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）
1.轻水堆乏燃料后处理重点研究领域
2.重水堆乏燃料铀-235、钚的含量较低，后处理在经济上部值得。可回收氚。
3.高温气冷堆燃耗深，后处理困难，处于研究阶段。
4.快中子堆后处理技术难度大，目前只有英、法建成了公斤级后处理装置。
5.MOX燃料原则上可在轻水堆乏燃料后处理厂进行，但需控制燃料中钚的含量。
3-2核燃料后处理工艺原理流程框图（注：常老师说了不要跟书本一模一样）
PUREX流程的主要工艺步骤见书P74
3-4 乏燃料元件运输中要考虑哪些问题？
答：考虑的问题有：
●首先要考虑运输方案。可用汽车、火车或者轮船运输乏燃料元件，如果核电站（或乏燃
料中间贮存库）与后处理厂均有铁路专线及相应的运输设备，则铁路运输成为首选方案。
因为铁路的运费比汽车低，而且一列军用列车可运输额定功率为1GW的核电站一年卸出的核燃料。海上运输主要受后处理厂和核电站在地里分布上的制约。
●由于运输乏燃料沿途可能要经过居民区，因此，确保运输安全是头等大事。不但要确保
货包在正常状态下完好无损，而且在发生事故的条件下，仍要确保不泄漏反射性物质。
运输容器是发燃料元件的关键设备，它具有安全性要求高、结构复杂、质量大的特点。
容器壳体的选材，要考虑结构材料、屏蔽材料和中子屏蔽材料。
3-5 简述快中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤（框图见书P79）
3-5-1简述热中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤
热中子堆乏燃料后处理工艺原理流程由从进料准备水池提升燃料组件、元件切断-浸取首端处理，铀钚共萃取共去污-分离循环，钚的净化与尾端处理，铀的净化与尾端处理等部分组成。
3-6 乏燃料组件放置（冷却）贮存的目的是什么？
4-1 水法核燃料后处理工艺的首段处理包括那些步骤？（P83）
答：预先将燃料包壳除去，然后必须将燃料组件解体、燃料溶解，最后调试制成符合工艺流
程要求的原料液。
4-2 乏燃料元件的脱壳方法有哪几种？简述各种优缺点及其实用性(ppt)
答：脱壳方法主要有：化学去壳发、机械去壳法、包壳和芯体同时溶解法及机械—化学去壳
法四大类。
化学去壳法：优点：设备及操作简单，成本低；
缺点：溶解速度慢且不稳定腐蚀严重、燃料芯体部分损失，产生了大量高盐分的高放射性废液。
实用性：曾用于生产堆燃料原件的去壳，主要用于铝燃料原件的包壳脱除。
机械去壳法：优点：不增加废液量，有利于后续萃取分离；
缺点：机械设备复杂，成本高；易造成芯体损失；
实用性：现阶段倾向于使用这种方法。
包壳和芯体同时溶解法：优点：适用于多种不同燃料原件处理；芯体不会损失；
缺点：增加放射性废液；对设备腐蚀大；
实用性：现阶段较少使用。
机械—化学去壳法：
优点：不产生放射性废液；不会造成芯体燃料损失；剪切机结构简单；成本低；
缺点：切割设备依旧复杂且需要遥控操作。
实用性：使用于处理包壳材料不溶于硝酸的燃料原件，用于处理锆及其合金包壳、不锈钢包壳的氧化物燃料元件的去壳，是动力堆乏燃料元件代表性方法。
4-4 1AF料液制备中要考虑那些问题?(P97)
答：为了保证共去污萃取设备的联系运行，达到规定的铀钚净化系数及分离系数必须进行澄
清处理并按照第一萃取循环的工艺条件调制料液。
因此要考虑乏燃料溶解液中含有的一些由难溶组分形成的沉淀、悬浮物及胶体、溶解条件也有关以及悬浮物的组成合燃料及形态。
铀钚共萃取料液的制备包括：
1) 乏燃料溶解液的预处理，除去溶解液中的固体颗粒；
2) 调整酸度以满足高酸流程（硝酸浓度>2mol/L）或低酸流程（硝酸浓度为0.5mol/L左右）的要求
