法国核燃料循环后端方案设想-Orano
核能档案52世界乏燃料后处理工业现状
核能档案52——世界乏燃料后处理工业现状法国核电工业发达，现有58台核电机组在运行，总装机容量约63吉瓦，年发电量约4210亿千瓦时，约占全国总发电量的75%。
这些核电机组在发电的同时，也产生大量的乏燃料。
法国采取闭合式燃料循环政策，即对核电厂产生的乏燃料进行后处理，回收其包含的铀和钚，并制成燃料继续在反应堆中循环使用。
采取闭式燃料循环政策的国家还有日本、俄罗斯、印度等国，就目前的情况看，法国的商业乏燃料后处理及再循环工业是世界上规模最大、工艺最成熟、技术最先进的。
大型商业后处理活动：不可比拟的“阿格地位”法国先后建成过UP1、UP2和UP3三座商业后处理车间，其中位于马库勒场址的UP1于1958年投运，主要用于军事目的，已于1997年关闭，UP2和UP3均位于阿格后处理厂。
经过40年的发展，阿格后处理厂如今已成为法国甚至是世界上规模最大、技术最先进、工艺最成熟的商业轻水堆乏燃料后处理基地。
它不仅处理法国国内的乏燃料，还为德国、日本、意大利等国处理进口乏燃料。
该厂运行至今未发生过任何重大事故，成为成熟商业后处理的典范。
该工厂目前拥有6000多名员工。
阿格后处理厂现有两个后处理车间在运行，即UP2-800和UP3，均使用成熟的PUREX工艺。
UP2于1962年动工兴建，1967年1月投产，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，处理能力为400吨/年，但经过改造后每年可处理800多吨轻水堆乏燃料，并更名为UP2-800；UP3由7个国家（不包括法国）的外国客户共同出资兴建，于1990年投入商运，额定处理能力为800吨/年。
两个车间的总处理能力约为1700吨/年，若满负荷运行，可承担90～100台百万千瓦级核电机组每年产生的乏燃料的后处理任务。
目前，全球的轻水堆乏燃料后处理能力总计约为3000吨/年，而阿格后处理厂占到其中一半以上，可见其在世界乏燃料后处理领域拥有不可比拟的地位。
在阿格工厂，后处理作业可回收99.9%的钚和铀，仅剩下约3%的物质成为高放废物，经过玻璃固化后存于现场，等待最终处置。
核燃料循环后端
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乏燃料：大部分238U(95%)， 235U（小于0.83%）, 一定数量Pu（1％），裂变产物(约3%)
后处理的目的：提高资源利用——回收乏燃料中 的铀、钚进行再循环(MOX) 改进废物管理——减少废物体积，实施先 进燃料循环(P/T)
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MOX燃料（Mixed Oxide Fuel）钚铀氧化物混 合燃料的简写，是由二氧化铀（UO2）和二氧 化钚（PuO2）构成的氧化铀钚燃料。
（1） 方式：公路、铁路、海上 （2） 容器：应考虑防止临界、传热、屏蔽和机械强度
铅容器、钢容器、贫铀容器和铸铁容器
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未来后处理厂的改进
世界后处理工业已经有超过30年的运行经验
通过经验的积累、持续的R&D（research and development) 和工程上的努力，工厂性能得到不断改进 —— 环境影响和工作人员辐照持续减少 —— 工艺改进使处理能力增加 —— 工厂可操作性的改进，启动运行所需时间缩短（法 国UP2－400用10年，UP3用5年，UP2－800仅用1年）， 开工率提高
干法后处理尚未实现商业运行
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乏燃料后处理具有放射性强，毒性大，有发生临界事故 的危险等特点，因而必须采取严格的安全防护措施。后处 理工艺可分下列几个步骤： （1）冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件 包壳，溶解燃料芯块等。 （2）化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从Ｕ-Pu中 清除出去,然后用溶剂萃取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰 和硝酸钚溶液形式提取出来。 （3）通过化学转化还原出铀和钚。 （4）通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二 氧化钚)。
后端包括对反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分 离的后处理以及对放射性废物处理、贮存和处置。
在核燃料后处理厂退役过程中考虑的几个关键问题
——除了退役以外这里还有其他的业务运行，不同的项目（运行和退役工厂）共同使用 主要资源。法国UP2 400后处理厂退役工程就是这种情况，在那里还有两个后处理厂（UP2 800 和UP3）在继续运行。
种类
表 1 历史废物种类和总量 总量
压水堆燃料元件包壳和端头 压水堆燃料元件包壳和端头 泥浆 液态核裂变产物
