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相似文献
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1.
本文从技术可行性、安全评价和社会经济效益分析的角度,评介了轻水堆中返循环使用铀、钚的历史和现状,涉及反应堆、后处理、转化、元件再制造等过程,对我国轻水堆的燃料循环策略进行了分析,并提出了作者的建议。  相似文献   

2.
【《1986年欧洲核能会议汇刊》第47页报道】法国、比利时和其它欧洲国家不把乏燃料看成是废料。大约15年前,它们审慎地采取了后处理路线,以达到以下两个目的:——更好地利用燃料中能源,方法是在快堆  相似文献   

3.
【《日本原子》1990年8月号第18页报道】按照日本原子能委员会所属核燃料回收顾问委员会建议成立的工作组,于1990年8月7日举行了第一次研讨会。成立该小组的目的是制定一项把钚用于轻水堆的具体计划。为进一步强调该计划的  相似文献   

4.
【日本《原子能视野》 1999年 4月号第16— 2 0页报道】 世界上有 33座核电站采取 MOX燃料自从 196 3年比利时的 BR- 3反应堆(PWR,10 MW)首次装上混合氧化物(MOX)燃料以来 ,以法国、德国、瑞士、比利时等欧洲诸国为中心 ,在过去的 30多年中也相继使用 MOX燃料。到 1998年 12月末为止 ,法国有 17座、德国有 10座、瑞士有3座、比利时有 2座、日本有 1座共 33座核电站装上了 MOX燃料。除此之外 ,获得装载 MOX燃料许可证的机组和计划装载 MOX燃料的机组有 :法国 11台 (获得许可的 3台 ,计划中的 8台 ) ,德国 1台 (获得许可 ) ,瑞士 2…  相似文献   

5.
【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  相似文献   

6.
【美国《核燃料》1987年第12卷第13期第4页报道】西德准备将瓦克斯多夫后处理厂回收的钚全部返回轻水堆。从1987至1995年,使用西德钚制造的1164个混合氧化物燃料组件(MOX)将装入11座反应堆,其中包括3座沸水堆。这就需要400吨重金属,即今后9年平均每年45吨重金属。MOX组件中钚含量主要取决于堆芯设计,像格拉芬菜因费尔德这样的压水堆,其MOX组件含重金属300公斤,其中大部分是钚,16个组  相似文献   

7.
据最近的预测,到1995年欧洲和日本的混合氧化物生产能力可达到370吨/年。按此生产能力计算,每年可有19吨商用钚在轻水堆进行再循环。法国电力公司已为再循环钚制定了切实可行的计划。  相似文献   

8.
【《瑞士原子能协会通报》1985年第14期第11页报道】法国电力公司不久将开始以铀-钚氧化物燃料元件的形式,将燃料后处理回收的钚返回到一部分水堆中再循环。  相似文献   

9.
【《日本原子》1984年1月号第40页报道】日本东芝电气公司最近宣布,他们已向日本东北电力公司经营的女川1号沸水堆核电站交付一台计算机控制的自动化启动系统,这是供商用轻水堆使用的世界第一个这样的系统,而且与传递系统自动连接已成功。这种系统直接由计算机控制,能使涡轮机自动启动;通过对反应堆冷却剂流量的控  相似文献   

10.
【《日本原子》1986年1月号第30页报道】1985年8月29日,日本通商产业省能源咨询委员会核能小组委员会召开了关于钚再循环的讨论会,并且已开始了有关钚利用的综合研究。根据围绕钚的全部情况,例如一个私人后处理厂选址计划和从国外返回钚的问题,  相似文献   

11.
【英国《国际核工程》1981年5月号报道】日本再建造三套沸水堆发电机组的计划已获批准,这三套机组是东京电力公司的柏崎-刈羽2号和5号机组(电功率各为110万千瓦)和中国电力公司的岛根2号机组  相似文献   

