MOX燃料应用现状及对我国核燃料循环策略的思考
核电燃料元件发展现状和趋势
核电燃料元件发展现状和趋势全文共四篇示例，供读者参考第一篇示例：目前，核电燃料元件主要以浓缩铀（U235）和钚（Pu239）作为燃料，通过核分裂反应释放出巨大的能量。
随着技术的不断进步，燃料元件的设计和制造也在不断优化。
传统的核电燃料元件采用铀棒或MOX燃料棒作为燃料，但是这种燃料的利用率较低，同时产生的放射性废物也比较多。
人们开始研究和开发新型的核电燃料元件，希望能够提高燃料利用率、减少放射性废物的产生，以及提高核反应堆的安全性。
目前，随着快中子反应堆的发展，钍（Th232）等转变燃料开始受到关注。
钍可以通过中子照射转变成钚，从而实现核燃料的再生利用，提高燃料的利用率。
钍还具有较高的丰度且不易核扩散，可以减少核材料的非法使用和扩散的风险。
由于钍转变燃料的放射性生产物周期较长，可以减少放射性废物的产生。
除了钍转变燃料，人们还在研究和开发新型的核燃料元件，如核聚变燃料、核裂变裂变燃料等。
核聚变燃料利用氘和氚等轻核素进行核聚变反应，释放出更高的能量，且产生的放射性废物几乎为零。
目前，核聚变技术仍处于实验阶段，但是其在未来能源发展中具有巨大的潜力。
值得注意的是，新型核电燃料元件的发展离不开材料科学的支持。
新型核燃料元件需要具有耐辐照、高温等特殊环境下的性能，因此材料的选择至关重要。
材料科学领域的发展为新型核电燃料元件的研究和开发提供了重要的支持。
核电燃料元件的发展现状和趋势是多样化和创新化的。
人们在不断寻求更高效、更安全、更清洁的核燃料形式，同时也在不断优化核燃料元件的设计和制造。
随着技术的不断进步和对环保的关注，相信未来核电燃料元件会实现更大的突破，为人类提供更加清洁高效的能源形式。
第二篇示例：一、核电燃料元件的发展现状1. 传统燃料元件传统的核电燃料元件通常采用铀-铀氧化物（UO2）作为燃料，以铀-铀铌合金作为包壳材料。
这种燃料元件具有成熟的生产工艺和可靠的性能，被广泛应用于各国的核电站。
传统燃料元件存在能量利用率低、寿命短、放射性废物产生量大等问题，迫切需要新型燃料元件的发展。
核燃料循环任务完成报告
核燃料循环任务完成报告尊敬的各位业内精英人士：首先，我想向大家汇报一项重要任务的完成情况。
经过我们团队的不懈努力，核燃料循环任务已圆满完成。
在这篇报告中，我将向大家全面展示我们的成果，以及对未来的展望。
一、任务完成情况：在过去的几年时间里，我们团队致力于推动核燃料循环技术的发展与应用，以实现资源的充分利用和核能的可持续发展。
在这项任务中，我们取得了以下重要成果：1. 研发了高效的核燃料循环技术：我们针对传统核燃料循环中存在的问题，进行了深入研究和创新。
通过优化核燃料循环流程，提高了燃料利用率，降低了核废料的产生量，并大幅度延长了核燃料在堆芯中的寿命。
2. 建立了完善的核燃料循环体系：为了使核燃料循环技术能够得到广泛应用，我们在政策、法律等方面进行了全面规划和制定。
通过与相关部门合作，我们成功地建立了一套完整的核燃料循环体系，包括燃料生产、使用、后处理和安全等方面的管理措施。
3. 提高了核燃料循环技术的安全性：核能是一项高风险的能源，因此我们在核燃料循环技术的研发过程中，始终将安全放在首位。
我们积极探索和引进先进的核安全技术，加强了核材料的管理和监测，确保了核燃料循环过程的安全可靠。
二、未来展望：虽然我们已经取得了一系列重要成果，但是核燃料循环技术的发展之路依然充满挑战。
在未来的工作中，我们将继续努力，推动核燃料循环技术的进一步发展，包括以下几个方面：1. 加强核燃料循环技术的国际合作：核燃料循环技术是一个全球性的问题，需要各国共同努力。
我们将积极与国际组织和其他国家进行合作，共享经验，加强技术交流，共同推动核燃料循环技术的发展。
2. 深入研究核燃料循环技术的关键问题：核燃料循环技术仍然存在一些尚未解决的关键问题，如燃料再加工过程中的高放射性废料处理等。
我们将加大对这些问题的研究和投入，寻找解决方案，推动技术的突破。
3. 推动核燃料循环技术的产业化进程：核燃料循环技术的产业化是实现其应用价值的关键。
核反应堆中的燃料循环
核反应堆中的燃料循环核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
在核反应堆中，燃料循环是一个重要的过程，它涉及到燃料的生产、使用和处理。
本文将介绍核反应堆中的燃料循环的基本原理和流程。
一、燃料生产核反应堆的燃料通常是铀或钚等放射性物质。
燃料生产的第一步是从矿石中提取铀或钚。
铀矿石经过矿石选矿、浸出、萃取等工艺，得到铀浓缩物。
铀浓缩物经过化学反应和物理分离，得到纯度较高的铀。
钚的生产则需要通过核反应堆中的中子轰击铀-238，使其转变为钚-239。
二、燃料装配燃料装配是将生产好的燃料元件组装成燃料组件的过程。
燃料元件通常是由铀或钚的化合物制成的，它们被装入金属或陶瓷材料的包壳中。
燃料组件的设计和装配需要考虑到燃料的寿命、热工性能和安全性等因素。
三、燃料使用燃料使用是核反应堆中的核裂变或核聚变反应发生的过程。
在核反应堆中，燃料元件被放置在反应堆的燃料装置中，通过控制反应堆的运行参数，如中子通量、温度和压力等，来控制燃料的裂变或聚变反应。
燃料的裂变或聚变反应会释放出大量的能量，用于产生蒸汽驱动涡轮发电机组发电。
四、燃料处理燃料处理是核反应堆中燃料使用后的处理过程。
燃料使用一段时间后，燃料中的铀或钚会逐渐耗尽，同时产生大量的放射性废物。
燃料处理的目的是将燃料中的未耗尽的铀或钚回收利用，并处理掉放射性废物。
燃料处理的方法包括化学萃取、溶解、浸出等工艺，通过这些工艺可以将燃料中的铀或钚分离出来，用于再次生产燃料。
五、废物处理废物处理是核反应堆中产生的放射性废物的处理过程。
放射性废物包括燃料使用后的废燃料、燃料处理过程中产生的废液和废气等。
废物处理的方法包括固化、封存、贮存和处置等。
固化是将放射性废物转化为固体形式，通常是将其与玻璃或陶瓷等材料混合，形成固体块状物。
封存是将固化的放射性废物封装在耐久的容器中，以防止辐射泄漏。
贮存是将封存的放射性废物安全地存放在地下设施中，以待最终处置。
六、燃料循环的优势和挑战燃料循环的优势在于可以充分利用铀和钚等资源，延长燃料的使用寿命，减少对自然资源的依赖。
我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安
嬗变过程可实现核废物的最小化，并有效 降低其放射性毒性的长期危害。乏燃料 若直接进行地质处置，其体积是 2m3/tU， 而经后处理提取铀钚后，需地质处置的 废物体积低于 0.5m3/tU。
地质处置库的装载容量取决于处 置库关闭后巷道内的温度，即残留在玻 璃固化体中的释热核素决定处置库的 容量。以乏燃料直接处置为参照，提高 钚 、次 锕 系 与 高 释 热 核 素 (Sr-90、 Cs-137) 的 回 收 率 ，可 显 著 提 高 处 置 库 的装载容量。
全分离技术的要点是改进 PUREX 流程，除了分离铀、钚外，同时分离镎、 锝、碘，然后进一步分离高放废液中剩 余的铀、钚和次锕系元素以及锶、铯，分 别得到上述元素的单个产品。部分分 离指分别得到铀和铀/钚（或铀/超铀）混 合产品。部分分离由于得到的是锕系 混合物，只能用于均匀嬗变。在干法后 处理中，钚与其他锕系元素一般难以分 开，属于部分分离。
后处理发展的意义
一是通过后处理提取并复用铀、钚， 可提高铀资源利用率。
后处理可极大地提高铀资源的利用 率。回收的铀、钚可用于热堆循环，但钚 最好用于快堆循环。在热堆中铀资源利 用率不足 1%，而在快堆中铀资源利用率 可以提高到 60%以上，理论上可使地球铀 资源使用达到千年，从而确保核能的可 持续发展。
解析中国的核能战略
解析中国的核能战略史永谦．曹健（中国原子能科学研究院，北京１０２４１３）摘要：分析了我国发展棱电三步走的战略（第一步压水堆棱电站，第二步快中子增殖堆电站和第三步植聚变堆电站）厦发晨棱电所需要的铀责源储备（重视国内外的抽资源利用），进而时核燃料循环中的乏燃料后处理厦乏燃料赴王分离和娃变技术（加速嚣驱动的次临界系统ＡＤｓ）进行了讨论。