880吨贮存在水下深坑 740吨（6300桶）贮存在池里 9300m3贮存在深坑里 235m3贮存在罐里
树脂 气冷堆结构废物（Mg，C）
有机溶剂（磷酸三丁酯+正十二烷） 工艺α废物
362m3贮存在罐里 680t贮存在深坑里 540t贮存在罐里 592m3贮存在罐里 2400桶
图 3 现场核测量系统 CARTOGAM 和 ISOCS
—1套用于检测源位置与放射性强度的便携式γ射线实时成像系统（CARTOGAM）； —1套用于定性和定量分析γ发射体的现场计数系统（ISOCS:Insitu Object Counting System）。 与现场测量方法互补的其他技术主要基于破坏性测量，涉及实验室测量，通常用于更深 入的调查。与执行常规分析的装置相比较，这是一个新的领域。
气冷堆乏燃料水下卸料贮存池 S1，S2，S3
HA/FP 裂变产物浓缩 FPS 裂变产物贮罐
去壳
乏燃料机械去壳
HA/DE
气冷堆乏燃料溶解 U，Pu/PF 萃取
HAO 压水堆乏燃料剪切和溶解
MA/U
U/Pu 萃取 U 纯化
硝酸铀酰贮存
STE 2
流出物处理站
MA=中放 U=铀 FP=裂变产物 GCR=气冷堆
法国核电技术简述(新版)
法国核电技术发展简述1.概述法国所有的商用核电机组都是压水堆（PWR）机组，大致可分为3个功率级别，即900MWe机组、1300MWe机组和1450MWe机组。
法国与德国合作开发的欧洲压水堆（EPR）已经成为法国未来核电建设部署的堆型。
法国已经向比利时、南非、韩国和中国等国出口了压水堆核电技术。
法国核电建设起步较早，走出了一条引进、吸收、创新和发展的创业之路，标准化水平也远高于世界其它国家。
1974年，第一次石油危机之后，针对法国拥有丰富的重工业专业技术同时国内能源资源短缺的背景，法国政府在做出了快速扩展核电装机容量的决定。
通过大力发展核电，法国的能源自给率由上世纪７０年代的２０％提高到现在的５０％。
法国因此每年减少石油进口8800万吨，节约240亿欧元。
上世纪70年代，法国是一个电力净进口国，现在充足的电力不仅满足了国内的需求，还可向欧洲邻国出口。
2.压水堆核电技术发展1962年1月由法国和比利时共同开发并建设舒兹电厂，1967年4月3日并网发电，9月4日达到245MWe。
经过少许改进，反应堆出力提高到305MWe。
这是法国第一座容量为300MWe的压水堆核电站，该机组属于原型机，1991年退役。
(1)三环路技术70年代初，法国从美国西屋公司引进了非标准三环路核电技术，建成六台非标准的90万千瓦三环路核电站。
所谓“非标准的90万千瓦三环路核电站”是当时的特殊产物：由于没有统一的技术标准和技术评价体系，各供应商在满足法规的基础上提出不同的设计来满足不同业主的需求，此时业主要求是更多地强调当地的需要和当地的厂址条件。
因此，各电站的设计在堆芯设计、电功率、总体布置、系统配置等方面各有不同。
1970年10月，法开始建设费森内姆电厂（880MWe）。
这是法国电力公司第一次按交钥匙方式发出的核蒸汽供应系统订单。
该电厂参考美国西屋公司技术，从1971年5月11日破土动工，1977年并网发电。
法马通公司在初步掌握核电技术的基础上，又引进了美国西屋公司标准的三环路压水堆堆型-M312技术（采用12英尺燃料组件，装机容量约为90万千瓦，参考电站为美国North Anna1电站，该电站于1978年6月投入商运），在保持堆芯设计不做变化的同时，对总体布置、系统配置等方面作了较多的调整，将其开发成为法国的标准的90万千瓦的三环路核电技术，即CPY型压水堆核电站方案，并使之系列化。
核燃料后处理解析ppt课件
资金是运动的价值，资金的价值是随 时间变 化而变 化的， 是时间 的函数 ，随时 间的推 移而增 值，其 增值的 这部分 资金就 是原有 资金的 时间价 值
乏燃料中剩余易裂变燃料和可转换材料只有经后处理分离 净化后才能得到回收复用。 ☞ 对低加浓铀乏燃料中尚含有235U～0.9％、238U～95％和新生 成的易裂变物质239Pu～1％，经后处理可以从中回收有用的 铀和钚，再制成UO2、PuO2或UO2＋PuO2（MOX）燃料返 回热堆或快堆使用，使核燃料得以有效利用，缓解发展核电 与铀资源不足的矛盾。 ☞ 对于燃料的初始235U富集度为3.3％、燃耗为33000 MWd/t 的1000 MWe（即100万千瓦）的压水堆电站，若燃料用后不 再循环，每年需要天然铀（以U3O8计）约200t；而通过后处 理使铀可节约天然铀约15％，铀、钚同时循环使用，可节约 天然铀40％。此外，实现铀循环还可节约分离功6-10％，实 现铀、钚同时循环可节约分离功约40％。如果使用混合氧化 物燃料的快中子增殖堆核燃料闭路循环，对铀资源的利用率 可从热堆的0.5-1％提高到60-70％！
☞ 核弹头的主要装料是239Pu 与235U的生产相比较，用天然铀作原料，在反应堆内将238U
转换为239Pu，然后通过后处理提取军用钚是发展核武器 的更加经济而有效的途径。另一方面，核弹性能上，钚 弹的临界质量要比铀弹要小，同样威力的原子弹用钚量 只有用铀量的1/3-1/4左右。 谁掌握了后处理技术，谁就有可能制造更经济的核武器。
