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%。     

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。     

俄面向闭式燃料循环的新型反应堆技术发展布局

<正>俄罗斯副总理亚历山大·诺瓦克2022年2月宣布,俄罗斯将在2030年前开始建设VVER-S改进型压水堆。该反应堆可以通过调节中子能谱,提升核燃料利用率。俄罗斯近年来逐渐确立“二元核能体系”（即热堆闭式燃料循环和快堆闭式燃料循环相结合）的发展蓝图并列入核工业国家计划,目标是通过更高增殖比的新型反应堆和铀钚混合燃料的应用,提升铀资源利用效率,解决当前核电可持续性不足的问题。对此,俄罗斯基于已有技术,     

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。     

美国完成全球威胁降低倡议的首次返还燃料运输

【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…     

深燃耗球床式气冷快堆研究

气冷快堆是未来发展的第四代先进核能系统候选堆型之一,它可以满足核能的可持续性、安全可靠性和经济性要求.从反应堆物理和热工水力学的角度出发,设计了热功率300 MW的球床式气冷快堆,选择了碳化物燃料作为气冷快堆的燃料.用耦合燃耗计算程序COUPLE2.0模拟得到了深燃耗气冷快堆的铀燃料循环的平衡态.平衡态研究结果表明基于深燃耗的300 MW球床式气冷快堆可以提高铀资源的利用率同时降低乏燃料中的次锕系核素的含量.当燃料球直径为6 cm,燃料区的直径为5.5 cm,燃料占燃料区的体积的70%,燃料形式为UC,其中235U的初始富集度为12%时,燃料球通过堆芯的时间可以达到12 600 d,重金属燃耗深度为164.38 GWd/t,总的铀资源的利用率可以达到为28.03%.     

低慢化能谱反应堆堆芯的设计研究

1 前言。低慢化能谱堆在迄今轻水堆技术的基础上，与现有轻水堆相比，提高了中子能量，增大了铀238向钚239的转换比，通过对铀资源的有效利用及高燃耗、长循环运行，减少了放射性废物的发生量，利用钚的多次循环，使钚得到了有效利用，属于一种革新水冷堆。     

三种核燃料循环方案的综合效益比较

核燃料循环产业发展的最佳状态是消耗最少的核资源,产生最好的经济效益,造成最小的环境危害。本研究从铀资源消耗、废物排放、循环成本三个方面,对开路热堆循环、闭式热堆循环、快热联合循环三种核燃料循环方案的综合效益进行比较。研究表明,在铀资源利用方面,与开路热堆循环比较,闭式热堆循环节省天然铀22.3%,快热联合循环节省天然铀65.2%,闭式热堆循环铀资源利用率提高28.7%,快热联合循环铀资源利用率提高165.5%,闭式热堆循环节省分离功12.5%,快热联合循环节省分离功60.8%。增加后处理环节的闭式核燃料循环能大幅度节约天然铀资源并减少能耗,显著提高铀资源利用率。在经济性方面,与开路热堆循环比较,闭式热堆循环成本平均提高6%,快热联合循环成本平均降低27.3%。开路热堆循环经济性优势随着天然铀价格降低而增强,闭式循环经济性优势随着后处理价格越低而增强,快热联合循环的经济性始终优于闭式热堆循环。本研究确定了三种循环间的经济平衡点,可根据不同天然铀价格和后处理价格比较三种循环方案经济性的优劣,选取经济可行的核燃料循环方案。在环境保护方面,与开路热堆循环比较,闭式热堆循环的废物产生量减少84.1%,体积减少87.7%,快热联合循环的废物产生量减少95.4%,体积减少99.0%。闭式循环的环境效益明显优于开路循环,快热联合循环优势最大。研究结论,快热联合循环的综合效益最好,是核燃料循环产业发展的最佳选择。     

核燃料循环技术经济和战略综述

本文简要综述了核燃料循环前端和尾端各环节包括采矿、水法治金、铀转化、铀富集、燃料元件制造、乏燃料后处理（处置）、废物处理和处置等工艺的技术现状和发展方向；分析了核燃料循环各环节的成本构成和在核电成本中的份额，目前核燃料循环成本约占核电成本27%，随着燃料元件性能的改善和燃耗的提高，核燃料循环成本在核电中的份额将有大幅度下降；核燃料循环战略其最大分歧点是关于乏燃料的管理，即对乏燃料元件是采取后处理回收轴钚再循环还是采取直接处置，出于国情，各国采取了不同的战略，由于核安全和环境保护是全球性问题，这两种路线之争还将继续。     

CANDU堆应用RU的PWR/CANDU联合核燃料循环的研究

对压水堆乏燃料后处理回收铀（RU)在秦山三期CANDU堆中应用的可行性和经济性进行分析。使用ORIGEN2程序．对后处理回收铀在生产后放置不同时间后核素的成份和放射性活度进行了计算。证明RU燃料元件生产的放射性水平是可以接受的。使用DRAGON／DONJON程序对应用RU的秦山三期CANDU堆的时均堆芯和瞬时堆芯校验分析表明：采用简单的2燃耗区，2、4棒束的换料方案能满足最大通道功率、最大棒束功率限制。通过放射性分析和堆芯物理分析可以看出，秦山三期CANDU堆在不改变堆芯结构及运行模式的条件下，从天然铀(NU)燃料过渡到RU燃料是可行的。通过对秦山三期CANDU堆应用RU的经济性分析，可以看出PWR／CANDU联合核燃料循环的策略既可节约铀资源(23％)，提高燃料的能量输出(4l％)．又减少了废燃料的处置量(66％)．可大大降低核电成本。     

