电厂原有设计不做较大修改前提下仍保持核电厂原来的运行特性和安全裕量。中国原子能科学研究院于“十五”计划期间承担了“MOX燃料元件技术研究”课题,该课题属国防科工委核能开发项目,主要拟解决压水堆用MOX燃料元件制造的关键技术。考虑到中国与MOX燃料制造相关的技术基础和经费状况,核能开发项目的总目标定为:2001年-2005年,建立MOX燃料块制造工艺装置及分析测试手段,研究关键技术,制造出符合技术指标,有工艺代表性的可供入堆辐照的MOX燃料芯块。2006年-2007年,建立专用焊接装置和检测设备,制造出合格的,可供入堆考验的MOX燃料棒。2008年-2010年,建成MOX燃料组件组装台架和试验装置,形成完整的MOX燃料制造实验室,制造出符合技术指标的可供入堆考验的MOX燃料组件。由于中国实验快堆(CEFR)使用的MOX燃料与压水堆MOX燃料有如下主要差别:CEFR-MOX燃料不仅Pu含量比压水堆的要大6倍左右,而且含一定量的235U,需采用特种混料技术达到235U与39Pu均匀混合;CEFR-MOX芯块的O/M比为1.97-1.99,而压水堆的则为2.00,对后者需精确调节烧结气氛的氧势;CEFR-MOX芯块的尺寸较少小,且呈环状,故其模具设计和芯块压制均需采用专门技术。为此申请了国际科技合作重点项目计划项目-快堆混合氧化铀钚燃料研制,项目的目的在于:依托国防科工委核能开发课题的研究内容和建立的基础,开展快堆MOX燃料研究,掌握CEFR-MOX芯块乃至MOX燃料组件的制造技术,建立专用的制造配套或辅助装置。为此需以中国原子能科学研究院为依托,并与核工业集团公司所属的国营四〇四厂、第五研究设计院合作。在“十五”期间,针对CEFR-MOX芯块研制中的专门技术,计划与俄罗斯全俄无机材料研究院开展合作。由上可见,在“十五”期间将完成MOX燃料关键部分-芯块制造工艺技术的研究和实验。为十一五完成MOX燃料元件和MOX燃料组件的研制打下基础。成果将在十二五得到推广。在核电行业中,燃料生产也是一个利润较高的环节。对于快堆而言情况更加明显。由于国内没有快堆燃料的生产线,CEFR的首炉燃料,包括后续的几炉燃料都必须从国外(俄罗斯)进口,而且还只是UO<,2>燃料,不是MOX燃料,价格也较贵,需花费大量外汇。一炉UO<,2>燃料(80盒左右)需要约一亿元人民币,如果是MOX燃料,价格将更高。CEFR在满功率运行模式下,一年就需要更换一炉燃料。另外中国正在进行60万千瓦原型快堆核电站的规划工作,规划在2020年左右建成。根据估算,购买原型快堆一炉MOX燃料的费用约7亿元人民币,而且原型快堆基本上两年就需要更换一炉燃料。MOX燃料不仅是费用的问题,而且MOX燃料的国产化已成为原型快堆工程立项的重要外部条件之一。快堆混合氧化铀钚燃料研制项目有很大的应用前景,是中国核能发展实现闭式燃料循环战略路线的关键环节,有很好的经济和社会效益。仅完成了MOX燃料芯块的研制,还需较大经费和时间投入,以掌握从芯块、燃料棒和燃料组件等整个工艺流程的技术,完成MOX燃料组件这种最终产品的生产,并在中国实验快堆和后续快堆中得到推广应用。合作方式:研究投入。
[成果] hg06006031 甘肃
[O571.6, TL212.32] 基础理论 核燃料加工 公布年份:2004
成果简介:该项研究发展了一种从中能重离子轰击重靶核反应产生的复杂体系中分离Pa的化学流程。用1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基-5-吡唑啉酮(PMBP)-TIOA联合萃取-反萃的流程(233Pa做示踪剂,苯为稀释剂)从60 MeV/nucleon的18O离子轰击过的天然铀靶的HCl溶液中完成了Pa的分离。获得的Pa样品的g射线单谱显示仅有Pa同位素。测定的铀和其它主要反应产物的去污因子绝大多数大于104。该化学流程从复杂的反应产物中分离Pa快速、高效,并且对其它未知的Pa同位素的化学鉴定有借鉴作用。
[成果] hg06030501 北京
TL241.14 基础理论 核燃料加工 公布年份:2002
成果简介:研究了烷基磷(膦)酸,烷基硫代磷(膦)酸和羟肟等对镅和镧系元素的萃取分离;首次将商品Cyanex 301萃取剂用于从镧系元素中分离镅,分离因子达到500;研究了Cyanex 301的纯化方法,使镅和镧系元素的分离因子可>2000;经研究表明Cyanex 301的纯化产品具有足够高的辐照稳定性能;二烷基二硫代膦酸与中性磷萃取剂的协萃,可降低萃取pH值到2.5,辐照稳定性进一步提高;研究了不同取代烷基的二硫代膦酸对分离镅和镧系元素的影响,结果说明二(2-乙基己基)二硫代膦酸的分离效果最佳。该成果为“分离领域中多年来最重要的发展”。
[成果] hg06109951 陕西
[TL329, TL291] 应用技术 核燃料加工 公布年份:2001
成果简介:自89年开始与美国宾州大学核工系订有合作协议开展该课题研究,事后得到上海核工程研究院支持,结合我国秦山核电站进行了核电厂换料方案设计方法与优化研究,取得如下成果:1、研制完成压水堆核电厂燃料管理快速计算软件PSU-LEOPARD/GNEMAD。2、应用优化方法进行核电厂装一换料方案的最优化研究并研制出换料方案优化软件ALPOT;3、应用上述理论与软件,对秦山核电厂的换料方案进行了优化研究,所选择方案通过专有审查,被确定为秦山核电厂第二循环最终换料方案。优化后方案使秦山核电厂第二循环的燃耗深度增加160MDW/MTU,取得较大经济效益。
  (已选择0条) 清除
公   告

北京万方数据股份有限公司在天猫、京东开具唯一官方授权的直营店铺:

1、天猫--万方数据教育专营店

2、京东--万方数据官方旗舰店

敬请广大用户关注、支持!查看详情

手机版

万方数据知识服务平台 扫码关注微信公众号

万方选题

学术圈
实名学术社交
订阅
收藏
快速查看收藏过的文献
客服
服务
回到
顶部