核燃料后处理各章问
题
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答案
第一章 绪论
1-2、核燃料后处理的任务及其产品形式是什么?
答:后处理任务(
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):
⑴ 回收铀、钚作为核燃料重新使用。
⑵ 去除铀、钚中的放射性裂变产物及吸收中子的裂变产物。
⑶ 综合处理放射性废物,使其适合于长期安全储存。
产品形式(书本P7-P8):
主要商业产品是:铀和钚
其中,钚
铀
1-3:简述核燃料后处理厂的特点。(书P12):
答:后处理厂的特点是:
1) 各化工单元操作设备设置在重混凝土墙作屏蔽且有不锈钢负面的专用设备室中;
2) 对设备材料、化学试剂、有机溶剂、离子交换树脂以及放射性元素的氧化态都要考虑射线对物质所致的辐射损伤、辐射降解、热效应和化学效应;
3) 必须考虑工艺溶液储槽的核临界安全问题;
4) 要高度重视放射性液流的跑冒滴漏及放射性废物的处理和处置;
5) 后处理工艺技术的研究开发有一套特殊的模式;
6) 后处理厂要接受IAEA“不扩散核武器的监督”。
1-5、简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺过程。
其中,
EQ \o\ac(○,5)
乏燃料的后处理简要过程为:
方法:
第二章 溶剂萃取工艺的化学原理
2-4、 影响磷酸三丁酯萃取铀、钚的因素分别是什么?(P7)
答:影响TBP萃取铀的因素
1)水相中UO2(NO3)2浓度
2)有机相铀饱和度
3)硝酸浓度
4)TBP浓度
5)共存的络合剂
6)温度
影响TBP萃取钚的因素
1) 硝酸浓度
2) TBP中的铀饱和度
3) TBP浓度
4) 温度
5) TBP降解产物的影响
第三章 核燃料元件的类型及后处理工艺的基本过程
3-4、乏燃料元件运输中药考虑哪些问题?(P80)
答:考虑的问题有:
1)首先要考虑运输
方案
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。可用汽车、火车或者轮船运输乏燃料元件,如果核电站(或乏燃料中间贮存库)与后处理厂均有铁路专线及相应的运输设备,则铁路运输成为首选方案。
2)确保运输安全是头等大事。不但要确保货包在正常状态下完好无损,而且在发生事故的条件下,仍要确保不泄漏反射性物质。运输容器是发燃料元件的关键设备,它具有安全性
要求
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高、结构复杂、质量大的特点。容器壳体的选材,要考虑结构材料、
屏蔽材料和中子屏蔽材料。
3-6、乏燃料组件放置(冷却)贮存的目的是什么?(P82)
答:放置贮存的目的是:
1) 降低乏燃料元件的放射性活度水平。
2) 减少易裂变材料的损失。
(3)使强放射性237U衰变完全。
3-7:热中子堆乏燃料后处理工艺原理流程(PPT)
答:工艺流程为:
萃取 洗涤 反萃 一个萃取循环
生产堆燃料元件:两循环流程或再加尾端净化措施。
动力堆燃料元件:
1)增加Purex流程的萃取循环数。三个萃取循环流程
2)调整Purex流程的工艺参数。共去污萃取器采用高酸(2-3mol/L)进料(防止钚的歧化反应)、高酸(2-4mol/L)洗涤(有利于钌的去除)的操作方式。
3)调制共去污料液时,进行氧化预处理(除钌措施)。
a.通入臭氧,将钌转化成易挥发的四氧化钌。
b.通入纯氧,在100度的温度下将钌转化成不易被TBP萃取的化学形式。
c.加入高锰酸钾溶液氧化钌,MnO2沉淀可吸附锆、铌等裂片元素。
d.通入硝气(NO/NO2),使料液中亚硝酰钌的硝酸根络合物转变成
硝酸根络合物。
e.加入氟离子,使其与锆形成不易被TBP萃取的锆氟络合物。
3-8:快中子增殖堆乏燃料的几个特点是什么?(PPT)
答:特点是:
1)高燃耗、裂变产物含量高(10%)(轻水堆中约4%)。
2)乏燃料比放射性活度高,要求铀、钚对裂变产物的去污系数大于107,三个萃取循环以上。
3)水相和有机相的辐射分解效应大,需提高萃取效率,缩短料液与有机相的接触时间。
4)钚的含量高(比热中子堆的乏燃料高一个数量级),需引入逆流电化学还原反萃法。
5)高含量的钚存在,需确保萃取过程的核临界安全。
第四章 乏燃料元件的首段处理
4-1水法核燃料后处理工艺的首段处理包括哪些步骤?(书P83)
答:预先将燃料包壳除去,然后必须将燃料组件解体、燃料溶解,最后调试制成符合工艺流程要求的原料液。
