高放废液玻璃固化贵金属沉积研究进展

动力堆乏燃料后处理产生的高放废液因富含贵金属,在玻璃固化时可能发生贵金属沉积,从而造成出料口堵塞并导致熔炉底部电极的损坏。本文广泛调研了国内外高放废液玻璃固化中贵金属的沉积问题,对相关解决方案进行了总结,主要包括熔炉结构的改进与贵金属分离回收。高燃耗的乏燃料贵金属含量高,须在研究贵金属沉积行为的基础上,综合考虑以上两种解决方案。相关结果可为国内高放废液玻璃固化的运行提供一定的参考。     

陶瓷电熔炉在动力堆高放废液玻璃固化中适用性分析

随着我国核电事业发展和核燃料循环体系日益完善,玻璃固化动力堆高放废液的需求已提上日程。为探讨陶瓷电熔炉技术在我国后续动力堆高放废液玻璃固化项目中的适用性,本文从源项、熔炉技术特点和熔炉更换解体三个方面进行了分析,认为陶瓷电熔炉技术可以用于玻璃固化动力堆产生的高放废液。     

法国高放废液玻璃固化技术最新进展

对法国高放废液玻璃固化技术现场及文献调研情况进行了介绍。详细阐述了法国旋转煅烧炉+热熔炉/冷坩埚技术的最新应用进展、玻璃固化设施的运行状况,可为我国高放废液玻璃固化技术路线的选择提供参考。     

国外高放废液玻璃固化技术概览

正1引言玻璃固化是为固化高放废液开发的一种放射性废物处理技术。乏燃料后处理产生的高放废液放射性极高、毒性极大,且含有不少半衰期很长的放射性核素。为了处理高放废液,将其转化为能够进行长期安全处置的形式,目前通用的方法是,先对其进行玻璃固化,然后送往地质处置库进行长期处置。玻璃固化方法是将废液加热、蒸发浓缩、煅烧,使内含的盐份熔融,与玻璃基材一起形成玻璃固化体。由于这种固化体具有良好的化学、机械稳定性和抗辐照性能,被认为是当前最具     

玻璃固化用冷坩埚底部结构设计对电磁场影响的模拟分析

冷坩埚玻璃固化技术是高放废液玻璃固化技术的重点研究方向之一。坩埚底作为冷坩埚的重要部件,影响冷坩埚的透磁性、密封性、强度和漏料工艺。为提高冷坩埚漏料效率,需要增强漏料口附近的磁感应强度。本文使用COMSOL Multiphysics软件建立了冷坩埚电磁感应模型,研究了坩埚底结构设计对冷坩埚内部磁场和电磁损耗的影响。模拟结果显示：改变坩埚底部分瓣数对坩埚内部磁场、坩埚底部磁场和坩埚底电磁损耗的影响较小;增加开缝宽度可有效增强坩埚内部磁场,降低坩埚底的电磁损耗,并使玻璃熔体的加热效率增加约6%;增加开缝深度可增加坩埚底部中心附近玻璃域的磁感应强度和底部玻璃熔体的电磁损耗占比。     

我国初步掌握冷坩埚玻璃固化技术

正11月30日,我院自主研制的冷坩埚玻璃固化实验装置完成24小时联动试验,成功产出440公斤模拟玻璃固化体。这意味着我国冷坩埚玻璃固化技术在固化工艺段,已经突破了搅拌、卸料、高频电源与冷坩埚的匹配、启动等诸多重大关键技术,标志着我国已经初步掌握冷坩埚玻璃固化技术。冷坩埚玻璃固化技术是目前国际上一种用于放射性废物处理的新型玻璃固化工艺技术,现已被列为核工业十大瓶颈技术之一。     

放射性废物冷坩埚玻璃固化技术发展分析

冷坩埚技术作为第四代玻璃固化工艺,已成为最有应用前景的玻璃固化技术。本文阐述了冷坩埚技术的原理及应用特点,概述了国际冷坩埚玻璃固化技术研发现状,并对其涉及的关键技术进行了分析,在此基础上提出了我国发展冷坩埚技术的设想。     

