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。     

高转换轻水堆

一、前言高转换轻水堆是一种转换比达0.8—1.0的堆型。它具有比现有轻水堆转换比高的特点。发展高转换轻水堆的原因是:①能有效利用现有轻水堆中生产的钚;②有助于推迟快堆商用化计划。在钚的有效利用方面,高转换轻水堆的燃料采用富集度约12%的 PuO_2-UO_2,电功率为1000MW级核电站的堆芯初期钚装载量达8t,可大量集中使用钚燃料。由于转换比高,堆芯内可生成比轻水堆更多的钚,因此有人把高转换轻水堆称之为钚的”     

日本原子能研究所对未来型轻水堆的研究开发

【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…     

日本政府批准在轻水堆中使用钚

开发在轻水堆中使用钚这一建议8月2日得到了日本原子能委员会(AEC)的批准。根据这一建议,12座1000 MWe的轻水堆将在2000年后使用钚。 AEC的批准意味着钚热堆的开发工作作为一种国家能源政策将得到进一步发展。预计该计划将会引起争议,因为在决定哪些轻水堆使用钚时必须取得地方当局的同     

国外利用钚的情况调查

【日本《原子》1982年8月第50页报道】由于担心快堆实现商用化的时期会推迟,从防止核扩散的观点看,积蓄的钚的用处是一个严重的问题。日本解决这一问题的办法除了 ATR 型堆使用外,还可以考虑轻水堆利用钚的问题。日本通产省为了了解这一问题,于1982年4月派了一个调查团,对有关国家作了调查。     

灵活燃料循环革新型水冷反应堆（FLWR）的概念设计和循环特性

提出了一种基于轻水反应堆（LWR）技术丰富经验、应用灵活的燃料循环的革新型水冷反应堆（FLWR）概念设计。该设计的目的是通过两个阶段的钚多次循环,实现有效和灵活地利用铀和钚的资源。在第一阶段中,FLWR堆芯是实现高转换型堆芯的概念设计,基本上平稳地保持现有轻水堆和来自轻水堆铀-钚混合氧化物（MOX-LWR）燃料技术的技术连续性,从技术的观点看没有重大的差异;第二阶段的堆芯将是一种慢化剂-减少型水冷反应堆（RMWR）堆芯的概念设计,达到大于1．0的高转换率。钚（Pu）的多次循环,对于长期持续的能量供应是有利的。FLWR是一种沸水堆型（BWR）反应堆,其堆芯设计特点为：堆芯呈短粗状,装载以三角形的栅格排列的燃料棒组成的六角形燃料组件,装有高富集度的混合金属氧化物（MOX）燃料和Y形控制棒。堆芯在两个阶段中使用一致的和相同尺寸的燃料组件,因此在反应堆运行寿期内,在同一个反应堆系统中,前一个反应堆堆芯概念设计可以过渡到后一个堆芯概念设计,这样就可以灵活地响应天然铀资源未来情况的预期变化,或建立金属氧化物乏燃料的经济的后处理技术。 完成了堆芯设计的详细研究,结合其他有关的研究,迄今为止所获得的结果已经表明所提出的这种反应堆概念设计是可行并具有发展前景的。     

核能发展途径与快增殖堆在核能中的地位

此文分析了世界能量资源的供求形势。利用核能发展模型,对五个典型的核能发展途径:一次通过循环方案、钚再循环方案、快增殖堆方案、快增殖堆加钚再循环混合方案、钍铀循环先进转换堆方案,计算了核燃料循环关键物料的需要量,并预计了它们的经济性。文章认为:①核能的前景将比现在好,暂时的低潮将会过去;②轻水堆-快堆组合体系将是世界核能发展的主线。     

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。     

日本开始进行核武器级钚用作燃料的研究与开发工作

【《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。     

日本正在生产ATR堆用的铀钚混合氧化物燃料

【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     

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…     

日本使用钚的研究和发展计划

【法国《能源快报》1990年1月16日报道】欧洲经济合作与发展组织的核能机构在最近发表的一篇有关钚燃料的报告中指出,从安全和赢利性的角度看,轻水堆使用钚比使用铀更优越,建立一套使用钚的系统将成为日本长期的研究项目,其目的是更合     

