关于批准中核北方核燃料元件有限公司三门核电燃料组件运输核与辐射安全分析报告书的通知（2019）
你公司《关于〈中核北方核燃料元件有限公司三门核电燃料组件运输核与辐射安全分析报告书〉审评的请示》（公司安字〔2019〕222号）收悉。
根据《放射性物品运输安全管理条例》的相关要求，我局审查了你公司提交的《中核北方核燃料元件有限公司三门核电燃料组件运输核与辐射安全分析报告书》（以下简称《报告书》）。经研究，批复如下。
一、同意你公司按照《报告书》中的各项承诺和运输方案，以公路运输的方式实施三门核电燃料组件运输活动。你公司作为三门核电燃料组件运输活动的托运人（地址：内蒙古自治区包头市青山乌素图；法定代表人：李卫东），应承担三门核电燃料组件运输过程中的核与辐射安全责任。
二、你公司采用STC-NF1A新燃料运输容器（设计批准号：CN/059/AF-96（NNSA））实施运输，单个容器最多可以装载1组改进型RFA-XL型新燃料组件。单次最多运输68个货包，年最多运输2次。
三、运输活动实施前，你公司应委托有资质的辐射环境监测机构对货包表面污染和辐射水平实施监测，并将监测报告报内蒙古自治区生态环境厅备案。
四、每次运输活动实施前，你公司应报告我局。
五、运输过程中如发生核与辐射事件或事故，应及时报告我局和事故发生地的省级生态环境主管部门。
六、本批准不免除你公司遵守国家其他有关运输法规要求的责任。
七、本批准有效期至2024年6月30日。
国家核安全局
2019年7月20日
【此件社会公开】
抄送：中国核工业集团有限公司，内蒙古自治区、浙江省生态环境厅，生态环境部华北、华东核与辐射安全监督站、核与辐射安全中心，中国辐射防护研究院。
（本资料仅供参考，请以正式文本为准）
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：
核燃料元件生产中化工转化工艺的评述 吴忠俭 核工业第五研究设计院 450052 摘要：本文对核燃料元件生产中三大化工转化工艺作了评述，系统介绍了IDR工艺的优点，提出了我国今后建厂所采取的工艺路线及现有ADU生产线的利用，并对IDR工艺中所存在的问题提出了建议。 关键词 核燃料 化工转化 IDR工艺 建议 1 前言 在核燃料生产中，铀化合物转化加工占有很大的比重。一般来讲，铀矿石水法冶金和纯化精制是获取核纯物料的手段。但从上述过程中制得的铀化合物的物理、化学性质和核性能尚不能适于核裂变的应用，必须经过化学转化加工，为生产金属铀和铀同位素分离提供适宜的铀化合物。 目前绝大多数核动力反应堆都是采用不同加浓度的铀，所以二氧化铀是生产合乎要求的二氧化铀燃料的重要原料，并且世界各国均随着我国核电事业及其它核动力的发展，对核燃料二氧化铀的需求量越来越大。大家知道，在压水堆核燃料元件生产中，首先必须把含有一定富集度的UF6转化为符合要求的陶瓷级UO2粉末。UO2粉末的性能决定了化工转化工艺。 当今世界上，压水堆核燃料化工转化工艺，用于生产实践的，主要有三种，即ADU工艺，AUC工艺及IDR工艺。ADU工艺是世界上发展最早的湿法工艺，随后西德研究并使用了AUC湿法工艺。IDR工艺是由英国的核燃料公司（BNFL）研究成功并首先使用的一种干法工艺，英国于1971年在斯普林菲尔德厂建造了世界上第一条IDR工艺生产线投入运行，并取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。1975年法国-比利时核燃料公司（FBFC）引进了该项专利，在法国的罗芒建立了IDR工艺生产线，也取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。法国在吸收、
