先进重水反应堆综述

重水反应堆是一种重要的堆型。重水堆要占领更大的市场，将面临三个挑战，即降低成本、提高安全性和可持续发展。根据铀富集度的不同和燃料管理战略．燃料运行周期从60天到180天将轻水堆(LWR)乏燃料元件用于重水反应堆，是实现铀资源最佳利用的范例，而且混合氧化物(MOX)燃料也将引入重水反应堆。本文介绍了印度的先进重水堆，该堆率先采用了钍燃料；俄罗斯联邦正在开发高度安全的气冷重水慢化堆；加拿大在基于CANDU6成熟经验的基础上，开发出下一代重水堆Ng CANDU，功率为65MWe。在经济性和固有安全性和操作性能方面均有大的改进。     

在重水堆中用贫铀作为核燃料的应用研究

对以贫铀和钚组成ＭＯＸ核燃料替代ＣＡＮＤＵ堆中的天然铀的可能性进行了探讨、从而开一用于核能的途径。经过初步验算,得出了用＾２３５Ｕ含量为０．２５％的贫化铀浓缩残渣和钚组成ＭＯＸ核燃料可以替代ＣＡＮＤＵ堆中的天然铀来维持重水堆中的链式反就,达到核能利用的的目的。并展望了贫铀应用的前景。     

轻水堆发展规划的核燃料循环模型及优化

一、前言提高核燃料循环的经济性是增进核动力经济性极为重要的一环。国外有人提出利用动态线性规划方法,依据燃料循环中各环节内在的物理和化工过程,建立起一系列线性方     

世界核燃料循环活动概况

近年来，有关核燃料循环的活动开展迅速，而且全球化的进程也很显著。例如，亚洲不仅成为了动力堆的市场，而且也成了一个核燃料和与核燃料循环有关的设备和服务的市场。包括前苏联和东欧各国在内的一些国家现在已成为世界范围内核燃料循环市场的积极参与者。     

CANUDU重水堆燃料管理

论述秦山三期核电站所采用的ＣＡＮＤＵ－６反应堆的燃料管理,ＣＡＮＤＵ堆的换料是带功率刊物 ,这一特征使得它的堆内燃料管理与必须停换料的反应堆有明显的不同。ＣＡＮＤＵ堆燃料管理有设计和运行两方面的内容。     

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。     

核燃料循环面临的问题与挑战

【英国《国际核工程》2004年11月刊报道】在国际原子能机构(IAEA)第48届大会期间,IAEA于2004年9月21日-22日在维也纳举办了一场主题为"核燃料循环面临的问题与挑战"的科学论坛。共有来自50多个国家和组织的代表参加了此次论坛活动。来自此次论坛的消息表明,目前世界的乏燃料库存量正在不断上升,目前乏燃料的总库存量已达到18万tHM(吨重金属),此外还有8.8万t来自后处理的核废物。核电以     

重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究

论文的目的是研究重水堆钍铀燃料增殖循环方案。基于前期设计的技术路线,以CANDU-6堆芯为参考堆芯,研究了钍基堆芯燃料管理策略,分析了中子学特性,并对乏燃料特性进行了评估,包括放射性毒性、衰变热和伽马射线。在此基础上,建立了钍铀燃料增殖循环方案,其在可持续性关键指标方面优于常规天然铀一次通过循环。     

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。     

多堆联合核燃料循环利用方法

【公开日】2008.06.25【分类号】G21C19/00【公开号】CN101206930【申请日】2006.12.22【申请号】200610157905.5【申请人】深圳中广核工程设计有限公司【文摘】本发明涉及核电技术,特别涉及应用在核电站首炉堆芯燃料管理设计中的一种多堆联合核燃料循环利用方法,对可互换燃料元件的多个反应堆联合进行核燃料循环利用,部分燃料元件依次     

一体化快堆的核燃料循环

【苏联《国外原子技术》1988年,第11期第32页报道】对于具有设备一体化布局并采用金属燃料的快堆(IFR),开拓了建立闭合燃料循环的新方法。经过深入研究的液体金属反应堆燃料后处理方法与惯用的,随后从回收物制造黄饼来实现燃料再生的水法有本质区别。该方法采用的工艺是首     

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。     

核燃料循环和材料技术（国际原子能机构核燃料循环和材料科）

1前言 铀和钍这两种自然界存在的最重的元素是核燃料的基本原料。核燃料循环是一个典型的系统工程，它包括与铀钍有关的各种过程和技术，例如探矿、采矿、纯化、转化、铀富集、燃料设计、燃料元件和组件的制造、堆内辐照、乏燃料贮存、乏燃料后处理回收、回收燃料的再制造和再循环，这就是所谓的“闭路式燃料循环”；另外还包括高放废液的最终贮藏处置。在“开路燃料循环”中，乏燃料不再后处理回收，而是经过处置后永久地贮藏。     

进展中的日本轻水堆后处理厂

日本位于Ｒｏｋｋａｓｈｏ的后处理厂的建设始于１９９３年４月，其乏燃料贮存池计划于１９９６年投入使用，而其后处理装置则按２１世纪初期开始现役运行的目标正在建设中。     

压水堆回收铀在重水堆应用示范验证试验

回收铀（RU）是一种重要的核能资源,随着核电发展和铀资源价格的上涨将更加受到重视,迄今为止国际上尚未很好地解决其有效利用问题。鉴于我国既有压水堆又有重水堆的现状,本文提出利用重水堆烧RU的设想,开发了一种与天然铀燃料中子学等效的由RU和贫铀（DU）混合而得的等效天然铀（NUE）燃料,并在秦山运行重水堆上开展随堆示范验证试验,以积累RU利用相关运行经验,为后续全堆应用提供了关键的技术支持。     

轻水堆核燃料后处理技术的进展

评述和讨论了有关分离过程,溶剂萃取设备,燃料元件溶解,Purex过程U和Pu的分配,Purex过程中Np和Tc的分离,用过溶剂的再生,以及硝酸铀酰直接脱硝过程的进展。     

重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析

使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型（Churchill-Chu和McAdams模型）进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。     

美俄签署合作协议以回收研究堆核燃料

【《中国日报》网站2004年05月27日报道】 美国能源部(DOE)部长Spencer Abraham和俄罗斯原子能机构负责人Alexander Rumyantsev于2004年5月27日签署了一项旨在回收研究堆燃料的合作协议,以防止这些材料落入恐怖分子手中。 根据协议,美俄双方将花费超过1亿美元的美国基金,从17个国家的20多座研究堆收回新燃料和乏燃料。该协议是Abraham于5月26日在维也纳召开的国际原子能机构(IAEA)大会上宣布的一项斥资4.5亿美元的“全球威胁降低倡议”的组成部分。 Abraham在签署协议后表示:“美国和俄罗斯正在通力合作,以降低由核和放射性材料构成…