3) 调整铀浓度。对天然铀，1AF中铀浓度为1.5—1.8mol/L，对U235富集度较高的燃料，因受临界安全限制，1AF中铀浓度较低
4) 调整钚的价态，以使铀钚分别处于易于被TBP 萃取的U（VI ）和Pu（IV ）。
4-5试比较生产堆、动力堆和其他堆型乏燃料首端处
理的特点和工艺要求
动力堆：①燃料组件有多种形式，尺寸差别较大，但共同点是燃料UO2填充在金属或合金管内。由于切断后用硝酸浸取、溶解UO2芯片，因此在切断操作中有下列要求：1）切除端头，使金属材料尽可能少得进入溶解池。2）切成30-50mm的小段。3）每一小段的两端不密闭4）剪切室维持负压，防止放射性气体与粉尘溢出。②动力堆乏燃料组件因燃耗较深，其大型组件的总放射性活度水平可达8.57×109MBq，且对剪切热室的α粒子密封要求严格。在溶芯时仅有极微量的裂变产物未被溶解。③溶芯时大部分挥发性的裂变产物惰性气体被排入溶解尾气。只有131I比较特殊，当硝酸浓度比较高时，已挥发的碘大部分又在冷凝器中回流，有一部分进入溶解尾气，需要在尾气系统进行处理。④溶解后，需进行料液调制，即用稀硝酸调节料液的铀浓度，用浓硝酸调节料液的硝酸浓度，有时还需要调节钚镎的价态，以满足后续工序对料液的要求。⑤动力堆燃料元件中带入的硅量不明显，故仅需在过滤上予以重视，不必进行絮凝处理。
生产堆：溶芯时，燃耗较低、冷却时间较长，131I基本衰变掉了，不需要在尾气系统进行处理；元件溶芯产品液中存在有亚硝酸，故在供料前料液调制过程中不进行调价也能满足随后溶剂萃取工艺对铀钚价态的要求；生产堆燃料元件中黏结剂带入的硅量较多，因此进入萃取设备前的絮凝操作是非常必要的。
研究试验堆和材料试验堆的乏燃料元件待处理量不大，但燃料元件的形状很复杂；或者芯体材料在硝酸中难溶解；或者在处理高富集铀燃料元件时，为确保高富集铀燃料芯体在机械脱壳时无夹带损失，最好同时溶解包壳和芯体。
5-2理解、记忆铀钚共去污-分离工艺(P101)
答：铀钚共去污—分离循环包括铀钚共萃取共去污、铀钚分离、铀的反萃三个单元操作。其中萃取净化过程包括萃取、洗涤、反萃三个单元操作。
PS：所对应的框图是在课本P102，大家自己画。
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？（P115）●Fe2+还原钚（IV），实现铀钚分离
氨基磺酸亚铁
硝酸亚铁-肼
●铀（IV）还原钚（IV），实现铀钚分离
●硝酸羟氨还原钚（IV）
●电解还原钚（IV）（P123）
6-1 简述钚净化循环步骤及主要任务（P126，框图在P125）
答：实现铀钚分离原理是：选择合适的还原反萃剂，将钚由Pu（IV）还原到不被TBP 萃取的Pu（III ），使钚从有机相转入水相，而铀仍以铀（VI）保留在有机相中，从而实现铀与钚的分离。
流程图见P126
钚净化循环的任务是进一步去除共去污分离循环钚产品液及钚的第二萃取循环的钚产品液中的铀和裂片元素，同时将钚溶液浓缩。
7-1 简述铀净化循环流程
通常的铀净化循环为：
铀萃取流程+铀反萃流程+硅胶吸附流程
（1）铀萃取流程：强化钚、镎、锆、铌、钌的去除。这一流程中最重要的添加物是肼。（2）铀的反萃：采用稀硝酸做反萃液。
（3）硅胶吸附：用于除去锆和铌（γ放射性活度的主要来源），经硅胶吸附流程处理后，其γ放射性活度降低到可直接加工的水平。
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？
答：在Purex 流程中，经过两个萃取循环后的硝酸铀酰溶液，其反射性污染仍超过产品允许标准。那么就要将铀溶液经过硅胶柱进行吸附处理，可使铀得到进一步净化，使其放射性活度降低到可直接加工的水平；若前面的两个萃取循环步骤所得的铀/ 钚的纯度已经很高了，且放射性已经满足要求了，那么就可以不用硅胶吸附了，而改用三个萃取循环的方法。7-3 为什么要进行硝酸铀酰的脱硝和还原？
