核燃料循环技术经济和战略综述

本文简要综述了核燃料循环前端和尾端各环节包括采矿、水法治金、铀转化、铀富集、燃料元件制造、乏燃料后处理（处置）、废物处理和处置等工艺的技术现状和发展方向；分析了核燃料循环各环节的成本构成和在核电成本中的份额，目前核燃料循环成本约占核电成本27%，随着燃料元件性能的改善和燃耗的提高，核燃料循环成本在核电中的份额将有大幅度下降；核燃料循环战略其最大分歧点是关于乏燃料的管理，即对乏燃料元件是采取后处理回收轴钚再循环还是采取直接处置，出于国情，各国采取了不同的战略，由于核安全和环境保护是全球性问题，这两种路线之争还将继续。     

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。     

PWR/CANDU联合核燃料循环研究

根据我国已拥有PWR和CANDU核电站的具体情况 ,提出一种PWR/CANDU联合核燃料循环的策略 ,即把压水堆的乏燃料后处理后的回收铀 (RU)用作为CANDU堆的核燃料 ,既可节约铀资源 ,提高燃料的能量输出 ,又减少了废燃料的处置量 ,可大大降低核电成本。由于CANDU堆对核燃料循环的固有灵活性 ,堆芯结构及运行方式不需作重大改变 ,即可完成从天然铀到RU的过渡。又由于RU较低的放射性活度 ,这对CANDU堆的燃料制造是可以接受的 ,因而只需对现有燃料制造生产线稍加屏蔽措施 ,对运输和运行中燃料管理操作等都勿须改变。因而这一策略是具有重大经济效益和吸引力的     

21世纪核燃料循环的重大意义

由于全球工业化的影响、全球气候变化的威胁以及“清洁”化石燃料的日益减少,寻找替代能源变得越来越迫切。核能在未来能源供应中将占有非常重要的位置,要作到这一点,就需要提高核电厂的运行效率,具有处理放射性废物的永久地下贮存所,以及对乏燃料进行后处理以回收有价值的燃料和减少长寿期放射性废物的量。本文论述了在21世纪核燃料循环对于能源生产的重要意义。     

俄哈拓展核燃料循环合作

正【普氏《核燃料》2016年10月10日刊报道】哈萨克斯坦国家原子能公司(Kazatomprom)2016年10月4日宣布,哈原、哈萨克斯坦能源部和俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)当日签署拓展核燃料循环合作的三方谅解备忘录。根据这份备忘录,三方未来将在铀矿开采、铀转化、铀浓缩、燃料制造以及"核燃料循环最后环节"即乏燃料管理和处置等领域开展合作。此外,未来哈原将利用俄东部海港向其他国家出口铀。     

先进燃料循环坎杜堆:超越天然铀燃料循环

正【英国《国际核工程》网站2014年11月10日报道】先进燃料坎杜重水堆(AFCR)是目前唯一一种能够使用堆后铀(即通过后处理从乏燃料中回收的铀)和钍基燃料、且能满足后福岛要求的第三代反应堆设计。它由加拿大坎杜能源公司(Candu Energy)与中国核工业集团公司秦山第三核电有限公司、中核北方核燃料元件有限公司以及中国核动力研究设计院合作开发,已完成概念     

CANDU堆应用RU的PWR/CANDU联合核燃料循环的研究

对压水堆乏燃料后处理回收铀（RU)在秦山三期CANDU堆中应用的可行性和经济性进行分析。使用ORIGEN2程序．对后处理回收铀在生产后放置不同时间后核素的成份和放射性活度进行了计算。证明RU燃料元件生产的放射性水平是可以接受的。使用DRAGON／DONJON程序对应用RU的秦山三期CANDU堆的时均堆芯和瞬时堆芯校验分析表明：采用简单的2燃耗区，2、4棒束的换料方案能满足最大通道功率、最大棒束功率限制。通过放射性分析和堆芯物理分析可以看出，秦山三期CANDU堆在不改变堆芯结构及运行模式的条件下，从天然铀(NU)燃料过渡到RU燃料是可行的。通过对秦山三期CANDU堆应用RU的经济性分析，可以看出PWR／CANDU联合核燃料循环的策略既可节约铀资源(23％)，提高燃料的能量输出(4l％)．又减少了废燃料的处置量(66％)．可大大降低核电成本。     

