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。
2.乏燃料后处理的目的
1t乏燃料中回收的铀和钚相当于22000t石油，提取和纯化新生成的易裂变核素（239P/233U），回收和纯化没有用完的易
裂变核素（235U/239Pu）和尚未转换的可转换的材料238U。提
取有用的裂变产物（90Sr,137Cr等）和超铀元素（237Np，241Am）处理放射性废物，使其适合于长期安全储存，转变成公众可接
受的易于安全处置的形式。
3.乏燃料后处理的工艺流程
(1)湿法：磷酸铋流程、Redox流程、Trigly流程、Butex流
程、Purex流程、Thorex流程。
(2)干法：高温冶金流程、高温化学流程、氟化物挥发流程。
五、我国乏燃料后处理的现状
2010年12月21日中国第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂中核404中试工程热调试取得成功，这就是我国乏燃料后处理的现状。这意味着我国核技术取得重大突破，核燃料效率猛增60倍，中国铀资源够用3000年。但是，中国的乏燃料后处理技术还处于落后阶段，不要说跟技术先进的法国和英国比，我们比邻国印度还要落后二十年。
目前，中国的核燃料循环前段(包括铀矿勘探、采冶、提纯、铀转化、铀浓缩、燃料制造)已经形成工业能力，当然其规模尚
待扩大，技术水平尚待进一步提高，以满足国内核电快速发展的需要；我国核燃料循环后段尚未形成工业能力，我们没有压水堆乏燃料后处理厂，也还没掌握MOX燃料制造技术和工厂，快堆乏燃料后处理研究尚未正式开始。404中试厂的技术还不是很先进，一些关键的设备包括剪切机、溶解器，后处理钚尾端的关键设备，一些远距离维修技术，自控技术等都还比较落后。
但是我们毕竟自己搞出来了，具有了改进和发展的基础。
六、我国乏燃料后处理的发展趋势
1．技术引进
在自主研发的同时，中国和法国也一直就后处理大厂的技术引进和合作进行谈判。
在2008年的中国国际核工业展上，法国原子能委员会主席阿兰·毕加披露了中法合作细节：中法在合作建设一座价值150亿欧元的乏燃料后处理和循环再利用工厂问题上已经成立了联合工作组，总体进程顺利。尚未解决的问题只有两个：一是选择哪种最佳技术方案；二是国际保障、监督的实施方式。
实际上，最大的障碍是引进的代价。
其实，真实的价格与阿兰·毕加透露的150亿欧元也有差距，为200亿欧元，而后处理大厂的年处理能力为800吨。相比之下，法国
为美国曾经考虑(奥巴马上台后，美国停止了后处理厂建设计划)开建的年处理能力为2500吨的后处理厂开出的价码仅为120亿美元，如果包括一个MOX厂，则为160亿美元。从800吨到2500吨，成本约增加50%，算起来法国给中美之间的价格也相差两倍。造成这种差价的原因是美国在后处理方面有深厚的技术基础。美国是最早建成军用和商用后处理厂的国家，在上世纪70年代初建成了处理能力为1500吨/年的商用后处理厂。基于卡特政府的不扩散核能政策，美国于1977年决定采用“一次通过”循环方式，故该后处理厂建成后未投入运行。
然而，美国的商用后处理厂虽叫停，后处理技术的研发却并未停止。这使得美国在谈判中掌握了较大的话语权。
在技术引进的谈判中我们要掌握话语权，就必须有一定的技术基础。404中试厂的热调试成功为我们在谈判中加上了一枚筹码，等到未来中试厂正式运转起来，我们的议价能力会更强。
在乏燃料后处理方面，做好专项科研是实现“以我为主，中外合作”建设商业化后处理大厂的重要支撑，必须自主掌握建设后处理大厂核心技术。因此，后处理重大专项也是中国核工业为自己打造的一枚谈判利器。
2.自主研发