工业上曾先后使用过的主要流程有磷酸铋流程、Redox流 程、Butex流程、Thorex流程和Purex流程。而在各种萃取 流程中性能最好、使用最成功的是以TBP为萃取剂的Purex 流程：目前世界各国用来处理电站辐照核燃料的工艺流程 （而离子交换法则是用于尾端处理，作为钚或镎产品的纯 化、浓缩手段）。
谈谈电池储能系统与未来几十年可再生能源发展
谈谈电池储能系统与未来几十年可再生能源发展2022年2月10 H,法国总统伊曼纽尔•马克龙在法国东部城市贝尔福宣布了到2050年法国能源行业发展愿景。
他重申，法国希望在核电提供的基本负荷基础上大规模开发可再生能源。
从其发布发展愿景以来，核电的振兴已成为法国头条新闻。
马克龙声称，它们是以盈利和竞争的方式满足法国当前的能源需求的唯一手段。
到2050年，法国太阳能发电装机容量应该增加10倍以上，将超过100GW；而陆上风力发电的装机容量需要翻倍，达到37GW。
随着法国计划在同一时期开发和建设40GW海上风力发电设施，将会实现真正的腾飞。
事实表明，间歇性可再生能源将不可避免地渗透到欧洲电力结构中，这对电网的稳定性构成了越来越大的挑战。
俄乌冲突以及对俄罗斯实施制裁只会更加强调欧洲努力实现更大的能源自主权和安全性。
3月8日，欧盟委员会公布了一项名为REPowerEU的计划，以停止俄罗斯的石油和天然气进口。
该计划的四个原则之一是再次基于可再生能源发展。
间歇性可再生能源不可避免地渗透到欧洲电力结构中，对电网的稳定性构成了越来越大的挑战。
而在欧洲I,可再生能源的发展速度远快于电力消费的增长。
而在法国，可再生能源自从2005年至2010年以来一直没有太大增长。
可再生能源的出现比传统的可控电源要晚（例如天然气、石油和煤炭被称为“可控电源”，核电也是可控的，但由于惯性强而需要更长的时间）：（1）到目前为止，通过逐步关闭可控的化石燃料发电厂，使电网能够吸收可再生能源的电力，以弥补电网容量的不足，而电力生产的边际成本等于零。
（2）当并网间歇性容量表现不佳时，必须提供可控的发电设施，与增加的电力进口同时起到缓冲的作用；考虑到这一点，天然气发电厂在正常情况下会设定发电量上限，以便能够在风力和阳光不足的日子里提供更多的电力，从而弥补可再生能源发电的不足。
因此，在电网上增加风力发电和太阳能发电并网主要是以牺牲已建立的可控发电设施为代价的。
法国核电未来的出路：对外出口
法国核电未来的出路：对外出口张炎（译）;伍浩松（校）【摘要】【英国《国际核工程》网站2010年12月8日报道】在法国电力公司（EDF）和阿海珐集团（Areva）组成的联盟在2009年阿联酋核电项目竞标中败北后，【期刊名称】《国外核新闻》【年(卷),期】2011(000)001【总页数】2页(P6-7)【关键词】法国电力公司;核电;出口;阿联酋;核工程【作者】张炎（译）;伍浩松（校）【作者单位】不详【正文语种】中文【中图分类】TM62【英国《国际核工程》网站2010年12月8日报道】在法国电力公司（EDF）和阿海珐集团（Areva）组成的联盟在2009年阿联酋核电项目竞标中败北后，法国总统萨科奇下令组建了一个以法电前总裁François Roussely为首的专门委员会，对法国国有核能机构进行评价。
该委员会于2010年春季提交了有关调查报告。
下文对该报告的主要内容进行介绍。
基于其民用核电取得的巨大成功，法国及其核工业可理直气壮地宣称其在当今全球民用核电复兴大潮中占据重要地位。
但法国长久以来在民用核电领域得到公认的典范形象，目前正面临着下降的威胁。
芬兰奥尔基洛托3号机组和法国弗拉芒维尔3号机组建设中遇到的挫折，已严重危及各方对欧洲压水堆（EPR）设计的可靠性以及法国核工业界成功建设新机组能力的信心。
与此同时，过去15年中世界核电机组的平均容量因子已有显著提升，而法国核电机组的容量因子却在近几年中有所下降。
因此，法国必须采取必要的应急措施，迅速改变这种局面，以使法国核工业在新的民用核电市场中确立自己的地位。
对于法国核工业来说，中期远景已非常清晰：法国现有核反应堆的运行寿期大部分都在40年以上，有些甚至超过50年，因此法国核工业界未来的主攻方向应当是国外市场。
EPR是三代技术的最佳代表之一，也是目前法国核工业唯一的主打产品。
如何以单一的产品来维持法国的出口政策？EPR的复杂性主要来自各种设计的选择，特别是功率水平、安全壳、堆芯捕集器和安全系统的冗余性。
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。
核电站中的燃料循环过程详解
核电站中的燃料循环过程详解核电站是一种利用核能进行发电的设施，其中的燃料循环过程是核电站正常运行的关键环节。
本文将详细介绍核电站中的燃料循环过程，包括燃料制备、燃料使用和燃料后处理三个主要阶段。
一、燃料制备燃料制备是核电站燃料循环的起始阶段。
主要任务是将天然铀或者贫铀经过浓缩、转化、块化等工艺处理，制备成为符合核反应堆要求的核燃料。
燃料制备的过程中需要保证燃料的纯度、均匀性和形状规整性。
1.浓缩浓缩是通过物理或化学手段将天然铀中的铀235同位素占比提高到适用于核反应的程度。
目前常用的浓缩方法有气体扩散法和离心机法。
气体扩散法是将氟化铀在特定条件下通过膜的扩散作用，使铀235被分离出来。
离心机法则是利用离心机的旋转力使铀同位素按照质量差异分层分离。
2.转化转化是将浓缩后的铀化合物转化为适合核反应堆中使用的化合物。
