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第一篇论文摘要：质谱分析法在核燃料循环与材料分析中的若干应用实践
核燃料循环与材料分析是核科学技术领域的重要学科方向之一.该学科涉及从铀矿到核废物[1]处理处置过程中的众多分析方法.许多分析方法已经标准化,如美国ASTM标准,我国EJ标准等.在这些分析方法中,质谱分析方法起重要作用,尤其是在同位素分析方面更具独特优势.其中,气体同位素质谱法主要用于C、N、O、H、S、Si等同位素分析,热电离质谱法主要用于U、Pb、Sm、Nd、Rb、Sr、B、Li等同位素分析,电感耦合等离子体质谱法主要用于U、Li、B产品中杂质分析,二次离子质谱法主要用于微区同位素分析.本报告主要介绍近年来本实验室的若干应用实践和进展.气体同位素质谱法主要开展了地质样品中C、N、O、H、S、Si等元素的气态化合物同位素质谱分析.重点研究了这些元素的样品转化方法,使不同形态的样品转为CO2、N2、H2、SO2、Si F4等,然后用气体同位素质谱仪[2]进行同位素分析.热电离质谱法主要开展了地质和核材料样品中U、Pb、Sm、Nd、Rb、Sr、B、Li等元素的热电离同位素质谱分析.重点研究了这些元素的分离纯化方法和行为,使不同形态的样品转为U、Pb、Sm、Nd、Rb、Sr、B、Li纯溶液,然后用热电离磁质谱仪[3]或飞行时间质谱仪[4]进行同位素分析.电感耦合等离子体质谱法主要开展了电感耦合等离子体质谱法测定铀基核材料中杂质元素的分析.采用基体匹配和化学分离铀基体后,用ICP-MS测定了34种杂质元素[5].二次离子质谱法二次离子质谱法主要用于微区同位素分析,在核保障监督和核取证学方面应用.目前,重点开展了样品制备方法研究,为建立高分辨二次离子质谱实验室做好前期技术储备,预计2016年10月,可对外提供技术服务.
第二篇摘要范文：热堆嬗变~(99)Tc靶件中子学与释热率特性研究
核能的发展必须要考虑核燃料的供应、核电站的建设、乏燃料的处理及处置等整个核燃料循环链.国家通过设立“863”重点项目“核燃料循环与核安全技术”,针对先进核燃料循环开展了大量的研究,包括在快堆和热堆中嬗变长寿命、高放射性核废料的研究,基本解决了利用热堆嬗变长寿命裂变产物的基础可行性问题.该项目对于制定适合我国国情的热堆嬗变模式,实现先进的闭式燃料循环路线和核燃料可持续发展战略具有重要意义.99Tc是最重要的长寿命裂变产物之一,由于其热中子吸收截面较大,适合在热堆中进行嬗变.在“863”项目的支持下,本课题参考常见的17×,17 PWR组件模型,选用以Zr H2和Al2O3为惰性基体、99Tc的体积分数为40%~60%的靶件,以嬗变靶件替代燃料元件的装载方式,计算含有99Tc嬗变靶件的组件中子学参数、99Tc靶件自身的释热能以及靶件对组件的功率分布造成的影响.本文对加入靶件前后的组件中子学参数进行了计算,结果表明,由于99Tc热中子的吸收截面较大,靶件置入堆芯将导致燃料寿期缩短,组件的温度系数更负.随着靶件中99Tc体积分数的增加,这种变化更加明显.另外,由于Zr H2的慢化作用强于Al2O3,因此以Zr H2为惰性基体的靶件对上述中子学参数的影响更加明显.文中使用MCNP计算靶件的轴向释热率分布,给出具体了的轴向功率分布,并对比了靶件加入前后组件的功率分布变化,发现加入99Tc嬗变靶件后,组件内的燃料棒功率分布变得较平坦,且靶件中的99Tc含量越多,功率越平坦.对比两种不同的惰性基体材料制成的靶件对组件功率的影响,发现以Al2O3为惰性基体的靶件对组件的功率分布更有利.本文的结论可以为热堆嬗变99Tc的可行性研究和堆外热工水力试验靶件模拟件的研制提供参考.
第三篇核燃料循环与材料论文摘要：2013年度博士、硕士研究生录取一览表
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第四篇核燃料循环与材料论文摘要模板：加速器驱动次临界钍焚烧堆中子学初步研究
钍基核能具有资源储量丰富、燃料增殖能力较强、超铀物质生成量少、防止核扩散能力强等优点,成为未来核能发展的重要方向.由于钍燃料中不含易裂变核素,不能直接在现有的反应堆中使用(需要易裂变驱动燃料),目前还未能实现大规模有效利用.加速器驱动次临界系统(ADS)由于依靠外源中子驱动、运行在次临界状态,具备中子能谱硬、中子余额多等特点,适合装载钍燃料运行.结合钍燃料与加速器驱动次临界系统的优势,本文开展了加速器驱动次临界钍焚烧堆(CLEAR-Th)概念设计研究,并进行了CLEAR-Th中子学方案的设计和分析工作.