在引进谈不拢的情况下，中核集团有了第二个方案，即自建一个年处理能力为200吨或400吨的厂。用重大专项的科研成果肯定来不及了，所以中核很有可能是在404中试厂的技术基础上来做，适当放大几倍还是有可能的。
我国对于全盘引进并不赞同。把全盘引进变成关键设备引进，成本就可以降低很多，因为引进关键设备的话时间可以加快，我们也能掌握主动权。
目前，在完成国家规定的50吨乏燃料处理任务后，中试厂将进行改扩建，形成年处理80吨的能力。当然，这个过程还需要好几年。
随着中国核电产业的爆发式发展，乏燃料后处理的研究日益受到重视，并被列入了国家科技16个重大专项之一《大型先进压水堆和高温气冷堆核电站重大专项》中，并为后处理技术单列出了70多亿元的经费，以建成一个更先进的后处理厂。
以上便是我们对我国乏燃料后处理的综述，特此报告。
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
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：
F 49 EJ/T 939—1995 核燃料后处理厂 建（构）筑物、系统和部件的分级准则 1995-07-05发布 1995-11-01实施 中国核工业总公司发布 附加说明： 本标准由中国核工业总公司科技局提出。 本标准由核工业第二研究设计院负责起草。 本主要起草人：李守成、易著贵、李光鸿、林懋贞、杨鑫荣。 1主题内容与适用范围 本标准规定了核燃料后处理厂（简称后处理厂）建（构）筑物、系统和部件的安全分级方法以及安全分级、抗震分类、质量保证分级的准则及其设计要求。 本标准适用于后处理厂及其附属的乏燃料湿法贮存及各类放射性废物管理设施的设计、采购、制造、建造、安装、检验、调试和运行。 2引用标准 GBJ 11 建筑抗震设计规范 GB/T 19000 质量管理和质量保证标准——选择和使用指南 GB/T 19001 质量体系——设计/开发、生产、安装和服务的质量保证模式GB/T 19002 质量体系——生产和安装的质量保证模式 GB/T 19003 质量体系——最终检验和试验的质量保证模式 HAF 0101 核电厂厂址选择中的地震问题 HAF 0102 核电厂的地震分析及试验 HAF 0201 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级HAF 0400 核电厂质量保证安全规定 EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分 EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则
3 术语 3.1物项 包括建（构）筑物、系统、部件、零件或材料的概括性术语。 3.2 运行安全地震动（简称SL1） 运行安全地震动是在分析后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为2×10-3的地震动值所确定的一种地震，其加速度峰值不得小于对应于极限安全地震动的一半。当发生这种地震时，与核安全有关的设施应能继续运行并维持其核安全功能。 3.3 极限安全地震动（简称SL2） 极限安全地震动是在考虑后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为10-4的地震动值所确定的最大地震。当发生这种地震时，与核安全有关的建（构）筑物、系统和部件仍需保持其核安全功能。 3.4 核安全功能（简称安全功能） 为安全着想必须完成的某一特定目的。后处理厂的核安全功能必须确保； a．在事故工况期间及事故工况后后处理厂能安全停车并保持其安全停车状态； b．防止运行工况和事故工况下放射性物质在厂区内外的释放量超过相应规定值； c．防止事故工况下造成的对厂区工作人员和公众的辐照剂量超过规定值。 4 安全分级方法 4.1概述 划分后处理厂各物项安全等级之目的是为制订不同等级物项的设计要求提供基准。不同安全等级物项的设计要求必须通过与其相应的抗震和质量保证要求给予保证，以确保它们执行的安全功能和其可靠性相一致。安全分级、抗震分类和质量保证分级的关系见下表。