4-2:乏燃料原件的脱壳方法有哪几种?简述各类脱壳方法的优缺点及其实用性。(PPT)
答:脱壳方法主要有:化学去壳发、机械去壳法、包壳和芯体同时溶解法及机械—化学去壳法四大类。
化学去壳法:优点:设备及操作简单,成本低;
缺点:溶解速度慢且不稳定,产生了大量高盐分的高放射性废液。
实用性:曾用于生产堆燃料原件的去壳,主要用于铝燃料原件的包壳脱除。
机械去壳法:优点:不增加废液量,有利于后续萃取分离;
缺点:机械设备复杂,成本高;易造成芯体损失;
实用性:现阶段倾向于使用这种方法。
包壳和芯体同时溶解的法:优点:适用于多种不同燃料原件处理;芯体不会损失;
缺点:增加放射性废液;对设备腐蚀大;
实用性:现阶段较少使用。
机械—化学去壳法:
优点:不产生放射性废液;不会造成芯体燃料损失;剪切机结构简单;成本低;
缺点:切割设备依旧复杂且需要控操作。
实用性:使用于处理包壳材料不溶于硝酸的燃料原件,用于处理锆及其合金包壳、不锈钢包壳的氧化物燃料元件的去壳,是动力堆乏燃料元件代表性方法。
4-4:1AF料液制备中要考虑哪些因素?(P97)(不确定)
答:为了保证共去污萃取设备的联系运行,达到规定的铀钚净化系数及分离系数必须进行澄清处理并按照第一萃取循环的工艺条件调制料液。
因此要考虑乏燃料溶解液中含有的一些由难溶组分形成的沉淀、悬浮物及胶体、溶解条件也有关以及悬浮物的组成合燃料及形态。
另外一种答案:
1) 乏燃料溶解液的预处理,除去溶解液中的固体颗粒;
2) 调整酸度以满足高酸流程或低酸流程的要求
3) 调整铀浓度
4) 调整钚的价态,以使铀钚分别处于易于被TBP萃取的U(VI)和Pu(IV)。
第五章 铀钚共去污—分离循环
5-2:铀钚共去污—分离工艺过程。(书P101)
答:铀钚共去污—分离循环包括铀钚共萃取共去污、铀钚分离、铀的反萃三个单元操作。其中萃取净化过程包括萃取、洗涤、反萃三个单元操作。
PS:所对应的框图是在课本P102,大家自己画。
5-6:铀和钚分离原理是什么?(书P111)
答:实现铀钚分离原理是:选择合适的还原反萃剂,将钚由Pu(IV)还原到不被TBP萃取的Pu(III),使钚从有机相转入水相,而铀仍以铀(VI)保留在有机相中,从而实现铀与钚的分离。
5-7:第三代、第四代后处理技术有哪些?(PPT)
答:第三代后处理有:
第一类是带有一体化特征的全分离流程研发,对传统PUREX流程进行较大改变,统一考虑铀钚、次锕系核素、LLFP的走向与分离,同时使用多种方法和试剂。例如:Urex流程; NEXT流程; ERIX流程;法国的GANEX流程
第二类是改进的Purex流程作为主流程附加其它分离流程。目前已研究了众多的分离流程,但尚未达到中试阶段。研发中的分离流程一般先对HLLW中相关组分进行组分离,然后分别进行阿系镧系分离和锶铯提取。
例如:用于组分离的流程有:含磷类的TRUEX流程; TRPO流程; DIDPA流程。含氮类的ARTIST流程; DIAMEX流程。
组分离后进行三价锕系、镧系分离的有:磷酸类的TALSPEAK流程; CTH流程。软配体类的SANEX流程,包含硫代膦酸类的Cyanex-301流程;ALINA流程, 和含氮类的BTPs流程.
在组分离和锕系镧系分离基础上组合直接萃取或反萃取进行锕、镧分离的流程有DIDPA+DTPA流程;SETFICS(CMPO+DTPA) 流程;PALADIN(HDEHP+双酰胺)流程。
另外还有:分离锶铯的有CCD-PEG流程;用冠醚分离锶的SREX流程;用杯冠化合物直接萃取铯的CSEX流程。
第四类后处理技术有:
主要采用的是干法后处理技术。主要用于在水溶液中难以溶解的辐照燃料及靶件、金属元件快堆乏燃料中锕系元素的回收分离。
主要有以下二种方法:
1) 氟化物挥发法: 铀钚的六氟化物易挥发,且有合适差异的沸点。在对铀附加净化后对裂片元素的去污系数和铀钚分离系数接近水法。可以处理金属或氧化物燃料元件,尤其适合于熔盐堆的在线后处理。
2) 熔盐电解法:美国的金属锂还原熔盐电解精炼流程;俄罗斯的金属氧化物电沉积流程。
第六章 钚的净化和尾端处理
6-5:钚的净化循环过程及主要任务是什么?(P126,框图在P125,P125)
答:钚的循环净化过程:萃取、洗涤、反萃过程,主要是将难溶性钚的沉淀物进行精炼。
主要任务:进一步去除共去污分离循环钚产品液及钚的第二萃取循环的钚产品液中的铀和裂片元素,同时将钚溶液浓缩。
第七章 铀的净化循环和尾端处理
7-2:在什么情况下需用三个萃取循环净化铀?在什么情况下只需用两个萃取循环加硅胶吸
附净化铀?
