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中国实验快堆MOX燃料研究进展
尹邦跃
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】2008(028)004
【摘要】介绍了国外MOX燃料的最新研究成果,讨论了MOX燃料研究对于推动我国快堆发展的作用,介绍了快堆MOX燃料的制造技术特点和难点、中国实验快堆MOX燃料研究进展以及下一步研究目标.虽然我国MOX燃料研究在过去20年中取得了较好的阶段成果,但与国际发达水平和我国快堆发展对MOX燃料的需求之间还存在明显差距.目前是开展中国实验快堆MOX燃料研究的良好机遇.
【总页数】8页(P305-312)
【作者】尹邦跃
【作者单位】中国原子能科学研究院,北京,102413
【正文语种】中文
【中图分类】TL32
【相关文献】
1.大型MOX燃料快堆钠空泡反应性微扰理论研究 [J], 霍兴凯; 徐李; 曹攀; 胡赟
2.日将继续推进MOX燃料的使用 [J], 赵宏;伍浩松
3.日本MOX燃料制造厂推迟至2024年竣工 [J], 赵远;陆燕
4.从MOX燃料芯块烧结气氛谈工程设计安全 [J], 尚改彬
5.俄BN-800钠冷快堆1/3堆芯装填MOX燃料 [J], 伍浩松;赵宏
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我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。
然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。
因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。
现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
重大核科学工程中国实验快堆（CEFR）1 CEFR工程进展汪尧2005年，工程建设取得新的进展，工程质量处于受控状态，项目治理水平进一步提升。
继2004年11月完成主工艺施工设计后，工程全部施工设计于2005年10月完成。
2005年11月，完成实体防卫系统的订货后，标志着工程大型机电类物项的订货工作全部完成。
2005年8月11日，堆容器首批安装部件到货并开始堆本体设备现场安装，实现了工程又一重大节点。
堆容器现场安装施工进展顺利，底封头组合件和堆内支承结构均已吊入堆坑进行焊接。
并完成以下工作：1) 首次进钠相关的钠接收与二回路钠充排系统；2) 二次氩气分配系统、氩气接收系统、真空系统、膨胀石墨灭火剂喷洒系统、钠火消防系统等系统的安装和交调后，并于年底完成系统调试，为核级钠进场制造了条件；3) 00子项（室外工程）及05子项（应急柴油发电机厂房）的土建施工；4) 全部调试治理程序的编制，调试技术文件、运行规程和安全分析、环评报告的编制也差不多满足总体打算要求。
目前，工程已全面转入安装调试时期。
2005年，按照“大力协同，全面推进，抓住主线，确保节点”的指导思想，通过明确技术负责人和细化岗位目标，抓责任落实，提高了执行力度；通过质量专题活动，加强质量操纵和体系完善；通过分级和谐和专项治理，加强了进度操纵；通过规范合同治理和费用预算治理，强化了投资操纵。
一年来，快堆工程部认真执行国家和上级部门的有关规定，积极配合各项检查，专门为工程调整概算审查和设计、进度和操纵“三确认”工作进行了充分的预备。
2 CEFR工程技术研究平台建设规划周培德中国原子能科学研究院从2004年开始启动院总体进展建设规划工作。
新时代工程咨询受国防科工托付付于2005年10月19日对“中国原子能科学研究院总体进展规划方案”进行了评审。
院总体进展规划方案包括35个子项，其中第01子项是CEFR工程技术研究平台。
新时代工程咨询于2005年11月16日对01子项进行了评审。
国家核安全局关于确认中国实验快堆等核设施安全许可证信息变更的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2020.09.03•【文号】国核安函〔2020〕85号•【施行日期】2020.09.03•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文关于确认中国实验快堆等核设施安全许可证信息变更的函国核安函〔2020〕85号中国原子能科学研究院，华能山东石岛湾核电有限公司：根据《中华人民共和国核安全法》和《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定》的有关要求，我局对中国原子能科学研究院提交的《关于变更法人代表信息的请示》（原安发〔2020〕820号）、华能山东石岛湾核电有限公司提交的《华能山东石岛湾核电有限公司关于变更华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程建造许可证法定代表人信息的请示》（华能石核执〔2020〕168号）进行了审查，认为相关信息的变更申请符合核设施安全许可证变更的程序要求，现予确认。
具体变更信息见附件。
附件：核设施安全许可证变更信息国家核安全局2020年9月3日附件核设施安全许可证变更信息核设施名称许可证类型许可证号持证单位变更内容中国实验快堆首次装料批准书国核安证字第0904号中国原子能科学研究院法定代表人由万钢变更琦。
中国先进研究堆首次装料批准书国核安证字1213号49-2游泳池式反应堆运行许可证国核安证字第1709号原型微型中子源反应堆运行许可证国核安证字1602号微堆零功率装置运行许可证国核安证字1603号中试厂核临界安全实验装置运行许可证国核安证字1307号DF-VI快中子临界装置运行许可证国核安证字1604号氢化锆固态临界装置运行许可证国核安证字1605号放射性废物管理设施运行许可证国核安证字第1704号中国原子能科学研究院法定代表人由万钢变更琦。
中放废液接收转运站等5座放射性废物管理设施运行许可证国核安函[2017]62号华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程建造许可证国核安证字1216号华能山东石岛湾核电有限公司法定代表人由张廷克变张东辉。