通常采用的方法是将氟化铀经过还原反应转化为金属铀，再与其他元素进行合金化处理，形成为核燃料所需的合金材料。
转化的过程需要控制反应条件和材料配比，以确保最终制备出符合要求的燃料。
3.块化块化是将转化后的核燃料材料加工成为固定形状和尺寸的燃料块。
常用的方法有热压法和挤压法。
热压法是将燃料粉末加热至高温状态后，通过机械压力将其压制成块。
挤压法则是将燃料粉末通过挤压机挤压成块，然后再进行高温烧结。
二、燃料使用燃料制备完成后，燃料将被运送至核反应堆中进行使用。
燃料使用是核电站燃料循环的核心阶段，主要是指核燃料在核反应堆中进行核反应产生能量的过程。
在核反应堆中，燃料被装入到燃料元件中，燃料元件则组成了燃料组件。
在运行过程中，核反应堆中的燃料会通过核裂变反应释放出巨大的能量，同时产生中子。
这些中子将继续引发其他铀核的裂变，形成连锁反应。
通过控制反应堆中的中子速度和密度，可以实现核反应过程的稳定控制，保持核反应堆处于可控的状态。
三、燃料后处理燃料使用完毕后，核电站还需要对使用过的燃料进行后处理，以将其中的可再利用物质分离并回收，同时将产生的放射性废物进行处理和储存。
核燃料循环后端 PPT
大家应该也有点累了，稍作休息
大家有疑问的，可以询问和交流
乏燃料：大部分238U(95%)， 235U（小于0.83%）, 一定数量Pu（1％），裂变产物(约3%)
后处理的目的：提高资源利用——回收乏燃料中 的铀、钚进行再循环(MOX) 改进废物管理——减少废物体积， 实施先进燃料循环(P/T)
乏燃料经过冷却之后仍有很强的放射性，并有 很高的衰变热 核燃料循环中的非常重要的活动
—— 受国家和国际法规（IAEA）的限制 —— 受社会的高度关注
IAEA：国际原子能机构
可采用公路、铁路和 海上运输的方式 核运输是非常安全和成熟的商业活动
法国每年运输大约1,500万件危险品，其中: 30万件为放射性物品，15,000件与核燃料循环有 关 ，750件为燃料、乏燃料、HLW（高放废物）
机械设备实验大厅
中国第一座动力堆乏燃料元件后处理中间试验厂 （中试工程），兰州404厂
设计能力为日处理100公斤乏燃料
我国404厂的核燃料处理能力
日本的燃料再处理厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
乏燃料运输 一座1000MWe的PWR每年卸出乏燃料大约30吨，
经过一段时间的冷却之后要运离反应堆（离堆贮 存）
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
中间储存
图1-1. 开式或一次通过式燃料循环示意图
切割、包装 最终处置库
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
钚产品
中间储存
堆后铀、钚
后处理
乏燃料
废物处理处置 图1-2. 闭式核燃料循环示意图
• 我国核燃料循环相关企业情况
法国乏燃料后处理技高一筹_陶镜羽
中国电力报/2016年/8月/13日/第012版国际每年乏燃料后处理能力在1700吨左右厂区年辐射剂量相当于自然辐射量的百分之一法国乏燃料后处理技高一筹见习记者陶镜羽最近一两年来，全球核工业开始缓慢复苏。
乏燃料后处理问题作为核能可持续发展的关键性制约因素，应该如何妥善解决，成为各主要核能利用国的重要课题。
多年来，法国等国在其核工业发展中，不断探索乏燃料后处理的解决之道。
法国乏燃料后处理技术规模最大、工艺最成熟日本在福岛核泄漏事件后，曾计划在2013年以法国阿格乏燃料后处理工厂为模型，在日本六所村(Rokkasho)建立乏燃料后处理厂。
虽然日本建设乏燃料后处理厂的计划，最后因国际客户重新考虑其核电愿景而被束之高阁，但乏燃料后处理已经受到越来越多国家的青睐和认可。
目前法国全国近80%的电力供应来自核电，全球第二的在役核电规模，造就了法国发达的核循环工业。
法国拥有世界上规模最大、工艺最成熟、技术最先进的商业乏燃料后处理及再循环工业。
阿海珐旗下的阿格乏燃料后处理厂是法国乃至世界上规模最大、技术最先进、工艺最成熟的商业轻水堆乏燃料后处理基地，若满负荷运行，可承担90～100台百万千瓦级核电机组每年产生的乏燃料后处理任务。
阿格乏燃料后处理工厂于1976年建成以来一直在运营，目前年均乏燃料后处理能力在1700吨左右，拥有目前世界轻水反应堆乏燃料总量近一半的后处理能力。
据了解，截止去年，有总量超过32000吨使用过的乏燃料在该厂进行了后处理，其中70%来自法国，17%来自德国，9%来自日本。
乏燃料中仅含约5%放射性裂变物质需被储存在乏燃料循环利用方面，法国在上世纪60年代末由商用转向民用，同时得益于1973年石油危机时对核电的强化建设，其乏燃料处理和储存成本(0.1美分/千瓦时)已经趋向合理。
而利用乏燃料再循环生产核燃料的好处是，既可节省25%左右的天然铀资源，又可以简化储存方式。
据了解，从乏燃料棒中，可以提取并使用95%～96%的铀和约1%的钚，最终剩余废料在不足5%。
核燃料循环各个阶段
