快堆闭式燃料循环对提高铀资源利用率的分析研究

快堆结合闭式燃料循环提高铀资源利用率需对乏燃料进行回收和再循环。对工业钚在大型MOX(混合铀钚)燃料钠冷增殖快堆中多次循环的特性进行了计算分析,结果表明,钚成分经多次循环后可达平衡,其中易裂变核维持在约74%的较高比例。从成分品质看,工业钚在增殖快堆中的循环次数不受限制。构建模型并分析了快堆闭式燃料循环对于铀资源利用率的提高。快堆闭式循环策略下,回收铀、钚多次循环后可大幅度提高铀资源利用率。提高燃料燃耗和乏燃料后处理回收率能显著提升铀利用率;但在最初的几次循环中后处理回收率的影响较小,循环次数增加后,将会对利用率有明显提升。较低的燃料燃耗和回收率情况下,将存在较低的无限次循环铀利用率上限。     

高温气冷堆和轻水堆超铀元素管理特性研究

乏燃料中长寿命锕系元素对环境造成长期潜在危害,本文研究球床高温气冷堆不同燃料循环中超铀元素的产生和焚烧特性。在250 MW球床模块式高温气冷堆示范电站HTR-PM铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚作为核燃料,设计了PuO₂和MOX燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与HTR-PM相同结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。采用高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆一次通过燃料循环和不同闭式燃料循环的超铀元素焚烧特性,并与轻水堆燃料循环结果进行比较和分析。结果表明：高温气冷堆一次通过燃料循环超铀元素生成率约为轻水堆的1/2;高温气冷堆闭式燃料循环能有效嬗变超铀元素。     

基于快堆的钍资源利用展望

由于钍首先在反应堆内经过转换或增殖后变成易裂变核素。^233U才能得以真正利用，因此，选择合适的堆型和燃料循环方式来生产和燃烧。^233U是切实有效利用钍资源的关键问题。本文就基于快堆来分析几种由不同燃料驱动和不同堆型匹配方案形成的钍铀／钚燃料循环模式，探讨我国通过快堆利用钍资源比较合理的燃料循环路线。     

核燃料循环中的技术与工业演变

本文介绍了从天然铀开采到燃料生产直到后处理的整个燃料循环中的技术和工业演变。核燃料循环的焦点是燃料组件的设计和制造。燃料制造业最重要的发展是以轻水堆 MOX 燃料形式出现的钚再循环。高杰马集团在燃料循环工业中处于领先地位。     

日本核燃料循环机构与俄罗斯共同处置解体钚

【日本《原子能工业新闻》 1999年 3月4日报道】　核燃料循环机构就有关俄罗斯的剩余核武器解体钚的合作处置 ,决定在今后 5年时间内将俄罗斯的快增殖原型堆(BN- 6 0 0 )的堆芯改造为适用铀·钚混合氧化物 (MOX)燃料的堆芯。具体作法是使用2 0公斤的解体钚 ,制成 3个 MOX燃料元件在堆中燃烧。就有关此事宜最近将与俄罗斯签订协议 ,其目的是在 2 0 0 3年之前实现解体钚的快堆处置。核燃料循环机构还期望多年来积累的 MOX燃料的制造与应用经验为促进核不扩散作出贡献。该计划是在 2月 2 3日由核燃料循环机构举办的“原子能和平利用国际研…     

球床式高温气冷堆MOX燃料循环优化

与压水堆相比,球床式高温气冷堆能在堆芯结构不做明显改变的情况下采用全堆芯装载混合氧化物（MOX）燃料元件。基于250 MW球床模块式高温气冷堆堆芯结构,设计了4种球床式高温气冷堆下MOX燃料循环方式,包括铀钚混合的燃料球和独立的钚球与铀球混合装载的等效方式,采用高温气冷堆设计程序VSOP进行分析,比较了初装堆的有效增殖因数、燃料元件在堆芯内滞留时间、卸料燃耗、温度系数等主要物理特性。结果表明：采用纯铀和纯钚两种分离燃料球且铀燃料球循环时间更长的方案,平均卸料燃耗较高,总体性能较其他循环方式优越。     