关于批准中核北方核燃料元件有限公司三门核电燃料组件运输核与辐射安全分析报告书的通知（2019） 你公司《关于〈中核北方核燃料元件有限公司三门核电燃料组件运输核与辐射安全分析报告书〉审评的请示》（公司安字〔2019〕222号）收悉。 根据《放射性物品运输安全管理条例》的相关要求，我局审查了你公司提交的《中核北方核燃料元件有限公司三门核电燃料组件运输核与辐射安全分析报告书》（以下简称《报告书》）。经研究，批复如下。 一、同意你公司按照《报告书》中的各项承诺和运输方案，以公路运输的方式实施三门核电燃料组件运输活动。你公司作为三门核电燃料组件运输活动的托运人（地址：内蒙古自治区包头市青山乌素图；法定代表人：李卫东），应承担三门核电燃料组件运输过程中的核与辐射安全责任。 二、你公司采用STC-NF1A新燃料运输容器（设计批准号：CN/059/AF-96（NNSA））实施运输，单个容器最多可以装载1组改进型RFA-XL型新燃料组件。单次最多运输68个货包，年最多运输2次。 三、运输活动实施前，你公司应委托有资质的辐射环境监测机构对货包表面污染和辐射水平实施监测，并将监测报告报内蒙古自治区生态环境厅备案。 四、每次运输活动实施前，你公司应报告我局。 五、运输过程中如发生核与辐射事件或事故，应及时报告我局和事故发生地的省级生态环境主管部门。 六、本批准不免除你公司遵守国家其他有关运输法规要求的责任。 七、本批准有效期至2024年6月30日。 国家核安全局 2019年7月20日 【此件社会公开】 抄送：中国核工业集团有限公司，内蒙古自治区、浙江省生态环境厅，生态环境部华北、华东核与辐射安全监督站、核与辐射安全中心，中国辐射防护研究院。 （本资料仅供参考，请以正式文本为准）
CANDU堆元件现状与发展张杰崔振波王世波 包头核燃料元件厂 2005年5月
摘要 摘要 本文介绍了重水堆核电站用燃料棒束发展里程和CANDU-6燃料棒束的技术特性，介绍了重水堆核电燃料棒束的技术改进方向和发展现状以及我国在CANDU燃料循环方面的发展设想。 关键词 重水堆燃料元件、CANDU堆燃料元件、发展、燃料循环、CANFLEX燃料棒束。
1 CANDU重水堆核电概况 CANDU型重水堆经过40多年的改进和发展，已成为当前比较成熟的堆型之一。历经几十年的商业运行已充分证明，就技术指标、经济性、安全性等方面而言，CANDU堆可称为当今世界上一种较为领先的核电技术。 我国秦山三期重水堆核电站就是引进加拿大原子能有限公司两台CANDU-6重水堆核电机组，总装机容量为2×728Mwe，设计年容量因子为85%，设计寿命40年。两台机组已分别于2002年12月和2003年7月投入商业运行。 同时，为了实现重水堆燃料元件国产化，满足秦山三期核电站换料节点要求，1998年12月8日经由中核原子能公司，二零二厂与加拿大ZPI公司签定了CANDU-6型燃料棒束制造技术转让合同。该项目于2000年4月1日破土动工，工程历时33个月，于2002年12月建成了我国第一条重水堆核燃料棒束生产线——包头核燃料元件厂。包头核燃料元件厂设计生产能力为年产200吨（铀）CANDU-6型核燃料棒束（约10400-10600只燃料棒束），以满足秦山三期两座728 Mwe商用核电站的年换料要求。2003年3月27日首批国产化燃料棒束入堆，目前堆内运行状态良好。 2 CANDU重水堆燃料元件 2.1 CANDU堆燃料元件 2.1.1 燃料元件的基本结构 CANDU堆燃料元件是由天然UO2陶瓷芯块，Zr-4合金包壳管、端塞、隔离块、支承垫和端板等部件组成的棒束。图2-1是一个典型的CANDU-6型燃料棒束。 图2-1 CANDU-6型燃料棒束外形 1-端塞；2-端板；3-包壳管；4-芯块；5-石墨涂层；6-支承垫；7-隔离块；8-压力管芯块是由天然陶瓷UO2粉末经压制成型、高温烧结制成圆柱形，其密度≥10.45克/厘米3，氧铀比为2.000～2.015。高密度燃料芯块可使燃料在堆内有尽可能多的可裂变材料和尽可能小的体积变化。芯块端面呈碟形，芯块端部有倒角。芯块柱面要经磨床磨削，以得到较高的光洁度，可以保证芯块与包壳有良好的接触及有利于热传导。 每只CANDU-6型燃料棒束是由37根单棒组成。UO2芯块装入壁厚0.4mm的Zr-4合金包壳管内，其两端由端塞密封焊接组成单棒。37根单棒按照固定位置环形排列，两侧用端板焊接固定，组成燃
