美试图改变德建造高浓铀研究堆的决定

[德国《南德日报》1994年3月10日报道] 美国私立核监督研究所(NCI)和美国政府对德国在伽兴计划建造的研究堆FRM—Ⅱ使用高浓铀表示疑虑,专业杂志《核燃料》如是报道。能源部(DOE)官员已试图“说服德国人”将其研究堆改用低浓铀装料。据《核燃料》报道,美国人碰到了“聋子”。但能源部仍在继续设法使德国人改变态度。     

没有国家愿意接受伊拉克的辐照核燃料

【英国《新科学家》1992年8月号报道】国际原子能机构(IAEA)接管伊拉克贮存的辐照核燃料已有一年多,但至今这些核燃料仍在伊陷于困境中。IAEA官员担心这些燃料(包括16千克高浓铀)是个辐射危害,因而存在着一种可能被用来制造核武器的危险性。别的国家又不愿意接受这些核燃料,因为这些燃料在伊拉克的研究堆中使用过,人     

聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究

研究直接应用国际热核聚变实验堆（ITER）规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO₂核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U₉₀Zr₁₀等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变 裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U₉₀Zr₁₀燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。     

不同燃料组合在液态氟盐冷却高温堆中的物理性能研究

液态氟盐冷却高温堆是第四代反应堆中的一种具有极大优势的堆型,对其燃料的研究工作具有重要的意义。本工作采用SCALE5.1程序包,对六种不同燃料组合在高温球床堆中的物理性能进行了研究,分别比较了剩余反应性、等效满功率运行天数、燃耗和中子能谱等重要参数。结果显示,采用233U或235U启堆时,使用232Th的实际转换成裂变材料的量不如使用238U转换的多,并会消耗更多的核燃料;采用239Pu启堆时,使用232Th可使反应堆维持较长的时间,而使用238U却导致反应堆很快不能自持。研究表明,从节约核燃料和延长堆芯寿期的角度看,在不进行在线换料后处理的情况下,232Th在热堆中的表现不如238U,但在超热堆中238U的表现不如232Th。     

核燃料中添加锕系元素对反应堆的影响

文章的主要目的是研究核燃料中添加MA后对不同堆型的影响以及各种堆型嬗变MA的可行性.本文采用MCNP4C程序进行模拟,结果显示核燃料中添加MA后对不同的堆型产生不同程度的影响,相对于快堆而言,热堆的反应性、中子通量以及中子能谱受MA的影响很大.研究表明快堆和高通量热中子堆在嬗变MA核素方面具有很高的研究价值.     

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。     

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。     

重水堆长寿命中子探测器

【日本《东芝评论》1981年132期报道】日本“动力堆·核燃料开发事业团”研制的先进热堆(ATR)“普贤”,是一种重水慢化沸水堆,堆芯中子通量较高,而且需要使用线性度高的中子探测器。东芝电气公司根据与“动·燃”事业团签订的合同,     

研究堆将利用低浓铀燃料元件

【《瑞士原子能协会通报》1986年2月第3期第8页报道】研究堆利用高浓铀是为了达到相当高的中子通量。目前,世界上有100多个研究堆在运转,多采用铀-235浓缩度为90%的核燃料,有的甚至大于90%。这种铀的中子通量和燃料元件的制造与利用     

日本原环机构与NAGRA缔结合作协定

【日本《原子能产业新闻》2001年5月10日报道】 日本核燃料循环开发机构(JNC)与英国核燃料有限公司(BNFL)于4月23日签定了在先进核燃料循环、快堆等技术领域合作的协定。根据协定,双方合作期限为5年,合作对象为:①包括快堆燃料循环技术的先进核燃料循环技术;②快堆技术;③放射性废物管理技术等领域,具体在这些领域将进行信息交换、人才交流和合作研究。 1995年,在核燃料循环开发机构(JNC)还被称作动力堆核燃料开发事业团(PNC)的时候,就与BNFL交换了文书,并就合作的可能性问题进行了多次磋商。根据1999年BNFL提出的协定议案,双方就…     

第四届核燃料及聚变堆材料学术交流会在四川省江油市召开

由中国核学会核材料分会和四川省核学会、核材料专委会共同组织的第四届核燃料及聚变堆材料学术交流会于1993年10月23日在四川省江油市召开,会议进行5天。与会代表来自两个学会、有关大专院校、科研设计单位及生产厂等。会议收到论文57篇,内容涉及聚变堆材料,氚工艺,压水堆、研究堆、高温气冷堆和快堆核燃料,以及铀合金等。这次会议的特点是     