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）
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。
界面污物：溶解产品液含有少量二氧化硅和其他胶体沉淀。进入萃取设备后，含Si 微粒容易积累在两相界面附近，吸附Zr-Nb 裂片，与溶剂降解产物结合形成界面污物沉淀，大大降低去污效率和铀、钚收率，破坏萃取器的稳定操作。 超临界状态(反应堆启动和提升功率的状态)：当反应堆系统的K 有效>1时，裂变中子一代比一代多，链式反应发散。 核燃料：含有易裂变核素或可转换物质，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料 铀饱和度：已与硝酸铀酰络合的TBP 摩尔数在TBP 总摩尔数中所占的份额。以ξ（%）表示为ξU =2Y u /Y T(0)×100%，Y u 为有机相中铀浓度（mol/L ）；Y T(0)为有机相中初始TBP 浓度（mol/L ） 随着ξU 的提高，铀、鎿、钚的分配系数均下降。 分离系数β：某两种元素的分离系数，指这两种元素在分离前含量的比值与分离后含量的比值的比值。 ε：快中子增值因子（由各种能量中子引起的裂变而产生的快中子总数与仅由热中子裂变而产生的快中子数之比。 f ：热中子利用因子（核燃料所吸收的热中子数与被吸收的热中子总数之比。 与核燃料在慢化剂中的浓度紧密相关）。f=0活性区完全由慢化剂组成，f=1活性区完全有核燃料组成。 核燃料后处理：从乏燃料中除去裂变产物，分离并回收易裂变核素及可转换核素的的处理过程。 （建议理解）分配系数：用来描述在萃取和反萃取过程中物质分配状况的一个参数，表示在萃取过程中，某物质被萃取的能力，α=C 0/C a ，)('1'3)(M y P T n P n M M M M r r r T NO K X Y +±-==α 核燃料后处理的任务： 1）提取和纯化新生成的可裂变物质； 2）回收和纯化没有用完的可裂变物质和尚未转化的转化材料； 3）提取有用的裂变产物和超铀元素； 4）对放射性废物进行妥善处理和安全处置。 铀钚共去污-分离循环的安全运行是核燃料后处理的关键环节之一，因为： （1）后处理厂稳定运行的持续时间、生产负荷由1A 槽（柱）控制； （2）后处理流程中的铀线和钚线需要几个净化循环，在很大程度上取决于1A 槽（柱）的净化效果； （3）有机溶剂的质量、再生效果及其对萃取过程的影响主要体现在1A 槽（柱）； （4）运行过程中，由于1A 槽界面污物的产生及其放射性积累所导致的开停车期间放射性后移问题最突出； （5）237Np 回收率的高低在很大程度上取决于1AP 中铀饱和度的控制； （6）在1AW 中铀、钚金属的流失量，占整个工艺流程中的铀钚总流失量的30%左右。 酸浸影响浸取过程的主要因素： 1）、矿石粒度-根据矿石特性和浸取工艺条件来定
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