第四章反应堆结构与核燃料 反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。 反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。参见图4.1。 图4.1 反应堆位置 - 35 -
- 36 - 图4.2 反应堆剖面图
- 37 - 图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分： ● 反应堆堆芯 ● 堆内构件 ● 反应堆压力容器和顶盖 ● 控制棒驱动机构 4.1 反应堆堆芯 4.1.1 堆芯布置 核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。 在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。 通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。 图4.3 堆芯分区布置（第一循环）
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）
中核北方核燃料元件有限公司中核北方核燃料元件有限公司（二○二厂），创建于1958年，是我国核工业最早创建的“五厂三矿”之一，是我国核材料、核燃料元件研制和生产的重点军工企业，是我国核电燃料元件主要的生产科研基地。 企业规模 公司地处被誉为“鹿城”“花园式城市”的内蒙古自治区包头市，占地8.13平方公里。公司现有职工3049人，各级各类专业技术人员939人，研究员级高级工程师42人、高级专业技术人员162人，高级技师35人。其中，中国工程院院士1人，享受国务院政府特殊津贴人员29人。 科研实力 公司具有“厂所合一”企业结构和雄厚的科技创新实力，拥有中国核工业重点实验室、国防科技工业企业技术中心、博士后科研工作站、核燃料材料联合实验室、内蒙古自治区钍基燃料研究工程技术中心和国家及国防实验室等，公司被认定为国家高新技术企业。 公司承担了以大型先进压水堆核电站、高温气冷堆核电燃料元件和新一代核材料、核燃料关键技术研究为核心的国家科技重大专项、装备探索、核能开发等科研课题，形成了军、核、民技术相互融合的研发格局。公司成功研制了我国
首件CAP1400自主化燃料组件样件、首个环形燃料辐照考验元件、首套医用钴调节棒组件等一系列产品，在国家能源示范工程海洋核动力平台燃料组件研制、城市供热堆燃料组件研制、大型核电站主泵高性能贫铀飞轮研制以及航天、医疗、强放射源贫铀屏蔽体研制等方面，取得了重要技术突破。 从事领域 公司先后建成了重水堆核电燃料元件生产线、压水堆核电燃料元件生产线、AP1000核电燃料元件生产线和高温气冷堆核电燃料元件生产线等四条核电燃料元件生产线，形成了国内品种最多、技术最全、规模最大的核电燃料元件制造产业格局；开发了钴调节棒、医疗堆燃料元件、民用放射源特种材料屏蔽体、航天器特种材料屏蔽体等多种民用产品。 企业已形成集铀化工转化、铀冶金、铀粉末冶金、压力加工、机械加工、真空焊接、金属表面处理、理化分析、无损检测、辐射防护等诸多专业领域于一身的核燃料元件、核材料科研生产体系，获得了一批具有较强应用价值的可以军民两用的研究成果，建成了一套较完整的技术体系和质量保证体系，具有较强的研发能力和创新能力，发展潜力巨大。 您的加入必将使中核北方核燃料元件有限公司更加朝 气蓬勃、焕发活力，也将使中核北方核燃料元件有限公司如虎添翼、加速发展。中核北方核燃料元件有限公司真诚欢迎莘莘学子的加入
(19)中华人民共和国国家知识产权局 (12)实用新型专利 (10)授权公告号 (45)授权公告日 (21)申请号 201920438014.X (22)申请日 2019.04.02 (73)专利权人 中国科学院高能物理研究所 地址 100049 北京市石景山区玉泉路19号 乙院 (72)发明人 刘彦韬 刘双全 王英杰 王培林 王晓明 魏龙 章志明 魏存峰 李道武 李春苗 杨明洁 (74)专利代理机构 北京律智知识产权代理有限 公司 11438 代理人 袁礼君 阚梓瑄 (51)Int.Cl. G21C 17/00(2006.01) G21C 17/104(2006.01) (ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利 (54)实用新型名称 核燃料棒富集度无源检测系统 (57)摘要 本实用新型提供一种核燃料棒富集度无源 检测系统。