答：经溶剂萃取和硅胶吸附净化工艺得到的合乎质量要求的硝酸铀酰溶液，不能直接进入和燃料循环或长期贮存。为便于加工成金属铀或其他的铀化合物形式，必须将硝酸铀酰转化为氧化铀，该过程就叫做硝酸铀酰的脱硝和还原
9-1 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（P202、203、PPT）
答：反射性三废来源：核燃料后处理厂的废物，是从乏燃料后处理中回收铀、提取钚的过程中伴随产生含有不同数量的裂片元素、超铀元素的水相和有机相溶液、气体和气溶胶、固体物质和粉尘。
放射性废物的管理原则：减量化、资源化、无害化
废物处理与处置的基本原理：
放射性不受外界条件（如物理、化学、生物方法）的影响，在放射性废物处理过程中：1、靠放射性物质的衰变性质使其放射性衰减，降低放射性危害；2、将放射性物质从废物中
分离出来，浓集、减容、固化，以达安全处置的目的。
对放射性废水处理原则是：稀释排放、浓缩贮存和回收利用。
对放射性废气处理原则是：
对放射性固体废物处理原则是：
9-2 放射性废水的处理技术(P204)
答：反射性废水处理技术有：
1) 凝聚沉淀：是一种化学处理方法，其过程是往废水中加入某些称为凝聚剂的化学物质，
使废水中的胶体状物质聚集成细小的可沉淀颗粒，颗粒与颗粒或与废水中的悬浮状物质组合成绒粒，绒粒具有很大的比表面积和吸附能力，吸附更多的溶质形成絮状物。经过澄清和机械过滤，将沉淀从水中分离。
2) 蒸发浓缩：该法是使溶剂水汽化、废液得到浓缩，二次蒸汽冷凝液返回复用，而将残液进行玻璃固化处理。
3) 离子交换：采用离子交换树脂可以将极低浓度的溶液中的某些离子进行选择性的吸附，
广泛用于高中低反射性废水的处理，且效果明显。
4) 膜分离技术：该法是建立在选择性渗透原理基础上，以外界能量或化学位差为推动力，
是待分离组分从膜的一边渗透到膜的另一边，达到分离、富集的目的。
5) 废液固化：将反射性废液及泥浆转化为固体形态的工艺过程称为固化。固化处理有水泥固化、沥青固化或聚合物固化几种方式。
9-3 高放废液的综合利用与最终处置途径(p228)
答：高放废液的综合利用及最终处理途径有：
1) 槽式贮存：虽然这不是最终的贮存方式，但是在固化之前，是必经的贮存手段。其中
用碳钢槽贮存中性废液，不锈钢槽贮存酸性废液这两种方法在耐腐蚀方面是相对安全的。
2) 次锕系核素和长寿命裂变产物的分离—嬗变方案：将MA和LLFP 从HLLW中分离出来，然后利用热中子堆、快中子堆进行嬗变处理，进而固化，不但可以减少反射性，而且还
充分利用了铀资源，确保核不扩散。
3) 从高放废液中提取有使用价值的核素：先将高放废液中的Sr ‐90、Cs ‐137、Am ‐241 、Cm‐242和Cm‐244 等核素提取出来，然后再进行固化和永久贮存，这种方法比直接固化、永久贮存更安全，而且还获得了有利用价值的裂片元素及超铀元素。
快中子增殖堆乏燃料的几个特点是什么：
答：特点是：
1 ）高燃耗、裂变产物含量高（10% ）（轻水堆中约4%）。
2 ）乏燃料比放射性活度高，要求铀、钚对裂变产物的去污系数大于107，三个萃取循环以
上。
3 ）水相和有机相的辐射分解效应大，需提高萃取效率，缩短料液与有机相的接触时间。
4 ）钚的含量高（比热中子堆的乏燃料高一个数量级），需引入逆流电化学还原反萃法。
5 ）高含量的钚存在，需确保萃取过程的核临界安全。
铀钚分离原理（P111）
答：实现铀钚分离原理是：选择合适的还原反萃剂，将钚由Pu（IV）还原到不被TBP 萃取的Pu（III ），使钚从有机相转入水相，而铀仍以铀（VI）保留在有机相中，从而实现铀与钚的分离。
9-6：放射性固体废物的处理方法有哪些？（P265）
答：放射性固体废物的主要处理方法有：压实减容、回收锕系元素、固定和封闭等，三者可以组合应用，也可以单独应用。