核能与先进核燃料循环技术发展动向 发表时间：2018-05-14T17:26:12.640Z 来源：《电力设备》2017年第34期作者：马新春[导读] 摘要：中国是世界第一能源生产大国，是第一能源消费大国，第一人口大国，也是世界二氧化碳第一排放大国，还是二氧化硫、氮氧化物、雾霾污染严重的国家之一。 （中电华元核电工程技术有限公司烟台分公司山东省烟台市 265100）摘要：中国是世界第一能源生产大国，是第一能源消费大国，第一人口大国，也是世界二氧化碳第一排放大国，还是二氧化硫、氮氧化物、雾霾污染严重的国家之一。可是中国能源资源不足，不到世界人均占有量的二分之一，石油对外依存度逼近60%，已达到严重不安全程度。为此，我国必须发展清洁能源、低碳能源、新能源，积极推进我国完整、强大的核能(电)产业体系建设，以保证我国能源安全、经 济安全、环境安全，提高幸福指数，推进社会生态发展。 关键词：核能；先进核燃料技术；发展动向 1.核能产业体系的特征 核能产业体系(简称核能体系)是指与核能资源链、产品链、产业链、物流链、技术链、服务链(如研发、设计)、价值链密切相关且相互链接的核能研究、开发、建设、生产、退役、废物处置的核事业、核产业、核企业群的构成与系统。它有如下特点： 1.1以核能开发利用为特色，并具有放射性 核能产业体系是以原子核能利用为特色的产业。既继承又发展了化工、机械、冶金、电子传统产业，是一个新产业。包括核燃料、核发电、核供热、核推进动力；包括核工业、核农学、核医学、核科技、核军工、辐射技术等。核产业具有放射性，从地质、采矿、冶金、放化、堆工、后处理、废物处置都有放射性。由于核安全、辐射安全和核环境安全的特殊要求，对所用的材料、设备以及制造和建筑安装作业均有不同于常规工业的严格质量要求，如高纯度、高精度、耐辐照、耐腐蚀、高清洁度、高密封性等。需要建立和贯彻执行严格的质量保证体系和安全文化体系。 1.2以核能研究为先导，具有知识技术密集性 核能(电)体系是技术、知识密集型产业体系。如堆型开发，铀同位素分离技术的成熟，都要经过十几年，几十年的时间；聚变能的可控开发要经过一个世纪以上。核能研发试验经费在法国一直占核能经济投入的1/3。科学技术是生产力，核科学、核技术是引导核产业发展的第一生产力。所以，必须把从事核能基础理论、应用研究、核能战略、规划、设计、经济管理研究，核能专用人才培养等服务事业、产业纳入这个体系推进“产、学、研”一体化。 1.3一个综合的跨行业体系 核工业是在原有工业和科学技术的基础上发展起来的，必须最大限度地利用已有技术、工艺和成就，其范围包括地质勘探、采矿、冶金、化工、电力、机械制造、建筑、机电、电子、精密仪表、环境保护等产业和物理、化学、生物学、地质学、气象学、计算机、自动控制、材料科学、传热学、医学、心理学、经济管理等科学。核能体系是一个综合的、跨行业的体系，它利用和发展了上述行业的技术、工艺、生产过程。一个聚集多产业、事业、服务业为一体的经济体系。 2.先进核燃料循环是实现核能可持续发展的必要条件 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)是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0.2-0.3倍；快堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高50-60倍甚至更多。目前,国际上对于采用核燃料闭合循环还是一次通过循环尚无共识。尽管按照目前的铀价和估计的铀资源,一次通过循环的经济性略优于闭合循环,但从可持续发展的角度出发,为了充分利用铀资源和减少核废物体积及其毒性,核燃料闭合循环(或循环经济)是必由之路。 2.2核燃料与核燃料循环体系 核燃料与核燃料循环体系，是指核燃料生产与循环利用的系统，包括裂变核燃料与聚变核燃料体系。它是核能的燃料、动力，是核工业的基础。核能(电)的核心就是使燃料裂变或聚变成能源、电力、动力。 裂变核燃料产业主要有、、裂变核燃料的生产，包括铀矿、钍矿的开采、冶炼、铀的富集、燃料元件加工、乏燃料元件处理回收铀钚。天然存在，是由在反应堆中辐照、转变得到的；是由转换得到的。