乏燃料运输方案介绍

本文根据我国沿海核电站的地理分布和乏燃料后处理厂的地理位置特点，说明了乏燃料水陆联运方案应为首选的运输方案。对水陆联运中所涉及的海运航线的选择、主要铁路干线的选择、中转港的选择、以及乏燃料专用运输船和载货D型凹底平车的性能等均作了讨论，还给出了乏燃料水陆联运方案的简要结论。     

主要核电国家乏燃料贮存政策与体系

<正>随着核电站的不断运行,乏燃料产生量与日俱增,许多核电站的乏燃料累积量已经接近甚至超过在堆贮存水池容量。因此,乏燃料中间贮存已经成为全球的关注焦点。世界主要核电国家都制定了法律法规及政策来规范乏燃料的贮存,以保障核电站的安全运行,同时在乏燃料后处理及处置前对其进行安全管理。一、美国美国商业用后处理厂的建设起步很早。20世纪60、70年代,美国曾经建设三座民用后处理厂。出于防扩散目的,美国1977年     

关于德国核材料运输污染的最终报告

【欧洲核学会《核新闻网》 1998年 9月14日报道】　德国反应堆安全协会 (GRS)公布了其关于影响德国乏燃料运输中的表面污染的最终报告。报告证实 ,在从德国核电厂到国外后处理厂的乏燃料运输车辆和容器以及返回该厂的空桶和空容器的表面测得污染水平超过限值。污染是在核电厂和后处理厂内装卸过程中产生的。报告还就此问题的解决办法提出了一项技术方案 ,为恢复德国乏燃料运输铺平了道路。报告证实了这样一种说法 :在核电厂乏燃料水池中进行乏燃料水下装载过程中 ,容器表面附近受到污染。放射性颗粒“积聚”在孔隙、裂缝和空穴中 (在运输…     

轻水堆用超5wt％铀氧化物燃料的实用化技术研究（续）

燃料各循环阶段的课题见表1。在燃料加工中，要增加屏蔽和监测装置；在乏燃料的运输贮藏中，需要屏蔽和排热；在后处理中，需要采用安全系统方面的核检测仪器。在临界安全方面，核电站（堆芯外）及乏燃料的运输贮藏需要根据核的限制值变化来新增设备；在后处理方面，需要对于燃料组件的适用性进行研究，燃耗深度可信度（credit）达到10wt％。根据最终的结果．需要新增设备装置。在溶液体系之后，处理能力不足，     

核燃料后处理厂滨海与内陆厂址比较研究工作总结

核电站乏燃料后处理是实现核燃料闭式循环的一个重要环节,是解决核电可持续发展的关键问题,也是国际上大多数核电国家的选择。由于核电站乏燃料后处理厂放射性物质排放量大,环境敏感度高,因此,后处理设施的选址问题比核电厂的选址更复杂,更敏感,不仅要考虑厂址的环境特征,还要考虑乏燃料、高放废物固化体的运输条件,更要考虑社会环境特征等关键因素。     

英国BNFL准备恢复对德国乏燃料的运输

【欧洲核学会《核新闻网》 1 999年 8月6日报道】　英国核燃料公司 ( BNFL )透露说正在将一空的乏燃料运输罐发往德国 ,准备恢复乏燃料从欧洲大陆到塞拉菲尔德后处理厂的运输。自 1 998年 5月由于运输容器的污染引起公众关注而禁止跨德国、瑞士和法国国界的运输以来 ,这次运输是 BNFL首次的这类运输。而英国则没有实施乏燃料运输禁令 ;在法国 ,在安全主管部门强令引进额外检查后解除了禁令。BNFL称 ,应客户要求正将一空罐发往Neckanwestheim核电站。对该罐将作处理试验 ,以备重新开始乏燃料的运输。而且这次运输已获得所有必要的授权 …     

高燃耗乏燃料运输容器结构设计研究

随着中国压水堆核电站核燃料燃耗不断增加,高燃耗乏燃料运输容器在燃料后端物流中必不可少。本文介绍了高燃耗乏燃料运输容器的结构设计要求、结构特点、功能和性能参数;详细阐述了乏燃料运输容器满足各种工况下的结构强度要求。通过数值分析和相应试验,论证高燃耗乏燃料运输容器结构设计的合理性及结构安全分析方法的正确性,验证该设计能够满足放射性物质运输标准要求。     

