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公开(公告)号:CN115161678A
公开(公告)日:2022-10-11
申请号:CN202110978812.3
申请日:2021-08-25
Applicant: 株式会社东芝 , 东芝能源系统株式会社
IPC: C25B9/19 , C25B15/023 , C25B15/08 , C25B1/23 , C25B3/26 , C25B3/03 , C25B3/07 , C25B11/052 , C25B11/031
Abstract: 提供碳化合物制造系统以及碳化合物控制系统的控制方法,能够低成本地制造。碳化合物制造系统具备:回收单元;变换单元;合成单元;第1流路,用于将供给气体供给到回收单元;第2流路,将回收单元与变换单元连接;第3流路,将变换单元与合成单元连接;第1~第3检测器中的至少一个,分别测定流过第1流路的供给气体的流量而生成第1数据信号、测定流过第2流路的二氧化碳的流量而生成第2数据信号、测定供给到变换单元的电压或电流的值而生成第3数据信号;和综合控制器,将第1~第3数据信号中的至少一个的测定数据和与测定数据对应的计划数据比对,依照比对结果生成用于分别调整各单元的运转条件的第1~第3控制信号中的至少一个。
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公开(公告)号:CN108933548A
公开(公告)日:2018-12-04
申请号:CN201810160328.8
申请日:2018-02-27
Applicant: 株式会社东芝
IPC: H02N11/00
Abstract: 提供一种能够提高效率的发电元件、发电模块、发电装置以及发电系统。根据实施方式,发电元件包括第一导电层、第二导电层、第一部件以及第二部件。所述第一部件设置于所述第一导电层与所述第二导电层之间。所述第一部件包含具有纤锌矿构造的第一结晶。所述第二部件设置于所述第一部件与所述第二导电层之间。所述第二部件与所述第一部件相离。所述第一结晶的 方向具有从所述第一部件向所述第二部件的分量。
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公开(公告)号:CN103514968A
公开(公告)日:2014-01-15
申请号:CN201310235024.0
申请日:2013-06-14
Applicant: 株式会社东芝
IPC: G21C19/50
CPC classification number: C25C7/005 , C25C3/34 , G21C19/46 , Y02W30/883
Abstract: 本发明的课题是通过还原钍氧化物而回收钍金属。提供一种回收含有金属钍的核燃料物质的核燃料物质的回收方法,该方法具有在碱土类金属卤化物的第1熔融盐中对钍氧化物进行电解还原的第1电解还原步骤(S01)、对在此得到的还原物进行清洗的第1还原物清洗步骤(S02)、然后对还原物进行分离的第1分离步骤(S15)及第2分离步骤(S16)。第1熔融盐进一步含有碱金属卤化物,含有氯化钙、氯化镁、氟化钙或氟化镁中的至少一种。此外也可以在第1电解还原步骤(S01)之前设置在碱金属卤化物的第2熔融盐中对铀氧化物、钚氧化物及次锕系元素氧化物进行电解还原的第2电解还原步骤(S03)。
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公开(公告)号:CN101593566B
公开(公告)日:2012-08-29
申请号:CN200910142025.4
申请日:2009-05-27
Applicant: 株式会社东芝
IPC: G21C19/44
CPC classification number: G21C19/46 , C25C1/22 , C25C3/34 , Y02P10/212 , Y02W30/883
Abstract: 本发明涉及一种乏燃料后处理方法。本发明的目的是:从乏燃料中分离大部分的U并将之作为轻水反应堆燃料回收,以及通过将Pu和MA(次锕系核素)与U一起回收,使之能够用于快堆的金属燃料。上述目的是通过本发明的乏燃料后处理方法实现的,该方法具有如下工序:将乏燃料溶解到硝酸溶液中的溶解工序(3);将Np维持在5价、同时将Pu还原为3价的电解价调整工序(4);使经过电解价调整工序的燃料与有机溶剂接触,并用提取剂提取6价U,从而回收UO2的提取工序(5);使残留在硝酸溶液中的MA和裂变产物作为草酸沉淀物沉淀的草酸沉淀工序(6);在草酸沉淀物中添加盐酸而将之转化为氯化物(9)的氯化工序(8);使氯化物(9)在Ar气流中脱水从而合成无水氯化物(41)的脱水工序(40);和,将无水氯化物(41)溶解到熔融盐中,利用电解在阴极回收U、Pu和MA的熔融盐电解工序(10)。
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公开(公告)号:CN101650980A
公开(公告)日:2010-02-17
申请号:CN200910167005.2
申请日:2009-08-12
Applicant: 株式会社东芝
CPC classification number: G21C19/46 , B01D11/0434 , B01D11/0492 , B01D17/0217 , B01D17/047 , B01D17/06 , Y02W30/883
Abstract: 本发明提供一种使用过的核燃料的再加工方法,不设置从使用过的核燃料单独分离钚的工序就能够回收高纯度的铀,并且经过了再加工的钚的单独分离回收变得困难,对核扩散的抑制效果良好。在通过溶剂提取对将使用过的核燃料溶解于硝酸水溶液而得到燃料溶解液中含有的原子核素进行分离并回收的使用过的核燃料的再加工方法中,设置有:电解原子价调整工序,以燃料溶解液中含有的Pu的原子价为基准,到该钚的原子价成为3价为止、且不除去FP和MA地进行燃料溶解液中含有的溶解原子核素的电解还原;和原子核素分离工序,使用TBP溶剂,使Pu从经过了上述电解原子价调整工序的燃料溶解液分配到该TBP溶剂中。
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