模拟乏燃料短段673～873 K下的氧化行为

氧化挥发是一种具有良好应用前景的后处理首端技术,该技术不仅能有效实现氚的管控还可简化后续处理流程。为预测乏燃料的氧化行为并为氧化挥发技术提供参考,本文利用旋转式氧化挥发装置,对模拟乏燃料短段在673～873 K下的氧化行为进行了研究。结果表明,673～823 K范围内,随着温度的升高,模拟乏燃料短段氧化速率、氧化产物(小于200μm)粒径均会增加。823 K下,由于包壳内部分芯块未能完全反应,所得转化率只有86%。此外,当温度低于773 K时,模拟乏燃料短段氧化不够充分。因此,673～873 K范围内,乏燃料短段最佳氧化挥发温度为773 K。     

模拟乏燃料短段673～873 K下的氧化行为

氧化挥发是一种具有良好应用前景的后处理首端技术,该技术不仅能有效实现氚的管控还可简化后续处理流程。为预测乏燃料的氧化行为并为氧化挥发技术提供参考,本文利用旋转式氧化挥发装置,对模拟乏燃料短段在673～873 K下的氧化行为进行了研究。结果表明,673~823 K范围内,随着温度的升高,模拟乏燃料短段氧化速率、氧化产物（小于200 μm）粒径均会增加。823 K下,由于包壳内部分芯块未能完全反应,所得转化率只有86%。此外,当温度低于773 K时,模拟乏燃料短段氧化不够充分。因此,673~873 K范围内,乏燃料短段最佳氧化挥发温度为773 K。     

水辐解产物对深处置高放废物容器侵蚀模拟研究

采用~(60)Co γ-辐射源、人工模拟花岗岩地下水和高温高压实验装置,在模拟深处置条件下(处置深度=1000m,t=190℃,p=20 MPa,pH=7.2),实验研究了花岗岩地下水辐射分解产物对深处置高放废物金属容器材料的氧化侵蚀强度。由实验得出,与无辐射情况相比较,花岗岩地下水吸收140?Gy γ辐照后,水辐射分解产物对不同金属容器材料的氧化侵蚀强度分别增大:铜材——1.5倍,铝材——2.8倍,熟铁——4.3倍,不锈钢——0.7倍。我国在选用高放废物包装容器金属材料、设计容器型式、规格和设计深地质处置库时,必须充分重视地下水辐射分解效应对各工程屏障产生的破坏作用。     

捷克共和国完成乏燃料地质处置包的开发

2021年11月25日,斯柯达宣布捷克共和国乏燃料地质处置包的开发已经完成。处置包为一个耐腐蚀钢制成的密封容器,用于贮存VVER反应堆的高放射性乏燃料组件。捷克共和国有两座核电站——杜科瓦尼核电站和特梅林核电站,前者拥有4座VVER-440机组,后者有两座VVER-1000机组。两座核电站提供全国电力的三分之一。斯柯达表示,乏燃料包的概念将是将乏燃料组件放置在密封的不锈钢外壳内,然后再放置在两端密封的碳钢圆筒内。     

捷克共和国完成乏燃料地质处置包的开发北大核心CSCD

2021年11月25日,斯柯达宣布捷克共和国乏燃料地质处置包的开发已经完成。处置包为一个耐腐蚀钢制成的密封容器,用于贮存VVER反应堆的高放射性乏燃料组件。捷克共和国有两座核电站——杜科瓦尼核电站和特梅林核电站,前者拥有4座VVER-440机组,后者有两座VVER-1000机组。两座核电站提供全国电力的三分之一。斯柯达表示,乏燃料包的概念将是将乏燃料组件放置在密封的不锈钢外壳内,然后再放置在两端密封的碳钢圆筒内。     

高温熔盐中氧化物乏燃料的电化学还原研究进展

干法后处理流程可应用于快堆乏燃料后处理。由美国开发的熔盐电解精炼流程是目前最具应用前景的干法后处理流程之一。为了将电解精炼流程应用于氧化物乏燃料后处理,需要将氧化物乏燃料转化为金属。目前电化学还原是应用最广的氧化物乏燃料还原方法,但是该过程仍然存在亟待解决的关键科学与技术问题。本文针对氧化物乏燃料电化学还原研究进展进行综合阐述,主要包括过程简介、研究现状及电化学还原机理等几个方面。     

瑞典企业提交建设乏燃料最终处置库的申请

[英国《国际核工程》网站2011年3月21日报道]瑞典核燃料与废物管理公司(SKB)已于2011年3月16日向相关政府部门提交申请,希望能获准建造一座乏燃料最终处置库和一座燃料封装设施.申请文件在经瑞典辐射安全管理局(SSM)与环境法庭(EnvironmentalCourt)评审后,将被提交至相关市及政府做出最终决定....     

