【技术实现步骤摘要】
一种溶解二氧化钍的方法及装置
[0001]本专利技术属于核燃料后处理
,具体涉及一种溶解二氧化钍的方法。
技术介绍
[0002]天然钍
‑
232是一种弱放射性元素,在自然界中的储量约为铀的3
‑
4倍,是国际上公认的潜在核资源。
232
Th的热中子俘获截面约为
238
U的三倍,在相同条件下,
232
Th/
233
U转化率更高,可得到更多的易裂变核素;钍铀燃料循环产生的长寿命次锕系元素源远少于铀钚燃料循环;钍铀燃料循环会放出高能γ射线(能量2~2.6MeV),这增加了使用
233
U的难度;与UO2相比,ThO2具有更好的化学稳定性和耐辐照性、更高的热导率、低热膨胀系数,可达到较深的燃耗。
[0003]钍基燃料在不同的反应堆(轻水堆、高温气冷堆、重水堆、快中子堆、熔盐堆)中尝试使用,其燃料类型也不相同(如球状、氧化物、熔盐等)。而针对不同类型的钍基核燃料,乏燃料后处理技术差别较大。
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【技术保护点】
【技术特征摘要】 【专利技术属性】
1.一种溶解二氧化钍的方法,其特征是,采用浓硝酸冷凝回流溶解二氧化钍。2.根据权利要求1所述的一种溶解二氧化钍的方法,其特征是,包括以下步骤:(1)向装置中加入浓硝酸得到溶解液;(2)将所述溶解液恒温加热回流后加入二氧化钍溶解,直至得到硝酸钍溶液。3.根据权利要求1所述的一种溶解二氧化钍的方法,其特征是,所述步骤(1)中,所述浓硝酸浓度为13mol/L以上。4.根据权利要求1所述的一种溶解二氧化钍的方法,其特征是,所述步骤(2)中,加热温度为120
技术研发人员:何辉,于婷,卢宗慧,张烨,李斌,叶国安,
申请(专利权)人:中国原子能科学研究院,
类型:发明
国别省市:
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