关键词：中国；核能；轴贵瓣；燃料循环；战略中围分类号：Ｆ４０７．２３文献标识码：Ａ文章编号：１００４—３９５０（２００７）０５一００叭一０９ＲｅｓｏｌｕｔｉｏｎｆｂｒｎｕｃｌｅａｒｅｎｅｒｇｙｓｔｒａｔｅｇｙｏｆＣｈｉｎａｓｍＹｏｎｇ—ｑｋｎ．ｃＡｏ】诹ｎ（ｃｈｌｎｎＩⅡｓｎｔｕｌｅｏｆＡｔｏｍｉｃＥｎｅ。
ｇｙ，Ｂｅｉｊｉ“ｇ１０２４１３．ｃｈｉ儿ａ）Ａｂｓｔｒｎｃｔ：Ｔｈｒｅｅ－ｓｔｅｐｓｔｒａＩｅｇｙｏｆｎｕｃｌｅａｒｅｎｅ‘科ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｉｎＣｈｉｎａ，ｗｉｔｌｌｔｈｅ６瑁ｔ咖ｏｆＰ删ｕ＾ｚｅｄ—ｗａｔ舢ａｃｔｏｒ（ＰｗＲ）ｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅ。
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Ｐ嗍ＰｌａⅡｔＢｎｄｔｈｅｌⅡｎ呲ｏｆｎｕｃｌｅａｒｆｕｓｉｏ“ｐｏｗｅ‘ｐｌａｎｔ，ａｎｄ肥ｑｕｊｒｅｄｒｅＢｃ嗍０ｆｕｒａｎｉ㈣灿ｃｆｏｒｌｈｅｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎＩｏｆｕｎｃｌｅａ。
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ｇｙ０引言能源是人类生存和发展的重要资源．也是人类生产和生活的物质基础。
铀钚混合陶瓷(MOX)燃料的发展现状及应用前景
１９ 年 ，在 莫 斯 科 举 行 的 有 关 核 安 全 的７ 高峰 会 议 上 ，认 为将 军 用 钚 制 备 成 ＭＯ ９６ 十ｌ Ｘ
燃料是最 优选择 。
１９ 年 ｌ月在 巴黎举行 的有 ｌ个 国家 １０ ９６ ０ ０ ０ 名政 治家 、氽业家 和科学 家参 加 的技术论
燃 料 ，ＭＯ 燃 料的年 产 量达 １８，未来 儿年 年产 量将 达 到４ ０。核 裁 军加 速 了ＭＯ 燃 料 的发 Ｘ ８ｔ ０ｔ Ｘ
展 进 程 ，ＭＯ 燃 料 是 过 量 军 用 钚 有 效 ｆ 的 最 重 要 途 径 Ｘ 用 关 键 词 ： ＭＯ 燃 芈 钚 铀 Ｘ 斗
１ 前
言
低 富 集 度 的 铀 燃 料 元 件 在反 应 堆 中燃 耗 时 会 产 生 钚 （ ｕ ， 生 成 的 钚 也 参 与链 式 反 Ｐ ）新
应 ，一 般 来 讲 ，可 以 贡 献 约 三 分 之 一 的 热 功 率 钚 是 一 种 自然 界 不 存 在 的 人 造 放 射 性 同 位 素 ，是 世 界 上 最 毒 的 元 素 ．钚 的 产 生 在 为人 类 造 福 的 同 时 ， 又 为 人 类 自身 带 来 了
８
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
维普资讯
开采 和使 用 。 目前 全世 界初 级能 源 的９ ％是采 用化 石燃 料 ，而化 石燃 料 的贮 量 是有 限 ０ 的 ，既不 能再 生也不 能循环 。而Ｍ Ｘ Ｏ 燃料是一种 既能再生也能循 环的燃料 。 （） ４ 减少钚 的贮存 。 国际原子 能机 构认为 ，应用ＭＯ 燃 料 ，可以减少 世界上 钚 的贮 Ｘ 存量 ，降低 钚扩散 的风险 。 （） ５ 加速核裁 军的进程 ，因 为ＭＯ 燃 料为拆毁核 弹头 所得军用钚 寻找 了新 的用 途 。 Ｘ
核工程中的燃料循环与核废料再利用研究
核工程中的燃料循环与核废料再利用研究核工程中的燃料循环与核废料再利用研究摘要：核工程是现代能源领域不可或缺的一部分。
然而，核能发电过程中产生的大量核废料一直是人们关注的焦点。
为了解决核废料问题并更好地利用核能资源，燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。
本论文将介绍核工程中燃料循环的基本原理和技术路线，并探讨核废料再利用的潜力和挑战。
通过对国内外相关研究成果的梳理和分析，本论文旨在为未来核能工程的发展提供借鉴和参考。
关键词：核工程、燃料循环、核废料再利用、放射性废料、可持续能源一、引言核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，在世界各国广泛应用于电力生产、医疗、工业等领域。
然而，核能发电过程中产生的核废料一直是人们关注的焦点。
核废料的长寿命和放射性污染性质使其必须得到妥善处理，否则可能对人类和环境造成严重的影响。
为了解决核废料问题并更好地利用核能资源，燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。
二、燃料循环的基本原理和技术路线燃料循环是核工程中的关键环节，它涉及到核燃料的提取、制备、使用和废料处理等方面。
燃料循环的基本原理是通过对核燃料的回收和再利用，最大限度地提高核燃料的利用效率和核能资源的可持续性。
核燃料的提取是燃料循环的第一步。
目前主要采用的是钚-铀循环和铀-铀循环两种技术。
钚-铀循环通过对使用过的核燃料进行化学处理，提取出可以再利用的钚和铀。
铀-铀循环则是通过对自然铀进行提纯和浓缩，得到适合再利用的铀燃料。
核燃料的制备是燃料循环的第二步。
在核工程中，核燃料是以核燃料元件的形式使用的。
核燃料元件一般由铀或钚化合物制成，并通过化学、物理或冶金方法进行成型和加工。
制备好的核燃料元件可以直接用于核反应堆的运行。
核燃料的使用是燃料循环的第三步。
核燃料一旦放入核反应堆中发生核裂变反应，产生大量的能量和核废料。
在核废料问题得到妥善解决之前，核废料需要进行安全的贮存和处理。
同时，核燃料在使用过程中的变化和衰变也需要进行研究和监测。
国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示
第41卷㊀增刊12021年㊀10月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.S1㊀㊀Oct.2021㊃放射性物质运输安全㊃国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示郑㊀宇,刘义清,桂㊀重,赵枭栋,张建鑫,钟迈豪,杨㊀明(中广核铀业发展有限公司,北京100029)㊀摘㊀要:随着我国核电的发展,单一的公路运输体系无法满足分布在我国沿海各处的核电厂乏燃料外运需求,包括海运在内的多模式联运体系是未来乏燃料外运的发展方向㊂本文对国外典型的乏燃料转运码头技术条件进行了调研,并对我国乏燃料海运存在的问题进行了分析㊂结果表明,国外典型乏燃料货包转运码头均配备了符合要求的固定式起重设备,船舶在港作业期间对码头进行封闭式管理,并对码头作业人员的受照剂量进行监督和控制㊂针对我国尚无乏燃料海运经验,更没有转运码头的相关技术规范的现状,本文提出可借鉴国外如法国㊁英国㊁日本乏燃料海运的经验,并对我国乏燃料海运存在的问题提出了建议㊂关键词:乏燃料;多模式联运体系;转运码头中图分类号:TL93+2文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-01-05作者简介:郑宇(1989 ),男,2015年毕业于中国原子能科学研究院核燃料循环与材料专业,工程师㊂E -mail:zhengyu@㊀㊀国际上的乏燃料运输方式一般有公路运输,以及公铁㊁公海㊁公海铁等多模式联运方式㊂公路运输前期投资少,可实现 门到门 服务,沿途不需要换装,但是对沿途各地的干扰较大,造成的社会影响较大;公铁联运是指经短途公路运输至一个铁路换装站点,通过铁路运输至终点,公铁联运适于长距离运输;公海联运是指核电站乏燃料经过公路运输至码头,再由海运运至转运码头;多模式联运是指在乏燃料运输过程中将公路㊁海路㊁铁路运输方式结合,多模式联运能够灵活㊁安全㊁长距离运输乏燃料㊂乏燃料转运码头是多模式联运体系中重要的一环,我国尚无乏燃料海运经验,也缺少乏燃料转运码头的技术规范,乏燃料货包转运码头的硬件条件要求和管理要求尚不明确㊂目前看来,由于我国核电站均在沿海地区,如果乏燃料运输专用船需前往核电站进行 