乏燃料的干法分离技术

【日本《能源》2000年3月刊第48～50页报道】 分离转化为短半衰期核素 核电站(轻水堆)使用的核燃料(乏燃料)以被称为普雷克斯法的工艺进行后处理。通过这种方法就可从乏燃料中回收铀(U)、钚(Pu),这些回收物质又可再次在燃钚轻水堆和快堆中作为燃料利用。另一方面,把产生于后处理工序的高放废液做成玻璃固化体,然后对其进行深层处置。 高放废液中含有镎(Np)、镅(Am)、锔(Cm)等半衰期非常长的超铀元素,它们和半衰期短的其他核素一并被处置。现正在对高放玻璃固化体处置的安全性进行评估,这将成为今年处置工作的主体。如果能够除去来自高放废…     

模拟高放废液冷坩埚玻璃固化熔制工艺对尾气挥发影响的研究

<正>冷坩埚是最新一代高放废液玻璃固化技术,其利用电磁感应原理将放射性废物与玻璃珠进行加热熔制,形成性能稳定的固化体。在冷坩埚玻璃熔制过程中,由于温度较高,通常大于1 000℃,会产生较多的尾气,易挥发的放射性物质(当前为模拟放射性废物)如Cs等,以及玻璃骨架元素如B、Si等,都会伴随尾气挥发,从而影响冷坩埚玻璃固化产品的性能。     

高放废液玻璃固化体和矿物固化体性质的比较

对高放废液玻璃固化体和矿物固化体的性能作了比较和分析。矿物固化体较玻璃固化体有下列优势 :体积小、高放废液组分掺入量高、核素浸出率低。高放废液矿物固化体的稳定性分析表明 ,它们十分适合于地下处置库的潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分高放废液组分 ,但多种矿物集合起来可荷载高放废液的全部组分     

我国高放废液中铯分离研究进展

由于高放废液的放射性强、毒性大、组成复杂,从高放废液中分离铯是一个世界性难题。多年来国内外研究者一直在探索研究从高放废液中分离铯的方法,开发适合工业应用的铯分离技术,以解决从高放废液中分离铯的难题。一方面,我国现存的生产堆高放废液,浓缩倍数大、盐分高、放射性强,长期贮存风险大,需要进行妥善处理;另一方面,随着我国核电的快速发展和民用核燃料后处理的工业化,动力堆高放废液的处理问题也日益突出。针对这些需求,我国科技工作者们开展了大量从高放废液中分离铯的研究工作,取得了系列研究成果。近几十年来我国主要开展了离子交换、萃取色层和溶剂萃取分离高放废液中铯的研究,先后开发了亚铁氰化钛钾离子交换分离工艺以及杯芳烃冠醚萃取分离工艺,并进行了热实验验证以及台架实验。杯芳烃冠醚从高放废液中萃取分离铯的工作不但具备了工程应用的技术条件,也走在了世界前列。     

Research and Development of Mixed-Settler Extractor： Equipment of Extraction and Separation Spent Fuel Reprocessing

电子束在国防、工农业生产各领域有着越来越广泛的应用。军用电子元件，特别是卫星等航天飞行器的电子元器件（集成电路、晶体管）都需要用电子束辐照进行考验和加固。在工业生产中，电子束大量应用于电缆辐照、塑料改性、医疗器械灭菌等方面。电子束吸收剂量是控制电子束辐照生产过程和质量的主要参数。     

压水堆乏燃料干法贮存技术应用研究

介绍了国际上乏燃料干法贮存技术的产生背景以及技术发展历程,总结了国际上各种乏燃料干法贮存技术特点并进行了归类。鉴于我国压水堆乏燃料离堆贮存的需求,分析了国际上广泛应用于压水堆的三类乏燃料干法贮存技术的技术特点。最后基于我国核电厂乏燃料管理的现状,提出了我国压水堆乏燃料干法贮存在近期和远期的技术选择建议。     

Operational experience of on-site transport of spent nuclear fuel in Korea

Abstract

With the rapid development of the nuclear power programme in Korea, the amount of accumulated spent nuclear fuel has inevitably increased year by year. The spent nuclear fuel is being stored in on-site storage pools at the nuclear power plants. As the current storage capacity for spent nuclear fuel is insufficient, at-reactor storage is being expanded at each site with regard to optimisation of technical and economic factors. On-site transport between neighbouring reactors has been necessary to secure sufficient storage capacity for pressurised water reactor spent nuclear fuel assemblies. A complete on-site transport system has been developed, and so far more than 800 spent nuclear fuel assemblies have been transported using two kinds of transport cask.     