压实减容：针对体积大、密度低、比反射性活动高、含有长寿命超铀元素、中子活化产物及氚的高放固体废物，通常采用机械压实的方法来减容，然后封装在安全的容器中以便贮存及处置；有些废物采用高压捆扎减容。
焚烧法：可燃废物有纸张、脱脂棉、手套、防护服、胶鞋、木材、有机离子交换树脂等多种，通过焚烧减少其体积和降低其可燃性，在处理前要对废物进行分类，并跳出不可燃混杂物。固定和封闭：针对既不能压实减容又不能焚烧的放射性固体废弃物如混凝土、玻璃、大型废旧设备，通常采用尺度超过数米，需采取固定和封闭处理。主要采用水泥、沥青、塑料、有机和无机涂料、金属等包覆设备表面或整体，将放射性核素长期固定和封装在固化体中。
如果是放射性固体废弃物的处置方法的话，答案如下：（P266）
答：反射性固体废物处置的方法有：
1) 深底层处置：目的是使废物与人彻底隔离；是废物与循环地下水彻底隔离。
2) 海洋处置：水泥和沥青固化体投入深度2000m 以上的深海的做法称为海洋处置。
3) 反应堆处置：利用快堆中快中子嬗变锕系元素；利用混合堆产生的聚变中子嬗变锕系元素。
4) 宇宙处置：将放射性误会发送到宇宙空间，使其永远与地球隔离。
9-7：反射性废物的管理原则是什么？（P202）
答：放射性废物的管理要遵循减量化、资源化和无害化三个原则。反射性废物的管理包括废
物处理、运输、暂时贮存和最终处理的全部过程。
9-8：高、中、低放废水的比活度范围是什么？（P203）
答：水法后处理过程中产生的反射性废水，按比活度一般分为以下三类：
高放废水：比活度高于3×10 8 Bq/L
中放废水：比活度介于3×10 5~ 3×10 8 Bq/L 之间
低放废水：比活度低于3×10 5 Bq/L
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 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：
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
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）
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 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。
关于核燃料循环之乏燃料后处理的报告经过对2010~2011下半年的核燃料循环课程的学习,我们了解了循环的概况：1.铀矿冶；2.铀转化；3.铀浓缩；4.核燃料元件制造；5.反应堆燃烧；6.核燃料后处理；7.高放废物贮存；8.玻璃固化；9.地质处置。学习中我们认识到每个环节都极其重要，下面我们将针对核燃料循环之核燃料后处理进行详细论述。 一、乏燃料定义 乏燃料又称辐照核燃料。在反应堆内烧过的核燃料。核燃料在堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存。 二、我国乏燃料的来源 1.已投入商业运行的核电站（秦山核电站、大亚湾核电站，未来还 将会有多座核电站建成） 2.用于核技术研究的实验堆（401、903等） 3.核动力潜艇（未来还将会有核动力航母） 4.军用生产堆（一部分已经处于退役阶段）
三、乏燃料的管理办法 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。 乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是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。 四、乏燃料后处理 1.乏燃料后处理的定义 乏元件从堆内卸出后，从“燃烧过”的乏燃料和辐照过的转换材料中，提取未耗尽的和新生的易裂变核素，并从裂变产物 中提取有用的同位素。