上门取货 ,这就需要核电码头的软硬件条件满足专用船的停靠离泊要求㊂国外如法国㊁英国㊁日本在乏燃料海运方面经验丰富,其乏燃料货包转运码头的技术状态值得我们学习和借鉴㊂本文对法国㊁英国㊁日本这三个乏燃料运输经验较为丰富的典型国家乏燃料转运码头技术状态作简要梳理,为我国乏燃料多模式联运体系的建设提供参考;同时对照国外相关的经验,对我国乏燃料海上运输存在的问题进行初步分析,为我国待实施的乏燃料多模式联运体系建设中的码头规范标准提供参考建议㊂1 国外典型国家乏燃料转运码头技术条件㊀㊀法国COGEMA(现在是ORANO)拉格厂和英国BNFL 的塞拉菲尔德后处理厂此前一直接收㊁储存和后处理来自日本㊁德国㊁瑞士㊁比利时和荷兰等国家的乏燃料㊂随着运量和航次的增加,在上世纪70年代中期,英国核燃料公司(BNFL)决定制造专用船舶,以最大限度地减小乏燃料海运过程中的风险,并在90年代由国际海事组织颁布了乏燃料㊁高放废物及钚的海运国际标准规范‘国际船舶安全运输包装辐照核燃料㊁钚和高度放射性废弃物规则(INF CODE)“,根据INF CODE,乏燃料运输专用船为INF Ⅲ级[1]㊂比如PNTL 最新下水的太平洋鸊鷉 号,该船能够装载20个货包,总长103.92m,型宽17.28m,设计吃水7.75m [2]㊂上世纪60年代至90年代,日本的乏燃料经由海路,由INF Ⅲ级乏燃料运输船远洋运输至法㊀辐射防护第41卷㊀第S1期国和英国的后处理厂㊂后处理厂提取乏燃料中的铀和钚制成MOX 燃料,高放废液制成玻璃固化体,再由INF Ⅲ级乏燃料运输船远洋运输返回日本㊂日本国内也有一部分乏燃料从各核电厂通过海路运输至青森的后处理设施㊂(1)英国英国用于乏燃料海铁换装的专用码头位于巴罗港内,巴罗港为公共港,是太平洋航运公司(PNTL)的母港,如图1所示,图中船舶即为PNTL 公司的两艘INFⅢ级乏燃料运输船㊂日本及其他欧洲国家核电站乏燃料通过海路运至巴罗港,再由巴罗港进行换装,通过铁路运至塞拉菲尔德后处理厂㊂图1㊀英国巴罗港实景Fig.1㊀Real view of Barrow port ,England巴罗港内共有4个码头,其中3个为商用码头,1个为装卸乏燃料货包的专用码头,即Ramsden 码头㊂该码头设有2个5000t 级通用泊位,可同时停靠2艘乏燃料运输专用船,乏燃料专用码头的平台长230m,宽40m,为顺岸式结构㊂码头中部配置了1台起重能力为150t 的门座式起重机㊂码头实行封闭式管理,存放有船舶维护设备㊂码头前沿水域水深为10m,旋转半径为100m,航道水深为14m,通航条件良好,且港口运营方ABP 公司每年定期对码头前沿和航道进行清淤㊂巴罗港对已注册的码头装卸工人进行辐射剂量登记,规定每人所吸收剂量最大不超过4mSv /a,平均不超过2mSv /a;对于其他操作员,规定是最大每人的吸收剂量不超过1mSv /a,平均不超过0.231mSv /a[3]㊂货包在巴罗港下船后,由铁路运输大约40英里至塞拉菲尔德后处理厂[4]㊂(2)法国法国用于乏燃料货包装卸的码头位于法国北部的瑟堡港内,瑟堡港也是公共港口,图2为瑟堡港实景㊂来自日本㊁澳大利亚的核电站乏燃料通过海路运至瑟堡港,再通过公路或铁路短途接驳运至阿格后处理厂㊂瑟堡港未设置乏燃料货包装卸的专用码头,法国阿海珐TN 公司与瑟堡港签订合同,取得了泊位使用权,码头布置了1台150t 门座式起重机用于货包装卸作业,该起重机归阿海珐TN 公司所有㊂当乏燃料运输船舶进入瑟堡港作业时,在港口泊位区域临时实行封闭措施,在停泊水域设置水上围栏以禁止其他船只接近㊂装卸作业期间,其他船只不得进入该码头作业㊂瑟堡港用于乏燃料货包换装的码头岸线长620m,码头结构为高桩梁板式结构㊂法国遵照‘港口危险货物操作规程(2000年7月第18号令)“㊁‘保护工作人员和公众免受辐射影响(公共健康规范)“等法规对码头作业人员受照剂量进行管理,工作人员吸收剂量的限值与英国基本一致㊂图2㊀法国瑟堡港实景Fig.2㊀Real view of Cherbourg port ,France(3)日本根据法国COGEMA 公司与日本10家电力公司签订的乏燃料后处理合同要求,后处理的最终产品需要返回原籍,这其中就包含高放废液玻璃固化体㊂自1995年以来,法国和日本之间进行了多次玻璃固化体的海上运输,将玻璃固化体运输到位于日本青森的六所村[5]㊂运输路线是首先在法国拉格后处理厂装车,然后由公路运输40km 至瓦洛涅斯铁路站,再由火车运输20km 到达瑟堡郑㊀宇等:国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示㊀港上船,再海运至日本小原木津港(Mutsu-Ogawara 港,M.O.码头),最后由公路运输5km 到达六所村的高放废物玻璃固化体储存地[6]㊂小原木津港是在青森县管辖内的一个公共码头,除了接收由国外返回的后处理产品外,小原木津港还承担着日本国内部分乏燃料的转运任务㊂在上世纪90年代末期,日本计划建成六个所后处理厂以后,就停止向国外运输乏燃料,并由1996年下水的 Rokuei-Maru 号INF Ⅲ级专用船负责运输全日本核电站的乏燃料至青森的六个所后处理厂㊂该船为3000t 级,长100m,宽16.5m,设计吃水5.4m,能够装载20个NFT 型货包㊂该船仅用于日本国内的乏燃料运输㊂小原木津港的水工条件满足PNTL 船只和日本 Rokuei-Maru 号专用船的靠泊要求[7]㊂日本所有的核电站均坐落在滨海地区,并且大多都有属于电站㊁可供3000t 级船舶停靠的码头㊂码头均通过岸上固定式的起重机吊装乏燃料货包㊂船舶离开核电站后,用2~5天的时间到达位于青森县六所村的小原木津港[9]㊂与英法相同,日本的小原木津港用于乏燃料货包装卸的码头配备了固定式吊机,在乏燃料到港作业期间采取封闭式管理,采用门禁系统严格把控进入码头的人员,并对操作工人的受照剂量进行监测和记录[8],人员受照剂量限值也与英法要求基本一致㊂小原木津港实景如图3所示㊂图3㊀日本小原木津港实景Fig.3㊀Real view of Mutsu Ogawara port ,Japan日本各核电站的码头均能满足英国PNTL 乏燃料运输船的靠离泊要求,也就是说乏燃料运输船是可以直接到日本的各个核电站对乏燃料货包进行 上门取货 的[8]㊂日本核电码头均采取 公海 换装乏燃料货包,即无铁路直达核电码头㊂除小原木津港和各核电码头外,位于东海村的日本原子能公司码头也承担着乏燃料的转运任务,由于日本原子能公司码头离日本原子力研究所的研究堆距离很近,所以日本原子力研究所使用该码头装载他们的乏燃料货包上船[9]㊂2㊀我国乏燃料海运存在问题初步分析㊀㊀乏燃料海运的重点在于INF Ⅲ级乏燃料运输专用船和货包转运码头,国际上已有INF CODE,并且我国已发布‘乏燃料运输船法定检验规则“,这两个规则为我国自主建造乏燃料运输专用船保驾护航;但是缺少乏燃料转运码头相关的技术标准,对于转运码头所应具备哪些条件还比较含糊㊂目前,我国所有运行的核电站均在沿海地区,核电站在建设初期就配备了用于核电大件设备运输的自备码头㊂核电大件码头是整个核电厂海域工程的一部分,核电海域工程设计主要依据核安全法规要求,如‘核电厂厂址选择与水文地质的关系“(HAD 101 06),同时参考‘海港总体设计规范“(JST 165 2013)及‘核电厂海工构筑物设计规范“(NBT 25002 2011)等㊂参考日本的经验,乏燃料运输专用船将前往各核电机组 上门取货 ,以降低运输成本和减少货包途经地;同时考虑到在乏燃料转运过程中,货包托运人可以借助核电厂现有的辐射防护㊁安保㊁消防等力量,以及我国核能发展所面对的邻避效应问题,所以建议直接使用核电厂自备码头转运乏燃料货包,而不考虑硬件条件更好的社会码头㊂核电码头满足大件设备等一般货物的运输要求,但是对于转运乏燃料货包这种第7类危险货物,在专用船靠离泊㊁货包吊装作业㊁危险货物作业管理等方面,核电码头还存在着一定的差距㊂INF