离子液体体系的萃取行为及其在乏燃料后处理中的应用前景

离子液体由于其特有的性质,在乏燃料后处理中的应用已受到广泛关注。本文综述了不同种类离子液体中多种萃取剂对乏燃料所含若干锕系元素及放射性裂片元素的萃取,重点分析了不同萃取体系的萃取效率、萃取选择性、萃取机理和反萃等关键问题。综合目前的研究成果,可发现:离子液体-萃取剂体系由于其独特的萃取机理,通常比传统萃取体系具有更高的萃取效率;一些萃取体系具有高选择性使其在乏燃料后处理中有很好的应用前景。在简要介绍阳离子交换机理、阴离子交换机理和中性复合物机理三种离子液体体系萃取机理的同时,重点总结了萃取中三相问题和协同萃取效应。本文还总结了液-液反萃、超临界CO2反萃和电化学反萃三种常见的反萃方法,讨论了各自的优缺点。本文最后对离子液体在乏燃料中的应用进行了总结与前景展望。     

30%TBP/煤油-硝酸溶液体系中镎的化学行为

为了解镎在萃取过程中的化学行为,采用单级萃取研究了硝酸溶液中Np(Ⅴ)氧化为Np(Ⅵ)的行为和此过程中TBP萃取Np(Ⅵ)的性能。实验结果表明,提高硝酸浓度有利于Np(Ⅴ)的氧化,提高了萃取体系对Np(Ⅵ)的萃取;提高亚硝酸浓度加快了Np(Ⅵ)和Np(Ⅴ)之间氧化还原反应的进行,但是会降低平衡后萃取系统中Np(Ⅵ)的比例;升高温度可以提高Np(Ⅴ)转化为Np(Ⅵ)的速率。通过模拟1AF料液的混合澄清槽台架实验表明,自1AX中引入0.01 mol/L HNO2,同时将萃取温度升高到45℃,在1AF硝酸浓度为3.5mol/L的条件下,1A槽镎的萃取率可以达到80%。     

Characteristics of a Geological Disposal System for the Increasing Burn-up of Spent Nuclear Fuel in Korea

The characteristics of a geological disposal system that can accommodate increasingly higher burn-up levels of spent fuel were assessed based on the Korea reference disposal system concept. First, a status investigation that included a projection of spent fuel quantity versus burn-up was carried out to demonstrate the trend toward higher burn-up levels. Next, the main features of the Korea reference disposal system were introduced. Finally, the disposal tunnel length, excavation volume, and raw materials (e.g., a cast insert, copper, bentonite and backfill) necessary for a disposal system were comprehensively analyzed to define the characteristics and overall effects on geological disposal at increasingly higher burn-up levels. Our study determined that it is reasonable to use a canister containing 4 spent fuel assemblies with burn-up levels up to 50GWD/MTU, while a canister containing 3 spent fuel assemblies can accommodate burn-up levels beyond 50GWD/MTU. A remarkable increase of 33% in disposal tunnel length and that of 30% in excavation volume were observed as the burn-up increased from 50 to 60GWD/MTU. However, this was offset by a reduction of 17% in raw materials used in canister fabrication. Therefore, it seems that spent fuel at increasingly higher burn-up levels is not a serious concern for deep geological disposal in Korea.     