铀钚萃取洗涤-共反萃工艺Ⅰ.串级工艺优化

快堆燃料后处理是实现快堆燃料闭式循环的关键环节之一,快堆乏燃料中裂变产物含量高,进行后处理需要多个铀钚萃取洗涤-共反萃循环才能达到去污效果。本研究针对快堆乏燃料高钚浓度和需要多个萃取洗涤 共反萃循环净化裂变产物的特点,采用模拟料液通过多次串级实验,确定了满足铀钚收率及避免钚聚合的铀钚萃取洗涤-共反萃工艺,实验结果表明,1A铀、钚萃取收率分别为99.995%和99.996%,1B铀、钚反萃收率分别为99.936%和99.996%。     

美国新生产堆堆型选择(一)

为确保国防用钚和氚有足够的供给,洛斯阿拉莫斯国家研究所对新生产堆的许多备选方案逐一作了评价,这项评价工作的重点是90年代军用燃料循环的一些技术问题,以及论证所要选择的生产堆方案。已论证的方案有:(1)现有的商用堆;(2)政府所属的核设施(目前尚未用在军用核材料生产     

MOX燃料用于压水堆的经济性分析及回收钚的价值测算

我国采取闭式核燃料循环政策,对压水堆乏燃料进行后处理,提取其中的铀钚等可裂变材料制成混合氧化物燃料(MOX)循环再利用。本文基于法国压水堆使用MOX燃料的经验和相关数据,重点从燃料成本本身,对比分析MOX燃料用于压水堆的经济性。在此基础上,按照与替代燃料等价计算的原则,分别对回收钚用于压水堆和快堆的价值进行测算。结果显示,压水堆使用MOX燃料的成本远高于普通UO2燃料,回收钚用于压水堆中的价值为负,在快堆中利用具有较高价值。     

世界快堆现状

【澳大利亚铀信息中心2006年6月简报第98期报道】自20世纪50年代以来,全世界大约有20座快中子反应堆已投入运行,其中一些用于商业发电,并已积累了300多堆年的运行经验。它们更多的是以铀-238为燃料,也有以铀-235为燃料的。如果在反应堆运行过程中生成的钚多于消耗的钚,那么这种快堆被称为快中子增殖堆(FBR)。如果反应堆的运行只是纯消耗钚,那么这种快堆被称为“燃烧器”。若干国家拥有快堆研发计划。国际原子能机构(IAEA)主持的国际创新型反应堆及燃料循环项目(INPRO)涉及已将快堆作为其研发重点并计划采用闭式燃料循环的22个国家。例…     

俄在MIR研究堆中辐照REMIX燃料

正【世界核新闻网站2016年11月9日报道】俄罗斯已开始在核反应堆研究所(RIAR)的MIR研究堆中辐照再生混合物(REMIX)燃料。REMIX燃料的开发和应用是俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)下述战略的组成部分:在压水堆中以工业规模实现对堆后铀钚(即通过乏燃料后处理获得的未加以分离的铀钚混合物)的更好利用。     

核能发展途径与快增殖堆在核能中的地位

此文分析了世界能量资源的供求形势。利用核能发展模型,对五个典型的核能发展途径:一次通过循环方案、钚再循环方案、快增殖堆方案、快增殖堆加钚再循环混合方案、钍铀循环先进转换堆方案,计算了核燃料循环关键物料的需要量,并预计了它们的经济性。文章认为:①核能的前景将比现在好,暂时的低潮将会过去;②轻水堆-快堆组合体系将是世界核能发展的主线。     

日本核循环开发研究帮助俄销毁其核武器拆解的钚

【《日本原子》 1999年 4月号第 10页报道】　日本核循环开发研究所 (JNC)决定 ,就销毁从核武器拆除中得到的钚同俄罗斯进行合作。不久将签订一项协议 ,根据该协议 ,JNC将帮助俄罗斯把功率为 6 0 0 MW的BN- 6 0 0快堆 (FBR)改造成能够装铀、钚混合氧化物 (MOX)燃料的反应堆。届时该快堆将装载由 2 0公斤从核武器拆除中得到的钚制成的 3个 MOX燃料组件。其目的是验证到 2 0 0 3年时在快堆中使用 MOX燃料的可行性。JNC董事会成员 Yamato先生和科技厅(STA)副厅长在 2月 2 3日 JNC主办的国际论坛上解释了该项计划。如果该项目能够…     

日本正在生产ATR堆用的铀钚混合氧化物燃料

【日本《原子能快报》1980年7月17日报道】日本《动·燃》事业团为了有效地利用铀资源,正在把从轻水堆辐照燃料里提取出来的钚同贫化铀再加工成用于快堆和新型转换堆(ATR)的燃料。最近,他们从东海村后处理工厂提取出来的90公斤钚中,拿出约40公斤硝酸钚,按铀和钚1:1的比例进     