包括：伽马射线探测模组，包括多个依 次串行等间距排列的探测单元，其中任一探测单 元均为多边形中空结构或环形中空结构，使得探 测模组的中心形成管道状通道以供核燃料棒穿 行其中；多通道信号处理系统，用于接收和处理 多个探测单元的测量信号；多通道供电系统，用 于为多个探测单元和多通道信号处理系统提供 电源；以及分析系统，用于根据经过多通道信号 处理系统处理后的测量信号进行能谱分析和富 集度分析。本实用新型提供一种检测效率高，结 构紧凑的无源检测系统用于核燃料芯块富集度 检测。根据本实用新型的一些实施方式，采用模 块设计，便于维护更换，其中一个或几个探测单 元失效时， 不影响整体正常工作。权利要求书2页 说明书6页 附图1页CN 210091732 U 2020.02.18 C N 210091732 U
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。
核电站技术的进一步发展将使核燃料的利用率得到提高，但随之也带来了更高的风险 听上去好像是很简单，铀在核反应堆里燃烧得越强、越热、越长时间——它得到了最充分的分裂——则所需要的燃料也就越少，而且到燃料耗尽时所产生的废料也越少。 几十年来，核技术人员一直在朝着这个方向努力，但是新兴的核安全与核废料处置研究却对此提出了新的问题。最新的研究发现，高效核燃料在应急时刻可能是不稳定的，这样将引起放射性物质泄漏和进入环境的巨大风险。更为严重的是，与人们预料的情况相反，由这种高效核燃料所产生的核废料所带来的辐射更大，这就意味着，它们更难与现有的核废料一起埋藏到地下的核废料库中。 新技术下的核燃料 目前，全球核电总装机容量已经超过了3.5亿千瓦。新一代的核电站将带来更大的改变。在未来的几年中，美国将新建30个反应堆，英国将建10个反应堆。中国现在的核电装机容量仅为910万千瓦，预计到2020年，将达到4000万千瓦。 要提高反应堆效率，技术人员就需改进用作燃料的浓缩铀，提高其燃耗率。燃耗率是一个从已知数量的燃料中获得电量的单位，用每吨铀所产生的吉瓦?天数来表示(GWd/tU)。燃耗越高，燃料棒在反应堆里维持的时间越长，这一点已经在美国和其他地区普遍应用的加压水和沸腾水反应堆里获得了成功验证。从1970年开始，世界各地反应堆的平均燃耗几乎增加了一倍，达到了40 GWd/tU。 新型的反应堆多使用两种设计:一种是美国西屋公司开发的AP1000“非能动型压水堆 核电技术”，另一种是法国阿海珐公司的欧洲压水堆技术，预计新技术的燃耗率将达到 60GWd/tU或更高。在这种燃耗下，铀燃料棒将比今日燃耗最好的燃料多烧一年之久。 燃料棒的考验 不过，这样的进展却可能带来一定的代价。今年3月，在美国华盛顿特区和马里兰洛克维乐，在美国核管理委员会(NRC)组织的一个会议上，美国伊利诺斯阿贡国家实验室的迈克尔?比龙所领导的一个小组发表了对高燃耗燃料行为的研究发现，指出燃耗超过45GWd/tU 的燃料会引起从前所无法预料的安全问题，并且将会打破现有的NRC安全条例，除非人们做一些改进，将这些核燃料成分打包包装。 在核电站的运作中，假如冷却水突然损失，就会发生危险。比如1979年美国宾夕法尼亚三里岛的事故，曾导致了一个反应堆核芯的部分熔化。要在这样一个事故中控制放射能的泄漏，最关键的是核燃料棒与其外围的锆合金包壳在应急制冷系统下插入冷水时要保持完