欧洲原子能发电状况及钚利用

【日本《能源》 1999年 1月号第 38— 40页报道】　近年来欧洲局势动荡 ,政权交接不断。其间欧洲的原子能发电状况呈现出了怎样的变化 ,抑或说将要出现怎样的变化 ?此外从提高铀资利用率的观点出发 ,现对世界上正在运行的核电站之中利用钚的轻水堆(通称轻水堆钚利用 )成绩突出的欧洲的状况作个回顾。轻水堆 MOX燃料利用的情况国　家装料年度装料组件数美国 1965— 197997德国 1966— 574法国 1974— 64 6瑞士 1978— 10 0比利时 1963— 2 0 7意大利 1968— 197670荷兰 1971— 198812瑞典 1974— 3日本 1986— 19916总计 1715*来源 :日本 1…     

钍在轻水堆中利用的研究

对钍－２３２在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便，以秦山核电厂反应堆参数为基础，只改变堆芯燃料组分，在可裂变材料总量不变的条件下，对不同钍－２３２装量进行了多方案研究。结果表明，由于钍－２３２吸收中子后的主要转换产物是铀－２３３，它在热堆中的η值比铀－２３５和钚－２３９的高，因此在同样初始过剩反应性情况下，随着钍－２３２装量的增大，燃耗的加深，堆内易裂变材料总生成量也随之增大，转换比提高，从而使堆芯寿期延长，节省了核燃料。可见钍是一种有前途的能源资源。此外必须指出，在所研究的参数条件下以钍－铀重量比０．２５为佳。     

中国先进研究堆回路系统设计总结

目前，研究堆的类型曰趋多样化，有重水堆、轻水堆、气冷堆和正在研制的核聚变堆，不同的堆型，回路系统的配置相差很大，如101重水堆有与重水氦气有关的几个回路系统，49．2游泳池式堆也有与轻水有关的几条回路。但采用轻水作冷却剂，重水作反射层的堆，至少需设置十几条回路。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作反射层的研究堆，回路系统设计时主要参考了国内外一些研究堆，如HWRR、ORPHEE堆，HANARO堆、FRM—Ⅱ等。     

日本原型快堆首次达到临界

[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     

日本将调查钚再循环的经济价值

【美国《核子周刊》1983年2月3日第14页报道】日本能源厅在1983财政年度(4月1日开始)中将实施一项三年计划,调查钚再循环的经济价值。同法国、西德和美国一样,日本政府认为在2010年快增殖堆能够商业运行之前,轻水堆钚再循环是需要的。     

日本90年代的轻水堆设计

【英国《国际核工程》1983年6月号第46页报道】日本核能发展的长远战略目标(基本上是轻水堆、钚燃料再循环热堆以及21世纪的商用快中子增殖堆)大体上不变,但由于快中子增殖堆的发展速度放慢(快堆商用化的时间推迟到2010年),轻水堆所起的作用将要比预料的时间长一些。根据对90年代电力需求的预测,日本的轻水堆供应商、海外合作者及电力公司当今     

日本准备尽早生产混合氧化物燃料

【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:     

钚的管理——英国的观点

【《英国核工业论坛》 1 997年 1 0月刊报道】　英国核工业协会主席 Bill Wilkinson博士在日本横滨召开的全球 1 997年大会的一次重要发言中表达了他对钚管理的观点 :钚在热堆中再循环是当今好的政策 ;快堆是钚管理的最好的长远选择。他说 ,对钚的处置 ,比如说 ,把钚掺入玻璃化废物 ,绝不是一种理想的选择 ,而很可能需要投入大量经费。Wilkinson博士在结束他的发言时说 ,英国和法国都有多年用后处理分离乏燃料中的钚的经验和在国际保障监督下进行贮存方面的技术 ,并且获得了完善的运行经验。日本不久将启动类似设施。“把钚制造成热轻水堆…