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
核能与先进核燃料循环技术发展动向孔二峰 摘要：从核裂变能可持续发展的角度,分析了各种核燃料循环方式的特点,指出了核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略。为了充分利用铀资源并实现核废物的最少化,快堆燃料闭式循环是核裂变能可持续发展的根本出路。 关键词：核裂变能；热堆燃料循环；快堆燃料循环；可持续发展 1核燃料循环是先进核能系统的重要组成部分 1.1核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略 核燃料循环(本文指铀燃料循环)指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程。核燃料在反应堆中使用之前的工业过程,称为核燃料循环前段;核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程,称为核燃料循环后段。如果将后处理回收的核燃料在热中子堆(热堆)或在快中子堆(快堆)中循环,称为“闭式燃料”循环。如果乏燃料不进行后处理而直接处置,则称为“一次通过”循环。 应该说,“一次通过”循环是最简单的核燃料循环方案。但该方案存在如下问题:①铀资源问题。根据最新公布的数据,地球上已知常规铀资源(开采成本低于130美元/kg)的铀储量为4.59×106t。按目前全世界核电站的燃料使用规模((6～7)×104t/a),这些铀资源仅能使用60～70a。当然,随着勘探技术的改进,今后有可能发现更多的经济可开采的铀资源,但其总量毕竟有限。“一次通过”循环方式的铀资源利用率低于1%,而作为废物处置的乏燃料中仅有3%～4%为高放废物(裂变产物(FP)及次锕系核素(MA)),96%～97%为可利用的U和Pu,将乏燃料中大量的资源与少量的废物一起直接处置,将不仅大大增加废物处置体积,还将浪费宝贵资源。②环境安全问题。由于乏燃料中包含了所有的放射性核素,要在处置过程中衰变到低于天然铀矿的放射性水平,需要10万年以上。所以,“一次通过”方式对环境安全的长期威胁极大,不符合核能可持续发展战略。 1.2先进核燃料循环是实现核能可持续发展的必要条件 核能可持续发展必须解决两大主要问题,即铀资源利用的最优化和核废物的最少化。目前国际上已达到商用水平的热堆燃料循环可部分地实现分离Pu和U的再循环,从而适度地提高铀资源的利用率和减少核废物体积。从上世纪90年代开始研究开发的“先进核燃料循环”体系是对现有核能生产及其燃料循环体系的进一步发展,是现有的热堆燃料循环与将来的快堆或加速器驱动的次临界系统(Accelerator-DrivenSystem,ADS)燃料循环的结合。随着快堆和ADS燃料循环的逐步引入,今后的先进后处理技术将能够处理热堆和快堆-ADS乏燃料,实现U,Pu和MA 的闭式循环,从而在充分利用铀资源的同时,实现核废物体积和毒性的最少化。 2闭式燃料循环是核能可持续发展的保证 2.1核燃料循环概念 核能系统的核燃料循环(本文指铀/钚燃料循环)指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程,它以反应堆为界分为前、后两段。核燃料在反应堆中使用之前的工业过程,称为核燃料循环前段,它包括铀矿勘查开采、矿石加工冶炼、铀浓缩和燃料组件加工制造;核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程,称为核燃料循环后段,它包括乏燃料中间储存、乏燃料后处理、回收燃料(Pu和U)再循环、放射性废物处理与最终处置。回收燃料可以在热中子堆(热堆)中循环,也可以在快中子堆(快堆)中循环,统称核燃料闭式循环。如果乏燃料不进行后处理而直接处置,则称为一次通过循环。众所周知,热堆核燃料一次通过循环的铀资源利用率低于1%;热堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高02~03倍;快堆核燃料闭合循环可使