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。     

为库存钚寻求解决方案

【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…     

PWR/CANDU联合核燃料循环研究

根据我国已拥有PWR和CANDU核电站的具体情况 ,提出一种PWR/CANDU联合核燃料循环的策略 ,即把压水堆的乏燃料后处理后的回收铀 (RU)用作为CANDU堆的核燃料 ,既可节约铀资源 ,提高燃料的能量输出 ,又减少了废燃料的处置量 ,可大大降低核电成本。由于CANDU堆对核燃料循环的固有灵活性 ,堆芯结构及运行方式不需作重大改变 ,即可完成从天然铀到RU的过渡。又由于RU较低的放射性活度 ,这对CANDU堆的燃料制造是可以接受的 ,因而只需对现有燃料制造生产线稍加屏蔽措施 ,对运输和运行中燃料管理操作等都勿须改变。因而这一策略是具有重大经济效益和吸引力的     

干法后处理流程中电解精炼设备研发进展北大核心CSCD

高燃耗快堆乏燃料具有高钚含量、强放射性、高释热率等特点。基于溶剂萃取原理的水法后处理工艺存在溶剂易辐解等问题,宜对高燃耗快堆乏燃料采用干法后处理工艺进行处理。熔盐电解干法工艺采用耐辐照的无机盐为介质,通过电化学方法分离回收锕系元素,是最具应用前景的干法后处理技术。在熔盐电解干法工艺流程中,承担锕系元素分离任务的电解精炼单元是核心环节。本文调研了乏燃料干法后处理过程中电解精炼设备的研发进展,分析了电解精炼设备关键技术和发展趋势,为我国快堆乏燃料电解精炼设备的研发提供了参考。     

小型模块化增殖焚烧快堆MA嬗变性能分析

次锕系核素(Minor Actinides,MA)作为长寿命高放射性核废料,在乏燃料放射性中占据主导位置。乏燃料最小化是保证核能可持续发展的重要环节,而嬗变是安全处置乏燃料的有效途径。小型模块化增殖焚烧(Breed and Burn,BB)快堆的中子经济性较好,燃烧寿期长,装料方式灵活多样,可用于增殖产生易裂变核燃料、嬗变长寿命核废料,从而解决核电发展中前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。本文分析对比了U3-MA和U5-MA燃料装载模式的临界、燃耗和安全性能,并系统研究了两种装料模式在BB快堆上嬗变MA的性能。结果表明:两种装料方式均能达到较好的嬗变性能,且MA的添加还能使反应堆寿期更长,堆芯中子经济性更高;此外,从安全性能上来看,添加MA对钍铀燃料循环的缓发中子份额影响较弱,但是对其燃料多普勒系数影响较强,这为后续钍铀、铀钚燃料循环选取合理的MA装载份额提供了参考依据。     

一种钍基长寿命反应堆堆芯的物理设计

长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基于乏燃料钚-钍燃料、铅铋合金冷却剂的长寿命堆设计方案,充分利用钍铀燃料在快中子条件下优越的核性能,完成了详细的概念设计并使用MCBurn程序分析其各项属性。     

日本利用钚的方法

【日本《原子能视野》 1998年 7月号第4 8— 5 0页报道】　日本从开发核能初期开始 ,便从有效利用铀资源的观点出发 ,把处理核电站的乏燃料、回收钚以及再循环利用铀作为基本的原子能政策。从国外的利用实绩来看 ,钚用于轻水堆(用于热堆 )可以说是目前钚的最切实可行的利用方法。这将是今后数十年钚利用的最主要途径。另一方面 ,到 1996年年底为止 ,日本在国外已后处理的可裂变钚大约 10 .5吨 ,这些钚仍留在国外。以不拥有剩余钚原则为基础 ,今后切实按照此原则 ,把钚作为反应堆燃料加以利用是很重要的。因此 ,日本计划从 1999年开始 ,有 2…     

铀与钚的再循环：何去何从？

【英国《国际核工程》网站2008年3月22日报道】人们在20世纪70年代就已研发出了钚的各种循环使用方案。当时,铀的供应似乎捉襟见肘,而且价格日益昂贵。最初有人提议通过快增殖堆来实现钚的循环利用。这种快增殖反应堆的堆芯有一个“转换区”,在这个区域内,燃料产生的钚将略多于消耗的钚。有鉴于此,人们开始正视这样一个事实,即原来预计只够使用50年的世界“低成本”铀资源,现在可以延长使用至成百上千年。     

法国商用后处理现状

【本刊2006年8月综合报告】法国的核电工业非常发达,现有59台核电机组在运行,总装机容量达到63.4GWe,2005年核发电量为430.9TWh,满足了本国79%的电力需求。这些核电机组在生产电力的同时,也产生大量的乏燃料。法国采取的是闭式燃料循环政策,即对核电厂的乏燃料元件进行后处理,以收回其中的铀和钚。阿格后处理厂法国目前的商业后处理业务都集中在阿格后处理厂。该厂位于法国科堂坦半岛最西端,距离瑟堡25公里,整个工业区占地300公顷。该厂于1962年动工兴建,1967年1月1日建成投产,曾处理过石墨气冷堆、快中子堆以及轻水堆等多种堆型的乏燃料,…     

钚的利用与核裂变能的可持续发展

简要分析了当今世界的能源结构 ,指出以化石燃料为主的能源供应不可持续。概述了乏燃料后处理与钚的循环对充分利用铀资源的贡献 ,指出钚和其他锕系元素的彻底焚烧 ,有可能最大限度地减少放射性废物量及其毒性 ,从而实现核裂变能的可持续发展