核燃料循环各个阶段（实用版）目录一、核燃料循环的定义与重要性二、核燃料循环的组成部分1.前端：铀矿开采、矿石加工（选矿）2.后端：核燃料在反应堆中使用、乏燃料处理三、铀矿地质勘探与开采1.铀矿普查勘探工作的程序2.铀矿开采方法四、铀提取工艺1.铀化学浓缩物2.铀的富集度五、核燃料在反应堆中的使用1.反应堆的作用与构成2.燃料组件的更换与处理六、乏燃料处理1.乏燃料的定义与特性2.乏燃料的处理方法与设施正文核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分，它涉及到核燃料的获得、使用、处理以及回收利用等多个环节。
为了更好地理解核燃料循环，我们需要对其组成部分进行详细的了解。
核燃料循环主要包括前端和后端两个部分。
前端主要包括铀矿开采、矿石加工（选矿）等环节。
在这个过程中，地质勘探起着至关重要的作用。
通过对铀矿床的地质条件进行研究，可以有效地指导普查勘探，探明地下的铀矿资源。
铀矿开采方法主要有露天开采、地下开采和原地浸出采铀三种。
在铀矿开采和加工后，铀需要经过提取工艺进行富集。
铀提取工艺的基本任务是将开采出来的矿产加工富集成含铀较高的中间产品，通常称为铀化学浓缩物。
铀的富集度是指铀 -235 同位素在铀总重量中的比例。
富集度的提高可以使铀更加适用于核反应堆的使用。
核燃料在反应堆中的使用是核燃料循环的核心环节。
反应堆中的燃料组件需要定期更换，而更换下来的乏燃料则需要进行处理。
乏燃料是指在反应堆中使用过的、含有放射性核素的燃料。
乏燃料的处理包括冷却、包装、储存和处置等环节。
处理乏燃料的目的是确保放射性物质不会对环境和人类造成危害。
总的来说，核燃料循环是一个复杂且重要的过程，它涉及到铀矿的开采、铀的提取、核燃料在反应堆中的使用以及乏燃料的处理等多个环节。
MOSART核燃料循环前端与后端工艺简介
燃料循环前端使用干法：其处理方法与MSR的在线后处理类似。在后处理的初始阶段， 利用氟化挥发工艺可以将U，Pu，Np从乏燃料中分离出来，而其它次锕系核素特别是 Am，Cm的无法分离，需要增加新的高温化学工艺流程。目前来看可选的工艺有熔盐 电化学技术和液态金属萃取技术（Molten-salt Electrochemical Processes or the Moltensalt / Liquid mes）
MOSART的熔盐在线净化b
该流程基于FLiNaBe盐，熔盐净化大体分为两个阶段第一阶段使用液态金属Bi萃取技 术，将绝大部分的次锕系核素分离出来，重新回堆燃烧。第二阶段利用蒸馏工艺将镧 系杂质从熔盐溶剂中去除。净化后的熔盐重新送回反应堆。目前第二阶段还在设计和 实验过程中。
MOSART的熔盐在线净化的优缺点
MOSART核燃料循环前端与后端 工艺简介
• MOSART的设计目标主要是为了嬗变压水堆乏 燃料中的超铀元素，其设计的燃料成分中以Pu 为主，含有10%-20%左右次锕系核素（主要为 Np和Am）a。 • MOSART燃料循环前端可采用的PWR乏燃料后 处理技术有湿法和干法两种b（湿法可采用 U/Pu共萃取技术，但是U/Pu共萃取技术不适用 于MOSART，因其主要是用来嬗变TRU）。其 核燃料前端防核扩散性能与目前核工业一致。 • MOSART核燃料循环的后端将采用干法后处理 技术。包括：He鼓泡系统，材料表面电镀 （plating），过滤，氟化，还原萃取，蒸馏， 共结晶（co-crystallization）等技术。详见表1。
表1 MOSART 干法熔盐在线净化方案a
MOSART燃料循环流程示意图---前端湿法b
燃料循环前端采用湿法模式，使用已有的核燃料后处理流程， 制备适合于MOSRART的燃料。其燃料中含有Pu的各种同位素 以及MA。文献b中给出了不同核素的分离提取效率。
核工程导论-第四章_核燃料循环
因为同位素有几乎相同的化学特性，不易用化学分离 铀的浓缩是精炼铀的物理过程
97日本的燃料再处理厂世界核燃料的再处理工厂法国英国俄罗斯印度日本mox燃料天然铀低浓铀发电前低浓铀发电后mox燃料238pu239fp燃耗燃耗铀燃料堆芯mox燃料堆芯我国404厂的核燃料处理能力中核清原公司负责全国的低中放固体废物处置场的选址设计建设和运行放射性废物管理将后处理中产生的高中低放射性废物浓缩之后进行处理和中间储存最后进行最终处置广东北龙废物处置场8800立方米远期规划容量24万立方米西北废物处置场首期废物容量为2万立方米核废料的来源和特性核废料是核电站运行所产生的无法再回收使用必須丟弃的废弃物据估计目前全世界核废料估计有900多吨放射性废物的处理和处置核能电厂在维护除污作业或运转过程中所产生受放射性物质污染的废树脂浓缩液衣物手套工具及废弃的零组件设备或是净化水系统所产生的残渣医疗院所农业工业及学术研究单位使用放射性同位素过程中废料焚化或熔融处理时产生的气态腐蚀产物残渣净化系统树脂废水低阶放射性废料低放射性废料的处理将放射性废料转变为较稳定的形态使其所含的放射性核种无法自废料中释出将包装处理后的放射性废料送往最终处置场堆存压缩放射性废料的固化及装桶核电厂所产生的硫酸钠浓缩液及粉状树脂与过滤残渣的处理方法固化低放物质的固化气体放射性废料的处理流程气体放射性物质的处理低浓度的液态放射性废料的处理流程固态放射性废料的减容熔融所得的熔岩抗压强度大于每平方公分1000公斤焚化炉固态放射性废料的处理流程减容中心压缩搬运处理放射性废物的运输核废料运输器械低放射性废料的运输和储存贮存场壕沟内废料桶排列情形低放射性廢料運輸船可埋设的低放射性废物低放射性废料的最终处置西班牙elcabril低放射性废料最终处置场最终处置场避免或减少因地下水等媒介将放射性核种迁移至人类生活圈确保长期置放的过程中不致对环境质量与人类生活安全造成不良之影响全球约有73座低放射性废弃物最终处置场分属32个国家美国邦威尔barnwell低放射性废料最终处置场废料桶在处置沟内放置定位后3呎厚之砂层覆盖其上并填满其间之空隙处置沟全部填满后其上方再覆盖2呎之覆盖材质并以振动压土机压实使其压密达到原有体积之90约一年后其上再覆盖1呎之表土处置作业已完成处置作业之绿地最终处置场处置沟法国centredelaube低放射性废料最终处置场位于巴黎东方约200公里之一片森林中1981年开始计划执行到1992年正式启用约花了11年处置场拥有100万立方公尺容量最终