核燃料与化工燃料相比是一个复杂得多的工艺阶段，是可循环使用的产业体系。 3.对于我国核电技术发展的启示 ①从战略、从长远对核能产业作国家发展定位包括核能源、核电战略，核燃料战略，核战略，辐射技术用于科研、军工、工、农、医、社、环境、生态的战略定位，特别是对核电大国、强国的定位； ②根据战略定位制定核能产业规划提出对核电、核燃料、辐射技术、核科技发展等产业规划； ③根据核产业规划提出推进核能各产业发展方针、政策、措施； ④国家对核能产业、事业、经济的领导、管理体制要改革，做好顶层设计。在市场与政府二者作用中找到一个平衡、统一点，才利于这种军民结合，敏感产业的发展； ⑤合力推进我国三代自主化核电“落地”与“走出去”战略； ⑥增加核科技人力、物力、资金投入； ⑦核能产业发展仍需要融资，需要税收、定价、舆论等政策的支持。 4.我国核燃料循环科技工业的发展战略
核科学与技术学院 核化工与燃料工程专业人才培养方案 一、专业简介 核化工与核燃料是核工业体系中的两个重要环节。本专业的主要课程含大学基础化学（无机、有机）、检测化学、环境化学、核化学与化工、核燃料循环与材料、理论化学、放化基础、化工原理、普通物理、高等数学、线性代数等，具有理工结合的特点。主要培养具有工程技术研究、开发和应用能力的核化工与核燃料工程人才。 二、专业的人才培养定位与目标 培养适应二十一世纪我国社会主义建设实际需要，德、智、体全面发展，具有良好的思想品德、科学文化、创新意识、业务、心理和身体素质。掌握现代化学基本理论、基本知识和基本技能，知识面宽广，受到基础研究、应用研究初步训练的核化工与核燃料循环专业专门人才。毕业生适宜继续攻读硕士学位；适宜到科研部门和学校从事科研和教学工作；适宜到厂矿企业、事业、技术和行政部门从事应用开发研究、生产技术和管理工作。 三、专业的基本要求 （一）思想道德和人文、心理素质 1、热爱社会主义祖国，拥护中国共产党的领导。 2、学习马列主义、毛泽东思想和邓小平理论，逐步树立正确的世界观和人生观，初步掌握辩证唯物的思维方法。 3、对学生进行集体主义教育，具有良好的思想品德和较高的文化素质，具有强烈的事业心和高度的社会责任感。 4、培养学生的竞争意识，并形成良好的心理适应能力。 （二）业务方面 1、掌握本专业所必须的数学、物理学的基本理论和实验的基本技能。 2、系统地、扎实地掌握本专业所必须的现代化学化工的基本理论、基本知识和基本实验技能，具有初步的能源科学、环境科学、材料科学等相关学科的基础知识。
3、熟悉计算机操作系统，具有较熟练的程序编制和应用软件能力。 4、较好地掌握一门外国语，具有初步的听、说、读、写能力。 5、掌握本专业必须的原子核物理、放射化学及核工程与技术基本理论及实验技能，具有初步的化工设计能力。 6、掌握化学化工某些领域的专业知识，有较强的适应性和一定创新能力，对核化工与核燃料循环领域的前沿、发展趋势有所了解，具有初步的研究、应用和开发能力。 7、具有将化学和化工的基本理论知识与生产实际相结合，分析、解决与核化工与核燃料循环相关的实际问题的初步能力。 （三）体育方面 1、了解体育的基本知识，达到国家规定的大学生体育合格标准。 2、养成良好的体育锻炼和卫生习惯，身心健康。 四、专业的学制与学分 （一）学制：共四年。 （二）学位：总学分161，必修137学分选修24学分。完成本专业学业，并符合学校有关学位授予规定者，授予兰州大学工学学士学位。 五、专业主干课程、特色课程和精品课程 主干课程：大学基础化学（无机、有机）、检测化学、理论化学、放化基础、化工原理 精品课程：化工原理（省级） 六、课程体系结构与学时学分分配表
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
