核燃料循环第一章 (授课)
核燃料循环
第一章核燃料循环
第二章核燃料循环前段
第三章燃料在反应堆内的辐照
第四章锕系元素及裂变产物元素过程化学
第五章核燃料后处理
第六章先进燃料循环
第一章核燃料循环
几千年来人类一直在为扩大能源、提高自己驾驱自然界的能力而奋斗。在掌握原子能以前，人类利用的几乎一切能源，只涉及分子或原子的重新组合，不涉及原子核内部结构的变化。人类到20世纪初才逐步认识原子核。人为地促使原子核内部结构发生变化，释放出其中蕴藏的巨大能量并加以利用，是20世纪40年代才实现的，这就是原子能工业的开端。当核能进入人们的生产和生活后，一种通过原子核变化而产生的新能源从此诞生。
就全球范围来说，能源是维持人类生存和发展的必要条件。特别是对于发展中国家，要提高人民的生活水平，除了国内外的和平环境外，教育、卫生、农业的发展和工业化的实现，均有赖于足够的能源供应，尤其是电力供应。
当前，世界上的主要能源是煤、石油、天然气这些化石燃料，化石燃料不是可再生能源，用掉一点儿就少一点儿。燃烧化石燃料向大气排放大量的“温室气体”二氧化碳、形成酸雨的二氧化硫和氮的氧化物，并排放大量的烟尘，
这些有害的物质对环境造成了严重的破坏。核能不产生这些有害物质。1987年，世界卫生组织总干事布伦特兰领导的世界环境和发展委员会提出了“可持续发展”的概念。为了实现可持续发展，人类迫切地需要新的替代能源。在开发新型能源时，人们往往首先想到除水力资源外的可再生能源，如太阳能、风能、地热能、潮汐能等等。但是这些可再生能源的能量过于分散、间断性，难以收集，因受多种条件限制，只能在一定条件下有限的开发，很难大量利用，估计每种能源在总能源利用中很难超过1％。尽管太阳能是一种清洁的、可再生能源，但由于它的能流密度太低，在单位面积上得到的能量很小，一座1000MW的太阳能电站，为吸取太阳能的地面面积大约是108m2，要把这样大面积的太阳能收取和集中到发电站来所需的技术措施和经济代价都是难以接受的。所以，在可预见的将来，这些可再生能源很难具有竞争性。据推测，在今后20年里，这些可再生能源占世界的发电份额仍将低于3%。基于这一事实，世界能源委员会还是将注意力转向了核能。因此，目前唯一达到工业应用、可以大规模替代化石燃料的能源，就是核能。
核能的开发利用是人类最终解决能源需求的希望。利用核能发电是核能和平利用的最重要方面，也是解决某些国家和地区当前能源短缺的现实途径。从1954年6月前苏联奥布宁斯克核电站0.5万千瓦核电机组并网发电，建立了世界上第一座核电站，人类首次实现了核能的和平利用开始，许多国家和地
区都相继制定了发展核电的规划。1970年世界上有核电国家14个，核电机组99个，装机容量1.5亿千瓦。从此核电与水电平分秋色，与火电一起成为世界电力供应的三大支柱。截止至2008年底，全世界31个国家共运行439座反应堆，总装机容量372GW，约占世界发电总量的17％。(全球核电站分布）核电发展阶段：
（1）实验示范阶段（1946-1965年）
军事应用的成功
探索了几乎所有堆型
（2）高速推广阶段（1966-1980年）
石油消费大增，对石油依赖的担忧
核电技术的发展
（3）滞缓发展阶段（1980-）
原油危机，各国经济发展减缓，能源需求下降
对核电经济性的乐观估计
两次核事故
我国核电起步较晚，其核电发展计划始于1970年，1985年3月秦山核电站开工建设、1991年12月15日首次并网发电，结束了中国大陆无核电的历史，并一举成为世界上第七个具备自主设计、自主建设、自主调试、自主运行管理核电厂的国家。1994年广东大亚湾从法国引进的两台90万千瓦核电机组投入运行。‘九五’期间我国核电发展进入了高速发展时期，广东岭澳、秦山二、三期、田湾等8座核电机组相继开工建设。预定到2005年前后我国将有11台核电机组投入运行，装机容量达870万千瓦。国家发改委规划到2020年将建成核电总装机容量4000万千瓦？，从而使我国核电的装机容量占全国电力总装机容量的比例由2000年的1%上升到4%左右。（福岛事故的影响）截止到2009年，我国大陆共运行11台核电机组（9.1GWe ），已开工建
设的核电站装机约11.3GWe，已批准建设的核电站装机约23.9Gwe，总装机容量44.3GW。
核电站计划容量一期开工时间
浙江三门6×1 GWe 2004.9
广东岭澳二期2×1 GWe 2005.12
广东阳江6×1 GWe 2006
浙江秦山二期2×0.6 GWe 2006
辽宁红沿河6×1 GWe 2007.8
福建宁德6×1 GWe 2008.2
山东海阳6×1 GWe 2008.9
浙江方家山2×1 GWe 2008.11
福建福清6×1 GWe 2008.11
江西彭泽8×1 GWe 2009
湖南桃花江6×1 GWe 2010
湖北大畈4×1 GWe 2010
我国核能发展的方针将坚持热堆（压水堆）—快堆—聚变堆的路线。按照我国核工业目前的技术状况，我国由热堆向快堆的过渡很难超越国际上的发展进程，如果我国2020年、2030年的核电装机容量分别达到40 GWe、60 GWe 的话，则上述装机容量的核电站将全部采用热堆，可以设想在今后50年内，热堆电站可能仍将是全世界核电的主体，并在2050年之后继续发挥重要作用。如果我国快堆技术发展顺利，则2020年有望建成原型快堆，2035年有可能开始进入核能市场并在2050年前后得到稳步发展，到本世纪末快堆核能系统有可能成为我国核电主力。而通过核聚变反应获得巨大能量可谓本世纪人类的最大梦想：人造太阳。如果可控热核反应研究取得成功，人类将能利用海水中的重氢获得无限丰富的能源，它是未来解决世界能源和环境问题最重要的途径之一，对发展中国家和地区具有特别重要的意义。40年来，我国先后建成中国环流器一号、中国环流器新一号、“二号A”和EAST全超导非圆截面托卡马克
实验装置等意味着在下个世纪中国人造太阳将横空出世！
核能的开发、利用要有核燃料的支撑，核能的持续发展更需要把核燃料不断循环起来，使未燃尽燃料得到充分利用，使新生成的核燃料得以有效利用，使其它有价核素得以广泛应用。地球上蕴藏着数量可观的铀、钍等核裂变燃料资源，如果把它们的裂变能充分利用起来，可满足人类上千年能源需求。
1.1核能的来源和利用
●核能：一些化学元素的原子核转变为另一些元素的原子核时，所放出的能
量称为原子能。或者更确切一些称之为原子核能。或定义为原子核中的核子重新分配时释放出来的能量。
1.1.1
●原子由带正电的原子核和环绕它回转的若干外围电子所组成。
?在正常的中性原子中，外围电子数正好等于该元素在元素周期表中的原子序数Z，它决定了该元素的化学性质和大部分物理性质。
?原子核（atomic nucleus）是原子的中心部分，为原子直径的10-4，但其质量却占整个原子质量的99.9%以上；原子核由N个中子+Z个质子=A个核子所构成，质子带正电，每个质子所带的电量同一个电子的电量e相等，符号相反。中子不带电。
?质子（proton）是带正电荷的核子，也是最轻化学元素氢原子核。到目前为止的实验表明，质子是稳定粒子。
?中子（neutron）是不带净电荷的核子，也是构成原子核的重要组元。中子