乏燃料储存与运输两用容器安全性能研究进展

乏燃料运输和储存两用容器具备乏燃料运输和储存两种功能,是乏燃料实现最终贮存和处置前的一种储运方式。本文介绍国际乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证实践经验,研究适合我国乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证要求,为我国乏燃料储存与运输安全提供参考。     

ENUN 24P乏燃料运输容器排气排水孔盖泄漏检测方法的改进北大核心CSCD

乏燃料运输容器内盖上的排气/排水孔盖作为容器包容边界之一,采用双○型金属密封圈,在容器装载乏燃料组件后需对排气/排水孔盖进行氦泄漏检测。ENUN 24P乏燃料运输容器调试过程中,发现原泄漏检测工具存在孔盖与密封面对中困难、操作复杂、易损坏密封面、增加操作人员受照风险和检测方法未考虑本底值等问题。针对以上问题,提出了改进检测工具和增加本底测量的检测改进措施,经过试验验证改进后的检测工具能有效地加快泄漏检测时间,操作简便,并减少操作人员受照剂量。改进后的检测工具也可应用于国内已有的NAC-STC型乏燃料运输容器排气/排水孔盖泄漏检测。     

乏燃料后处理厂事故安全分析方法的探讨

参考了NRC、DOE、IAEA等相关文件,结合我国乏燃料后处理厂安全分析的经验和实际技术水平,建议我国乏燃料后处理厂在事故安全分析中可采用确定论和概率安全分析相结合的风险评价方法,并提出了相应的工作流程。     

我国核电站乏燃料公路/海运、铁路联运应急救援体系建设

乏燃料运输是核产业链的关键环节,随着我国核电产业的快速发展,乏燃料运输能力配置显著滞后,我国迫切需要建设乏燃料公海铁联运的运输模式。基于国内乏燃料公路运输应急救援体系,探讨了乏燃料铁路、海上运输及转运状态的应急救援体系建设,并讨论了联运应急救援决策支持系统的主要功能。     

加速器驱动先进核能系统的乏燃料循环再生研究北大核心CSCD

乏燃料后处理是核燃料循环的关键环节,制约核电的可持续发展。借助于加速器驱动先进核能系统(ADANES)提供的高通量、硬能谱的外源中子,其乏燃料后处理只需除去乏燃料中的挥发性裂变产物和影响次锕系元素嬗变的中子毒物,长寿命的次锕系元素Np、Am、Cm可与二氧化铀一起转化为新的燃料元件在加速器驱动燃烧器中燃烧、嬗变、增殖和产能。基于此,本课题组提出了加速器驱动的乏燃料后处理及再生制备的技术路线,包括高温氧化粉化与挥发、选择性溶解分离和燃料再生制备。本文主要介绍了近几年本课题组在这三方面所取得的一些成就,希望能为加速器驱动先进核能系统的乏燃料后处理提供基础数据。     

国外典型乏燃料转运码头技术条件对我国乏燃料多模式联运体系建设的启示

随着我国核电的发展,单一的公路运输体系无法满足分布在我国沿海各处的核电厂乏燃料外运需求,包括海运在内的多模式联运体系是未来乏燃料外运的发展方向。本文对国外典型的乏燃料转运码头技术条件进行了调研,并对我国乏燃料海运存在的问题进行了分析。结果表明,国外典型乏燃料货包转运码头均配备了符合要求的固定式起重设备,船舶在港作业期间对码头进行封闭式管理,并对码头作业人员的受照剂量进行监督和控制。针对我国尚无乏燃料海运经验,更没有转运码头的相关技术规范的现状,本文提出可借鉴国外如法国、英国、日本乏燃料海运的经验,并对我国乏燃料海运存在的问题提出了建议。     