钍铀核燃料循环研究

本文报道了中国科学院上海原子核研究所在开展钍铀燃料循环研究方面的进展和取得的成果。这些研究主要为克级量纯~(253)U的提取、钍基燃料后处理技术研究、新的铀钍萃取体系的研究、钍铀镤分离和分析方法研究、中子辐照ThO_2时产生有关核素的累积与中子积分通量和中子能谱的关系、钍的零功率试验等。本文还对钛的利用进行了评估和展望。     

混合能源堆裂变包层核燃料成本分析

混合能源堆裂变包层燃料管理策略是:对乏燃料做后处理,得到的回收燃料作为下一循环的燃料,据此开展裂变包层的燃耗性能分析。在此基础上建立了针对混合能源堆的燃料循环成本分析模型:建立核燃料循环图,进行物料衡算,并分析燃料管理方案的单位发电量的燃料消耗量,根据市场价格,得到最终的核燃料成本。根据燃料循环成本分析结果,对影响较大的因素,如天然铀采购单价、乏燃料后处理单价、燃料制造单价等参数进行敏感性分析,得到燃料成本根据各价格参数变化规律。     

钍燃料循环的现状和发展

概述钍燃料循环目前的发展状况。介绍了钍燃料循环在各种反应堆型中的应用,归纳了钍燃料循环的优势及其不足。指出目前钍燃料循环发展中的主要困难是乏燃料的后处理及经济性问题,阐述了国外的后处理尝试方法。     

为电力公司竞争服务的核燃料循环

【法国《核综论》2000年第1期报道】核燃料是一种具有高附加值的高科技产品,它的生产需要一系列的工业转化过程。这种燃料根据电力公司选择的运营方式在反应堆堆芯释放能量。使用过的燃料应得到处置。乏燃料后处理可使其中的裂变物质得到循环利用并对最后的废物进行整备,以便在安全和确定的工业方式下进行最终贮存。正是这一套工序构成了核燃料的循环。通常把循环分为前端(在装入反应堆前,从天然铀到燃料组件)和后端(反应堆辐照后)。然而逐渐实施的再循环使这种划分变得模糊了。当然,人们感兴趣的是循环的总费用。1.循环费用在千瓦小时发电…     

跨国研究团队公布核燃料循环对废物处置影响的研究结果

【美国《核新闻》2009年1月刊报道】美国电力研究院（EPRI）与法国电力公司（EDF）最近合作开展了一项关于核燃料循环对废物处置影响的研究。在这项研究中,假设的核燃料循环情景是先进燃烧堆（ABR）已投入商业应用并对乏燃料进行后处理。这项研究的结论是使用先进核燃料循环能够降低核废物的处置需求,但目前还需要开展大量的研发工作,以确保能够安全且经济地将商业乏燃料后处理和循环技术投入使用。     

堆后核燃料循环的发展

堆后核燃料循环是充分利用核资源和保障核安全的重要环节.本文分析了堆后核燃料循环,包括辐照核燃料的运输、中间贮存、后处理,混合氧化物燃料制备及放射性废物最终处置的发展现状。根据核能发展规划,至2000年从我国核电站卸出的辐照核燃料估计达1900吨左右。在实现核能计划的同时,应相应地发展堆后核燃料循环。     

日本原子能委员会委员长否定了“放弃核燃料后处理”的主张

8【日本《朝日新闻》2004年5月14日报道】 2004年5月14日，日本原子能委员会委员长近藤骏介在与对核燃料循环持批判态度的福岛县知事佐藤荣佐久会谈时就乏燃料全部后处理的核燃料循环路线指出，对待反对核燃料后处理路线态度应该像在足球比赛中亮“红牌”一样将其罚出场外，表明其从根本上支持核燃料循环路线。 近藤骏介委员长对福岛县知事说：“改变后处理路线无异于改变了日本以循环型社会为目标的哲学”。 原子能委员会将在2005年前修订《原子能开发利用的长期计划》。截至2004年4月，专家多次要求将现行后处理路线与直接处置乏燃料的路…     