的质量同质子的质量很相近，分别为电子质量的1839倍和1836倍。
没有中子参与，两个或两个以上的质子不可能稳定地存在于原子核内部。 中子的静止质量为1.0086649u ，略大于氢原子的质量1.0078250u 。
自由中子是不稳定的，它能自发地转变成一个质子，一个电子（称β粒子）和一个电子反中微子，并释放出0.782MeV 的能量。其半衰期为614.6±1.3s 。 ? 质子和中子统称为核子。原子核中的质子数必然等于原子序数，因为在中
性原子中，原子核所带的正电荷Z ·e 应与全部外围电子所带的负电荷Z ·e 相互抵消。
● 由于原子的质量几乎全部集中于原子核中，核子数又称为质量数，它是同
该原子的原子量最相近的整数。
● 具有相同的质子数Z 和不同的中子数N 的原子，叫做同位素。
? 同一元素的几种同位素，用化学方法无法区分，但可利用质谱仪可测出它
们的不同质量。
? 我们用
这样的符号来表示原子序数Z 和质量数A 的某种同位素，X 是元素的化学符号。由于每一种元素的原子序数是一定的，下标Z 常可略去。 ? 具有一定的原子序数Z 和质量数A 的某种原子，又称为核素。
● 最轻的氢原子核
仅有一个质子。（氕） （氕是氢的同位素之一，是氢的主要成份，普通氢中含有99.98%的氕）
? 它的同位素重氢(又叫氘)的原子核
(或D)由一个质子和一个中子构成。 ? 同位素超重氢(又叫氚)的原子核
(或T)含有一个质子和两个中子。氚核是不稳定的，就是说，它是一种放射性同位素。氚原子核不断地放射出电子，同时以12.3年的半衰期衰变为另一种原子核(氦核)。
● 一般地说，仅当中子与质子的数目之比值(N :Z)在一定范围内时，原子核才
X A Z H 11H 21H 31
核燃料循环系统
第20卷 第3期核科学与工程Vo1.20 No.3 2000年 9月Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Sep. 2000 核燃料循环系统3 刘远松 (中国核工业集团公司核燃料部) 1 前 言 在“核燃料立足于国内”的方针指引下,“九五”计划期间我国核燃料工业与我国核电同步建设、配套发展,“十五”计划期间核燃料系统也必将与我国核电配套发展。在“十五”计划期间的配套建设中,我们将继续走引进与国产化相结合的道路,积极采用先进技术和先进工艺,追求规模效益,把我国核燃料系统建成具有国际竞争能力的行业。然而要实现这一目标,在铀转化、铀浓缩、元件制造、后处理、放射性废物处理和核设施退役这些领域中还有许多重大技术问题有待于解决,还有待于我国核工业的科技人员的相互合作和共同努力。 2 中国核工业集团公司核燃料部所属民用领域简介 氟化转化铀浓缩元件制造 后处理退役、三废处置 3 各领域简介 311 氟化转化 (1)原理 氟化转化是将氧化铀经过氢氟化反应生成四氟化铀,然后经氟化反应转变为六氟化铀的过程。 (2)六氟化铀的用处 1909年德国化学家发现了六氟化铀。由于六氟化铀易于升华以及天然氟只有19F的单一同位素,这使六氟化铀成为同位素分离工厂惟一的工作介质。 312 铀浓缩 提高铀同位素混合物中235U的丰度的过程称为铀浓缩。主要工业铀浓缩方法为扩散法 收稿日期:199928220 作者简介:刘远松,1982年毕业于山东化工学院化工机械专业,1989年获铀同位素专业硕士学位,现任中国核工业集团公司核燃料部副总工程师。 3本文对原报告做了删节。 252
我国核燃料闭合循环发展战略探讨
我国核燃料闭合循环发展战略探讨 发表时间：2018-05-14T15:45:43.597Z 来源：《电力设备》2017年第35期作者：赵英才 [导读] 摘要：按我国制定的《核电中长期发展规划(2005—2020年)》,其中要求我们国家需要走核燃料闭合循环的道路。基于此，本文着重介绍了闭合循环的意义,简要介绍了国际发展的基本态势。 （辽宁红沿河核电有限公司辽宁大连 116319） 摘要：按我国制定的《核电中长期发展规划(2005—2020年)》,其中要求我们国家需要走核燃料闭合循环的道路。基于此，本文着重介绍了闭合循环的意义,简要介绍了国际发展的基本态势。对几个相关问题,如商用乏燃料处理厂建设时机;钚的产用平衡;MOX燃料在热堆核电站使用的适应性;经济性等作了讨论,并提出政策建议。 关键词：核能；核燃料循环；发展战略 引言 随着我国核电的快速发展及核设施三废退役治理进度的加快，势必将要建设大量的核燃料循环设施，用以生产核电厂需要的燃料元件，回收处理核电厂产生的乏燃料，以及对相应的废水、废气和固体废物进行处理处置。但是与之相对应的安全标准建设未能跟上，如至今尚未开展过核燃料循环设施的物项安全分级的研究，从而使得我国核燃料循环设施的设计、建造、制造可以选用合适的规范和标准，也给安全审评和监督等工作带来了许多困难。 1 我国自主核燃料品牌建设的重点攻关方向 1.1 完善核燃料设计技术体系和基础产业能力 （1）在进行设计分析体系时，应该把核燃料棒性能分析、核燃料组件性能分析程序的自主开发、适用于自主化核燃料的先进堆芯设计程序开发、混合堆芯安全评价技术等作为重点的关注对象，并将这些技术体系加以改进与完善。 （2）材料研发方面，为了强化其他核燃料关键材料研发保障体系建设，其中包括覆盖材料成分筛选、工艺研究、性能测试评估以及芯块和吸收材料，可以在已有的锆合金材料研发工作的基础之上，对锆合金研制及性能评价保障体系进行进一步的夯实。 （3）在制造加工方面，需要把自主核燃料研制相匹配的批量化工艺能力建设和质保体系建设工作作为重点进行关注，另外，补强核燃料运输和贮存相关的核燃料基础产业保障能力都有待加强。 （4）在试验验证方面，为了解决实验中出现的疑难问题，需要提高自身能力，可以从强化CHF等核燃料综合性能试验实施能力、数据处理和评估能力以及试验经验积累等方面着手。 1.2建立以市场为驱动的可持续核燃料研发发展模式 第一，为了从行业、国家产业角度开展联动模式搜索，可对我国现有的有利政策（重大专项等）以及保障手段进行充分利用，从而提高资源利用率，加大对基础资源与设施的开放共享程度，用以完善和补充当前的核燃料研制与国内的一些基础能力。 第二，为使我国当前的核燃料研发工作摆脱依靠国家支持的落后模式，可根据实际，适时进行核燃料用户联盟的创建工作，产业联盟的当今形势下核燃料的发展趋势，其主要以灵活多样的项目开展工作，从而满足市场需求，与此同时，还可以通过对市场手段的利用完成核燃料的更新换代。 2 核燃料竞争优势 2.1核燃料循环成本对核电竞争力的影响 目前，从市场整体情况看，我国市场上的清洁能源，如风电、火电，其价格远远高于核电价格，所以说核电在价位上面有很大的竞争优势，但是，在世界范围内，随着核电站的快速发展，建设步伐在稳步提升，核燃料价格也是水涨船高，这样一来，核电本来存在的优势也就面临极大的挑战，当前，价格问题对我国的核电能否继续健康发展起着至关重要的作用，所以，解决这一问题，可使相关单位降低核燃料循环成本。 2.2有利于环境保护与环境安全实施 核燃料是进行闭合循环的，这样一来，将乏燃料当成废物直接进行最终处置的乏燃料废物量要少很多，使长寿命放射性废物的体积和潜在的放射性毒性得到极大程度的降低，从而有效的减少了处置废物所需要的空间。