核燃料循环技术的现状与未来
核燃料循环技术的现状与未来核燃料循环技术是指对于核燃料的再利用和回收，以减少核废料对环境的影响和提高核燃料使用效率的一种技术。
在过去几十年中，随着核燃料的广泛使用和核电技术的不断发展，核燃料循环技术也得到了更加广泛的应用和发展。
本文将对核燃料循环技术的现状和未来进行探究和分析。
一、核燃料循环技术的进展与应用现状核燃料循环技术中最为核心和重要的就是核燃料回收和再利用技术。
目前，核燃料的回收主要采用常规的深度净化和再加工技术，包括溶解和萃取、反应和分离等操作。
这些技术的发展和应用，可以实现对于废旧核燃料材料中的尚未消耗的可燃烧物质的回收，并重新生产出可用于核燃料的燃料元件。
这种回收和再利用技术，不仅可以减少核废料产生对环境的影响，降低核废料管理的成本，而且还可以使核燃料的使用率显著提高，从而降低核燃料的成本。
在核燃料循环技术的应用方面，核电站是最为常见的应用场景。
目前全球范围内共有70多个核电站在使用核燃料循环技术。
以法国为例，法国是全球使用核电能力最强的国家之一，在法国，核燃料循环技术已经被广泛应用。
法国的核电厂数量位列世界第三，原因之一就在于法国采用了核燃料循环技术，这种技术使得法国可以自给自足的生产出自己所需的核燃料，同时还能够将废旧核燃料进行回收和再利用。
这种高效能源利用的模式，不仅有助于提高法国的能源供给安全性，还可以减少其能源的污染排放。
二、核燃料循环技术的未来发展预期随着技术的不断发展和应用，核燃料循环技术的未来发展前景也是非常广阔的。
未来，在核燃料循环技术方面，主要有以下几个发展方向：1. 线性核燃料循环技术线性核燃料循环技术就是一种将核材料在核反应器中连续使用，由核反应器再生燃料，产生高温等一系列热能输出后，使热能回收再利用，并产生电梯，将用后的物料再交回原料生产循环的动力循环方式。
这种技术的应用可以大大提高核燃料的利用效率，降低核废料对环境的影响，同时也可以使能源资源的利用效率得到大大提升。
后处理运营模式的抉择
行业观察NDUSTRY INSIGHTS后处理运营模式的抉择■刘敏张琦韩绍阳核电已成为世界能源的重要组成部分，在满足全球电力需求、优化能源结构、改善全球气候变暖等方面 发挥了至关重要的作用。
与此同时，核能发电过程中 也产生了乏燃料,加强乏燃料的妥善管理是保障核电 产业健康可持续发展的重要前提和基础。
目前，国际上具有商用乏燃料后处理厂建设与运 营经验的国家主要是法国和英国。
日本采用与法国合 作方式建设的六个所后处理厂一度被视为世界上最先进的乏燃料后处理工厂,后来受种种因素所限而未能 投产,但其融资和建设管理的经验与教训仍有可借鉴 之处。
国外主要国家乏燃料后处理模式1.法国法国后处理能力世界第一。
现有的UP3和UP2-800商用乏燃料后处理厂集中在阿格（La Hague ）后处理中心，该中心已经成为法国最重要的商用后处理 基地，也是目前世界上最大的轻水堆乏燃料后处理 中心。
UP3于1990年投 入运行,UP2-800于1996年投入热运行。
UP3和UP2-800的联合工程是欧洲最大的工程项目之一，预算500亿法郎,耗时近20年,至今没有发生重大运行事故,成为成熟商用后处理的典范。
UP3和UP2-800乏燃料后处理厂的建设投资基本采取零财务费用的年度预算方式，运营模式采取成本 加利润的方案。
UP3和UP2-800均由法国原国有企业 阿海于去（现欧安诺集团公司的主要股东和技术方）负责建设和运营，集团公司总部作为决策中心负责核燃料循环后段产业的整体管理工作,其后段板块（AREVANC ）作为利润中心负责核燃料循环后段板块的国内外经营活动,阿格厂作为成本中心负责乏燃料后处理的生产组织与运行维护。
阿格厂的设计单位SGN 在项目 建设过程中扮演着类似AE 公司的角色。
在法国政府确定并要求核电企业对铀钵再循环利用以及核电企业 主动使用MOX 燃料的条件下,后处理企业自行投资建设了 MELOX 厂。
UP2-800厂建设期间，法国尚未建立乏燃料储备金制度，没有乏燃料储备金供使用。
法国核退役
１前言由于核工业中的一大批早期核设施已陆续完成历史使命，已经或将要进入退役阶段，而且随着时间的推移和新的核设施的建造，还将有更多的核设施进入退役，因而核设施的退役工作变得越来越重要。
目前，整个国际社会都在关注反应堆和其它核设施的退役问题。
法国是一个核技术发达的国家，在核设施退役方面做了许多研究和开发工作，积累了丰富的经验，并使一些待退役的核设施（包括反应堆和其它核燃料循环设施）分别进入了二级或三级退役状态。
本文主要依据本人在法国的学习内容，并参考有关资料，对法国有关核设施退役的政策、法规、退役经验与方法，以及废物处理与处置做一全面介绍。