先进燃料循环中的分离与嬗变问题

【《欧洲核能综览》2000年3～4月号报道】分离与嬗变(P&T)可能是未来的对高燃耗的UO2和混合氧化物燃料(MOX)的乏燃料组件采取的一种辅助的废物管理方案。除了对铀和钚采取常规或先进的后处理外,这个方案还要求开发专门的次锕系元素(MA)分离技术。在第一阶段,把MA从高放废物(HLW)溶液中分离出来就能得到独立于已玻化的HLW之外的锕系元素。 尽管对燃料循环工业来说,达到工业化要求的规模生产,无论在技术上还是经济性上都是一个挑战,但仍在高温实验室环境下开发和测试了几种MA分离方法。 在20世纪70年代,为快中子堆(FNR)开发出了钚富…     

烧掉锕系元素——未来的展望

【《欧洲核综览》1998年 5— 6月刊第 4 0页报道】　在世界范围的核电生产中 ,轻水堆 (L WR)是一个主要堆型。它们每年产生1万吨乏燃料。这种燃料仍然含有四分之一的原始2 3 5U以及另外产生的 75吨钚 ,三分之二以上是易裂变材料。通过后处理 ,从裂变产物中分离铀和钚 ,其工业规模大约只有 15 0 0吨 /年。大多数乏燃料存放在中间贮藏设施中 ,等待转运到最终地下贮存库。全世界乏燃料所含的钚达到 80 0吨。从民用核燃料中已经分离出约 2 0 0吨的钚 (并且已循环使用 ) ;另有 2 30吨武器级钚还在核武器上。实际上所有乏燃料都是可以回收的 ,但…     

高转换轻水堆

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”     

熔盐快堆U-Pu燃料循环增殖性能分析

熔盐快堆增殖是当前国际上关注的热点,本文基于堆芯结构双流体方案,利用氟化或氯化熔盐中铀钚重金属盐高温下的高溶解度特性,获得熔盐快堆的高增殖。对铀钚燃料循环熔盐快堆的三种可行性熔盐燃料方案(LiF+PuF_4+UF_4、NaF+PuF_4+UF_4和NaCl+PuCl_3+UCl_3),采用基于反应堆安全分析和设计的综合性模拟程序SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation),计算了中子能谱、反应性温度系数。分析了增殖比BR(Breeding Ratio)受反应堆裂变区、增殖区和中子反射层的尺寸影响,熔盐中~6Li和~(35)Cl同位素丰度对BR的影响,以及BR随运行时间动态变化。计算结果表明:氯盐方案(BR=1.46)与两种氟盐方案(BR≈1.06)相比较,具有更大的增殖能力优势。结合熔盐相图、BR随重金属摩尔浓度变化和BR最大值随熔盐平均工作温度变化曲线,可以在熔盐快堆设计中快速确定熔盐的工作温度、重金属摩尔浓度和反应堆增殖比。     

武器用钚的控制及其核查问题

主要从核不扩散的角度来研究讨论武器用钚的控制和核查问题。(1)主要讨论了军用钚的生产及其特征,分析了几种估计军用钚库存量的方法,讨论了停止武器级钚的生产及其核查问题;(2)主要讨论了民用核燃料循环中钚的扩散及其安全保障。特别是对动力堆、后处理厂、钚燃料加工厂的安全保障问题进行了分析;(3)讨论了选择秘密生产武器级钚的可能性,给出了探测秘密生产活动的几种可能途径;(4)从核不扩散的角度,简要分析和评估了几种关于分离钚的处置方案。     

核燃料循环开发机构与俄罗斯合作进行核处置

【日本《原子能视野》2000年5月刊报道】利用核燃料循环开发机构的技术,协助俄罗斯处置钚的作业于3月下旬在俄罗斯的快堆BN-600上正式起动。该项目是把俄罗斯拆解核武器产生的钚与铀燃料混合成为混合氧化物燃料(MOX),并用俄罗斯的快堆BN-600进行燃烧处理,此项目分三阶段进行。第一阶段为准备阶段(到2003年前后),进行MOX燃料制造的验证和照射试验。在第二阶段(2000～2006年),每年处理钚0.3吨;第三阶段,在改造BN-600堆芯的同时,延长反应堆寿命,到2020年之前计划处理20吨钚。核燃料循环开发机构与俄罗斯合作进行核处置@李韡…