如果在核燃料的处置中实施铀钚再循环，使其最终处置量降低为“一次通过”的四分之一左右，这样一来，就是说如果在“一次通过”要建四个最终地质处置库实，施铀钚再循环只需要建一个最终地质处置库实就可以了，在实施快堆增殖循环时，需要分离高放废物，之后，将分离出的长寿命裂变产物和次锕系核素放到快堆中嬗变成短寿命的放射性物质，剩下很少需要处置的废物，从而使核能发展的环境生态可持续发展得到解决。 2.3MOX 燃料技术的发展 轻水堆的MOX燃料生产工艺业已成熟,并在继续发展,其主要的发展方向是:实现MOX和UO2的等同性,力求MOX燃料组件和UO2组件在管理上可相互替换,具体要做到:①优化燃料棒的设计使其有更多的裂变气体释放率。②改进MOX燃料的制造工艺,力求MOX芯块与UO2芯块有相似的特性。③力求“简单的”堆芯管理策略,使MOX燃料在使用性能上与UO2燃料具有等同性,可以进行同样的堆芯管理。④由于MOX燃料的制造条件日趋严格(如钚的放射强度强,钚的含量大,废物量多),因此需要研制含钚量高达6.5%的MOX新燃料。⑤开发全堆芯都装MOX燃料的技术。 2.4实施铀钚再循环 实施闭合循环技术路线, 首要的是建设一座用规模的乏燃料后处理厂和相应的 MOX 元件制造厂。 我国核电中长期发展规划确定要积极自主研发快中子增殖反应堆技术, 及时启动试验或示范工程建设。现正积极筹划快中子堆示范工程建设, 这是在建成实验快堆之后, 我国快堆技术发展的又一个里程碑。为配合该工程的建设和运行, 提供所需的核燃料, 必须及时地建造相应的乏燃料后处理厂和 MOX 元件制造厂。商用乏燃料后处理、 MOX 元件制造厂的建设要与快中子示范堆建设相匹配, 统一规划建设。 3 实施铀钚再循环的几个问题 3.1配合我国快中子堆的实施 我国核电中长期发展规划确定要积极自主研发快中子增殖反应堆技术,及时启动试验或示范工程建设。现正积极筹划快中子堆示范工程建设,这是在建成实验快堆之后,我国快堆技术发展的又一个里程碑。为配合该工程的建设和运行,提供所需的核燃料,必须及时地建造相应的
核燃料循环
核燃料循环 核燃料以反应堆为中心循环使用。 （一）铀的开采、冶炼、精制及转化：铀是比较分散的元素。世界上重要的产铀国家有：加拿大、美国、独联体、澳大利亚、刚果、尼日利亚等。我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀。但是可提供一定铀产量的铀矿石的含铀量的品位较低（10-4～10-2），掘出的含铀矿石必须经过复杂的化学富集，才能得到可作粗加工的原料。过去开采铀矿石都采用传统的掘进方式（耗能大、成本高、生产周期长，还有运输、尾矿等问题）。近来根据铀矿石性质的多样性，又开发了地表堆浸、井下堆浸以及原地浸取等方式。 我国的铀矿石属低品位等级，一般在千分之一含量就要开采，成本较高。为了降低成本，充分利用低品位矿石，80年代以来就积极开发堆浸、地浸技术，现已投产。例如地表堆浸，处理品位为8×10-4的沙岩矿，成本降低 40％。原地浸取工程也已经开工。原地浸取采矿的优点是：成本低（投资只有掘进的1／2）、工艺简单、节约能源（省去了磨碎、运输等工序，可节约能源 60％）、节约劳动力、减轻劳动强度（节约劳动力数十倍，工人进行流体物操作，劳动条件大为改善）、矿山建设周期短、可以充分利用低品位铀资源。因此受到重视而被称为铀矿冶技术上的一场革命。 浸取液经过离子交换、萃取以富集铀，再经过酸性条件下沉淀（与硷金属及碱土金属分离）和碱性条件下溶解（与过渡元素分离）以进一步净化铀，最后得到铀的精炼物。将此精炼物进一步纯化，并将铀转化成低沸点的UF6（升华温度：1大气压下56℃；0.13大气压下25℃），即可用作浓缩235U同位素的原料。 （二）235U同位素的浓缩：235U是唯一天然存在的易裂变核素。不同设计的反应堆需要不同浓缩度的铀（如：压水堆——当前核电站应用最多的堆型——需要2～3％；游泳池堆需要10%；快堆需要25％；高通量材料试验堆需要90%）。而核弹则需要更高的浓缩度。因此生产浓缩铀是核工业中十分重要的环节。 同一元素的同位素化学性质相同，只在质量上有所差别。利用这一差别可以实现同位素的浓缩／分离。核素越重，质量差别越小（如：氢、氘相差一倍；而235U、238U。则相差～1％）。可见实现235U同位素的浓缩，技术上的难度很大。 利用因质量不同而引起的速度效应或离心力效应可以分离同位素，并已达到工业化的程度。它们分别是气体扩散法和气体离心法，此外空气动力法也有了中间工厂。 ①气体扩散法：这是已实现工业应用多年（1946～）的大规模生产方法。其原理是：不同分子量的气体混合物在热运动平衡时，具有相同的平均动能，因而速度不同。由 M1V12=M2V22可得：
民用核燃料循环设施安全规定通用范本
内部编号：AN-QP-HT827 版本/ 修改状态：01 / 00 In A Group Or Social Organization, It Is Necessary T o Abide By The Rules Or Rules Of Action And Require Its Members To Abide By Them. Different Industries Have Their Own Specific Rules Of Action, So As To Achieve The Expected Goals According T o The Plan And Requirements. 编辑：__________________ 审核：__________________ 单位：__________________ 民用核燃料循环设施安全规定通用范 本
民用核燃料循环设施安全规定通用范本 使用指引：本管理制度文件可用于团体或社会组织中，需共同遵守的办事规程或行动准则并要求其成员共同遵守，不同的行业不同的部门不同的岗位都有其具体的做事规则，目的是使各项工作按计划按要求达到预计目标。资料下载后可以进行自定义修改，可按照所需进行删减和使用。 1 引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原则，对民用核燃料循环设施（以下简称核燃料循环设施）的安全提出必须满足的基本要求。 1.2范围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、贮存和后处理设施，不包括核燃料在反应堆内使用的安全要求。 本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。本规定
最新核燃料循环答案整理
核燃料循环复习资料 1-2 核燃料后处理的任务及其产品形式是什么？ 后处理厂的产品形式，取决于乏燃料中易裂变核素的种类和数量、还取决于产品的用途。钚是后处理厂最主要的产品。 1-3 核燃料后处理厂的特点（书P12）
1-4核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发？（P14） 1-5 简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺流程
