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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。 相似文献
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【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… 相似文献
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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。 相似文献
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【英国《国际核工程》 1998年 10月报道】 民用核电工业中产生的大量库存乏燃料和钚给我们带来了如何处理它们的问题。几种可能的把钚存量降到最低水平的方案正在考虑之中 ,这些方案的可能性反映在不同的国家政策中 ,诸如开式燃料循环、拥有MOX再循环的热反应堆闭式燃料循环或基于钚堆的快堆燃料循环。由比利时核能研究中心 (SCK·CEN)开发的称作 REACTOR的计算机程序有助于评价不同的战略。REACTOR充分利用各种相关信息 :技术和工业潜能的基本特征 ,其中包括反应堆的数量和类型及设计寿期、燃料参数 (如 :富集度、燃耗、堆内停… 相似文献
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热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量,系统设计本身就极为简化,较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据,为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响,本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型,以eVinci反应堆为例,开展了燃料循环经济性影响因素探索研究,获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响,热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升,经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。 相似文献
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我国钍燃料循环发展研究 总被引:1,自引:0,他引:1
调研分析了钍燃料循环的优缺点和国内外研究现状.通过详细分析研究各种堆型的钍资源利用潜力,从核能可持续发展的角度出发,提出了我国钍燃料循环发展的有关结论和建议:(1)当前的核电堆型除高温堆外都不适合进行钍利用;(2)建议采用快堆/热中子堆联合钍燃料循环的方式进行钍资源利用;(3)先进反应堆研究应集中于其堆型本身的研发;(... 相似文献
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【英国《国际核工程》2002年6月刊报道】 日本核燃料循环开发机构(JNC)称其已使用来自俄罗斯核武器的放射性材料为民用核电厂生产燃料。从1999年开始,日本开发机构就与俄罗斯的反应堆研究机构合作,已将来自俄罗斯武器的约20 kg钚 加工成MOX燃料。这些MOX燃料已在俄罗斯建的BN-600快堆中接受测试。 到2020年之前,有关方面要求JNC用这种方法处理20 kg钚。制成的MOX燃料将被用于日本及其他国家的轻水堆。 日本JNC正在使用俄罗斯武器原料@李韡 相似文献
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【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… 相似文献
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本文针对高温气冷堆动力转换单元设计了3种联合循环方案,并将3种循环方案在反应堆出口温度900℃的情况下与闭式Brayton循环进行比较。结果表明:闭式Brayton循环在反应堆出口温度较高时,相应反应堆入口温度也较高,这受到反应堆压力壳材料限制,且所需压气机压比较大;联合循环方案的反应堆入口温度低于370℃,反应堆压力壳可使用SA533钢材,无需内壁冷却,且所需压气机压比较小。方案比较显示,提高联合循环效率需增加下位循环出力。方案3的上位循环是简单Brayton循环,下位循环是再热Rankine循环,循环效率可达50.1%。 相似文献
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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。 相似文献
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U—Mo燃料及其燃料元件和燃料组件(FA)的开发是俄罗斯RERTR规划的主要方向之一。该开发项目是基于现有的反应堆和新建先进反应堆的设计进行的,俄罗斯的很多组织参与了这项工作,如俄罗斯核燃料制备公司(TVEL)、动力工程研究和发展所(RDIPE)、核反应堆研究所(RIAR)、IRM和东北电网协调理事会(NPCC)。
开发中的U—Mo燃料包括弥散型燃料、单片式燃料以及管型和细棒型弥散燃料组件。第一阶段工作已顺利完成。该阶段包括管型和细棒状U.Mo弥散燃料的堆外、堆内和辐照后试验,试验是在近似于俄罗斯人设计的池型研究反应堆的运行参数条件下进行的。
俄罗斯和国外取得的成果证明可以进行下一阶段的研究工作,包括全尺寸IRT型细棒状和管型U·Mo弥散燃料组件的辐照,以及改善的U.Mo弥散燃料和微型单片燃料元件的辐照。本文对目前U—Mo燃料研究已取得的成果进行了全面的回顾。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2019,(0)
<正>基于具备计算环形燃料能力的压水堆堆芯燃料管理程序CMS开展了装载环形燃料且能满足长寿期换料目标的小型堆物理参数、堆芯布置及燃料管理策略研究,并以此为基础设计了100 MW级小型堆各循环的堆芯装载及换料方案。反应堆经历过渡循环后,至第4循环起堆芯各项物理参 相似文献
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在充分分析国际上各种小型模块化反应堆优缺点基础上,设计出铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆(SMPBN),并对该堆型的中子学特性进行了详细分析。通过分析认为SMPBN具有以下突出优势:以乏燃料钚作为反应堆的驱动燃料,钍作为增殖燃料,可以解决由于铀资源缺乏对核电发展的制约;氮化钚和氮化钍作燃料,可以提高反应堆的安全性和燃料的转换比;液态铅铋作冷却剂和反射层,不仅提高反应堆完全自然循环的能力,而且可以提高中子的经济性;整个寿期内反应性的波动很小并且几个重要反应性系数都为负值,从而保证反应堆具有固有安全性。 相似文献
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【美国《核电厂》2001年9~10月刊报道】 目前,动力工程研究开发院(RDIPE)基本完成了有创新意义的简化沸水堆VK-300的详细设计。装备有VK-300型堆设施的核电厂可用于中、小规模动力系统以及热电联供。 VK-300型堆的设计基础是较完善的核技术、成熟的大部件、VK-50原型堆在俄罗斯季米特洛夫格勒的运行经验,以及诸如SBWR(GE)和SWR(Siemens)等反应堆的设计经验。因而,VK-300采用了为WWER-1000型堆设施开发的反应堆压力容器、燃料元件和汽水分离器。 反应堆自然循环和汽-水分离的最初方案 VK-300的设计主要在开发一个自然循环回路… 相似文献
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【英国《国际核工程》2005年3月刊报道】俄罗斯BN-800快堆项目将满足21世纪核电面临的更加紧迫的新要求,包括防扩散要求。钠冷却快中子反应堆已经被选为实施《21世纪上半叶俄罗斯核电发展战略》的堆型。专家们关注的焦点目前主要集中在如何使这种堆型具有经济竞争力,并创建闭合燃料循环工业。目前正在乌拉尔斯维尔德洛夫斯克地区别洛雅尔斯克核电厂建造的新型BN-800反应堆将在完成上述两项任务中发挥重要作用。BN-800项目是俄罗斯开发的钠冷快堆的一种后续堆型,其开发基础是前后三代钠冷快堆的设计和运行经验。BN-800主要基于在以前的BN… 相似文献