陈 彭:男,32岁,反应堆安全分析专业,硕士,工程师 收稿日期:1997206212 收到修改稿日期:1997210215 第32卷第2期 原子能科学技术V o l .32,N o .2 1998年3月A tom ic Energy Science and T echno logy M ar .1998 秦山核电厂燃料棒 PC M I 效应和包壳疲劳分析 陈 彭 (中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所,北京,102413)用FRA PCON 22程序中二维有限元力学模块A X ISY M 分析了秦山核电厂燃料芯块与包壳之 间的机械相互作用(PC M I ),给出了包壳局部应力的计算结果。根据LAN GER &O ’DONN EL 疲劳寿命经验公式和M I N ER 法则,编制了疲劳分析程序FA T IG 21,分析了秦山核电厂燃料包壳在负荷追随运行工况下的积累疲劳损伤因子,为秦山核电厂燃料元件的设计改进和安全审评提供依据。 图1 燃料棒及PC M I 效应所产生的变形示意图F ig .1 Fuel rod and its defo rm ati on under pellet 2cladding m echan ical in teracti on 关键词 有限元 PC M I 疲劳 燃料棒 中图法分类号 TL 352122 在早期压水堆核电站运行中,PC M I 是导致 燃料棒破损的重要原因之一。后来,燃料棒设计的 改进使PC M I 的破损率大大降低,但随着核燃料 向高燃耗的发展,PC M I 效应仍然是燃料棒设计 中必需考虑的问题。 图1示出燃料棒PC M I 作用的特点[1]。在热 源作用下,燃料芯块由于不均匀的热膨胀形成沙 漏状结构,包壳在对应的芯块肩部产生环脊,并导 致环脊附近局部应力集中,严重时可直接导致包 壳局部开裂。在负荷追随运行工况下,局部应力集 中随功率的变化而变化,导致包壳局部疲劳破损。 1 计算程序及模型的改进 111 FRAPCON -2程序及有限元模块AX 2IS YM [2]FRA PCON 22程序是燃料棒性能分析程序,
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? 答:匠处理（I务界氏― ⑴冋收铀、钵作为核然科两新他用 ⑵去除铀.縛中的放肘性裂变庐物境吸收中子的製燮产物= ⑶ 缔舍柱理放射件废竹.便芯适仟卩氏期安亍辭存■: A甜电式（挡启PLP弘 斑商业产咼氐钿和环 其中?詁F化铮 ］硝酸释溶液 三氣化铀（二氧化铀）铀.硝酸铀酰 為氟化铀 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）
答；馬业理I的将点是： 1）畀化工单兀操作设备设冒在重混旌土堰作屏歸且告不購刷?血的专用设备室中’ 2）苛愷篙材料、化学试別.有机港阳h离子走換科盼￡履族射件兀素的审比态郁咲考虑射线对拘烦所致的辐肘拇伤、辐射降鮮、热效甌和化学效战； 3）必莎^偲匸艺落液關僭的核临弹安?讨迪； 41雀話堆啪现故财柞液潦的魁肯満漸堆浪鮎件股物的竝冲和处置: 5）召处理工艺技底舸硏冗幵发脊…奩持殊的模式半 6）后处理厂要接哽IAEA”不护散做试器的监督” 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 铀的卄轧冶煤、 精制堆转化U255同位 索的燃料兀件的别泊
在反应堆中 1=> 的燃烧 ④ 其中. 的液编工业上常用方法为气悴旷散注和离心法 卜艺燃料元件的“冷却” ⑤ 乏懺料的后处揑商耍过朝为：乏遇料元件的苗段处理 k 化学分离 ⑥ 对F 负化铀的情汕ifiF 也U 浓度比所册要眸低C 必須竜新调整浓度 士# [L 和出￡7浓缩程度更高的铀相混合在忖谓于使用 h t￡： \ （2.把贫化铀作为再浓缩原料重斯浓縮 ⑦ 除了把经过后处理再到的劭和'珂 作为It 他反应堆原料岀密血衍到收入上外*还可把这 些转抉材料用作反应堆本身燃料童新便用。 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a ：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。 C O C O ――某物质在有机相中的平衡浓度 C a ――某物质在水相中的平衡浓度 1=^> 乏裒科后处理 険留的核材热 液復的甫新调幣