2-3 理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。（会计算） ● 分配系数α：某物质在互不相溶的两相间达到萃取平衡时，它在有机相和水相中浓度的 比值。 a C C O =α O C ——某物质在有机相中的平衡浓度 a C ——某物质在水相中的平衡浓度 分配系数越大，平衡时，该物质进入有机相的量越多，而在水相中的量越少。 ● 分离系数β——铀钚彼此间的分离效果 铀中去钚的分离系数βPu/U ： 钚中去铀的分离系数βU/Pu ： ● 净化系数DF ——用于表示铀、钚中对裂片元素的去除程度。
2-4 理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀钚的因素 答：影响TBP 萃取铀的因素：水相中UO2(NO3)2浓度；有机相铀饱和度；硝酸浓度；TBP 浓度；共存的络合剂；温度 影响TBP 萃取钚的因素：硝酸浓度；TBP 中的铀饱和度；TBP 浓度；温度；TBP 降解产物的影响 2-5 磷酸三丁酯对裂变元素的萃取性能。P52 2-6 有机溶剂的降解产物及其对萃取工艺的影响(PPT) 降解产物：磷酸二丁酯、磷酸一丁酯、磷酸、其它。磷酸二丁酯产额最高。 降解产物对萃取工艺的影响： 1）形成DBP·TBP萃取络合物，增大有机相粘度。 2）钚的萃取物很难反萃，降低了钚回收率。 3）增加界面乳化，增加分离难度。 3-1简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响（轻水堆+快中子堆,见P70）
注册核安全法律法规民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件三——核燃料循环设施的报告制度
核燃料循环设施营运单位必须以公函形式在下一年度的（）前向所在地区监督站递交前一年的年度总结报告。同时抄送国家核安全局。 A 2月10日 B 3月1日 C 4月1日 D 5月10日 答C 解105 核燃料循环设施建造阶段年报内容包括（）。 A 年度计划的完成情况 B 一年内发生的事件综述、原因分析及其经验教训 C 构筑物、系统和部件（或设备）存在的安全有关问题及其纠正措施 D 下一年度的计划安排 E 国家核安全局或营业单位认为需要报告的其他事项 答ABCDE 解105 核燃料循环设施运行阶段年报内容包括（）。 A 安全重要构筑物、设备和系统的运行性能及其自检情况 B 工作人员受到的辐射照射剂量分布和集体剂量 C 排放至环境的放射性核素的组份、浓度和总量 D 核材料衡算管理和实物保护情况 E 放射性废物的储存、处理和处置情况及存在的安全问题及采取的预防措施 F 核临界安全的控制 G 一年内发生的事件综述、原因分析及其经验教训 H 构筑物、系统和设备存在的或潜在的安全问题及解决办法 I 国家核安全局或营运单位认为需要报告的其他重要事项 答ABCDEFGHI 解105 核燃料循环设施的重要活动通告，营运单位必需提前（）天以有效方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。 A 3 B 5 C 7 D 10 答C 解105 核燃料循环设施的重要活动通告，营运单位必需提前7天以（）方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。 A 书面 B 公函
C 传真 D 有效 答D 解105 核燃料循环设施的重要活动通告，营运单位必需提前7天以有效方式通告到（）。 A 所在地区监督站 B 国家核安全局 C 所在地区监督站和国家核安全局 D 所在地区监督站或国家核安全局 答D 解105 在核燃料循环设施进行下列（）活动时，营运单位必需提前7天以有效方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。 A 营运单位组织的与核安全有关的调查审查或检查活动 B 营运单位进行的与核安全有关的质量保证 C 国家核安全局确定的有关物项的制造、安装、调试、运行、维修核检查工作中的控制点和进度的变更 D 涉及核安全的重要会议、论证、试验和纠正措施 E 收发核燃料的时间、类型和数量，核材料盘存计划 F 实物保护中技术防范设施的变更，检修活动 G 国家核安全局或营运单位认为需要通告的其它重要活动 答ABCDEFG 解105-106 核燃料循环设施建造阶段，营运单位必须向（）报告建造阶段事件报告。 A 国家核安全局 B 所在地区监督站 C 国家核安全局和所在地区监督站 D 国家核安全局或所在地区监督站 答C 解106 在核燃料循环设施建造阶段，发现下列（）事件时，营运单位必须向国家核安全局和所在地区监督站报告建造阶段事件报告。 A 违反认可的质量保证大纲的要求 B 最终设计明显违反被认可的安全分析报告中的承诺或建造许可证条件 C 不符合法规、标准、技术条件或其他设计要求的建造活动或物项 D 建造中可能导致构筑物、系统或部件（或设备）不能满足预期使用要求和安全功能的重大偏差、缺陷、故障或损坏，或者需要重新评价验证的活动 E 国家核安全局或营运单位认为需要报告的其他重要事件 答ABCDE 解106
民用核燃料循环设施安全规定(doc 14)
民用核燃料循环设施安全规定 本规定自一九九三年六月十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1 引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民XX国民用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原则，对民用核燃料循环设施（以下简称核燃料循环设施）的安全提出必须满足的基本要求。 1.2X围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、贮存和后处理设施，不包括核燃料在反应堆内使用的安全要求。 本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。本规定只规定核燃料循环设施的安全必须满足的基本要求，对不同类型的核燃料循环设施应如何满足这些要求则不作具体规定；同时，本规定也不对特定类型核燃料循环设施的安全提出专门要求，根据实际需要将制定相应的安全导则，作为本规定的说明和补充，对有关安全问题提出更具体的要求和较详细的指导原则。