最后，作为一个实例，简要介绍Ｇ１石墨气冷生产堆的退役情况。
２核设施退役概况在法语中，没有与“ 退役”” 相对应的词，通常是用“D é lassement”（降级）和“D é man t è lement”（拆除）来表示，其含义分别为：降级：表示为消除或减少核危害，并使核设施从ＩＮＢ（基本核设施）或ＩＣＰＥ（环保类核设施）表中删除，使核设施最终停闭的管理和操作工作的总称。
拆除：表示用不同方法将核设施全部或部分加以拆除。
２ . １退役政策核设施的退役是一项长期工作，涉及的因素较多，特别是对反应堆来说，其堆芯的拆除可能是几十年后的事。
但有一点是肯定的，即核设施的退役至少应保持与其最终停闭前同样的安全水平，以保护环境和人类。
从政策方面来说，法国目前还没有针对退役的专用法规，而是将其视为现行法规的一个特例来对待。
对于退役计划的安排和拆除技术的选择也没有任何限制或特殊要求，仅将其视为业主的责任。
核安全当局所关心的只是对所选择的退役计划和拆除技术的确认，而不管其选择了什么样的技术。
虽然法国在退役技术的研究和开发方面做了大量工作，但核设施的拆除工作还没有成为一项常规性工作。
各类核设施的差别，其外形、放射性性质和水平等仍然是影响退役策略选择的重要因素。
瑞企获得福什马克处置库设计合同
核废物管理瑞企获得福什马克处置库设计合同【世界核新闻网站2020年2月7日报道】瑞典核燃料与废物管理公司(SKB )近日与工程咨询公司Swec 。
签署合同，后者将负责福什马克(Forsmark )乏燃料最终处置库的详细设计。
此外,Swec 。
还将负责同样位于福什马克的中 低放废物最终处置库扩建工程的详细设计。
根据这份总价值约100万美元的合同，Swec 。
将为在基岩内建设隧道和处置室开展详细设计工作，并负责图纸、施工计划以及相关招 投标文件的编制。
设计工作即将启动，预计耗时两年。
废管公司2011年3月提交乏燃料最终处 置库及配套乏燃料封装设施建设申请。
根据申 请，圭寸装设施将位于奥斯卡港市# Oskarshamn),与同样位于该市的Clab 中间贮存设施统称为 CFJ ；最终处置库将位于福什马克地下500米的基岩中，使用6000个铜制容器处置总计 1-2万吨放射性废物。
两座设施建成后，瑞典将拥有一套完整的乏燃料管理体系。
废管公 司还申请将Clab 的容量从目前的8000吨提升至1- 1万吨。
处置库建设申请已通过辐射安全管理局(SSM )和土地与环境法庭(Land and Environmental Court )的评审。
最终决定将由政府在与拥有否决权的奥斯卡港和东哈马尔(Osthammars )市政当局协商后作出。
福什马克中低放废物处置库位于波罗的海底部以下约60米深处，包括4个160米长的岩石拱顶、1个岩室和1个50米高的混凝土竖井(用于贮存放射性最强的废物)'2条1000米长的平行进出通道将设施与地面相连。
该处置库1988年投运，目前贮存着源自核电厂、医院、科研和工业活动的约6. 3万立方米废物，占总容量的60%。
废管公司2014年12月申请将该处置库规模扩大近两倍，即 增加17万立方米容量。
未来将建设6个新岩室,每个岩室长约240-275米。
扩建申请现已获得辐安局和环境法庭的批准，正在等待政府作出最终决定。
法宣布核燃料循环后段建设计划
法宣布核燃料循环后段建设计划
伍浩松;杨鹏
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2024()4
【摘要】【法国欧安诺公司网站2024年3月7日报道】2024年3月7日,法国经济、财政及工业、数字主权部部长勒梅尔以及工业部部长莱斯库尔视察阿格(La Hague)后处理厂,宣布2040年后拟在核燃料循环后段采取的行动。
【总页数】1页(P18-18)
【作者】伍浩松;杨鹏
【作者单位】中核战略规划研究总院
【正文语种】中文
【中图分类】F42
【相关文献】
1.日本宣布2010年将在核燃料循环领域开展的重要工作
2.为MTR乏燃料管理寻找稳定的核燃料循环后段工艺
3.英国核燃料公司宣布放弃使用Magrox燃料的计划
4.论我国核燃料循环后段发展
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UP2 -UP3
UOX再循环
2
UP5
快堆-MOX再循环
1
UP4
轻水堆-MOX再循环 快堆-MOX制造
பைடு நூலகம்快堆
不同燃料循环绩效评估
(1) 核材料
开式循环
一次再循环 两次再循环 多次再循环 轻水堆 轻水堆–(快堆) 轻水堆–快堆
多次再循环 不需要铀 快堆
快堆占比 (GWe %)
天然铀消耗 (吨/年)
钚净产量 (吨/年)
现有核 电机组
2020
轻水堆
2
1
快堆
3 3
快堆MOX
钚
钚
轻水堆-MOX
快堆-MOX
钚
钚
第三阶段：只用MOX燃料 不需要天然铀 需要更多快堆 (约大于40 GWe)
2050
快堆部署：
现行方案研究
EDF-AREVA-CEA 联合研究
约60 GWe
现有核 电机组
轻水堆
1
3
第三阶段：只用MOX燃料 不需要天然铀 需要更多快堆(约大于40 GWe)
当前法国的燃料循环 (轻水堆)
哪种过渡方案
快堆部署：
先前的观点
(?)