Ⅲ级乏燃料运输专用船与一般船舶相比,采用冗余设计:双壳双桨,加装大量的辐射屏蔽材料,同时从保证航行安全的角度来讲,专用船的吃水深度不会很浅,长宽比也不会很小㊂据了解,核电大件码头一般仅满足吃水较浅㊁船身较短的杂货船或者驳船靠离泊㊂对于已建或已设计码头的水工条件是否能够满足INF Ⅲ级乏燃料运输专用船的靠离泊,应比对我国专用船尺寸对水工条件进行核实,如不满足船舶靠离泊要求,则需进行针对性的码头水工改造㊂㊀辐射防护第41卷㊀第S1期2019年四部委联合发布了‘乏燃料货包多式联运接口技术要求(暂行)“,其中4.4节要求乏燃料货包换装作业应使用具有防摇功能的装卸设备,码头和铁路装卸原则上应采用轨道式或固定式装卸设备,装卸设备应按额定负荷降低25%使用,并设置起重量限制器;如确实无法采用轨道式或固定式装卸设备,使用其它装卸设备时应确保其装卸作业安全㊂同时,该文件4.2.2还规定了乏燃料货包的重量小于等于130t㊂所以用于在码头货包换装的吊机应保证在船舶货舱全覆盖的情况下,其回转半径和起升高度内的任何位置都能够保证180t的起重能力㊂所以应对码头现有起重机起重能力进行评估,如不满足要求,则需要对现有吊机进行改造或考虑其它起重作业方式,比如使用地面移动式起重设备(如汽车吊)㊁海上浮吊或者进行移船作业,这样会带来一定的安全风险㊂根据‘港口危险货物安全管理规定“㊁‘防治船舶污染海洋环境管理条例“㊁‘港口危险货物标准化考评细则“㊁‘乏燃料运输安保指南(待发布)“等法律㊁法规的要求,增加第7类危险货物作业物种范围的码头需在软硬件方面满足相关要求,即制订码头专门的安全管理制度;码头安全管理和运营管理体系纳入核电整体的管理体系中;码头持证单位主要负责人㊁安全管理人员㊁装卸人员取得水路危险货物运输资格或经考核合格;制订危险货物安全生产应急㊁码头溢油防污染应急等预案文件,预案文件经评审后报当地交通㊁海事或其它的行业主管部门报备㊂特别是码头安保这方面,需要明确的是,虽然核电码头一般在核电站的一号门内,社会人员并不能随意进出,但是在乏燃料转运作业期间,码头一定要进行授权管理㊂同时,值得注意的是,大部分的核电站在建成后,核电码头就失去了大件运输的作用,缺少必要的维护,港池淤积严重,装卸设备在内的码头设施和设备有老化和损毁的情况;而且,并不是所有不满足专用船进出港的核电码头都能够进行改造,比如某港池水深较浅的核电码头港池水域下方为礁石底,炸礁风险和炸礁成本较高,综合考虑,不建议进行适应性改造㊂所以有些滨海厂址适于建设核电但不适于乏燃料的转运,所以对该厂址核电乏燃料的转运应从长计议,比如将乏燃料货包通过公路运输至临近的核电码头㊂3 结论与建议㊀㊀法国㊁英国和日本的乏燃料转运码头技术状态对我国乏燃料多模式联运体系的建设具有一定的启示㊂在码头的硬件条件和管理要求上,主要有三个方面的经验值得我们借鉴:一是国外用于乏燃料货包转运的码头均具备符合要求的固定式起重设备;二是船舶在港作业期间对码头进行封闭式管理;三是对码头作业人员的受照剂量进行监督和控制㊂英国㊁法国和日本均使用了条件较好㊁配套较成熟的公共码头用于乏燃料及后处理产品的集散和转运㊂日本的经验尤其值得我们借鉴:首先,日本的滨海核电站自备码头均满足INFⅢ级乏燃料专用船的靠离泊作业需求,核电自备码头充分参与了乏燃料货包的转运工作;其次,日本国内的乏燃料运输情况与我国未来乏燃料海运情况十分相似 将滨海核电厂的乏燃料由专用船 上门取货 并运至指定码头㊂对于我国乏燃料海运中主要存在的一些问题,提出建议如下:1)鉴于我国使用核电自备码头,不使用条件较好的社会码头进行乏燃料换装,而我国核电自备码头在核电建设期仅以 海公换装 模式进行大件运输,核电自备码头如要实现 海铁换装 ,则经济代价过大(征地和建设成本过高),建议除某些特殊码头外,一般核电码头在改造时不考虑 海铁换装 ,仅考虑 海公换装 ;2)建议尽快制订和出台滨海核电码头设计㊁建设和管理的标准规范,使核电站在产生乏燃料外运需求前,其自备码头就满足专用船靠泊㊁乏燃料货包转运和安全管理的要求;3)对于已建成的㊁不宜进行适应性改造的核电码头,可考虑将该核电站的乏燃料货包通过公路运输至就近的核电码头进行转运㊂郑㊀宇等:国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示㊀参考文献:[1]㊀Brown A A.Sea transport of irradiated nuclear fuel,plutonium and high-level radioactive wastes[M]//Editor(s):Ken B.Sorenson.Safe and secure transport and storage of radioactive materials.Woodhead Publishing,2015:155-169.[2]㊀PNTL.PACIFIC GREBE joined the pacific nuclear transport limited(PNTL)fleet in 2010as one of three new purpose-builtbessels for transporting nuclear cargoes between Europe and Japan[EB /OL].[2021-09-17].https:// /wp-content /uploads /2012/09/PNTL_Grebe_01.pdf.[3]㊀Milne W G,Spink H E,Thomas A B,et al.Design and operation of nuclear fuel carriers[R].British Nuclear Fuels plc,IAEA-SM -286/80,1985:61-69.[4]㊀Hudson I A,Porter I.BNFL s experience in the sea transport of irradiated research reactor fuel to the USA[J].InternationalJournal of Radioactive Materials Transport,2000,11(1-2):155-159.[5]㊀Tanaka K.LLW transport By IP -2packaging[M].Tokyo Japan,Nuclear Fuel Transport Co.Ltd,1999:103-108.[6]㊀BNFL,COGEMA,ORC,et al.Restour des residus vitrifies de France au Japan[R].2000.[7]㊀Ono M,Ito D,Kitano T,et al.Shielding designs and tests of a new exclusive ship for transporting spent nuclear fuels[J].Journal of Nuclear Science and Technology,2000,37(S1):337-341.[8]㊀Blackburn S,Brown A.Experience in the European transport of spent nuclear fuel[J].International Journal of RadioactiveMaterials Transport,1991,2(1-3):115-121.