本规定不考虑核燃料循环设施的非辐射安全问题，除非由其可能引起辐射危害。 关于核材料管制方面的要求遵照核材料管制有关规定。 2 安全职责 2.1营运单位的主要职责 营运单位必须对其核燃料循环设施的安全负全面责任，直至其核燃料循环设施退役终了或其责任已合法地转移为止。其主要职责是： （1）按照国家有关核安全法规的要求向国家核安全部门申请所规定的安全许可证件，提交批准和发放安全许可证件所需要的安全分析报告和其他有关资料，并保证这些报告和资料符合要求。 （2）保证其核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役符合本规定和其他有关安全法规与标准的要求，遵循所规定的许可证条件。 （3）建立保证其核燃料循环设施的安全符合有关要求的制度和管理体制，责任明确。（4）制定并定期复审和修改各种工况下用以保证其核燃料循环设施安全的各种规程、大纲和计划。 （5）确保有数量足够、受到充分培训和能胜任其职责的合格工作人员，并为工作人员完成任务提供相应的条件。 （6）建立并保存所有安全重要活动的记录，按要求定期向国家核安全部门提交报告；发生偏离运行状态的事件或事故时，立即按报告制度报告事件或事故的性质、X围和后果，以及所采取的补救措施。 （7）接受国家核安全部门对其核燃料循环设施安全的监督检查。 2.2主管部门的主要职责 核燃料循环设施的主管部门对所属核燃料循环设施的安全负领导责任，其主要职责是：（1）对所属核燃料循环设施的安全工作实施领导和管理，保证给予所属核燃料循环设施的营运单位必要的支持，并对其进行督促检查。
民用核燃料循环设施安全规定实用版
YF-ED-J1362 可按资料类型定义编号 民用核燃料循环设施安全 规定实用版 In Order To Ensure The Effective And Safe Operation Of The Department Work Or Production, Relevant Personnel Shall Follow The Procedures In Handling Business Or Operating Equipment. （示范文稿） 二零XX年XX月XX日
民用核燃料循环设施安全规定实 用版 提示：该管理制度文档适合使用于工作中为保证本部门的工作或生产能够有效、安全、稳定地运转而制定的，相关人员在办理业务或操作设备时必须遵循的程序或步骤。下载后可以对文件进行定制修改，请根据实际需要调整使用。 1 引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民共和国民 用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原 则，对民用核燃料循环设施（以下简称核燃料 循环设施）的安全提出必须满足的基本要求。 1.2范围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、 贮存和后处理设施，不包括核燃料在反应堆内 使用的安全要求。
本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。本规定只规定核燃料循环设施的安全必须满足的基本要求，对不同类型的核燃料循环设施应如何满足这些要求则不作具体规定；同时，本规定也不对特定类型核燃料循环设施的安全提出专门要求，根据实际需要将制定相应的安全导则，作为本规定的说明和补充，对有关安全问题提出更具体的要求和较详细的指导原则。 本规定不考虑核燃料循环设施的非辐射安全问题，除非由其可能引起辐射危害。 关于核材料管制方面的要求遵照核材料管制有关规定。 2 安全职责 2.1营运单位的主要职责
《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施
附件2 《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施 安全许可程序规定(征求意见稿)》编制说明 一、编制背景 《中华人民共和国核安全法》（以下简称核安全法）于2017年9月1日由第七十三号主席令发布，自2018年1月1日起施行。 核安全法确认了1986年发布的《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》关于核设施安全许可制度等一系列核安全监管制度，但对于具体行政许可的设立和申请行政许可的条件等方面进行了一些调整。同时，核安全法还规定了核设施分级分类管理的原则、定期安全评价和核设施停闭管理等要求。 《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》建立了国家对核设施的实施安全许可制度，规定由国家核安全局负责制定和颁发核设施安全许可证件。 根据该条例，国家核安全局针对核电厂、研究堆制定了相应实施细则来规范许可证件的申请和颁发。 （一）1993年12月31日，国家核安全局发布了《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》实施细则之一—《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》，明确了申请核电厂安全许可证件的条件和申请程序。
（二）2006年3月1日，国家核安全局发布了《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》实施细则之三—《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》，明确了申请研究堆安全许可证件的条件和申请程序。 我国《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》和《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》已施行多年，在指导核电厂和研究堆安全许可和证件管理方面、以及核安全监督方面取得较好的效果，但在实践中，上述两个管理规定也暴露出一些不足。尤其是在《中华人民共和国核安全法》正式实施之后，对《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》和《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》进行完善和修订就显得尤为重要。另外，我国尚未制定民用核燃料循环设施安全许可证件的管理规定，需要针对核燃料循环设施的特点制定相关规定。 2017年10月27日，国家核安全局局长办公会决定，在原《核电厂安全许可证件的申请和颁发（HAF001/01-1993）》以及《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定（HAF001/03-2006）》的基础上，制定针对包含核动力厂、研究堆、核燃料循环设施在内的核设施安全许可证件的管理文件。 二、编制原则 在进行了相关调研和分析基础上，经讨论，确定了以下编制原则。 （一）以核安全法及核设施安全监督管理条例规定的行政许可
民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求征求意见稿编制说明
附件3 民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求 （征求意见稿） 编制说明 二〇一四年十一月