约60 GWe
延寿
现有核 电机组
快堆
轻水堆
# 2040
快堆部署：
现行方案研究
约60 GWe
现有核 电机组
2020
轻水堆
第一阶段：回收轻水堆中的MOX乏燃料 需要少数快堆(3 – 5 GWe?) 轻水堆MOX乏燃料量稳定
天然铀
轻水堆-UOX 钚 轻水堆-MOX
2
第二阶段：快堆MOX多次再循环 需要更多快堆( 约20 GWe) 钚量稳定
快堆
2029
ASTRID 示范堆
# 2050
第一阶段：回收轻水堆中的MOX乏燃料 需要少数快堆(3 – 5 GWe?) 轻水堆MOX乏燃料量稳定
快堆部署：
现行方案研究
EDF-AREVA-CEA联合研究
约60GWe
轻水堆
3
现有核 电机组
钚
快堆-MOX
1
2050
快堆MOX乏燃料
快堆部署：
现行方案研究
约60 GWe
现有核 电机组
2020
轻水堆
2
第二阶段：回收快堆MOX
需要更多快堆(约20 Gwe)
钚的多次再循环
钚量稳定
天然铀
钚
钚
轻水堆-UOX 轻水堆-MOX
快堆-MOX
钚
钚
快堆MOX乏燃料
1
2050
快堆部署：
现行方案研究
约60 GWe
UOX乏燃料： 2013年 : 12000吨（基本稳定）
MOX乏燃料 ： 2013年：1500吨 （增速为120吨/年） 2035年：4000吨 （约250吨钚）
REU乏燃料： 2013年：420吨 2035年：1800吨
贫化铀： 2013年：290 000吨 2035年：450 000吨
为什么选择快中子堆?
238 2.48 3.8 239 53.3 39.9 240 24.8 31.1 241 12.1 13.4 242 7.3 11.8
钚在轻水堆中的再循环
4,5%
4,0% 3,5% 3,0% 2,5% 2,0% 1,5% 1,0% 0,5% 0,0%
2020 2040 2060 2080
Pu UOX 2020 Pu 100% MOX8,7
www.cea.fr
钚在快堆中燃烧有利于钚的 裂变 , 便于其进行多次再循环
铀和钚在快中子堆中进行系统性再循环, 便于核材料和废物的长期管理, 可避免钚存量的增加,
提供大幅度提高铀资源利用率的途径
钚的多次再循环
Pu238 Pu239
Pu242 Pu240 Pu241
从UOX中提取的钚 同位素 从MOX中提取的钚同位素
贫化铀 7000吨
贫化 RU 860吨
天然铀 8000吨
(UOX 1000吨) (REU 80吨)
(MOX 120吨)
燃料制造
铀浓缩
铀转化
开采与矿冶
轻水堆
钚 约10吨
MOX乏燃料 约120吨
REU乏燃料 约80吨
UOX乏燃料 1000吨
再循环
核废物 裂变产物与 次锕系元素
约50吨
回收铀(RU) 约940吨
65% 60% 55% 50% 45% 40% 35% 30%
2020 2040 2060 2080
16%
14%
12%
10%
8%
6%
4%
Pu UOX 2020
2%
Pu 100% MOX8,7
0% 2020 2040 2060 2080
Pu UOX 2020 Pu 100% MOX8,7
10% 9% 8% 7% 6% 5% 4% 3% 2% 1% 0%
乏燃料量 (吨/年)
0 8000
+ 10.5 + 1000
UOX
0%
6500
+ 7.5 + 160
MOX+REU
5%
6000
+7 + 100
快堆+REU
CEA于2015年7月向法国政府作的报告 (AREVA-EDF-CEA方案研究，420 TWh/year)
40%
2500 0 稳定
100%
0 0 稳定 (吨/年)
不同燃料循环绩效评估 (2) 处置标记
处置标记 (高放废物场地)
高放废物
中放废物
高放废物标 记 (m2/TWh)
乏燃料潜在附加
标记 (m2/TWh) 总体潜在 标记 (m2/TWh)
开式循环
法国核燃料循环后端 方案设想
Caroline DREVON 阿海珐公司(AREVA)，后端事业部
Michel PAYS 法国电力公司(EDF)，燃料循环部
Bernard BOULLIS 法国原子能与可替代能源委员会(CEA)，核能部
中法核燃料循环后端研讨会 –共同打造先进的后端产业 2015年11月5日，北京
2020 2040 2060 2080
36% 34%
32%
30%
28% 26%
24%
22%
20% 2020 2040 2060 2080
Pu UOX 2020 Pu 100% MOX8,7
Pu UOX 2020 Pu 100% MOX8,7
从现行的燃料循环… 到快堆燃料循环
钚储存于 MOX乏燃料中 用于启动快堆部署
法国燃料循环原理
(按年计算，大约数量)
未来核能系统:
第四代技术的要求
1 – 安全
2 – 成本效益
3 – 可持续性：
- 保护自然资源 - 废物最少化 - 防止核扩散 ... 以及公众接受度
现行的再循环战略：
自然资源节约和乏燃料管理
资源节约
回收有价值的核材料（铀和钚）用于 再循环 当前法国约15%的核电来自再循环材料
至2015年累积节约: 25000 吨 有价值的材料，不作为废物，可供
将来使用
乏燃料管理
再循环使中间贮存减少了19000吨
累积率是现在的1/6
Unat annual savings (%)
Unat annual savings (%)
现行的再循环战略： 2015年 “国家存量清单”, ANDRA