12.
【《欧洲核能综览》2000年1~2月刊报道】 市场持续不断地要求提高轻水堆经济性和效率,这导致热力学超临界范围的轻水堆概念的提出。在一种一次循环概念中,水以液态进入反应堆而流出的则是高压水蒸汽,这可能简化反应堆的设计。 由研究院和厂商的高级专家组成的小组将详细研究高性能轻水堆(HPLWR)的优点,HPLWR效率可望达到44%,能量密度很高。研究结果也将有利于现有轻水堆技术的改进。 HPLWR项目总体目标是评估运行在热力学超临界区域的高效轻水堆的优点和经济可行性,以明确HPLWR是否可以作为核电厂的选择。 其它目标有:研究高温环境…  相似文献   

13.
钍在轻水堆中利用的研究   总被引:1,自引:0,他引:1  
对钍-232在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便,以秦山核电厂反应堆参数为基础,只改变堆芯燃料组分,在可裂变材料总量不变的条件下,对不同钍-232装量进行了多方案研究。结果表明,由于钍-232吸收中子后的主要转换产物是铀-233,它在热堆中的η值比铀-235和钚-239的高,因此在同样初始过剩反应性情况下,随着钍-232装量的增大,燃耗的加深,堆内易裂变材料总生成量也随之增大,转换比提高,从而使堆芯寿期延长,节省了核燃料。可见钍是一种有前途的能源资源。此外必须指出,在所研究的参数条件下以钍-铀重量比0.25为佳。  相似文献   

14.
一、前言高转换轻水堆是一种转换比达0.8—1.0的堆型。它具有比现有轻水堆转换比高的特点。发展高转换轻水堆的原因是:①能有效利用现有轻水堆中生产的钚;②有助于推迟快堆商用化计划。在钚的有效利用方面,高转换轻水堆的燃料采用富集度约12%的 PuO_2-UO_2,电功率为1000MW级核电站的堆芯初期钚装载量达8t,可大量集中使用钚燃料。由于转换比高,堆芯内可生成比轻水堆更多的钚,因此有人把高转换轻水堆称之为钚的”  相似文献   

15.
德国有10座以上的核电站已经退役或正在拆除之中。利用施塔德(Stade,KKS,670MWe)压水堆核电站的退役作为一个例子,从电力公司的角度说明了退役的目标、策略、准备工作、取证、技术拆除和安全考虑。正在探讨与废物定性、后勤和经济性相关的挑战。  相似文献   

16.
【《瑞士原子能协会通报》1984年11月20期报道】至今,人们普遍认为,热堆中使用后处理回收的钚经济效益不大。只有几个国家,(包括瑞士和西德)近来已看到,在等待钚将来在增殖堆中大量使用的同时,在轻水堆中使用这种燃料可能有许多好处。看来这种概念也将被其它一些国家所重视。这就可能避免由于钚的长期贮存而带来的各种问题。  相似文献   

17.
【《日本原子》1990年12月号第18页报道】日本核安全委员会(NSC)主席Hideo Uchida,于1990年11月8日向海部首相通报了高温工程试验反应堆(HTTR)的安全实证试验的结果(日本原子能研究院(JAERI)计划将这座HTTR建在茨城县的大洗研究所)。1990年11月9日,日本原子能委员会主席Tomoji Oshima也向海部首相提交了研究结果,并宣布了该HTTR的技术基  相似文献   

18.
【美国《核子周刊》1988年2月11日第10页报道】 2月5日,日本政府正式批准日本参加四成员的国际热核实验反应堆(ITER)项目,这个项目是美国总统里根和苏联总书记戈尔巴乔夫最高级会谈的产物。有关官员说,不久,日本驻奥地利大使将向维也纳国际原子能机构递交一份正式加  相似文献   

19.
【美国《核子周刊》1993年8月5日报道】据日本核高级官员透露,日本不久将开发新的、“一次通过”钚燃烧技术。采用这种技术,便可以用包括前苏联设计的 VVER—1000型堆在内的现有的轻水反应堆,比较经济和容易地处置取自被拆卸核武器的易裂  相似文献   

20.
【美国《核燃料》1982年7月5日第2和3页以及英国《国际核工程》1982年9月第3页报道】据有关人士说,美国政府准备批准一项“补充协议”,允许日本动燃事业团从法国运回105公斤钚,这些在法国后处理的燃料原由美国提供。批准一项允许从美国的辐照燃料提取的钚转运给非欧洲原子能联营成员国的补充协议这还是第一次(欧  相似文献   

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