Concept of a Korean Reference Disposal System for Spent Fuels

A deep geologic disposal system for the spent fuels from nuclear power plants has been developed since this program was launched in 1997 in Korea. In this paper, the concept of a Korean reference high-level waste (HLW) vertical disposal system (KRS-V1) is described. Though no site for the underground repository has yet been specified in Korea, a generic site with a granitic rock is considered for a reference spent fuel repository design. The depth of the repository is assumed to be 500 m. The repository consists of a disposal area, a controlled area, and an uncontrolled area. The disposal area consists of disposal tunnels, panel tunnels, and a central tunnel. In the controlled area and the uncontrolled area, there are technical rooms and tunnels and/or shafts to connect them to the ground level, respectively. The repository will be excavated, operated, and backfilled in several phases including an underground research laboratory (URL) phase. The result of this concept development will be used for an evaluation of its feasibility, analyses of its long-term safety, information for public communication, and a cost estimation, among others.     

乏燃料水池氢气风险分析和对策研究

福岛核事故暴露了乏燃料水池安全研究的不足,尤其是氢气风险评价方面的不足。根据IAEA及我国相关法规要求,应对核电厂乏燃料水池发生严重事故后的氢气风险进行评估,并对氢气风险的消除进行对策研究。本文采用MELCOR程序建立分析模型,计算研究了乏燃料水池严重事故下的事故进程和氢气产生与浓度分布,评价了厂内氢气风险并定量研究了氢气风险缓解措施。分析结果表明,氢气风险是存在的。对补水、喷淋、通风和氢气复合器等缓解氢气风险措施的研究表明,注水和喷淋是可完全消除氢气风险的,但通风和氢气复合器并不能完全消除氢气风险。消除乏燃料水池严重事故下氢气风险的重点应为保证补水措施有效,对此可提高补水措施的可靠性和阻止乏燃料水池的泄漏。     

乏燃料水池严重事故现象及管理策略研究

针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故(LOCA)引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了严重事故进程和乏燃料组件加热、熔化以及氢气的产生等主要现象。结果表明,乏燃料水池严重事故进程相对缓慢,但乏燃料组件的熔化及产生的氢气风险还是可能最终造成放射性向环境的大量释放。此外,本文还对乏燃料水池严重事故管理导则中的应急注水策略和氢气风险管理策略的有效性进行了计算分析,得到了严重事故下执行相关策略的时间窗口,从而为同类型核电厂严重事故管理导则的开发和有效执行提供支持。     

乏燃料后处理设施核材料近实时衡算系统概念与设计

为指导后处理设施设计阶段统一部署核材料衡算、在设施运行阶段实施近实时衡算、及时反馈工艺的运行状态和趋势并探知异常情况,保障核设施核材料安全,本文在开展乏燃料后处理设施核材料衡算评价及关键技术研究的基础上,深入调研分析了核材料近实时衡算技术现状,梳理了Purex流程中核材料平衡区内过程监控的重要设备和先进仪器,以及一体化数据信息系统结构及其运行维护需求,提出我国开展乏燃料后处理近实时衡算技术研究的必要性和技术配置建议：结合传统的平衡区划分及关键测量点设置方式,以核材料重要量为目标,增补适宜的在线监控点和战略观察点,采用模型开发验证、分析方法优化评估、信息系统整合技术,在后处理设施全寿命周期内统筹管理控制Purex工艺中设备、管道、阀门、储槽中的核材料,达到近实时衡算目标。     

Determination of 79Se and 135Cs in Spent Nuclear Fuel for Inventory Estimation of High-Level Radioactive Wastes

⁷⁹Se and ¹³⁵Cs are long-lived fission products and are found in high-level radioactive waste (HLW). The estimation of their inventories in HLW is essential for the safety assessment of geological disposal, owing to their mobility in the strata. In this study, the amounts of ⁷⁹Se and ¹³⁵Cs in a spent nuclear fuel solution were measured. About 5 g of irradiated UO₂ fuel discharged from a commercial Japanese pressurized water reactor (PWR) with a burn-up of 44.9 GWd/t was sampled and dissolved with 50mL of 4M nitric acid in a hot cell for 2 h. After Se and Cs were chemically separated, the amounts of ⁷⁹Se and ¹³⁵Cs in the spent nuclear fuel solution were measured by inductively coupled plasma quadrupole mass spectrometry (ICP-QMS). The amounts of ⁷⁹Se and 135Cs were 5:2 ± 1:5 and 447 ± 40 g/MTU, respectively. The results presented in this study, which are the first postirradiation experimental data in Japan, showed good agreement with those obtained by the ORIGEN2 code using the data library of JENDL-3.3.