核燃料循环简介 邓泽和 (核工业五○四厂) 关键词 核燃料循环,235U 1 概述 核反堆技术的进步与成熟加速了50年代核电站的兴起。目前全球约有十几种堆型近500座核电站。核能发电已占世界总发电量的20%左右。铀是当前核电站的主要燃料,一座100万k W 的核电站每年消耗3.0%左右的浓缩铀约27t ;相同规模的燃煤电站则需270万吨标煤,相当于5400个车皮的标煤。可见铀同位素为人类提供的能源是多么丰富的。 核电站的发展,促进了核燃料的开发利用,加快了核燃料循环的深入发展。 用于裂变反应的235U 的天然铀中含量极微,其天然丰度仅为0.7%左右。从铀矿开采、冶炼,经铀化工转换,到浓缩成核动力堆用产品,需要经过一系列的加工处理;经过核反应堆卸出的乏燃料需要经冷却、贮存和后处理后,再对其有用部分加以利用,对其放射性废物则需进行处理。这样就形成了一个庞大的核燃料循环系统工程。核燃料循环系统主要包括:铀矿的开采与冶炼、铀化工转换、铀同位素浓缩、核燃料元件制造和乏燃料的后处理五个方面。核燃料的循环过程,就是在相应的企业中,分别进行相应的加工和处理,使其具备使用功能和条件,提供给下一循环利用。核燃料循环的主要过程见图1。 66图1核燃料循环系统示意图 UF 钚-239矿 渣 矿石乏燃料冷却贮存生产堆废物处理矿石开采与冶炼 天然铀元件加工 转化 为 UF 乏燃料后处理核动力堆 浓缩铀元件加工 贫化铀浓缩铀 2转化为UO 2 铀矿的开采与冶炼(图2) 铀矿地质勘查是提供铀矿储量的基础工作。在我国,要探明铀矿的储量,一般要经过地质普查、详查和勘探三个阶段,约需5年的时间。 铀矿开采分露天和地下开采两种方式,类似于煤矿开采。区别在于铀矿开采面的地质条件差,工作环境恶劣。 铀矿冶是指从铀矿石中提出、浓缩和纯化精制天然铀产品的过程。目的是将具有工业品位 ?62? 北方八省(市、区)第二次核技术应用学术会议
中国核燃料路在何方 日前，国家能源局官网公布了《国家能源局关于印发2017年能源工作指导意见的通知》（以下简称《通知》），明确指出： 积极推进已开工核电项目建设，年内计划建成三门1号机组、福清4号机组、阳江4号机组、海阳1号机组、台山1号机组等项目，新增装机规模641万千瓦。积极推进具备条件项目的核准建设，年内计划开工8台机组。扎实推进三门3、4号机组，宁德5、6号机组，漳州1、2号机组，惠州1、2号机组等项目前期工作，项目规模986万千瓦。
最近，关于核电的新闻密集度之高，梳理一下，不难看出核电的发展正在稳步复苏： 2011 新项目暂停审批 3.11福岛核事故后，我国暂停核电新项目审批。 2012 十二五期间只安排沿海项目 国务院常务会议“国四条”明确：“十二五”时期只在沿海安排少数经过充分论证的核电项目厂址，不安排内陆核电项目。之后，全行业进入检查、经验反馈、改进和提升阶段。 2014 沿海推进，内陆保护 1月中国家能源局下发的《2014年能源工作指导意见》表示：适时启动核电重点项目审批，稳步推进沿海地区核电建设，做好内陆地区核电厂址保护。2015 沿海启动，内陆论证
11月发布的《能源发展战略行动计划（2014-2020）》指出：在采用国际最高安全标准、确保安全的前提下，适时在东部沿海地区启动新的核电项目建设，研究论证内陆核电建设。 2016 内陆深入论证，做好前期准备 11月，国家发改委、国家能源局印发的《电力发展“十三五”规划（2016-2020 年）》指出：深入开展内陆核电研究论证和前期准备工作。认真做好核电厂址资源保护工作。 2017 补齐短板，一站式，走出去 2月8日，国防科工局“十三五”核工业发展规划宣贯会指出：“十三五”期间，我国将“安全高效发展核电”作为目标，补齐“乏燃料后处理技术”的短板，做好“‘一站式’燃料供应”的新布局，推出“‘中国创造’核电品牌”走出去。上述信息中，最值得注意的是，2月8日国防科工局宣贯会提出：“做好‘一站式’燃料供应的新布局，推出‘中国创造’核电品牌走出去” “一站式”燃料供应新布局是针对目前“分散式”的燃料供应布局而言。 目前，我国核燃料唯一核燃料生产商、供应商、服务商是中国核燃料有限公司（法人独资）。