重水堆核燃料循环

重水堆(HWR)一个最重要的特点就是中子经济性好，高的中子经济性使得重水堆可以使用天然铀。重水堆除可以用天然铀之外，还可用低富集度铀、轻水堆乏燃料回收的铀、MOX燃料和钍燃料等。这使重水堆的燃料循环具有更大的灵活性。     

钚与后处理铀在轻水堆中的重新循环

【英国《国际核工程》1989年专刊第71页报道】法国核工业正注重使钚和后处理铀两种燃料重新循环。钚可用作铀-235的替代裂变燃料而制成铀-钚混合氧化物燃料(MOX);而后处理铀必须被转换和再被     

一体化快堆的核燃料循环

【苏联《国外原子技术》1988年,第11期第32页报道】对于具有设备一体化布局并采用金属燃料的快堆(IFR),开拓了建立闭合燃料循环的新方法。经过深入研究的液体金属反应堆燃料后处理方法与惯用的,随后从回收物制造黄饼来实现燃料再生的水法有本质区别。该方法采用的工艺是首     

进展中的日本轻水堆后处理厂

日本位于Ｒｏｋｋａｓｈｏ的后处理厂的建设始于１９９３年４月，其乏燃料贮存池计划于１９９６年投入使用，而其后处理装置则按２１世纪初期开始现役运行的目标正在建设中。     

中国快堆及先进核燃料循环体系发展战略思考

中国是世界上最大的发展中国家,能源消耗位列世界第一。为实现社会、经济的可持续发展,确保能源供应安全和降低环境压力,大力发展包括核能在内的清洁能源是能源发展战略的必然选择。目前,中国的核能经过近30年的发展取得了长足进步,但在能源体系中依然占比很小。鉴于中国的铀资源总体储量有限,仅靠热中子反应堆支撑核能作为主力能源发展难以实现。快堆具有资源利用率高、固有安全性好等优点,配以先进核燃料循环系统,可实现核能的大规模、可持续、环境友好的发展。其中,快堆的发展应遵从先增殖、后嬗变的路线,燃料方面在经过氧化物陶瓷燃料后应尽快过渡到金属燃料;后处理方面初期主要通过水法处理压水堆乏燃料,为快堆提供初装料,后续要尽快实现干法后处理,以缩短增殖燃料的倍增时间和提高整个体系的经济性;同时,还需要同步发展高放废物的处理处置技术。在快堆和先进核燃料循环体系的支撑下,我国的核能能实现在千年量级上作为主力能源发展。     

快堆核燃料循环模式的经济性评价

以快堆核电厂的核燃料循环过程及核燃料循环模型为基础,利用注销法对2种核燃料循环方式进行经济性计算和分析;同时,也将快堆燃料循环经济性与压水堆(PWR)燃料"一次通过"的经济性进行对比。按目前价格水平计算,PWR"一次通过"的核燃料循环方式比快堆核燃料循环模式的经济性好,但随着天然铀价格的上涨以及燃料后处理技术水平的进步,快堆核燃料循环费用有望达到或低于PWR"一次通过"的核燃料循环费用。     

轻水堆核燃料后处理技术的进展

评述和讨论了有关分离过程,溶剂萃取设备,燃料元件溶解,Purex过程U和Pu的分配,Purex过程中Np和Tc的分离,用过溶剂的再生,以及硝酸铀酰直接脱硝过程的进展。     

轻水堆核燃料循环模型及优化

本文研究了轻水堆核燃料循环流程。对从1989到2004年17年间运行5GW(e)动力堆所需的总运行费用进行了优化计算。为了考察后处理价格,钚价格以及不同的后处理方式对总运行费用的影响,计算了数种方案,计算表明,当后处理价格高达1100美元/千克时,后处理可以不进行而直接贮存,因为这种情况下后处理所需的总运行费比直接贮存高,根据17年总运行费优化计算的结果,废燃料分批、及时后处理比贮存集中后处理要便宜,最多可节省总数约10~8美元左右。     

核燃料循环面临的问题与挑战

【英国《国际核工程》2004年11月刊报道】在国际原子能机构(IAEA)第48届大会期间,IAEA于2004年9月21日-22日在维也纳举办了一场主题为"核燃料循环面临的问题与挑战"的科学论坛。共有来自50多个国家和组织的代表参加了此次论坛活动。来自此次论坛的消息表明,目前世界的乏燃料库存量正在不断上升,目前乏燃料的总库存量已达到18万tHM(吨重金属),此外还有8.8万t来自后处理的核废物。核电以     