俄罗斯重申核燃料循环计划

【澳大利亚铀信息中心网站2006年3月报道】在美国提出了全球核能伙伴关系(GNEP)之后,俄罗斯原子能机构(Rosatom)主任基里延科再次重申了以前曾提出的计划,即准备主办4种国际核燃料循环服务中心:铀浓缩中心——成为全球4～5个铀浓缩中心之一;乏燃料后处理和贮存中心;人员培训和认证中心,尤其是针对新兴核国家。在这方面,俄罗斯需要采用统一的国际标准,相同的保障并与其他国际中心联合;以及整合科技新成果的研发中心。俄罗斯重申核燃料循环计划     

压水堆核燃料循环情景模式初步研究

根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期（2030、2050）发展战略研究,假设2050年前我国压水堆核电发展规模,基于压水堆乏燃料后处理,回收的钚做成MOX燃料放入压水堆中使用,MOX燃料只使用1次的循环模式,进行核能发展情景研究。基于压水堆可装载30%比例MOX燃料的已有研究结果,考虑我国主要的两种压水堆堆型M310和AP1000,进行压水堆核燃料循环分析。利用核能发展情景动态分析程序DESAE-2,给出了不同情景模式下天然铀需求量、乏燃料累计量等。结果表明：至2050年,B₁和B₂模式较A模式分别节省天然铀4.1万t和2.9万t。     

我国压水堆装载MOX燃料对核燃料循环情景影响初步分析

为了满足持续增长的国家能源需求,核电将有更大规模的发展。本文对我国未来的核电发展和核燃料循环进行了情景研究,预测了2050年前核电对天然铀资源和燃料制造能力的需求情况,核电站产生的乏燃料量,分离钚产生量。乏燃料后处理能力作为我国核燃料循环体系的重要组成部分,将对我国核燃料循环情景产生重要影响。本文对后处理规模和分离钚的利用进行了假设,研究了两种情景模式下后处理和分离钚利用对我国铀资源需求和核废物产生的影响。     

世界一些国家乏燃料元件的贮存和处理

[西德《原了经济》1987年第3—4期“核能与环境”专栏第2页报道]凡运行核电站的所有国家必须处置乏燃料元件。在70年代,世界轻水堆的燃料循环是通过后处理和回收核燃料的再循环来完成的。美国、瑞典优先考虑的是直接最终贮存而不是后处理,法、英、日本和西德仍坚持采用后处理。西德西德核电站乏燃料的处置依赖于国际上的支持,主要通过同法国核材料总公司(Cogéma)和英国核燃料有限公司     

2050年前我国压水堆核燃料循环模式研究

根据中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》报告,以我国的两种主流堆型—大亚湾M310和三代AP1000为研究对象,由我国核燃料循环现状和未来发展目标,假定了2050年前我国压水堆核燃料循环的几种可能模式,并利用DESAE-2(核能情景分析软件)计算了假定模式下的铀钚资源需求与高放废物的提取量。计算结果可为我国核能发展策略提供数据参考。计算结果的比较与分析表明,扩大装有MOX燃料的在运营压水堆规模能更有效地节省铀资源,而决定装有MOX燃料的在运营压水堆规模大小的关键在于所具有压水堆乏燃料后处理能力的大小。     

压水堆内钍-铀增殖循环研究——乏燃料特性分析

利用ORIGENS程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中的4种,包括UOX（铀氧化物）、MOX（钚铀混合氧化物）、PuThOX（钚钍混合氧化物）和U3ThOX（工业级²³³U-钍混合氧化物）。研究结果表明：1）由于超铀核素的含量极低,在卸料后1 000年内,U3ThOX的放射性毒性显著低于超铀核素含量高的乏燃料;2）由于²³²U衰变链中²⁰⁸Tl的贡献,钍基乏燃料中2.6 MeV能量附近的γ射线强度明显高于铀基乏燃料,而这一能量附近的γ射线强度在卸料后约10年达到局部峰值,所以,钍基乏燃料的后处理最好避开此时间。