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【日本《原子能视野》2000年专刊第19～23页报道】 日本走的钚再循环路线是通过快堆重新利用核工业所生产的钚的。但最近的快中子增殖堆计划比当初预定的延迟了许多,所以今后不得不经过相当长的时间以轻水堆来有效利用钚。日本原子能研究所把可灵活适应于有效利用铀资源,降低放射性废物产生量及有效利用剩余钚等广泛需求的未来型轻水堆——欠慢化能谱反应堆作为轻水堆高技术研究的重要一环,而确立了其今后能源体系研究的核心地位。 1. 何为欠慢化能谱反应堆 现在,即使核能发电广泛地采用轻水堆,反应堆内部一部分不易产生核裂变的U-238也吸… 相似文献
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【日本《原子能视野》2002年12月刊报道】 日本能源资源贫乏,为了有效利用铀资源,日本确立了回收利用可称为准国产能源的钚的核燃料循环基本路线。该基本政策是原子能委员会在1966年5月通过的《动力堆开发基本方针》中提出的。 1967年10月,随着动力堆核燃料开发事业团(核燃料循环开发机构的前身)的成立,日本就把能够方便地利用钚燃料的先进热中子反应堆(ATR)作为国家自主开发项目,正式开始研究。这也是具体实施该政策的开始。 先进热中子反应堆原型堆“普贤”堆自从1978年3月装上22根MOX燃料棒并达到首次临界约24年以来,已经装载了748根… 相似文献
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【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 相似文献
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【日本《原子能视野》2000年1月刊第36～37页报道】 重水堆 ◆ 日本 改进型转换堆(ATR)是以核燃料循环开发机构(以下称“循环机构”,即前动燃团)为中心,作为国家项目开发的重水慢化沸腾轻水冷却压力管型的国产动力堆。模式堆“普贤”经过过去20年的进展顺利的技术开发和运行,在使日本原子能工业“自主技术”定型的同时,取得了世界上在一个热中子反应堆堆芯利用MOX燃料件数最多的成绩。 关于实证堆,从1975年开始,以循环机构为中心进行设计工作。1982年,原子能委员会决定将实证堆的设计、建造和运行作为电源开发公司的主体业务。此后,电力… 相似文献
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【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… 相似文献
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【日本《原子能产业新闻》1985年1月24日报道】日本对核电站辐照燃科的基本方针是经后处理后在快堆中进行再循环。但由于快堆到2010年之后才能投入实际应用,所以,日本从有效利用资源的观点出发,决定在快堆实用化之前,尽早地使钚在轻水堆和新型转换堆中再循环。现在的具体做法是,将混合氧化物燃料加工研究工作委托给新金属协会;1985年着重进行研究;1986年之后,完成混合氧化物燃料加工工业化工作。到目前为止,钚利用的战略方针是: 相似文献
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【《日本原子》1994年10月号第12页报道】1994年10月1日,日本原子能研究所(JAERI)成立了一个突击工作组,进行关于石化钚燃料的研究与开发工作。该小组将研究如何从拆卸的核武器中取出钚,并把它作为轻水堆的燃料。该燃料将由核弹头的钚与各种氧化物(锆、铝、镁和钍)混合制成。由于这种燃料的成分在化学上是稳定的,因而要通过后处理反萃取钚是十分困难的。这种钚燃料可在现有的MOX燃料生产厂生产,并可直接装入现有的轻水堆,因此没有必要为燃烧核弹头钚建造新的设施。 相似文献
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[欧洲核学会《核新闻网》1994年4月5日报道] 日本文殊快中子增殖反应堆于4月5日当地时间上午10点首次达到临界。 预计这座原型快堆(280MW)机组将用于研究和开发工作。日本科学家将对这种堆型在今后的商业利用进行评价。 文殊原型快堆是一种用钠冷却的快中子增殖堆,使用钚—铀氧化物燃料。同使用混合氧化物燃料的常规轻水堆不同,文殊原型快堆燃料的钚浓缩度要高得多,中间部分燃 相似文献
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【日本原子能研究所网站2003年7月2日报道】 日本原子能研究所正在以传统的轻水堆为基础、以有效利用铀资源为目的、开发改良型水冷却反应堆——欠慢化轻水堆,并成功开发出实时测量在高温高压条件下,模拟复杂沸腾管路构成的堆芯管路内蒸汽体积比率(空泡率)的技术。 在欠慢化轻水堆中,中子由水来慢化,为提高核燃料中铀-238转化为钚-239的比率,就必须在确保冷却性能的前提下使堆芯内的空泡率保持高水平,所以对设计研究来说就必须高精度地测量空泡率。而且,由于反应堆功率是随空泡率的变化而变化的,所以要预测功率的变化,实时测量空泡率是必不… 相似文献
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【《欧洲核综览》2000年11～12月刊报道】 法国和日本都是石油、煤、天然气化石能源资源贫乏的工业国家,所以它们都把核能看作是避免在能源方面高度依赖其他国家的一条出路,并且制订了相仿的计划,这也就不足为奇了。 两个国家都已利用轻水堆建成巨大的发电容量(法国是63180 MWe,而日本是43510 MWe),并且认为快中子堆对于今后利用由后处理获得的钚和通过再生确保铀的完全利用是必不可少的。 在这两个国家中,快堆的开发是围绕三个主要实现阶段安排的:小型实验堆(法国是“狂想曲”,日本是“常阳”),然后是原型电厂(法国是“凤凰”250 MWe,日… 相似文献
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【日本《原子能视野》2000年1月刊第14～18页报道】 人们从简化型轻水堆中吸取美国三里岛事故的教训,目的是开发消除人与机器之间的复杂关系和不易产生人为过失的简化机械系统。 从1985年开始,美国西屋(WH)公司和通用电气(GE)公司就分别着手开发AP-600和简化型沸水堆(SBWR),功率为600 MW;从1990年开始,国家、电力公司和制造商开始进行共同研究,基于此共同研究,WH公司的AP-600获得了美国核管会(NRC)的最终设计许可(FDA)。 日本也把简化型轻水堆作为电力行业的共同研究课题,参加了美国上述的研究。在取得美国设计研究的内容及许可动… 相似文献
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【日本《原子能产业新闻》2004年7月29日报道】核燃料循环开发机构与电力中央研究所计划从2010年前后开始联合开发接近实用的工程规模干式后处理实验装置,并拟于2020年之前将该装置用于回收再循环作业。该消息是于2004年7月20在原子能委员会例会上发布的。这样,日本就将于2025年前后确立日本型干式后处理技术。上述两机构联合开发的干式后处理技术将用于对轻水堆乏燃料进行后处理、为正在进行中间贮存的乏燃料提供处置方案以及确立使用金属燃料的快堆燃料循环。该项技术将被用于建造第二座后处理厂,以对“钚热轻水堆”的乏燃料和高燃耗乏燃… 相似文献
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【日本《原子能产业新闻》2006年1月12日报道】日本核燃料公司(JNFL)的六所村后处理厂计划于2006年2月份开始使用乏燃料进行试运行。为此,电气事业联合会2006年1月6日总结并发布了各电力公司利用回收钚的计划。根据该计划,六所村后处理厂在2006/2007年度将回收1.6t钚,这些钚将在六所村的混合氧化物(MOX)燃料加工厂(预计于2012年投入运行)被制成MOX燃料后供日本11家电力公司使用(各电力公司的详细利用情况见表1)。表1六所村后处理厂回收钚的利用计划(2005年和2006年)后处理量*所有量利用目的(作为轻水堆燃料)预定后处理的乏燃料量(tU)假… 相似文献