答: 在Purex流程中,经过两个萃取循环后的硝酸铀酰溶液,其反射性污染仍超过产品允
许
标准
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。那么就要将铀溶液经过硅胶柱进行吸附处理,可使铀得到进一步净化,使其放射性
活度降低到可直接加工的水平;若前面的两个萃取循环步骤所得的铀/钚的纯度已经很高了,
且放射性已经满足要求了,那么就可以不用硅胶吸附了,而改用三个萃取循环的方法。
PS:这个是我上课听老师讲的时候记下的一点点东西,大家有知道的可以告诉我,我给你们
补充。
第九章 反射性三废的处理与处置
9-1:后处理厂反射性三废的来源,废物处理、处置的基本原则是什么?(P202、P203、PPT)
答:反射性三废来源:核燃料后处理厂额废物,从乏燃料后处理中回收铀、提取钚的过程中伴随产生含有不同数量的裂片元素、超铀元素的水相和有机相溶液、气体和气溶胶、固体物质和粉尘。
废物处理与处置的基本原则:(希望大家帮忙找答案)
对反射性废水处理原则是:稀释排放、浓缩贮存和回收利用。
对放射性废气处理原则是:
对反射性固体废物处理原则是:
9-2:放射性废水处理技术有哪些?(书P204)
答:反射性废水处理技术有:
1) 凝聚沉淀:是一种化学处理方法,其过程是往废水中加入某些称为凝聚剂的化学物质,使废水中的胶体状物质聚集成细小的可沉淀颗粒,颗粒与颗粒或与废水中的悬浮状物质组合成绒粒,绒粒具有很大的比表面积和吸附能力,吸附更多的溶质形成絮状物。经过澄清和机械过滤,将沉淀从水中分离。
2) 蒸发浓缩:该法是使溶剂水汽化、废液得到浓缩,二次蒸汽冷凝液返回复用,而将残液进行玻璃固化处理。
3) 离子交换:采用离子交换树脂可以将极低浓度的溶液中的某些离子进行选择性的吸附,广泛用于高中低反射性废水的处理,且效果明显。
4) 膜分离技术:该法是建立在选择性渗透原理基础上,以外界能量或化学位差为推动力,是待分离组分从膜的一边渗透到膜的另一边,达到分离、富集的目的。
5) 废液固化:将反射性废液及泥浆转化为固体形态的工艺过程称为固化。固化处理有水泥固化、沥青固化或聚合物固化几种方式。
9-3:高放废液的综合利用及最终处理途径有哪些?(P228)
答:高放废液的综合利用及最终处理途径有:
1) 槽式贮存:虽然这不是最终的贮存方式,但是在固化之前,是必经的贮存手段。其中用碳钢槽贮存中性废液,不锈钢槽贮存酸性废液这两种方法在耐腐蚀方面是相对安全的。
2) 次锕系核素和长寿命裂变产物的分离—嬗变方案:将MA和LLFP从HLLW中分离出来,然后利用热中子堆、快中子堆进行嬗变处理,进而固化,不但可以减少反射性,而且还充分利用了铀资源,确保核不扩散。
3) 从高放废液中提取有使用价值的核素:先将高放废液中的Sr-90、Cs-137、Am-241、Cm-242和Cm-244等核素提取出来,然后再进行固化和永久贮存,这种方法比直接固化、永久贮存更安全,而且还获得了有利用价值的裂片元素及超铀元素。
9-6:放射性固体废物的处理方法有哪些?(P265)
答:放射性固体废物的主要处理方法有:压实减容、回收锕系元素、固定和封闭等,三者可以组合应用,也可以单独应用。
压实减容:针对体积大、密度低、比反射性活动高、含有长寿命超铀元素、中子活化产物及氚的高放固体废物,通常采用机械压实的方法来减容,然后封装在安全的容器中以便贮存及处置;有些废物采用高压捆扎减容。
焚烧法:可燃废物有纸张、脱脂棉、手套、防护服、胶鞋、木材、有机离子交换树脂等多种,通过焚烧减少其体积和降低其可燃性,在处理前要对废物进行分类,并跳出不可燃混杂物。
固定和封闭:针对既不能压实减容又不能焚烧的放射性固体废弃物如混凝土、玻璃、大型废旧设备,通常采用尺度超过数米,需采取固定和封闭处理。主要采用水泥、沥青、塑料、有机和无机涂料、金属等包覆设备表面或整体,将放射性核素长期固定和封装在固化体中。