南非萨法里1号堆改用低富集铀燃料的可行性

【美国《核燃料》1995年10月9日刊第10页报道】 一个美国—南非联合研究小组得出结论,南非萨法里1号堆改用低富集的硅化物燃料在技术上将是可行的,但可能会使运行费用几近翻番,削弱其商业生存能力。 萨法里1号堆是除美国之外仍采用高富集铀燃料运行的著名研究堆之一。该研究堆是一个20兆瓦的水池式材料试验堆,其设计类似于美国的橡树岭研究堆。该堆位于比勒     

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。     

研究堆运行许可证有效期延续申请审查策略

生态环境部第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对核动力厂、研究堆和核燃料循环设施运行许可证件延续事项作出了新的规定。为推动我国研究堆老化管理标准体系建立,分析了我国研究堆延寿审查策略发展历程,结合高通量工程试验堆等研究堆运行许可证有效期延续申请审查工作中的几个关键问题,提出了以定期安全审查为主、重点依据老化管理并兼顾技术规格书审查及差异性审查的审查策略,研究成果为我国研究堆老化管理法规标准的建立提供了实践经验及理论指导依据。      

介绍几种新设计的核燃料元件运输容器

【英国《国际核工程》1981年2月号报道】最近在柏林召开的帕特雷姆会议,就核燃料元件容器新设计作了详细的研究和讨论。根据国际原子能机构对 B(U)型运输容器规定的要求设计出供新的和辐照过的钠冷快堆燃料使用的运输容器,原则上与轻水堆燃料使用的容器相同。但增殖堆的燃料     

日本的新型转换堆ATR简介

日本用自己的技术建造的发电堆——新型转换堆“普贤”(ATR 原型堆),是1979年3月20日开始投入试运行。该堆自投建到建成共花了八年多时间,是日本第一座国产发电堆。ATR 原型堆的优点是:使用核燃料灵活性大,可在同一堆芯内有效地利用氧化铀燃     

日本计划为俄罗斯建造大型钚增殖堆

【美国《核子周刊》1992年7月23日刊第6页报道】 7月21日,日本科技厅(STA)一名高级计划人员说,日正在研究建造一座大型燃烧钚的快中子增殖堆,以消耗从前苏联核武器中拆卸出来的核材料。 STA核燃料局局长Toichi Sakata对本刊说,新设想的1300Mw级快堆每年可以消耗1.4吨钚,现正由动力堆核燃料开发事业团(PNC)进行研究。PNC为同一目的还在研究     

径向倒料行波堆MA嬗变可行性分析

行波堆可使用低富集度核燃料达到较高的燃耗,核废料不需再回收处理,是闭式燃料循环外有效的核燃料利用体系。为进一步挖掘行波堆在核燃料利用方面的优势,本文对行波堆嬗变次锕系核素(MA)进行了可行性分析。在自主设计的1 250 MWt棋盘式径向倒料钠冷行波堆中均匀添加MA,质量份额从2.0%至12.0%。采用自主开发的MCNP-ORIGEN耦合燃耗计算程序进行分析计算。结果表明,MA嬗变量随MA质量份额的增大线性增大,而嬗变率随MA质量份额的增大呈抛物线变化。同时研究了MA质量份额对堆芯安全参数的影响,如堆芯有效增殖因数、多普勒反馈系数、空泡系数和有效缓发中子份额等。计算结果表明,堆芯有效增殖因数和空泡系数随MA质量份额的增大而增大,多普勒反馈系数和有效缓发中子份额随MA质量份额的增大而减小。     

南非称其库存高浓铀将用于研究堆

【美国《核燃料》1993年8月16日刊第5页报道】南非官员公开表示,他们打算将库存的高浓铀(HEU)用于萨法里—1研究和试验堆,该堆的功率刚刚提高到20 MW。不过,其他一些人士说,仍有迹象表明,南     

快堆和我国核能的可持续发展

我国核能发展战略的第二步——快堆，因其易裂变燃料在堆中可增殖和可嬗变高放长寿命核素的特陛，实现热堆-快堆匹配闭式核燃料循环可保证核能的可持续发展。作为我国快堆工程技术发展的起步，65MW热功率中国实验陕堆已处调试阶段。在当前压水堆发展计划的基础上，加快陕堆及其相关闭式核燃料循环的发展以实现如下三个战略目标：（1）2030年前批量建成示范决堆，增加核电容量；（2）2050年核电容量发展到240GW，约占国家总电力生产的16%；（3）2050—2100年实现核能大规模替代化石能源，大大减少CO2的排放。