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
聚焦中国核燃料后处理：万吨乏燃料咋成了烫手山芋 2016年10月16日03:26 中国新闻网 “在核燃料后处理上我们是一个后进的国家，这不得不承认。” 虽然，朱永公式院士手拿话筒有些颤抖，但他的语气却异常冷静：“多年来，我国对核燃料循环后段处理缺乏系统研究，没有顶层科学规划，研究力量分散，基础研究缺乏支持，这样下去势必影响核电站的可持续发展。” 今年10月16日，是我国第一颗原子弹试验成功52周年。15日，朱院士与其他9位核化学与放射化学界院士相聚在北京应物会议中心，他们理应拍手相庆，但是一说起我国的核燃料后处理的现状，气氛一下子变得严肃起来。 而在今年8月，中法合作核循环项目在连云港(5.020, 0.01, 0.20%)拟选厂址一事引起了当地居民强烈反对，最终地方政府宣布永久停止该项目的选址规划。 我国首个商业核电站1991年就投入运行，为何到今天还在为乏燃料处理厂选址困惑？朱院士痛陈的问题其根源又在哪？多位院士和专家向科技日报记者阐述观点。 乏燃料是“魔鬼”吗
乏燃料，是指在反应堆内燃烧过的核燃料，经过一定的时间从反应堆内卸出。乏燃料并非核废料。其中仍有95%的铀没有燃烧，同时还会产生一些新核素，如1%的钚和4%的其他核素。 到2020年，我国预计建成5800万千瓦核反应堆机组，每年产生的乏燃料超过1000吨，乏燃料累计总量约1万吨。 “诺贝尔奖获得者伯顿·里克特曾经写过一篇讨论核能的文章《两个魔鬼之间》，我们干的就是降妖除魔的事。”清华大学教授陈靖形象地说。 乏燃料具有很强的放射性，如果处置不当将引发难以估量的灾难。对于这个“魔鬼”，国际上有两种办法：一是永久禁锢在地下，二 是“招安”部分可用之才。 “美国耗资1000亿美元在尤卡山挖了一个几百米深的地下储藏基地，但是到2015年，储量已经达到75%，过不了几年就要装满了，接下来怎么办？”陈靖反问道。因此，自奥巴马上任后，美国政府就暂停向尤卡山继续存放乏燃料，另寻出路。 而我国人多地少的国情决定了环境容量更为有限，把问题留给后代既不负责也不现实。 如何锁紧“潘多拉魔盒” 在天然铀中，仅有不到1%的铀同位素——铀235，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀238却不能。这就意味着，铀燃料中有99%的能量未被利用。
核燃料循环的发展前景 人们对核燃料循环的研究，主要着重在两个问题。即：充分利用核燃料资源和使核燃料的利用清洁化。 1．充分利用铀（钍）资源：目前核能主要是利用235U，但它只占天然铀中的0.7％，即使考虑到压水堆的转换比为0.6，天然铀的利用率也只有0.7％+0.7％×0.6=1.1%。目前已探明世界上（经济上）有开采价值的铀为500万吨，而一座1000兆瓦（100万千瓦）的核电站，要消耗的铀为：初装量365吨+年补充量174吨（运行30年约需天然铀5500吨）。能源专家按年增长率2.5％（1989～1990的低潮增长率）估算，现有储量只能维持到2035年左右。可见用现在类型的核电站，铀作为燃料资源并不丰富。但是如果能将天然铀中未被热中子堆利用的、占99.3％的239U利用起来，情况将发生本质的变化。 利用快中子增殖堆能够解决这个问题。在快中子增殖堆中，有足够富裕的中子能将238U转换成239Pu。239Pu与235U相同，是可以燃烧的。这样就可以把铀资源的利用率从～1％提高到60～70％，可见铀资源在能源中的位置所起的作用。再加上快堆对燃料的利用比热堆充分（燃耗大3倍左右），就可能更充分地利用铀。这样人们就不必再为化石燃料的污染环境（我国烧煤每年排入大气的SO21460万吨，烟尘2300万吨，此外还有世界性的温室效应）和引起交通紧张（我国煤运量占铁路的40％，占海运的30％，而1000Mw 电站需要运输的煤量为330万吨）而烦恼。 