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
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
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，
M I T报告核燃料循环的未来执行总结部分译文集团标准化工作小组 #Q8QGGQT-GX8G08Q8-GNQGJ8-MHHGN#
核燃料循环的未来（概要报告） —MIT跨学科研究报告 麻省理工学院 2010-09-16 引言与致谢 2003年,MIT发表了多学科研究报告《核电的未来》。其论点是，核能是一个低碳世界上的重要市场选项。至少今后的几十年内，降低电力生产之二氧化碳排放排放排放的现实选项只有四个：提高能源利用效率，扩大使用可再生能源如风能和太阳能，化石燃料电厂由煤炭转向天然气或过渡到捕俘与永久扣押二氧化碳，排放排放排放以及核电。该报告的观点是，所有的四个选项都是比要的，从碳排放排放全面管理战略中排除四者中的任何选项都是错误的。该报告检查了发展核电的各种障碍，提出了促进核电成为市场选项的一系列建议。 报告发表以来美国和全世界发生了巨大变化，我们2009年发表了《对2003年<未来的核电>的更新》报告。对气候变化的担心急剧上升，许多国家对温室气体排放排放采取了各种限制，而且美国也期望在未来某时对二氧化碳大气排放采取限制。今天核能提供着美国～70%的“零”碳排放电力，是电力部门降低温室气体排放的主要候选者。虽然目前全球经济不景气有所影响，美国和全世界核电增长的预测值依然大幅度上升。在美国，发布了各种各样的建造新反应堆的意向公告,27台机组提出许可证申请，8台提出联邦贷款保证申请，还有几个厂址在做前期准备。然而直到2010年年中，美国尚未颁发新建工程建造许可证。世界其它地区，特别是中国和印度，新机组建造已在加速。此外，韩国通过与阿拉伯联合酋长国签署建造四座反应堆协议，成为了全球传统核电供应商的一员。 核燃料循环也有重大进展。在美国，燃料循环政策仍处于混乱状态。布什政府发起了各种规划，目标是商业回收再循环乏核燃料（SNF）中的易裂变材料制造新燃料组件,但没有得到国会的支持。美国能源部（DOE）花费多年评价并提出许可证申请，要在尤卡山（YM）建造乏燃料和高放废物地质处置场。但是现在奥巴马政府请求撤回许可证申请。在海外，日本开始运行商业核燃料后处理厂。芬兰和瑞典获得公众赞同，选定了处置乏燃料的地质处置场厂址。 因为境况的重大变化，我们承担的《核燃料循环的未来》研究更明确集中于对扩大美国核电规划可采用的关键技术选择和这些选择的近期政策涵义。 我们感谢美国电力研究所（EPRI）以及爱达荷国家实验室、阿海法、通用电气-日立、西屋、能源方案和核保险公司慷慨的资金支持。 执行总结 研究背景 2003年MIT发表了多学科研究报告《核电的未来》。其根本动机在于核电是目前提供美国约70%
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