民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求 （征求意见稿）编制说明 一、背景、任务来源及法律定位 1.背景 在2011年福岛事故后检查中，发现中核四〇四有限公司所处地区的地震动比原先的评价结果有明显增高，需要应用新的地震动对中核四〇四有限公司的核燃料循环设施的抗震能力进行重新校核，以确定其是否满足安全要求。鉴于中核四〇四有限公司地区有铀纯化转化设施、乏燃料贮存设施、后处理设施、高放废物处理设施等多种类型核燃料循环设施，且有些设施已运行多年，有些设施尚未建设，其抗震安全要求应不尽相同。于是需要对核燃料循环设施抗震要求进行分类。参考我国研究堆分类管理、我国军用核设施管理以及美国、IAEA对非堆核设施分类管理的实践，核安全三司决定组织环境保护部核与辐射安全中心、中国核工业集团公司共同编制通用的民用核燃料循环设施分类原则和基本安全要求。 此外，我国民用核燃料循环设施领域相应部门规章欠缺，缺少系统的核安全导则、标准和规范。有些方面是参考核电站，有些问题又是采取常规工业标准，在执行过程中也未形成明确文件或规定。亟需制定民用核燃料循环设施分类原则和基本安全要求以规范核燃料循环设施的安全管理。
2．任务来源 根据核安全三司工作单[2014]52号（燃），环境保护部核与辐射安全中心、中国核燃料有限公司及几家核燃料循环设施设计单位承担《民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求》（以下简称本文件）的编制工作。 3.法律定位 本文件规定了核燃料循环设施的分类原则，该原则是制定核燃料循环设施安全要求和安全监管相关规章和导则的基础；本文件规定了核燃料循环设施基本安全要求，是制定核燃料循环设施安全要求相关规章和导则的基础。因此本文件的法律定位属于部门规章层次。 本文件的法律定位属于我国核燃料循环设施领域基础性的技术规章。本文件提出了核燃料循环设施分类原则，给出了分类实例，提出了各类核燃料循环设施在选址、设计、建造和运行的基本安全理念和要求，提出了多设施厂址评价原则，提出了已有设施安全评价的指导原则。本文件为后续制定核燃料循环设施抗震分级设防导则、核燃料循环设施核安全设备分级目录、核燃料循环选址核安全导则和各环节的安全设计、运行导则等奠定了基础。 二、编制依据及技术路线 （一）编制依据
民用核燃料循环设施安全规定(doc 15)
民用核燃料循环设施安全规定 （1993年6月17日国家核安全局令第3号发布） 本规定自一九九三年六月十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1 引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民XX国民用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原则，对民用核燃料循环设施（以下简称核燃料循环设施）的安全提出必须满足的基本要求。 1.2X围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、贮存和后处理设施，不包括核燃料在反应堆内使用的安全要求。 本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。本规定只规定核燃料循环设施的安全必须满足的基本要求，对不同类型的核燃料循
环设施应如何满足这些要求则不作具体规定；同时，本规定也不对特定类型核燃料循环设施的安全提出专门要求，根据实际需要将制定相应的安全导则，作为本规定的说明和补充，对有关安全问题提出更具体的要求和较详细的指导原则。本规定不考虑核燃料循环设施的非辐射安全问题，除非由其可能引起辐射危害。关于核材料管制方面的要求遵照核材料管制有关规定。 2 安全职责 2.1营运单位的主要职责 营运单位必须对其核燃料循环设施的安全负全面责任，直至其核燃料循环设施退役终了或其责任已合法地转移为止。其主要职责是： （1）按照国家有关核安全法规的要求向国家核安全部门申请所规定的安全许可证件，提交批准和发放安全许可证件所需要的安全分析报告和其他有关资料，并保证这些报告和资料符合要求。 （2）保证其核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役符合本规定和其他有关安全法规与标准的要求，遵循所规定的许可证条件。 （3）建立保证其核燃料循环设施的安全符合有关要求的制度和管理体制，责任明确。 （4）制定并定期复审和修改各种工况下用以保证其核燃料循环设施安全的各种规程、大纲和计划。 （5）确保有数量足够、受到充分培训和能胜任其职责的合格工作人员，并为工作人员完成任务提供相应的条件。 （6）建立并保存所有安全重要活动的记录，按要求定期向国家核安全部门提交报告；发生偏离运行状态的事件或事故时，立即按报告制度报告事件或事故的性
我国核燃料闭合循环发展战略探讨
我国核燃料闭合循环发展战略探讨 摘要：按我国制定的《核电中长期发展规划(2005—2020年)》,其中要求我们国 家需要走核燃料闭合循环的道路。基于此，本文着重介绍了闭合循环的意义,简要 介绍了国际发展的基本态势。对几个相关问题,如商用乏燃料处理厂建设时机;钚 的产用平衡;MOX燃料在热堆核电站使用的适应性;经济性等作了讨论,并提出政策 建议。 关键词：核能；核燃料循环；发展战略 引言 随着我国核电的快速发展及核设施三废退役治理进度的加快，势必将要建设 大量的核燃料循环设施，用以生产核电厂需要的燃料元件，回收处理核电厂产生 的乏燃料，以及对相应的废水、废气和固体废物进行处理处置。但是与之相对应 的安全标准建设未能跟上，如至今尚未开展过核燃料循环设施的物项安全分级的 研究，从而使得我国核燃料循环设施的设计、建造、制造可以选用合适的规范和 标准，也给安全审评和监督等工作带来了许多困难。 1 我国自主核燃料品牌建设的重点攻关方向 1.1 完善核燃料设计技术体系和基础产业能力 （1）在进行设计分析体系时，应该把核燃料棒性能分析、核燃料组件性能分析程序的自主开发、适用于自主化核燃料的先进堆芯设计程序开发、混合堆芯安 全评价技术等作为重点的关注对象，并将这些技术体系加以改进与完善。 （2）材料研发方面，为了强化其他核燃料关键材料研发保障体系建设，其中包括覆盖材料成分筛选、工艺研究、性能测试评估以及芯块和吸收材料，可以在 已有的锆合金材料研发工作的基础之上，对锆合金研制及性能评价保障体系进行 进一步的夯实。 （3）在制造加工方面，需要把自主核燃料研制相匹配的批量化工艺能力建设和质保体系建设工作作为重点进行关注，另外，补强核燃料运输和贮存相关的核 燃料基础产业保障能力都有待加强。 （4）在试验验证方面，为了解决实验中出现的疑难问题，需要提高自身能力，可以从强化CHF等核燃料综合性能试验实施能力、数据处理和评估能力以及试验 经验积累等方面着手。 1.2建立以市场为驱动的可持续核燃料研发发展模式 第一，为了从行业、国家产业角度开展联动模式搜索，可对我国现有的有利 政策（重大专项等）以及保障手段进行充分利用，从而提高资源利用率，加大对 基础资源与设施的开放共享程度，用以完善和补充当前的核燃料研制与国内的一 些基础能力。 第二，为使我国当前的核燃料研发工作摆脱依靠国家支持的落后模式，可根 据实际，适时进行核燃料用户联盟的创建工作，产业联盟的当今形势下核燃料的 发展趋势，其主要以灵活多样的项目开展工作，从而满足市场需求，与此同时， 还可以通过对市场手段的利用完成核燃料的更新换代。 2 核燃料竞争优势 2.1核燃料循环成本对核电竞争力的影响 目前，从市场整体情况看，我国市场上的清洁能源，如风电、火电，其价格 远远高于核电价格，所以说核电在价位上面有很大的竞争优势，但是，在世界范 围内，随着核电站的快速发展，建设步伐在稳步提升，核燃料价格也是水涨船高，