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本文根据CLEAR-Th的总体定位,从安全裕度、能量产出、质子束流流强和燃耗深度等方面提出了中子学设计的原则与目标.在调研分析国内外相关ADS研究基础上,从散裂靶、燃料、冷却剂、结构材料和堆芯布局等方面,给出了以钍钚混合氧化物为燃料,液态铅铋作为冷却剂,T91钢作为包壳材料和结构材料,初始有效增殖因数keff为0.98的初步概念方案,使用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC,从核燃料易裂变物质份额、燃料区高度与半径比和径向反射层厚度方面开展了CLEAR-Th中子学优化工作.
针对CLEAR-Th中子学方案,从燃耗情况、反应性系数、燃料循环管理三方面开展分析,初步结果表明：CLEAR-Th设计实现了稳定焚烧钍产能的设计目标,有望实现稳定的钍-铀自持焚烧,并具有长寿命次锕系物质生成量低、固有安全性良好等特点.CLEAR-Th设计可以考虑作为钍基核能利用一个富有吸引力的途径.
第五篇核燃料循环与材料论文摘要怎么写：钠冷快堆嬗变研究
核能利用过程中产生的长寿命高放废物(包括:次量锕系核素MA和长寿命裂变产物核素LLFP)对环境具有长期潜在的危害,对其进行安全处置是关系到核能大规模可持续发展的重要研究课题.我国随着核能发展规模的逐步增加,势必会面临MA和LLFP不断累积的问题.分离和嬗变(P&,T)方法可以有效解决长寿命高放废物的安全处置问题.钠冷快中子反应堆(快堆)是嬗变MA及LLFP现实有效的装置,本文研究MA及LLFP在钠冷快堆中嬗变的中子学问题.
首先,本文以中国示范快堆(CDFR)为参考堆芯,系统地研究了钠冷快堆嬗变MA的基本中子学特征,并归纳提出MA焚毁效果评估指标的一般性准则.MA引入钠冷快堆燃料中会对堆芯性能造成显著影响,因此MA添加量受到一定限制,但是MA嬗变支持比却与MA添加量成正比,这是钠冷快堆嬗变MA固有的矛盾.转换区可大量添加MA,但嬗变效率偏低.MA焚毁效率与燃料燃耗深度和MA焚毁效率因子(MA裂变份额与MA初始质量份额的比值)的乘积成正比,MA焚毁比消耗与堆芯中MA的裂变份额成正比.
论文进一步研究了MA在钠冷快堆中的不同嬗变方式选择,包括:压水堆乏料超铀核素(TRU)整体在CDFR快堆中循环,MA以惰性基体燃料(IMF)靶组件形式在CDFR中非均匀布置嬗变或在转换区大量布置靶组件,MA专用焚烧堆.第二种方式MA嬗变效率高,但靶组件布置数量有限且需优化其位置.第三种方式能达到更高的支持比,但安全性下降.第一种对堆芯性能影响小,可行性更大.TRU多次循环后,单个堆芯中的MA含量可达到平衡态,此时燃料循环中总的MA累积量只跟总装机容量成正比.论文预测评估了TRU整体循环对我国MA累积趋势的影响,结果表明,TRU整体循环可以有效控制我国总的MA累积量,同时保证增殖核燃料的需求.
论文还论证了利用MA焚烧快堆泄漏区中子来嬗变LLFP(Tc-99和I-129)的可行性.引入LLFP嬗变组件给堆芯带来的影响与嬗变组件的位置和其材料组成相关,慢化材料和慢化方式的选择对LLFP的嬗变效率有比较大的影响.
第六篇摘要范文：纳米材料与纳米技术在先进核能系统中的应用前瞻
随着人类对核能需求的快速增长,为应对核能发展的挑战,世界主要核能国家已经开始了先进核能系统的研发.新材料与新技术被认为将在未来先进核能系统中发挥重要作用,其中纳米材料与纳米技术显示了在未来核能中广泛的潜在应用前景.纳米材料是近年来受到广泛重视的一种新型功能材料,本文综述了纳米材料与纳米技术在先进核燃料制造、乏燃料后处理、核废物处置以及核环境修复等核燃料循环领域的应用基础研究现状,并对纳米材料技术在未来先进核能系统中的应用发展趋势进行了展望.