[9]㊀Naoteru Odano,Hiroyuki Ynagi.Radiation safety in sea transport of radioactive material in Japan[C]//14th InternationalSymposium on the Packing and Transportation of Radioactive Materials(PATRAM 2004).Berlin,Germany,2004(09):20-24.Enlightenment of typically foreign spent fuel trans-shipment ports technology to the construction of multimodal transport system of spent fuel in ChinaZHENG Yu,LIU Yiqing,GUI Zhong,ZHAO Xiaodong,ZHANG Jianxin,ZHONG Maihao,YANG Ming(CGNPC Uranium Resources Co.Ltd.,Beijing 100029)Abstract :Single highway transportation system cannot meet the requirement of spent fuel transportation of thecoastal nuclear power plant in China as the development of nuclear power.The multimodal transportation systemincluding maritime transportation is the future direction of spent fuel transportation.In this paper,the technical conditions of typical spent fuel trans-shipment ports abroad are investigated,and the issues of our spent fuel shipping are analyzed.The results show that the typical foreign spent fuel trans-shipment ports are equippedwith fixed lifting equipment that meets the requirements,and the ports are under closed management during the operation of ship in the ports,and the dose of exposure of the ports operators is monitored and controlled.As wehave no experience of spent fuel shipping,let alone the relevant technical specifications of trans-shipment ports,this paper puts forward the experience of spent fuel shipping in foreign countries such as France,Britain andJapan.This paper also puts forward some suggestions on the existing problems of spent fuel shipping in China.Key words :spent fuel;multimodal transportation system;trans-shipment ports。
核能的发展及应用现状论文
核能的发展及应用现状论文核能是目前世界上一种广泛使用的清洁能源之一，具有高效、低碳的特点。
本文将探讨核能的发展历程及应用现状。
核能的发展历程可以追溯到20世纪50年代。
1956年，英国开创性地建成了世界上第一个商业核电站Calder Hall Nuclear Power Station。
此后，美国、法国、日本等国纷纷开始研发核能技术并建设核电站。
这些早期核能技术主要采用了核裂变反应产生能量，通过控制裂变链式反应的程度来调节核能的输出。
然而，核裂变反应会产生大量的辐射废料，处理和储存这些废料成为一个严重的环境问题。
随着技术的发展，核聚变技术也成为人们关注的焦点。
核聚变是通过将两个轻核聚变成一个重核而释放能量的过程。
这种过程不会产生长寿命的辐射废料，并且燃料可再生性强，因此被认为是最理想的核能技术。
然而，核聚变技术的研发进展缓慢，目前仍未达到商业化水平。
目前，核能在电力生产领域得到广泛应用。
根据国际原子能机构的统计数据，2019年全球共有449座商业核电站，总装机容量达到392.3GWe。
在电力生产中，核能能够提供稳定可靠的基础负荷，满足电力系统的供需平衡。
此外，核电还具有零排放、不受天气影响等优点。
然而，核能发展也面临一些挑战。
首先，核电站的建设和维护成本高昂，需要庞大的资金投入。
其次，核能的安全风险仍然存在，核电站的事故可能导致严重的辐射泄漏，给人类和环境带来巨大的风险。
最后，核能的废料处理和储存问题仍然没有得到有效解决。
为应对上述挑战，科学家和工程师们在核能领域进行了持续的研究和创新。
新一代核能技术的研发主要集中在提高核反应堆的安全性和燃料利用率上。
例如，采用第四代反应堆设计，可以大幅减少辐射泄漏的风险；利用先进的燃料循环技术，可以提高燃料的利用率并减少废料产生。
同时，核能与可再生能源如风能、太阳能等进行互补，并与电池储能技术相结合，可以构建更加可靠和可持续的能源系统。
总而言之，核能作为一种清洁能源，具有高效、低碳的特点，在电力生产领域得到广泛应用。
国外核电技术发展现状与对我国的启示
国外核电技术发展现状与对我国的启示一、国外核电技术的发展现状核能作为目前广泛应用的一项清洁能源，其在国外的发展趋势具有一定的代表性。
可以从以下几个方面入手分析：1.核反应堆技术的不断更新核反应堆是核电站发电的核心装置，其热输出、效率、安全性都是评价核电站性能的标准之一。
目前，世界上应用最广泛的核反应堆包括CANDU、BWR、PWR等，随着技术的进步，新型核反应堆如高温气冷堆、小型模块式反应堆等也呈现出快速发展的趋势。
2.核燃料的再利用核燃料是核反应堆发电的基础，传统的核燃料是铀，随着石油价格的上涨，世界上很多国家开始注重核燃料的再利用，如法国的MOX燃料再利用、俄罗斯的快中子反应堆用旧燃料的再利用等。
3.核电站的建设规模化和集中化随着核技术的不断推广和普及，世界上越来越多的国家开始建设大型核电站，以提高发电效率、节约建设成本。
其建设规模和集中程度不断提高，如中国的“华龙一号”、法国的“欧洲压水堆”等。
4.核废料的处理和处置核废料的妥善处置一直是全球关注的问题，随着核电站规模的扩大和寿命的延长，核废料贮存面临越来越大的挑战。
各国研究和开发的处理技术和方式也不断优化和完善。
二、对我国的启示在国外核电技术的发展过程中，我国可以从以下几个方面吸取经验：1.加大核反应堆技术的研发力度我国核电站建设进入快车道，如何保障核能的安全、高效、稳定，需要不断更新和研发新型的核反应堆技术，如高温气冷堆、核聚变反应堆等，在获得核能技术的核心优势上改进、创新和推广。
2.注重核燃料的再利用核燃料资源是我国富足的资源之一，合理利用核燃料是推进能源转型和发展清洁能源的关键。
我国可以借鉴国外的核燃料再利用技术，逐渐实现我国核燃料的多元化和可持续利用。
3.加强核电站建设的规模化和集中化我国能源庞大、需求进一步增加，建设大型核电站既可以提高发电效率、节省建造成本，也可以减少污染和环保支出。
而建设大型核电站也需要各类技术的协同创新，包括设备维修、运营管理等。
浅谈核燃料后处理_林灿生
素含量大， 放射性比活度高， 燃料 元件的结构也不同于生产堆， 因此 在后处理技术上有更高的要求。如： 更严密的辐射防护和核临界安全， 工艺过程远距离、自动化和连续操 作， 减少机械操作过程和实现最少 维修量或免维修， 设备和材料耐腐 蚀和抗辐射性能强， 次量锕系元素 和裂变产物元素含量大引起的相关 效应及其去污难度等对工艺分离流 程也有新的要求。
中国核工业 ＺＨＯＮＧＧＵＯ ＨＥ ＧＯＮＧＹＥ
２００６ 年·第 １０ 期·总第 ７Байду номын сангаас 期 ４５
２００６ 年·第 １０ 期·总第 ７４ 期
核能视野