和238U相似，232Th也能吸收中子而转换成能做核燃料的235U。但因233U中的232U的子体具有很强的γ放射性，操作起来很不方便，近来除印度这样的铀资源匮乏而钍资源丰富的国家外，其他国家暂时放弃了对它的研究。 2．核能应用清洁化：后处理厂共去污流程产生的高放废液的最终处置，是人们最关心的问题。它含有反应堆中产生的全部裂变产物、镎和超钚元素。裂变产物的放射性在储存300年后将降到比天然铀矿还低的水平。而镎、镅、锔等超钚元素在储存几十万年后仍保留有相当的水平。一座1000Mw（e）的核电站每年将生产25公斤超钚元素［1990年世界核电站装机容量为325870Mw（e），可产生超钚元素～8吨，如果用U+Pu的混合燃料此值还将加大］。对于这样长寿命的α放射性物质，进行几十万年的长期埋葬，不能不引起公众的忧虑。 缩短放射性废物辐射危害达到环境允许水平的时间，将从根本上消除这一疑虑。这样人们就能够从有人类历史文献记载的时间尺度来评价地层的稳定程度，从而做出不容置疑的结论。这个目的可借用中子嬗变长寿命裂变产物和超钚元素的方法来实现。在中子作用下，上述元素或嬗变成稳定的核素［如：99Tc（n，γ）100Tc→100Ru］，或经过裂变反应燃烧成短寿命裂变产物［如En＞0.5Mev时的237Np（n，f）；241Am（n，γ）242Am（n，f）］，这时不但清除了长寿命α核素，而且还为核燃料提供了能量，达到一举两得的目的。 高放射性废液经过上述物理处理后，剩下的只是半衰期30年左右的裂变产物（90Sr，137Cs等），只需要几百年的时间就可达到安全水平。
核燃料后处理放化实验设施 核燃料后处理放化实验设施(CRARL)工程进展 黄美德 2006年，核燃料后处理放化实验设施工程（CRARL）前期工作取得突破性进展，整个工程前期工作处于受控状态，“质量、进度、投资和安全”四大控制逐步实施，工程部管理水平有了进一步提高。 继2004年12月国防科工委批复了本项目的可行性研究报告后，工程部委托北京核工程研究设计院进行初步设计，于2006年初完成了初步设计工作，并于2006年10月25日得到中国核工业集团公司的正式批复（中核计发〔2006〕450号），取得了形象性进展。初步设计的完成是工程的重大节点之一，它标志着CRARL工程已由工程前期准备阶段进入施工阶段。 2006年CRARL工程部主要完成了以下工作： 1) 完成初步设计文件的编制、上报和评审； 2) 完成了厂址管道的拆除和改造工作； 3) 完成了监理单位、施工单位资料收集、联系及招标文件的编制； 4) 完成了对部分重要设备厂家的考察评价； 5) 完成了部分施工设计图的设计和审查； 6) 召开了CRARL工程科研项目研讨会。 目前，工程的施工设计工作已经全面展开，建筑施工图已经审查通过，安全分析报告、环境影响评价报告（设计、建造阶段）以及消防专篇等报告已经编制完成，并上报国家有关主管部门审查，各项开工报建工作也正在进行之中。 截至2006年12月，国防科工委累计下达资金计划7 012万元，累计到位资金4 512万元。截止2006年2月底，CRARL工程累计签订合同11份，合同总额为3 150.51万元，完成工程总投资15.8%。 CRARL工程的质保体系正在逐步建立和完善。2006年完成了26个大纲程序的编制、审查、批准和颁布实施。3月份进行了大纲的管理部门审查，根据管理部门审查的结论，正在对大纲进行修订和升版准备工作，同时对大纲程序作相应的修订和换版工作。工程部各部门将在下一步继续编制完善第三层次工作文件。 由于CRARL工程的建设在国内尚属首次，既要要求设计技术先进，又要做到安全、可靠、经济和适应科研需要的灵活性，同时工程中的一些非标设备设计也没有类似的经验可供参考，因此，工程部技术人员在施工设计过程中加强与北京核工程研究设计院设计人员的联系和沟通，在保证施工设计进度的同时，加强对施工图纸的审查和质保监查，确保工程按时保质完成。