PS:如果是放射性固体废弃物的处置方法的话,答案如下:(P266)
答:反射性固体废物处置的方法有:
1) 深底层处置:目的是使废物与人彻底隔离;是废物与循环地下水彻底隔离。
2) 海洋处置:水泥和沥青固化体投入深度2000m以上的深海的做法称为海洋处置。
3) 反应堆处置:利用快堆中快中子嬗变锕系元素;利用混合堆产生的聚变中子嬗变锕系元素。
4) 宇宙处置:将放射性误会发送到宇宙空间,使其永远与地球隔离。
9-7:反射性废物的管理原则是什么?(P202)
答:放射性废物的管理要遵循减量化、资源化和无害化三个原则。反射性废物的管理包括废物处理、运输、暂时贮存和最终处理的全部过程。
9-8:高、中、低放废水的比活度范围是什么?(P203)
答:水法后处理过程中产生的反射性废水,按比活度一般分为以下三类:
高放废水:比活度高于
中放废水:比活度介于
之间
低放废水:比活度低于
以下是核燃料循环要修正和补充的题目答案:
3-7:热中子堆乏燃料后处理工艺原理流程(P74)
答:原理流程图是:辐照过的燃料→燃料溶解→料液制备→共去污→铀钚分离→溶剂净化
(只需画出燃料循环的主线即可)
4-4:1AF料液制备中要考虑哪些因素?(P97)
答:为了保证共去污萃取设备的联系运行,达到规定的铀钚净化系数及分离系数必须进行澄清处理并按照第一萃取循环的工艺条件调制料液。
而料液调配的时候要注意以下问题:
5) 乏燃料溶解液的预处理,除去溶解液中的固体颗粒;
6) 调整酸度以满足高酸流程或低酸流程的要求
7) 调整铀浓度
8) 调整钚的价态,以使铀钚分别处于易于被TBP萃取的U(VI)和Pu(IV)。
因此要考虑乏燃料溶解液中含有的一些由难溶组分形成的沉淀、悬浮物及胶体、溶解条件也有关以及悬浮物的组成合燃料及形态。
9-1:后处理厂放射性废物处理、处置的基本原则是什么?(网上搜的答案)
答:废物处理与处置的基本原则:
1) 改革不合理的工艺操作,防止不必要的污染并开展废物的回收利用;
2) 对已生产的废物分类收集,分别贮存、处理,处理方法要求安全、经济、净化效率高和简单易行;
3) 尽量减容积以节省运输、贮存和处理费用;
4) 向环境稀释排放时要按照“合理、可行、尽量低”的原则严格控制;
5) 以稳定的固化体形式贮存,以减少放射性核素迁移扩散;
6) 废物的最终处置必须做到同生物圈有效的隔离。
9-3:高放废液的综合利用及最终处置途径有哪些?(P228)
答:高放废液的综合利用及处理途径有:
4) 槽式贮存:虽然这不是最终的贮存方式,但是在固化之前,是必经的贮存手段。其中用碳钢槽贮存中性废液,不锈钢槽贮存酸性废液这两种方法在耐腐蚀方面是相对安全的。
5) 次锕系核素和长寿命裂变产物的分离—嬗变方案:将MA和LLFP从HLLW中分离出来,然后利用热中子堆、快中子堆进行嬗变处理,进而固化,不但可以减少反射性,而且还充分利用了铀资源,确保核不扩散。
6) 从高放废液中提取有使用价值的核素:先将高放废液中的Sr-90、Cs-137、Am-241、Cm-242和Cm-244等核素提取出来,然后再进行固化和永久贮存,这种方法比直接固化、永久贮存更安全,而且还获得了有利用价值的裂片元素及超铀元素。
但是,高放废液以液体形式贮存尽管安全,但却不是最终方案。经过中间贮存一段时间后,将其进行玻璃固化或陶瓷固化,这样得到的固化体在化学惰性、机械强度等方面能使放射性核素长期固定在其中,随后再将固化体(玻璃体或陶瓷体)装入钢制容器中贮存于坚实地下、深层质岩层中。
重新加工利用
在反应堆中
的燃烧
乏燃料后处理
残留的核材料
浓度的重新调整
U235同位素的浓缩
燃料元件的制造
铀的开采、冶炼、
精制及转化
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