第29卷 第4期核科学与工程Vol.29 N o.4 2009年 12月Chinese Journal of N uclear Science and Engineering Dec. 2009池式快堆三维热工流体力学设计研究许义军,刘一哲,薛秀丽,冯预恒,乔雪冬,侯志峰,喻 宏,杨红义,杨福昌(中国原子能科学研究院,北京102413)摘要:随着计算机软硬件技术的发展,三维数值分析技术已经成为池式快堆堆芯和钠池热工设计和计算分析的重要组成部分,并在其中发挥着不可替代的作用。
通过对池式快堆几个典型热工现象的分析,展示了我国第一座池式快堆(中国实验快堆)热工设计和安全分析中所拥有的设计手段和工具,总结了三维数值分析技术在快堆工程中的应用,并指出了其对今后快堆热工设计的重要意义。
关键词:池式快堆;数值分析;三维热工流体力学;钠池分析中图分类号:T L32 文献标识码:A 文章编号:0258-0918(2009)04-0308-08Three-dimension thermal hydraulic studies for the pool-typefast reactor of CEFRXU Yi-jun,LIU Yi-zhe,XUE Xiu-li,FENG Yu-heng,QIAO Xue-dong,HO U Zhi-feng,YU H o ng,YANG Ho ng-yi,YANG Fu-chang(C hina Ins titute of A tomic En ergy,Beijing102413,C hina)A bstract:With the development of the com puter softw are and hardw are,3-dimensionnumerical analysis technolog y has become an im po rtant par t o f the reactor core and ple-nums desig n and research o f the fast reactor,some times even plays an un-replacable role in the de sign.In this paper,the typical thermal-hy draulic phenomena in the po ol-ty pe fast reacto r are analy sed by using3-dimension nume rical analysis co des and prog ram s.It can be said that it will play an important ro le in the thermal hydraulic desig n and re-sea rch by using these to ols.And at the same time,it will also set g ood examples and speed up the application of these techno logies by summing up these e xperiences and methods in o rder that it can be used in the future de sign and analy ses fo r the la rg e-scaled poo l-type fast reacto r.Key words:po ol-ty pe fast reacto r;nume rical analy sis;plenum analy sis;3-dimension ther-m al hydraulics收稿日期:2009-03-19;修回日期:2009-10-20作者简介:许义军(1973—),男,河北井陉人,高级工程师,硕士,从事反应堆热工流体力学计算分析与研究308 世界上研究和发展池式快堆的国家,无一例外都要对快堆的三维热工水力过程进行研究。
高通量工程试验堆(HFETR)综合利用王皓;刘水清;向玉新;马立勇;康长虎;徐涛忠【摘要】高通量工程试验堆(HFETR)自从一九八O年以来,至今已安全运行了30多年,随着燃料元件、材料等的辐照试验和同位素生产的开发研究,HFETR堆芯装载变得越来越复杂.为了充分利用HFETR进行燃料元件辐照考验,材料辐照试验和同位素生产,有必要对它的综合利用进行研究,以期相同的投入得到较大的产出,寻找出HFETR发挥较大潜能,获得较大经济效益和社会效益的有效途径.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2017(000)006【总页数】2页(P35,32)【关键词】综合利用;辐照;同位素生产【作者】王皓;刘水清;向玉新;马立勇;康长虎;徐涛忠【作者单位】中国核动力研究设计院,四川成都610005;中国核动力研究设计院,四川成都610005;中国核动力研究设计院,四川成都610005;中国核动力研究设计院,四川成都610005;中国核动力研究设计院,四川成都610005;中国核动力研究设计院,四川成都610005【正文语种】中文高通量工程试验堆(HFETR)从一九八O年至今，已安全运行了30多年，完成了大量的燃料元件辐照考验，材料辐照试验任务和同位素生产任务以及单晶硅中子嬗变掺杂和卸料元件γ辐照加工等工作。
HFETR是一座以动力堆燃料元件和材料辐照研究为主，兼顾同位素生产[1]的工程试验堆。
HFETR堆芯从最初的25盒标准元件，少量的同位素靶件、无回路运行到今天的80盒标准元件、大量的同位素靶件、多个试验孔道和考验回路运行，这样使得HFETR堆芯装载有较大幅度的变化，要使HFETR的运行同时满足更多材料、元件的辐照试验和更多同位素生产的需要，HFETR堆芯的综合利用研究尤为重要。
随着HFETR的运行，燃料元件辐照考验、材料辐照试验和同位素生产任务的越来越多，HFETR堆芯装载也越来越复杂。
在HFETR运行的第一炉，堆芯仅有25盒标准元件，4盒控制棒跟随元件，铍块60盒，跟随铍块14盒，辐照靶件为11个大钴靶件和9个小靶件，并且没有回路的小堆芯，以后逐步扩大。