第七篇核燃料循环与材料论文摘要范文：中国放射化学的发展历程(1934-2000)
放射化学是近代化学与核科学的一个重要组成部分.中国放射化学的发展始于1934年.在其漫长的发展历程中,放射化学虽然随着国家需求的变化经历了蓬勃发展与停滞不前的不同阶段,但是从总体上看,它为国防安全、核能开发及核技术应用做出了重大贡献.本文以中国放射化学60余年的发展历程为研究内容,总结其发展特点及经验教训,为未来制订科学有效的放射化学学科规划提供一定的借鉴.本文将中国放射化学的发展历程划分为起步阶段(1934-1949)、初步发展阶段(1950-1960)、快速发展阶段(1960-1970)、常态化发展阶段(1970-1986)以及艰难调整阶段(1986-2000).论文探讨的各阶段主要内容如下：(1)起步阶段.介绍了20世纪上半叶放射化学的国际学术背景以及中国学者对于放射化学的早期探索工作.(2)初步发展阶段.详述了国家创建核工业前后放射化学的科研与人才培养工作,分析了高等院校放射化学专业建立初期的特点.(3)快速发展阶段.选取了铀钚燃料循环技术的两项杰出成果——中国首枚原*所用二氧化铀的制备和萃取法核燃料后处理技术的自主研发作为主要研究对象.对于前者,描述了科技人员完成二氧化铀生产任务的艰苦过程,重点分析了生产工艺流程.对于后者,再现了后处理技术的研发过程,考察了军用后处理厂建设中两种工艺路线抉择的来龙去脉及其影响因素,指出苏联并非有意向中国援助落后的后处理技术.对放射化学围绕核武器研制取得的其他成果也进行了概述.(4)常态化发展阶段.探讨了放射化学在寻求学科正常化发展的过程中所遇到的一些问题,重点考察了《放射化学学科规划》的制订、修订及专业学会的成立过程.(5)艰难调整阶段.从高校放射化学专业的萎缩与科研机构研究水平的下滑两个方面,对放射化学发展遭遇的困境进行了论述,指出有关部门忽视放射化学对于核电事业可持续发展的重要性、管理体制欠顺、对于放射性危害的不恰当夸大是导致放射化学停滞不前的深层原因.在对上述5个发展阶段系统分析的基础上,本文归纳出了中国放射化学发展的几个基本特征：“任务带学科”、苏联援助对于放射化学的初期发展助力甚大、“任务”完成后“学科”没有真正建立.最后,本文总结了几点中国放射化学发展的经验教训.
第八篇核燃料循环与材料论文摘要格式：U-Th燃料自持循环的研究
寻找一条高效的钍资源的利用途径对于解决核燃料的短缺问题具有重要意义,与“一次通过循环方式相比,铀钍闭式燃料循环方案可以充分利用钍、铀资源,若能实现铀钍燃料自持循环,则可以在不添加可裂变材料的情况下充分利用钍资源,有利于核能的可持续发展.
本文首先介绍了燃料循环的现状,并分析了铀钍循环的特点、方式和研究现状,阐述了铀钍自持循环的重要意义.
本文使用了三维MCCOOR软件对不同的钍燃料循环方案进行计算,该软件由3个标准程序MCNP、COUPLE、ORIGEN-S组成,可用于三维几何结构的核反应堆燃耗计算分析及反应堆功率分布的研究.
本文着重研究了在重水反应堆CANDU中实现~(233)U-~(232)Th燃料自持循环的可能性.首先采用混合棒束方案,在棒束内部同时布置钍棒和铀棒,初步探讨了~(233)U燃料的制备方式.其次重点研究了~(233)U-~(232)Th燃料自持循环途径.研究表明,在棒束内采用径向非均匀~(233)U燃料分布形式,在理论上可以实现在功率堆CANDU中~(233)U-~(232)Th的自持循环.在此基础上,分别研究了燃料丰度、浓度分布、燃料布置、功率密度和冷却剂等多种因素对自持平衡裕量的影响.
本文提供了各种模型的比较分析,提出了在重水反应堆CANDU中实现铀钍燃料自持循环的较合理的理论模型,其研究结果可为钍资源利用提供理论依据.
第九篇核燃料循环与材料论文摘要：中国核电能源链的生命周期温室气体排放研究
应用全能源链分析(PCA)和生命周期分析(LCA)方法,采用第一手调查数据和一些新的参数,对我国核电能源链的生命周期温室气体排放进行评价计算.结果表明,现阶段我国核电能源链(包括核燃料循环前段、核电站)的实际温室气体排放量为6.2g CO2,eq/(k W·,h),若考虑核燃料循环后段(乏燃料后处理与废物处置)则总的温室气体排放量为11.9g CO2,eq/(k W·,h).核电是低碳能源,发展核电代替一定规模的煤电提供一次能源,每1k W·,h电力生产能够减排大约1kg二氧化碳.推进核电产业链的技术升级和持续节能降耗,鼓励材料再循环再利用,核电能源链的温室气体排放仍有进一步降低的空间.
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第十篇摘要范文：日本钚问题及其国际关切
随着日本分离的钚材料的大量累积,以及位于青森县六所村的大型后处理厂建设的完成,国际社会对日本钚累积和核燃料循环政策的关切日益增加.日本向国际原子能机构承诺的“无过剩钚”的原则在今后十几年中都难以实现.本文认为,日本的核能政策及其钚累积问题对目前核不扩散机制产生了相当的负面影响,日本政府应重新考虑、调整其核燃料循环政策,国际社会在核不扩散机制方面对所有无核国家应采取统一标准和平衡政策.
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核燃料循环与材料引用文献:
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