我国先进核燃料循环技术的现状研究 姓名：颜邦益班级：核化121班学号：20124150130 目前 , 全世界核发电能力约350GW , 每年产生的乏燃料约10 500t , 累计存量达到130 000 t 。乏燃料中含有大量的U、Pu、次量锕系元素 (MA) 和裂变产物 (FP) , 其中的锕系元素 ( 如 Pu 、 Np 、 Am 和 Cm 等 ) 和长寿命裂变产物 (LLFP) 构成了对地球生物和人类环境主要的长期放射性危害。这一问题如不能妥善解决 , 则将制约核能的持续发展。近年来 , 国际上正在积极开展先进燃料循环体系或洁净核能体系的研究 , 其目标是降低核电生产成本 , 提高核电生产体系的经济性 ; 减少废物产生量 , 促成生态和谐 ; 充分利用铀资源 ; 确保核不扩散。 一、燃料循环体系概念 目前 , 国际上有2种核燃料循环方式 , 即“一次通过” (once 2 through cycle) 和“后处理燃料循环” (reprocessing fuel cycle) 。所谓“一次通过”方式 , 是将乏燃料作为废物直接进行地质处置。由于乏燃料中包含了所有的放射性核素 , 要在处置过程中衰减到低于天然铀矿的放射性水平 , 将需要10 万年以上。所以 , “一次通过”方式对环境安全的长期威胁“后处理燃料循环”方式是通过后处理将乏燃料中的 U 和 Pu 提取出来进行再循环 , 以充分利用铀资源。 后处理所产生的高放废液(HLLW) 经玻璃固化后进行地质处置。由于玻璃固化废物中含有所有的 MA 和 FP , 其长期放射性危害依然存在。如果将 MA和LLFP 从 HLLW 中分离出来 , 则所制得的玻璃固化废物存放 10 3 a 左右后 , 其放射性毒性即可降至天然铀矿水平。如果将分离出的 MA和 LLFP 通过嬗变使之转变成短寿命或稳定核素 , 则核能生产对环境可能造成的放射性危害可减到很低的程度。同时 , 嬗变过程中所释放的能量也可以利用 , 从而进一步提高铀资源的利用率。 MA 和 LLFP 的分离嬗变方案是对“后处理燃料循环”体系的延伸 ,在此基础上 , 将形成“先进燃料循环” (advancedfuel cycle) 体系。 不同燃料循环方式下核废物长期放射性风险。“先进燃料循环”体系是对现有核能生产及其燃料循环体系的进一步发展 , 它是现有的热堆燃料循环与将来的快堆或加速器驱动系统(accelerator 2 driven system , 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同时处理热堆和快堆乏燃料以及嬗变靶件 , 实现U、Pu的闭路循环和MA 的嬗变。与现有的燃料循环体系相比 , 先进燃料循环体系应具有更高的铀资源利用率、更好的核能生产经济性、更佳的环境安全性以及更强的防核扩散能力。为此 , 今后的燃料循环过程将进一步简化。例如 , 在满足快堆燃料循环要求的前提下 , 水法后处理可开发“一循环” Purex 流程 , 钚产品对FP 的去污因子可降至103 , 这可能使投资费用降低 1/ 2 ～ 1/ 3 , 产品的强辐射还能提供防核扩散屏障。如果今后干法后处理能够实现工业化 , 则具有更好的经济性和防核扩散能力。 后处理的去污水平降低要求后 , 相应的燃料元件的制备过程必须实现远距离操作 , 由此导致的费用上升可以通过简化燃料元件制备工艺得以补偿。燃料循环过程中产生的 Pu 、 MA 和LLFP , 将在快堆或 ADS 中燃烧或嬗变 , 以减少其长期放射性危害 , 保证环境安全 , 并利用燃烧过程中释放的能量。“先进