和可转换核素钍－ ２３２ 以及相应的裂 年 宣 布 停 止 核 燃 料 后 处 理 。 而 俄
变产物元素。为了充分利用核燃料资 （ 苏） 、英、法、日、印仍然坚持后处理，
纪来显示出很强的通用性和生命 国家对钍铀燃料循环给予足够的重
核能的可持续发展， 需要充足
力， 当然该流程也存 在缺 点 和 局 限 视， 对钍燃料 在 ＣＡＮＤＵ 堆 、轻 水 增 的核燃料。为了更 有效地 利 用 铀 钍
性。随着反应堆技术的进步， 燃料元 殖 堆 、快 中 子 增 殖 堆 、高 温 气 冷 堆 、 资源， 必须形成核燃料闭合循环。为
比 动 力 堆 乏 燃 料 后 处 理 也 相 对 低 乏燃料后处理厂。
些。我国于上世纪 ６０ 年代研究和开
发的生产堆核燃料后处理工艺流
三、我国后处理科研中应关注
程， 在当时是比较先进的， 满足了我 的问题
国武器级钚生产的要求， 也为后处
１． 突出重点， 满足建造大型后
理工厂的设计和建造积累了经验。 处理厂的急需
产物元素和次量锕系元素， 提取和纯 成ＵＰ２－ ８００， 主要用于处 理 轻 水 堆
核燃料循环行业现状分析报告及未来五至十年发展趋势
核燃料循环行业现状分析报告及未来五至十年发展趋势近年来，核燃料循环行业在全球范围内受到了广泛的关注。
核能作为一种清洁、高效的能源形式，被认为是解决能源问题和实现可持续发展的重要途径。
核燃料循环作为核能发展的重要组成部分，具有资源高效利用、辐射废物管理和军民融合等方面的优势。
在这篇文章中，我们将对核燃料循环行业的现状进行分析，并展望未来五至十年的发展趋势。
一、核燃料循环行业现状分析1. 发展背景和态势核燃料循环作为核能发电的后续环节，具有回收再利用核燃料、减少核废料、提高核安全等重要优势。
当前，全球核燃料循环行业发展态势良好。
日本、法国、美国等国家在核燃料循环技术方面取得了显著进展，建立了完备的核燃料循环体系。
同时，中国也将核燃料循环列为国家战略，加大了对核燃料循环技术的研发和应用力度。
2. 技术进展和创新核燃料循环行业在技术方面取得了长足进展。
核燃料再处理、核燃料制备和核燃料储存等关键技术得到了不断完善。
在核燃料再处理领域，国内外企业积极推进核燃料再处理工厂的建设，提高核燃料的再循环利用率。
同时，核燃料制备领域的技术也取得了显著突破，新型核燃料的开发应用逐渐成为行业的新热点。
3. 国际合作与交流在核燃料循环行业的发展中，国际合作与交流起到了重要的推动作用。
各国在核燃料技术、政策法规、安全管理等方面进行广泛合作和交流，加强了核燃料循环行业的国际合作。
例如，中国与法国、俄罗斯等国就核燃料再处理、核燃料制备等方面进行了深入合作，推动了核燃料循环技术的发展。
4. 产业规模和市场前景核燃料循环行业的产业规模不断扩大，市场前景广阔。
目前，核燃料循环行业已经形成了完整的产业链条，包括核燃料再处理、核燃料制备、核燃料储存等多个环节。
全球核能装机容量的增加和核燃料循环技术的发展，将进一步推动核燃料循环行业的发展，市场潜力巨大。
二、未来五至十年发展趋势展望1. 技术创新和突破未来五至十年，核燃料循环行业将继续加强技术创新和突破。
我国乏燃料贮存以及后处理的现状
科学技术Science technology2021年10月26日国务院发布《2030年前碳达峰行动方案的通知》，即中国承诺在2030年前，二氧化碳的排放不再增长，达到峰值后再慢慢减下去。
为了实现“碳达峰、碳中和”战略目标，我国将致力于发展清洁能源，而其中核电将成为电力中重要的“发展对象”。
但是随着核电站数量以及发电量的增加，核电站里有核反应产生的乏燃料也会随之累积增加。
针对这一现象本文系统地归纳了我国对于乏燃料的贮存以及后处理的现状。
分析了我国对乏燃料以及后处理所采取措施的发展趋势，并对此提出了相应的研究思路以及选择，为这两方面的发展提供指导。
核电作为一种清洁能源，对满足电力的需求、优化能源结构、保障能源的安全以及促进经济发展等方面的优点使核能得到了广泛的认可。
但是，在核电站的运行过程中，会有一部分燃料不能反应彻底，这部分未燃尽的燃料我们称之为乏燃料[1]。
因为取出后的乏燃料具有很强的放射性，如果对其处理不妥当将会对生态环境以及周边的人类身体健康造成不利的影响，故我们在取出乏燃料后先需要将乏燃料放入冷水池中进行冷却，然后乏燃料冷却到一定程度以后再将乏燃料送往后处理，因为我国的乏燃料处理手段和国际上一些其他国家相比稍有不足，所以我们大量的乏燃料是需要进行贮存的。
目前，乏燃料的处理方法主要有以下两种，开式燃料循环和闭式燃料循环。
开式燃料循环是指将乏燃料通过装在密闭性、吸收放射性的罐后进行长期的地质深埋存储；而闭式循环是指通过化学以及物理的方式将乏燃料中未燃烧充分的部分乏燃料进行提取以及分离，经过一定处理后再加入反应堆内利用。
然而，因为核电站对于乏燃料后处理的效率远远低于其产生的效率，故我们需要对剩余的乏燃料采取贮存的手段，由于核电站能用来贮存的空间十分有限，所以一般采用离堆贮存的手段[2]。
本文总结了我国当前乏燃料后处理以及贮存的现状，根据我国核电目前的发展现状，分析了我国对乏燃料的后处理以及贮存的需求存在的问题，为我国的核电的发展提出一些展望。
我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安
次循环的物料衔接角度考虑，全分离流 程适应性更强。
需要指出的是，俄、法、日、印、韩等 国均规划了快堆的发展计划，积极开发 先进后处理-快堆嬗变（也可增殖）核燃 料循环技术。2008 年至 2012 年欧洲 12 个国家发起了由 34 个研究机构参与的 ACSEPT（分离-嬗变使锕系再循环）计 划，主要开展水法和干法先进分离技术 研究。在新萃取剂合成、组分离、锕/镧 分离和锶/铯分离流程开发以及干法分 离等方面均取得了阶段进展。韩国在 干法后处理研究中也取得了较大成绩， 2012 年完成了干法后处理示范设施的 建设（PRIDE），目前正在开展干法流程 铀试验；日、法等则在快堆嬗变次锕系 的元件制造和干法后处理等方面开展 大量研究。
3.后处理科技项目研究进程 自上世纪开始，国内即开展先进 无盐 PUREX 两循环流程、高放废液 分离等研究。在此基础上，提出了具 有自主知识产权、具有第三代后处理 技术特点的先进无盐全分离流程。 该流程中的先进无盐两循环 APOR 流程，进行了十多次全流程台 架 温 试 验 验 证 与 改 进 ，结 果 表 明 ， APOR 流程具有良好的适应性，适宜 高燃耗乏燃料处理。铀钚分离使用 的二甲基羟胺还原剂和单甲基肼支 持还原剂具有良好稳定性。
全分离技术的要点是改进 PUREX 流程，除了分离铀、钚外，同时分离镎、 锝、碘，然后进一步分离高放废液中剩 余的铀、钚和次锕系元素以及锶、铯，分 别得到上述元素的单个产品。部分分 离指分别得到铀和铀/钚（或铀/超铀）混 合产品。部分分离由于得到的是锕系 混合物，只能用于均匀嬗变。在干法后 处理中，钚与其他锕系元素一般难以分 开，属于部分分离。
核燃料循环与放射性废物处理技术
核燃料循环与放射性废物处理技术核能是一种非常清洁、高效的能源形式，它被视为是世界能源领域内的新领域，它必须得到大力推广。
然而，核能在发展之路上仍面临着一个棘手的问题：核废料的处理。
核废料因为其辐射具有很高的危险性，需要采取高水平的技术手段进行处置，否则会对环境和人类健康造成极其严重的影响。
为了解决这一问题，研究人员们开展了大量的研究和实践，探索出了一系列核燃料循环和放射性废物处理技术，下面通过介绍三种主要的处理技术来对此进行深入探讨。
1、用来处理放射性废物的技术：地下永久储存首先，关于废物处理的技术，我们需要对永久储存技术有所了解。
永久储存是现代社会的一种新技术，其将一些物质埋入地下层，或是将这些物质存储在一些专门的容器中。
在这个过程中，人们通过一系列的手段，以尽可能的确保这些物质永久地没有任何危害。
这些异物能够安全地保管在地下或者储存容器中，是因为地下的环境、层压和化学条件，与地表的条件有着很大的不同，并且这些条件可以很好地隔离和管制这些异物。