低泄漏堆芯燃料管理的一种多循环优化方法

提出一种用于指导压水堆低泄漏堆芯燃料管理的多循环优化方法。该方法将多循环优化问题分解为３步优化处理：首先用线性规划确定满足多循环总体目标最优的各个单循环优化目标参数,然后以此为条件,对多循环中相继的各个单循环进行燃料组件的优化布置,最后进行可燃毒物的优化配置。本文着重讨论第一步优化方法,并给出主要计算结果。     

核反应运动学程序包

编制核反应运动学程序,是核反应研究中的一项基本建设。本程序将低能核物理学研究中所涉及的三种主要核反应类型,即二体反应T(p,1)2、三体反应T(p,12)3和四体反应T(p,12)34的运动学在PDP-11/34计算机上用FORTRAN语言汇编成一个程序包,其特点是:     

用质谱法测定反应堆元件的燃耗

文章应用MAT-260质谱计测定了反应堆元件的燃耗。测量燃耗值的总误差为1.6—4.0%,与直接γ谱法和放化法获得的燃耗值在2.0%内符合。文中还给出了α_5值和燃耗值沿堆元件轴向的分布曲线。     

核应急决策支持系统研究与开发中的若干问题

本文讨论核应急决策支持系统的研究与开发，包括放射性释放源项的评估，大气扩散的计算，应急干预措施的模拟，以及应急干预措施的决策分析等问题。目前，欧共体的核应急决策支持系统（ＲＯＤＯＳ）的研究与开发已经取是了很大的进展，一些国家已将其作为研究开发本国核应急决策支持系统的基本框架和平台，为有利于我国核应急决策支持系统研究与开发工作的开展，本文介绍了ＲＯＤＯＳ系统目前已取得的进展和待解决的主要课题。     

核能发展与事故应急

核电是安全、清洁的能源,核电发展的历史已经证明了这一点.核电危险是很小的,但不等于零.事故应急响应和准备是减小核电站可能危害的最后必要屏障,必须加强事故应急响应和准备.在事故应急响应和准备中,注意吸取国内外核和辐射事故应急的经验与教训是必要的.本文最后讨论了我国事故应急响应和准备中值得重视的一些问题.     

钍、铀核燃料后处理萃取过程的数学模型及工艺参数的优化

在实验数据基础上推导了Th(NO_3)_4—UO_2(NO_3)_2—HNO_3—H_2O/30％TBP-煤油体系分配数据的数学模型,建立了钍、铀分离净化工艺过程串级实验的计算模拟程序,对工艺参数进行了计算机优化。得到的钍、铀共去污段的各级分布数据的计算值与实验结果符合得较好,平均相对误差在±10％以内。     

利用甲酸脱硝从核燃料后处理废液中提取贵金属铑和钯

本文是从核燃料后处理废液中提取贵金属铑和钯的研究的一部分。为了提取核燃料废液中的贵金属铑和钯,用甲酸脱硝的过程,使废液酸度从3.52MHNO_3降为pH～2,铑和钯以金属形式沉淀下来,以后可从沉淀中回收铑和钯。本文详细地研究了甲酸脱硝的工艺条件。     

束流光学设计计算的最优化方法和计算机程序BOOP

描述了最优化技术在带电粒子束流传输系统设计计算中的应用。按照束流传输的矩阵理论和最优化方法，研制了用于束流光学系统优化设计的计算的程序，介绍了程序的特点和使用效果。     

核电站事故后避迁措施的后果及其最优化

本文介绍以概率风险评价方法对核电站事故后避迁的后果及其最优化进行研究的结果，探讨了源项、剂量干预水平和避迁面积三者之间的定量关系。研究了有关照射途径的辐射剂量和防护措施的代价及其预期减少的剂量与各相关参数之间的依赖关系。讨论了使用代价－利益分析方法导出最优干预水平的问题，为了将个人剂量分布作为一个独立的因素在代价－利益分析中加以考虑，引入了个人剂量评价函数的概念。     

中子核数据评价现状和发展

评述了国际、国内核数据评价的现状和发展，对我国核数据评价的发展提出了看法。