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变 裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明：聚变 裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变 裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。     

核电厂严重事故后乏池自安全冷却技术研究

针对核电厂严重事故后丧失内外电源的工况,提出了通过提取乏燃料水池（简称乏池）余热进行发电以实现乏池长期自安全冷却的方案。通过基于乏池余热的热力过程分析、工质选择、关键设备热力分析、系统方案设计研究,探讨了严重事故后利用乏池余热实现乏池长期自安全冷却的可行性。研究表明,根据核电厂严重事故后的工况环境以及系统输出功率,可采用上原循环或国海循环来建设乏池余热自发电系统。对于在役堆型和新堆型,该系统均可保证实现乏池余热的持续排出,满足乏池温度低于80℃的要求,从而实现乏池的自安全冷却。      

功率展平的压水堆乏燃料发电包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆在增殖核燃料、嬗变长寿命核废料及固有安全性等方面具有较大优势,同时,它比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,因此较聚变堆更易实现。本工作基于目前国际聚变实验堆（ITER）所能达到的技术水平,提出一种直接利用乏燃料进行发电的聚变裂变混合堆包层概念,利用在不同位置放置不同乏燃料体积分数的方法对燃料增殖区实现了功率展平。计算结果表明：功率展平后的包层功率不均匀系数更小,且包层中燃料区的能量输出要比不展平情况下的能量输出高约21.7%。燃料富集度到运行末期最大可达5.23%。从中子学角度初步论证了该包层的可行性。     

Spent fuel reprocessing: A vital link in Indian nuclear power program

The success of the three stage Indian nuclear energy program is inter-linked with the establishment of an efficient closed fuel cycle approach with recycling of both fissile and fertile components of the spent fuel to appropriate reactor systems. The Indian reprocessing journey was started way back in 1964 with the commissioning of a plant based on PUREX technology to reprocess aluminum clad natural uranium spent fuel from the research reactor CIRUS. After achieving the basic skills, a power reactor reprocessing facility was built to reprocess spent fuel from power reactors. Adequate design and operating experience was gained from these two plants for mastering the reprocessing technology. The first plant, being the maiden venture, based on indigenous technology had to undergo many modifications during its operation and finally needed refurbishment for continued operation. Decommissioning and decontamination of this plant was carried out meticulously to allow unrestricted access to the cells for fresh installation. A third plant was built for power reactor spent fuel reprocessing to serve as a design standard for future plants with the involvement of industry. Over the years, spent fuel reprocessing based on PUREX technology has reached a matured status and can be safely deployed to meet the additional reprocessing requirements to cater to the expanding nuclear energy program. Side by side with the developments in the spent natural uranium fuel reprocessing, irradiated thoria reprocessing is also perused to develop THOREX into a robust process. The additional challenges in this domain are being addressed to evolve appropriate technological solutions. Advancements in the field of science and technology are being absorbed to meet the challenges of higher recovery combined with reduced exposure and environmental discharges.     

Limitations of actinide recycle and fuel cycle consequences. A global analysis Part 2: Recycle of actinides in thermal reactors: impact of high burn up LWR-UO2 fuel irradiation and multiple recycle of LWR-MOX fuel on the radiotoxic inventory

The paper shows the impact of increasing burn ups and recycle of LWR-U0₂ and LWR-MOX fuel in thermal reactors on the generated α-activity. The radiotoxic inventory of spent fuel and of conventional HLW increases strongly. Separation of Am(Cm) from HLLW would be a first application of partitioning with significant effect on the residual radiotoxicity of HLW. The issue of LWR-MOX spent fuel and the effect of its multiple recycling is discussed in terms of accumulated radiotoxicity. Single recycle of LWR-MOX is preferable to multiple recycling and interim storage of LWR-MOX spent fuel till its potential use as fuel for fast burner reactors is recommended. Reprocessing of multiple recycled LWR-MOX is a difficult operation.     

宁德核电厂PTR系统设计改进方案

指出了M310型反应堆乏燃料水池冷却和处理（PTR）系统运行方面存在的不足,以及宁德核电厂一期工程在该系统上改进的必要性,介绍了其设计改进方案。分析了改进后的系统运行隋况及改进方案的优缺点,提出了进一步改进的建议。