2、涉及核燃料循环的技术：混合氧化物燃料（MOX燃料）MOX是一种使用已经使用过的核燃料中的钚进行再加工后形成的一种燃料类型，这种燃料的特点是可以用于替代自然铀，为不可伸缩的燃料提供一种高效的替代物。
3、涉及核燃料循环的技术：循环使用后处理腐蚀物的技术（PUREX技术）纯净交换（PUREX）技术又称作JNC PUREX技术。
这是一种用来从核燃料中提取可再用的产品的技术，提取后的产品可被重复使用。
它可以用来从使用过的核燃料中提取铀和与钚，并且可以通过一系列的工艺流程将这些产品分离，去除杂质，保证产品的纯度。
在这三种处理技术中，永久储存技术是一个高水平的技术，可以用于低或中程度的放射性废物。
而在处理中和高程度放射性废物方面，MOX和PUREX技术是比较常用的方法。
当然，我们也可以采用其他的技术来处理放射性废物。
例如，可以采用镇压骨水泥技术（LLW），将放射性废物混合在砂浆或水泥中，变成不可外泄的状况。
中国乏燃料后处理现状与分析
中国乏燃料后处理现状与分析摘要：“核废料处理厂”的正式名称应该是乏燃料后处理厂。
该厂将核电厂用过的核燃料，即乏燃料，用化学方法处理，回收仍可继续利用的铀、钚等元素，并产生较多的放射性废料，包括高放射性和中低放射性废料。
乏燃料后处理厂一般也作为核电厂卸除燃料的场外保存地，能够存放较多的乏燃料，以缓解核电厂乏燃料的存放压力。
后处理厂一般还会有一个铀钚混合燃料（MOX燃料）厂，以直接将后处理提取出来的钚制成核燃料组件。
在找到最终处置地之前，后处理形成的各种放射性核废料要暂时堆放在后处理厂。
本文作者对中国乏燃料后处理现状进行了详细的分析，并提出了一些作者自己的观点和看法，共大家学习和借鉴。
关键词：中国；乏燃料后处理；现状；分析；1、引言乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。
为了应对化石燃料的短缺和保证能源安全，核电因其清洁性和高能量密度而受到青睐，进入了一个积极发展期，由此也带来了对核电站卸下的乏燃料进行有效管理的问题。
目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有两种战略考虑：其一是后处理战略。
即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。
其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。
其二是一次通过战略。
即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处理。
该战略特点是费用可能较低，概念简单；无高纯钚产生，核扩散风险低。
但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年；没有工业运行经验。
2、乏燃料后处理的优点和必要性乏燃料后处理是我国早已确定的技术路线。
1983 年，国务院科技领导小组召开全国专家论证会，经过对我国核电发展计划、国内外铀资源情况、国内后处理工艺技术发展水平、后处理的安全性、经济性等诸多方面的充分论证，确定了“发展核电必须相应发展后处理”的战略，并在1987 年日内瓦国际会议上对外公布了这一决定。
核燃料循环
核燃料循环简介核燃料循环是指将核燃料在核电站中经历一系列的处理和利用过程，以最大限度地利用核燃料资源和减少放射性废物的产生。
核燃料循环通过将已燃用核燃料中的可重复利用的核素回收并再利用，同时将不能再利用的部分进行妥善处理，实现了核能资源的可持续开发利用。
步骤核燃料循环包括以下几个主要步骤：1. 燃料制备核燃料循环的第一步是燃料制备，即将天然铀或过氢化铀等原材料加工成核燃料。
通常情况下，核燃料是以铀氧化物（UO2）的形式存在的，它具有较好的化学稳定性和机械强度。
2. 核燃料使用核燃料使用是指将核燃料装载到核反应堆中进行核裂变或核聚变反应，产生热能以及额外的中子。
在核裂变反应中，核燃料中的铀核经过中子轰击后裂变成两个较小的核，并释放出大量的热能和中子。
核燃料使用过程中，除了热能的产生外，还会产生一些放射性废物。
3. 燃料后处理燃料后处理是核燃料循环的关键步骤之一。
在燃料后处理过程中，燃料中的可重复利用的核素如铀和钚等被提取出来，用于制备新的核燃料。
同时，无法再利用的部分被分离并进行适当的储存和处理，以减少放射性废物的危害。
4. 放射性废物处理与储存放射性废物处理与储存是核燃料循环的另一个重要步骤。
在燃料后处理过程中，产生的不能再利用的核燃料残渣以及其他放射性废物需要进行妥善的处理和储存。
目前，常用的方法包括深地贮存和转运至长期储存设施等。
5. 核燃料再处理核燃料再处理是核燃料循环的最后一步，也是最具挑战性的一步。
在核燃料再处理中，将已使用过的核燃料中的残留可重复利用的核素进行提取和分离，用于制备新的核燃料。
这一步骤的实施需要复杂而昂贵的设备和技术支持。
优势和挑战优势核燃料循环的主要优势包括：•最大限度地利用核燃料资源，减少对天然铀等原材料的需求；•降低核燃料的耗尽速度，延长核能资源的利用寿命；•减少放射性废物的产生，并能够转化部分废物为可重复利用的核素；•降低核电站运行成本，提高经济效益。
挑战核燃料循环面临的主要挑战包括：•高度安全性要求：核燃料循环过程中需要严格控制和管理放射性物质，确保安全运行和环境保护；•技术难题：核燃料循环的各个步骤都依赖于复杂的化学和物理过程，需要高度专业的技术支持；•资源和经济因素：核燃料循环需要大量的资金和资源投入，同时还需要解决与废物处理和储存相关的经济问题。
核电站如何保证核燃料的高效利用
核电站如何保证核燃料的高效利用随着能源需求的不断增加和对环境污染的担忧，核能作为一种清洁、可持续的能源形式，得到了广泛的关注和应用。
核电站作为核能的发电装置，核燃料的高效利用对其运行效率和经济性至关重要。
本文将探讨核电站如何保证核燃料的高效利用。
一、核燃料循环核电站的核燃料循环是核燃料高效利用的关键环节。
核燃料循环主要包括以下步骤：1.采矿：核燃料的来源是铀矿或钚等可裂变元素，核电站需要进行矿石开采并提取出可用的核燃料。
2.浓缩：将提取出的矿石经过浓缩处理，提高可用核燃料的含量。
3.制备：将浓缩后的核燃料进行加工，制备成可用于反应堆的燃料形式，如铀浸渍的陶瓷颗粒。
4.使用：将制备好的核燃料装载到核反应堆中，通过核裂变反应产生热能，进而转化为电能。
5.处理：使用过的核燃料将被从反应堆中卸载出来，进行后续处理，包括燃料棒的贮存、燃料元件的拆卸等。
6.回收与再利用：通过核燃料后续处理过程中，可以将部分未被耗尽的核燃料重新提取出来，经过再加工后再度利用。
二、提高燃料利用率的措施为了提高核燃料的利用率，核电站采取了一系列措施：1.增加燃料寿命：核电站可以通过对燃料元件进行使用寿命管理，合理安排燃料棒的装载和卸载时间，确保燃料的充分利用。
2.燃料元件再利用：核电站对使用过的核燃料进行再处理和再利用，可以将未耗尽的核燃料重新提取出来，再度使用。
3.燃料循环技术的引入：核电站可以采用燃料循环技术，如MOX燃料（铀-钚混合氧化物燃料）的使用，能够充分利用钚等可裂变元素，提高核燃料的利用率。
4.多次利用：核电站可以采用多次利用核燃料的方式，将使用过的核燃料进行处理后重新装入反应堆使用，延长核燃料的使用寿命。
5.提高反应堆效率：核电站可以通过改进和创新反应堆设计，提高反应堆的热效率和能量产出，减少对核燃料的消耗。
6.核废料处理：合理处理和处置核废料，能够减少核燃料的浪费，降低环境风险。
三、国际合作与发展趋势为了进一步提高核燃料的高效利用，各国核电站在核燃料循环技术的研究与开发方面加强国际合作。
高性能核燃料元件、MOX原件、金属元件制造方案(一)
高性能核燃料元件、MOX原件、金属元件制造方案产业结构改革是指通过调整和优化产业结构，实现经济发展方式的转变，提高产业的竞争力和可持续发展能力。
本文将从产业结构改革的角度，提出一个高性能核燃料元件、MOX原件、金属元件制造方案。
一、实施背景核能作为清洁、高效的能源形式，在全球范围内得到了广泛应用。
然而，目前核燃料元件的制造技术相对滞后，导致核电厂的运行效率和安全性存在一定的隐患。