第３２卷第３期２０１８年６月南华大学学报(自然科学版)ＪｏｕｒｎａｌｏｆＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙｏｆＳｏｕｔｈＣｈｉｎａ(ＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ)Ｖｏｌ ３２Ｎｏ ３Ｊｕｎ ２０１８收稿日期:２０１８－０３－１８ 基金项目:国家科技重大专项项目:先进乏燃料贮存技术研究(２０１５ＺＸ０６００４００２) 作者简介:朱庆福(１９７３－)?男?研究员?博士?主要从事反应堆物理与临界安全方面的研究.Ｅ￣ｍａｉｌ:ｑｆｚｈｕ＠ｃｉａｅ.ａｃ.ｃｎＤＯＩ:１０ １９４３１/ｊ ｃｎｋｉ １６７３－００６２ ２０１８ ０３ ００１ 核燃料循环系统临界事故源项计算程序ＧＥＴＡＣ￣２.０开发 朱庆福?张一驰?夏兆东 (中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所?北京１０２４１３) 摘一要:针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料?建立相应的中子动力学 热 工水力耦合模型?开发了用于固体二溶液二粉末二核燃料系统临界事故源项计算的程序ＧＥＴＡＣ￣２.０.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证?程序对功率(裂变率)峰值的计算结果与基准实验数据的相对误差在１２％以内?验证了ＧＥＴＡＣ￣２.０程 序的准确性. 关键词:核燃料系统?源项计算?ＧＥＴＡＣ￣２.０ 中图分类号:ＴＬ３６４.４文献标志码:Ｂ文章编号:１６７３－００６２(２０１８)０３－０００１－０７ ＤｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｏｆＳｏｕｒｃｅＴｅｒｍＣａｌｃｕｌａｔｉｏｎＣｏｄｅＧＥＴＡＣ￣２.０ｆｏｒＣｒｉｔｉｃａｌｉｔｙＡｃｃｉｄｅｎｔｓｉｎＮｕｃｌｅａｒＣｙｃｌｅＳｙｓｔｅｍ ＺＨＵＱｉｎｇｆｕ?ＺＨＡＮＧＣｈｉ?ＸＩＡＺｈａｏｄｏｎｇ(ＣｈｉｎａＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙ?Ｂｅｉｊｉｎｇ１０２４１３?Ｃｈｉｎａ) Ａｂｓｔｒａｃｔ:Ｂａｓｅｄｏｎｉｎｄｉｖｉｄｕａｌｎｅｕｔｒｏｎｉｃ￣ｋｉｎｅｔｉｃｓａｎｄｔｈｅｒｍａｌ￣ｈｙｄｒａｕｌｉｃｓｃｏｕｐｌｉｎｇｍｏｄｅｌｏｆ ｎｕｃｌｅａｒｆｕｅｌｗｉｔｈｄｉｆｆｅｒｅｎｔｐｈｙｓｉｃａｌｆｏｒｍｓ?ＧＥＴＡＣ￣２.０ｃｏｄｅｗａｓｄｅｖｅｌｏｐｅｄｆｏｒｓｏｕｒｃｅｔｅｒｍｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｏｆｓｏｌｉｄ?ｓｏｌｕｔｉｏｎａｎｄｐｏｗｄｅｒｆｕｅｌｉｎｔｈｅｎｕｃｌｅａｒｆｕｅｌｃｙｃｌｅｓｙｓｔｅｍｗｈｅｎｃｒｉｔｉｃａｌ￣ ｉｔｙａｃｃｉｄｅｎｔｓｈａｐｐｅｎｅｄ.Ｔｈｅｒｅｌａｔｉｖｅｅｒｒｏｒｏｆｔｈｅｐｅａｋｐｏｗｅｒ(ｆｉｓｓｉｏｎｒａｔｅ)ｃａｌｃｕｌａｔｅｄｂｙＧＥＴＡＣ￣２.０ｃｏｄｅｉｓ１２％ｃｏｍｐａｒｅｄｗｉｔｈｔｈｅｂｅｎｃｈｍａｒｋｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌｄａｔａ?ｗｈｉｃｈｖｅｒｉｆｉｅｓ ｔｈｅａｃｃｕｒａｃｙｏｆｔｈｅｃｏｄｅ.ｋｅｙｗｏｒｄｓ:ｔｈｅｎｕｃｌｅａｒｆｕｅｌｃｙｃｌｅｓｙｓｔｅｍ?ｓｏｕｒｃｅｔｅｒｍｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ?ＧＥＴＡＣ￣２.００一引一言在核燃料循环的主工艺中?核燃料根据物理形态的差别可以分为固体二溶液和粉末.在发生临 界事故时?不同物理形态的核燃料系统的功率响 应各有差异?而热工性质的差别引起的反应性反 馈机制的差异是不同状态核燃料系统功率响应不 同的主要原因.因此?针对不同形态的核燃料系统