对于核化工与核燃料工程专业的认识及大学期间的规划
对于核化与核燃料工程专业的认识及大学 期间的规划 学号：201406110122 姓名：罗佳 经过了高三的艰苦打磨，我怀着万分美好的心情来到了大学，亢奋的同时带着一丝丝忐忑，疑问，疑问在哪里呢？在来学校之前，当我得知我读的专业是核化工与核燃料工程时，家人，好友对这个专业抱有怀疑的态度，有的甚至否定，他们说这个专业太危险，搞不好就会出人命，说坏的大过于说好的，我的内心也非常纠结，于是造成了我许多的困扰，直到来到了大学，听过了我校的发展历史，中广核集团的知识讲座，教授对该专业的深刻解析以及去九院参观后的心得，我心中的困扰终于解开了，我流连于核学科的魅力，惊讶于核的威力，我相信我当初的选择没有错，我一定要把它学好，必须把它学好。 首先是对于该专业的认知，核化工与核燃料专业既具有理工结合的专业特点，又有较多的专业应用方向，它是以国防发展为背景的一个新星学科，当今21世纪世界的主要能源还是以化石能源为主，随着人类的大量开采，市场出现供不应求得局面，开采的同时也带来一系列的环境污染问题，而且，石油，天然气资源早晚会被用竭，世界由此会引发能源危机，为解决该危机，定会发展核能，大家都知海水在地球上所占的比例极其大，从海水中每提取出200公斤重水，就能供应全球一年的所需能源，加之海水中氘氚元素含量极为丰富，为核能的发展创造了有利的条件，并且在我国发射的探月飞行器中，已验证月球表层含有极为丰富的氦·3元素，氦·3作为核反应的原料，如若能够获取该资源，那么能源危机就能得到很大程度的缓解，因而这又进一步为发展核能创造了一个良好的条件，核能的优点在于无污染，可控，利用能效高，原料易得，现在我国所遭受的雾霾问题，有一部分诱因就是过度使用化学燃料，造成空气污染，国家为此耗费大量财力物力治霾，而核能不仅无有毒物质排放，核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送，核电的发展成本中，燃料费用所占比例较低，核能发电的成本不易受国际经济形势影响，发电成本较其他发电方法稳定。在美国，由于使用核能代替其他的能源，发电厂每年减少147,000,000吨二氧化碳排放量。这使得我们能够更好的呼吸新鲜空气，其他国家也发现了核能对环境的诸多好处。比如法国，与80年代相比，发展了近3倍的核能源，与此同时，法国由于发电导致的污染减少了80%~90%。核能的优势不言而喻，核能作为一门朝阳产业，其发展空间定会无限大。 然而，大学作为走向社会的一个跳板，在大学的四年时光至关重要，学得好与坏决定了我们以后的人生，所以，作为刚进大学的新生，必须合理安排自己的时间，及时，及早的规划自己的人生。 关于这四年的规划，大一所学的公共基础课全部过关，将高数，大英，物理
民用核燃料循环设施安全规定(精编版)
民用核燃料循环设施安全规定 Through the process agreement to achieve a unified action policy for different people, so as to coordinate action, reduce blindness, and make the work orderly. 编制：___________________ 日期：___________________
民用核燃料循环设施安全规定 温馨提示：该文件为本公司员工进行生产和各项管理工作共同的技术依据，通过对具体的工作环节进行规范、约束，以确保生产、管理活动的正常、有序、优质进行。 本文档可根据实际情况进行修改和使用。 1 引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原则, 对民用核燃料循环设施（以下简称核燃料循环设施）的安全提出必须满足的基本要求。 1.2范围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、贮存和后处理设施, 不包括核燃料在反应堆内使用的安全要求。 本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。本规定只规定核燃料循环设施的安全必须满足的基本要求, 对不同类型的核燃料循环设施应如何满足这些要求则不作具体规定；同时, 本规定也不对特定类型核燃料循环设施的安全提出专门要求, 根据实际需要将制定相应的安全 导则, 作为本规定的说明和补充, 对有关安全问题提出更具体的要求和较详细 的指导原则。 本规定不考虑核燃料循环设施的非辐射安全问题, 除非由其可能引起辐射危害。
核燃料循环论文
核燃料循环，也被称为核燃料链，指的是核燃料经过在使用过程中所经过的一系列不同的阶段。它主要包括前端步骤，其中有制造核燃料的过程、使用期间的各个步骤、以及后端步骤，其中有在核燃料使用完毕时或者核燃料再处理或者处理乏核燃料的过程。 核燃料循环有3种主要型式 1一次通过。使用过的燃料元件不进行后处理，而直接作为废物加以处置。 2热中子堆中再循环。使用过的燃料元件经后处理回收其中未用完的铀和新产生的钚，返回重新制造元件，循环使用。3快中子增殖堆中再循环。快中子增殖堆燃料由钚和贫化铀构成。使用过后，经后处理回收其中铀和钚，返回循环使用。 在核燃料循环中，以反应堆为中心，划分为堆前部分（前段）和堆后部分（后段）。前段指核燃料在入堆前的制备，包括铀矿的开采、铀矿石的加工精制（即前处理）、铀的转化、铀的浓缩和燃料元件制造等过程。后段指从反应堆卸出的乏燃料的处理，包括乏燃料的中间储存，乏燃料中铀、钚和裂变产物的分离（即核燃料后处理），以及放射性废物处理和放射性废物最终处置等过程。 核燃料循环从开采铀资源开始。铀是普遍使用的核燃料。天
然铀中只含0.7%的U235，其余为U238。天然铀的这个浓度正好能使核反应堆实现自持核裂变链式反应，因而成为最早的核燃料，功率密度,一般要用U含量大于0.7%的浓缩铀。为了把天然铀中铀235的含量提高到3%,需要进行铀同位素分离即铀的浓缩。当前工业规模的铀的浓缩工厂以六氟化铀为供料，因此需要把前处理的产品八氧化三铀进行还原、氢氟化和氟化转变为六氟化铀，这就是铀的转化过程。在铀的浓缩工厂中，六氟化铀中的铀235含量被浓缩至3%左右。这样得到的六氟化铀须再经过一个转化过程变为二氧化铀，才能送至元件制造厂制成含铀235约3%的低浓铀燃料元件。为了制成核燃料，浓缩后的六氟化铀需要转化为二氧化铀（UO2) 粉末，随后制成小颗粒。这些浓缩铀的小颗粒然后经过高温烧结，形成坚硬的陶瓷颗粒。这些柱形的小颗粒经过研磨，形成均匀的颗粒。根据反应堆核心的设计要求，这些小颗粒需要堆叠在耐腐蚀的金属合金管中。最后，将这些管道密封起来以保存燃料的颗粒。这些管道被称为燃料棒。制成的燃料棒放在专门的燃料箱中，以建造核反应堆的燃料核心。 核反应堆中取出的乏燃料包含有大量的可裂变物质（如铀-235、钚-239等）、增殖性物质（铀-238）以及其他放射性物质，包括放射性毒素。这也正是燃料需要移除的原因。裂