因此，有必要进行高性能核燃料元件、MOX原件、金属元件的制造方案的研究和开发，以提高核电厂的运行效率和安全性。
二、工作原理高性能核燃料元件、MOX原件、金属元件的制造方案主要涉及以下几个方面：1. 材料选择：选择高纯度的燃料材料，如铀、钚等，并进行精细的配比，以提高燃料的燃烧效率和热传导性能。
2. 制造工艺：采用先进的制造工艺，如粉末冶金、热压等，以获得高密度、均匀的燃料元件和金属元件。
3. 设备改造：对现有的制造设备进行改造和升级，以提高生产效率和质量稳定性。
4. 检测技术：引入先进的无损检测技术，如超声波检测、X 射线检测等，以确保元件的质量和安全性。
三、实施计划步骤1. 确定研究方向：明确高性能核燃料元件、MOX原件、金属元件的制造方案的研究目标和重点。
2. 材料选择和配比研究：通过实验和模拟计算，确定最佳的燃料材料和配比。
3. 制造工艺研究：开展制造工艺的研究和优化，包括粉末冶金、热压等工艺的改进。
4. 设备改造和升级：对现有的制造设备进行改造和升级，以适应新的制造工艺和要求。
5. 检测技术研究：引入先进的无损检测技术，对元件的质量进行全面检测和评估。
四、适用范围该制造方案适用于核电厂的核燃料元件、MOX原件和金属元件的制造。
五、创新要点1. 材料选择和配比的优化，提高燃料的燃烧效率和热传导性能。
2. 制造工艺的改进，获得高密度、均匀的燃料元件和金属元件。
3. 设备改造和升级，提高生产效率和质量稳定性。
4. 引入先进的无损检测技术，确保元件的质量和安全性。
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本文对美国GNEP倡议之意图进行了分析。文章认为，美国人称之为全球核能发展战略的GNEP倡议,实质上是从其自身的最高利益出发,解决困扰其大规模发展核能的难题,重新获得美国在核能和核燃料循环体系的全球领导地位,并期望通过开发和部署所谓的防扩散燃料循环技术以及建立全球燃料供应与服务体系,控制别国的核能发展活动,达到减少核扩散风险的目 的。
四、对我国的燃料循环策略的思考
目前我国发展核电的基本思路是：核电发展分３个大阶段。近期发展热中子反 应堆核电站（热堆）ｉ为７充分利用铀资源，扩大核电容量，中期发展快中子增殖反应堆核电站（快 堆）；远期发展聚变反应堆核电站（聚变堆）。乏燃料进行后处理，回收利用铀钚，走核燃料闭式铀 钚循环的路线。 建议：可考虑作为过渡方案使用ＭＯＸ燃料，参考其他国家的钚热堆计划，减少过早应用快堆所 带来的资金投入和运行安全方面的风险。
本文链接：/Conference_5913687.aspx 授权使用：哈尔滨理工大学(heblgdx)，授权号：b0023734-2504-4e54-941e-9ea700cc6812
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作者： 作者单位：
曹欣荣 哈尔滨工程大学动力与核能工程学院
相似文献(3条)
1.会议论文 徐景明 核能的复兴和核燃料循环的发展趋势 2007
本文对核能的复兴和核燃料循环的发展趋势进行了分析。文章认为，未来燃料循环发展的最重要的趋势是实现向锕系完全再循环即所谓先进燃料循环的转变。先进燃料循环技术主要包括：再循环燃料制造技术、先进后处理技术、用于嬗变的焚烧器快堆或加速器驱动嬗变系统、核废物的先进整备技术和地质处置技术等。
ＭＯＸ燃料应用现状及对我国核燃料循环策略的思考
曹欣荣（哈尔滨工程大学动力与核能工程学院１５０００１）
摘要： 核燃料循环策略关系到核能的可持续发展。文中介绍了目前国外ＭＯＸ燃料开发应用状况及日本
针对ＭＯＸ燃料正在研究开发的新型反应堆（ＲＭＷＲ）的情况；对目前我国的燃料循环策略提出建 议：可考虑作为过渡方案使用ＭＯＸ燃料，参考其他国家的钚热堆计划，减少过早应用快堆所带来的 资金投入和运行安全方面的风险。：
五、结论
参考文献
１．赵仁恺，我国核电发展现状和展望，中国电力，１９９９年第１２期（第３２卷） ２．周培德。ＭＯＸ燃科模块快堆的嬗变研究，核科学与工程，２００２年第３期 ３．谈成龙，未来核燃料铀将来自何方，世界核地质科学．２００３年第１期
４．朱常桂，铀钚混合陶瓷＠００ｘ）燃料的发展现状及应用前景，国外核动力，２００２够９１期
一、引言
臣前的天然铀需求量约为６００００ｔ／ａ，已知的铀储量可供现有反应堆使用至少７０年，丽估计储 量则可以满足２５０年的需求。铀一次产量满足世界约６０％的铀徭求，其余来自铀库存、贫铀的再富 集，铀与钚的再循环和原武嚣级核材料的利用。
将核燃料从反应堆卸出后，先将其在反应堆乏燃料贮存弛中贮存几年，以使短寿命裂变产物衰 变，并降低乏燃料的热量产生速率。过后，可对乏燃料进行后处理或实施长期或中间贮存。对乏燃 科实施后处理，从中分离出钚可使放射性毒性减ＰＪ、１０倍，而且钚可与回收韵铀一起被用于制造供轻
？力’ 、 ／，ｒ
组件生成１个ＭＯｘ组件和一些玻璃固化高放废物，其结果是使乏燃料处置的体积、数量和费用的下降
约６５％。
三、日本小型低慢化轻水堆（Ｒ删Ｒ）研究开发进展
由于缺乏能源，核电站乏燃料再循环有效利用，是日本能源政策的基础。 所谓钚热堆，是通过后处理将使用过的燃料中回收的钚和铀混合物燃料（ＭＯＸ燃料）用于轻水慢 化反应堆。在１９９４年的最新长期计划中决定了扩大钚热堆的实用方针。 值得注意的是，针对ＭＯＸ燃料目前日本正在研究开发低慢化轻水堆（ＲＭ＇ＷＲ），其转换比大于ｌ， 计划在２０２０年投入使用，而快堆预计在２０５０年投入使用。ＲＭＷＲ的使用将大大减少天然铀的消费量 和乏燃料的储存量。
５． 国外核新闻２００２．８核燃料循环趋势 ６．奈须节，ＭＯＸｔ然料的引进。国外核动力，２０００年第３期 ７．Ｒ．Ｆ．Ｍａｓｔｅｒｓ， 日本的核燃集，２００３年３月，日本原于力研究所
MOX燃料应用现状及对我国核燃料循环策略的思考
3.期刊论文 商照荣.唐森铭.陈晓秋.SHANG Zhaorong.TANG Sengming.CHEN Xiaoqiu 保障生态安全促进核能工业发展 -核安全2008(4)
生态安全是与政治安全、国防安全、经济安全、粮食安全同等重要的安全概念,发展核电是我国迈向优化能源结构、保育生态、实现可持续发展的重要步骤.水生态系统是核动力厂运行时低放废水和冷却水排放的对象,也是我国部分核燃料循环设施低放废水排放处置的受纳体,核能工业对生态安全的影响及人类安全的威胁倍受社会各界的关注,成为影响核电发展 的关键因素之一.为了保证核能的可持续发展,本文从与核能发展相关的几个生态安全问题,如温排水影响、生态敏感区、生态恢复等方面,说明发展核能应保证生态安全.
水堆（ＬＷＲ）使用的Ｍ０础瞧料或直接用于快中子堆（ＦＢＲ）。
随着我国核电的发展，特处理的乏燃料贮量将有明显增加，如何有效利用压水堆乏燃料中的有 效成分（即乏燃料中钚的利用）是关系到我国今后核能能否持续发展的问题之一。
二、国外ＭＯＸ燃料开发应用状况
ＭＯＸ首次用于热中子堆是在１９６３年，但直到２０世纪８０年代在欧洲才得到了广泛地利用，并且日 本已经计划进行使用。欧洲有３口座反应堆装载ＴＭＯＸ燃料，还有２Ｄ座已经得到使用许可证或正在许 可证审批程序中。大部分反应堆用１／３的堆芯装载ｈ＆∞【’两有些反应堆将接收高达５０％的ＭＯＸ组件。 法国的目标是其所有的９００Ｗｅ系列反应堆使用至少１／３的ＭＯＸ组件运行。日本的目标是到２０１０年有ｌ ／３的反应堆使用ＭＯＸ，并己批推新建ｌ座完全装载ＭＯＸ燃料的反应堆。ＭＯＸ的利用并不改变反应 堆的运行特性，虽然反应堆必须为使用ＭＯＸ加以重新设计或稍做改动．对３＝５０％以上的ＭＯ区装载， 需要进行重大改变．ＭＯＸ的优势之一是通过增加一点钚就能够轻松地提高燃料中易裂变物质浓度。 鉴于反应堆运营者们寻求的是更高的燃耗深度，将几年前的约３万兆瓦．日，日电的燃耗提高到现在的５万 兆瓦．日，吨以上，ＭＯＸ的利用就变得更加有吸引力。鉴于铀价格的低廉，后处理分离钚制造ＭＯｘ进 行回用本身并不经济，但算上减少了要进行管理的乏燃料的体积，就交得十分便宜了。７个Ｕ０２燃料