核燃料后处理工程课后习题
第一章 1-1.核燃料的内涵是什么,核燃料循环这一概念是如何形成的? 1-2.核燃料后处理的任务及其产品形式是什么? 1-3.简述核燃料后处理厂的特点. 1-4.核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发? 1-5.简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺过程. 第二章 2-1.理解、记忆铀、钚、次锕系元素的重要化学性质。 2-2.理解、记忆裂变碎片元素的重要化学性质。 2-3.理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。 2-4.理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀、钚的因素。 2-5.了解磷酸三丁酯对裂片元素的萃取性能。 2-6.理解磷酸三丁酯及稀释剂化学分解和辐射降解的过程，降解产物的种类及其对Purex工艺的影响。 2-7.理解多级逆流萃取-洗涤过程及其定量描述方法。 第三章 3-1.简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响。 3-2.理解并记忆核燃料后处理工艺原理流程框图。 3-3.简述世界各国应用Purex工艺流程概况。 3-4.乏燃料元件运输过程中要考虑哪些问题？ 3-5.简述快中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤。 3-6.乏燃料组件放置（冷却）贮存的目的是什么？ 第四章 4-1.水法核燃料后处理工艺的首段处理包括哪些步骤？ 4-2.乏燃料元件的脱壳方法有哪几种？简述各种脱壳方法的优缺点及其实用性。 4-3.理解、掌握乏燃料芯体溶解反应、溶解过程及操作要点。 4-4. 1AF料液制备中要考虑哪些问题？ 4-5.试比较生产堆、动力堆和其他堆型乏燃料首段处理的特点和工艺要求。
4-6.可以采取哪些措施来降低溶芯过程的酸耗？ 第五章 5-1.为什么说，确保共去污-分离循环的安全稳定运行是后处理厂的关键环节之一？ 5-2.理解、记忆铀钚共去污-分离工艺过程； 5-3.简述几种还原钚（Ⅳ）实现铀钚分离的方法，针对这些方法的优缺点，你能提出什么新创意？ 5-4.你能对1A槽（柱）和1B槽（柱）的运行提出什么建议吗？ 5-5.循环经济在铀钚共去污-分离循环流程中有哪些体现？ 第六章 6-1.理解、记忆制定钚的萃取净化循环流程时各参数的依据。 6-2.钚的尾端处理涵盖哪些内容？ 6-3.为什么说，可将核燃料后处理厂与动力堆铀钚氧化物混合燃料元件制造厂合并？ 6-4.后处理厂的产品与燃料元件制造厂、铀同位素分离厂有什么关联？ 第七章 7-1.理解、记忆铀的萃取净化循环流程及工艺参数的选择依据。 7-2.在什么情况下需用三个萃取循环净化铀？在什么情况下只需用两个萃取循环加硅胶柱吸附净化铀？ 7-3.为什么要进行硝酸铀酰的脱硝与还原？ 7-4.硝酸铀酰的脱水、脱硝有哪些方法，各自有哪些优缺点？ 7-5.理解、记忆一步脱硝-还原二氧化铀的原理、工艺流程和主要设备。 第九章 9-1.理解、分析后处理厂放射性三废的来源，废物处理、处置的基本原则，提出你的减量设想。 9-2.理解、记忆并能灵活应用放射性废水的处理技术。 9-3.理解、分析高放废液的综合利用与最终处置途径。 9-4.根据可持续发展原理、核燃料闭式循环及循环经济概念，发表你对核燃料后处理厂产生的三废的处理、处置的创新设想。 9-5.设计某后处理厂高放废液的贮存设备。
中国核工业的创建与核燃料循环体系
中国核工业的创建与核燃料循环体系 核工业是20世纪产生和发展起来的新兴产业，是世界最伟大的工程成就之一。中国是世界上少有的具有完整的核工业体系的国家之一。 1955年1月，中央作出了中国要发展原子能事业的伟大战略决策，开始创建我国的核工业。从此，炎黄子孙在华夏热土上开始了前所未有的伟大工程。 1958年我国建成了第一座研究性重水反应堆和第一台回旋加速器，标志着我国进入了原子能时代。而后相继建立了铀水冶厂、同位素分离厂、铀转换厂、核燃料元件制造厂、后处理厂和一批研究设计院所。1964年10月，我国成功地爆炸了第一颗原子弹；1967年6月，又成功地爆炸了第一颗氢弹。从原子弹爆炸试验成功到氢弹爆炸试验成功，我国用了两年零8个月的时间，比美国、苏联、英国、法国快得多。与此同时，1971年，我国第一艘核潜艇顺利建成下水。这些举世瞩目的成就，大大提高了我国的国际地位和综合国力。1999年9月18日，中共中央、国务院、中央军委授予为研制“两弹一星”做出突出贡献的23位科技专家“两弹一星功勋奖章”，其中有10位是核科学家。 核燃料循环工业是建立和发展核工业的基础。核燃料循环包括核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中的裂变及以后处理的整个过程。进入反应堆前的过程为核燃料循环的前段，而从反应堆卸出后的处理和处
置为核燃料循环的后段。核燃料循环前段的第一个环节是铀矿的普查勘探，包括查明铀资源，勘探铀矿床，提交铀储量。我国核工业部门1958年就向国家提交了第一批铀储量，1960年先后提交开采基地8处。经过半个世纪的努力，已提交了花岗岩型、火山岩型、砂岩型和碳硅泥岩型为主的相当可观的铀资源。近年来，开展了可地浸砂岩型铀矿的找矿工作，并落实了铀的资源基地。 第二个环节是铀矿石的采冶，包括铀矿石的开采、加工和铀的精制。把具有工业价值的铀矿石从矿床中开采出来，然后加工成核纯的重铀酸铵、三碳酸铀酰铵、八氧化三铀、二氧化铀，为进一步制备各种类型的核燃料提供原料。我国在铀矿冶创建初期，就实现了从矿石到二氧化铀的工业生产。目前，铀的地下浸出、堆浸和原地爆破浸出新工艺都已投入生产，其产量占我国天然铀年总产量的70%。 第三个环节是铀的同位素分离，即铀-235的富集，以得到所需富集度的铀-235。我国的铀同位素分离开始采用的是气体扩散法。在进行气体扩散前，首先要将固态的二氧化铀(UO2)经过铀转换厂转化成六氟化铀(UF6)气体。然后利用气体扩散将分子量存在着细微差别的235UF6和238UF6分开。20世纪90年代，我国完成了由扩散法向离心法的过渡。采用气体离心法，其单位分离功耗电只是气体扩散法的5%，成本下降了75%。 第四个环节是核燃料元件的制造。核燃料元件是反应堆的核心部件。在制造核燃料元件之前，需要将一定富集度的气态UF6转化成固态