Spent fuel reprocessing: A vital link in Indian nuclear power program

The success of the three stage Indian nuclear energy program is inter-linked with the establishment of an efficient closed fuel cycle approach with recycling of both fissile and fertile components of the spent fuel to appropriate reactor systems. The Indian reprocessing journey was started way back in 1964 with the commissioning of a plant based on PUREX technology to reprocess aluminum clad natural uranium spent fuel from the research reactor CIRUS. After achieving the basic skills, a power reactor reprocessing facility was built to reprocess spent fuel from power reactors. Adequate design and operating experience was gained from these two plants for mastering the reprocessing technology. The first plant, being the maiden venture, based on indigenous technology had to undergo many modifications during its operation and finally needed refurbishment for continued operation. Decommissioning and decontamination of this plant was carried out meticulously to allow unrestricted access to the cells for fresh installation. A third plant was built for power reactor spent fuel reprocessing to serve as a design standard for future plants with the involvement of industry. Over the years, spent fuel reprocessing based on PUREX technology has reached a matured status and can be safely deployed to meet the additional reprocessing requirements to cater to the expanding nuclear energy program. Side by side with the developments in the spent natural uranium fuel reprocessing, irradiated thoria reprocessing is also perused to develop THOREX into a robust process. The additional challenges in this domain are being addressed to evolve appropriate technological solutions. Advancements in the field of science and technology are being absorbed to meet the challenges of higher recovery combined with reduced exposure and environmental discharges.     

Science and Technology of Reactor Reactor Core Geometry Arrangement Research of Spent Fuel Critical Facility

With the development of nuclear power, the nuclear critical safety problem becomes more and more significant. The burnup credit technology has been applied to analysis of the nuclear critical safety. This has significantly enhanced the capacity of storing, transportation, reprocessing and improved the economy of back end fuel cycle. It is very important to carry out critical experiment on spent fuel for selecting calculation code packages and validating calculation methods using burnup credit technology. Before building the spent fuel critical experimental facility, massive detailed critical calculation should be performed.     

镧系及锕系元素在离子液体中的电化学行为

乏燃料回收是核燃料循环的核心,对核安全和核能可持续发展具有重要的意义,其分为使用水溶液的湿法和不使用水溶液的干法处理。熔盐电解技术是乏燃料干法回收的重要方法之一,但其工艺温度往往在数百摄氏度,对设备和能耗要求都很高。离子液体具有电化学窗口宽、低熔点、低蒸汽压、热稳定性好等优点,有望替代高温熔盐用于乏燃料干法回收。本文概述了镧系元素和锕系元素在离子液体中电化学方面的研究状况,表明离子液体用于乏燃料干法回收是可行的,但需要更多的基础性研究。     

陶瓷电熔炉在动力堆高放废液玻璃固化中适用性分析

随着我国核电事业发展和核燃料循环体系日益完善,玻璃固化动力堆高放废液的需求已提上日程。为探讨陶瓷电熔炉技术在我国后续动力堆高放废液玻璃固化项目中的适用性,本文从源项、熔炉技术特点和熔炉更换解体三个方面进行了分析,认为陶瓷电熔炉技术可以用于玻璃固化动力堆产生的高放废液。     

加速器驱动先进核能系统及其研究进展

针对现有商业反应堆核燃料利用效率低和乏燃料安全处置难等问题，中国科学院原创性地提出了加速器驱动先进核能系统（ADANES）的概念。对ADANES进行了初步物理研究，对超导直线加速器、高功率散裂靶、堆芯结构材料、乏燃料处理和新型燃料制备等进行了大规模前期计算与关键参数实验，论证了系统的可行性。目前，加速器驱动嬗变研究装置已得到“十二五”国家重大科技基础设施的支持，计划于2019年动工。     

中国快堆及先进核燃料循环体系发展战略思考

中国是世界上最大的发展中国家，能源消耗位列世界第一。为实现社会、经济的可持续发展，确保能源供应安全和降低环境压力，大力发展包括核能在内的清洁能源是能源发展战略的必然选择。目前，中国的核能经过近30年的发展取得了长足进步，但在能源体系中依然占比很小。鉴于中国的铀资源总体储量有限，仅靠热中子反应堆支撑核能作为主力能源发展难以实现。快堆具有资源利用率高、固有安全性好等优点，配以先进核燃料循环系统，可实现核能的大规模、可持续、环境友好的发展。其中，快堆的发展应遵从先增殖、后嬗变的路线，燃料方面在经过氧化物陶瓷燃料后应尽快过渡到金属燃料；后处理方面初期主要通过水法处理压水堆乏燃料，为快堆提供初装料，后续要尽快实现干法后处理，以缩短增殖燃料的倍增时间和提高整个体系的经济性；同时，还需要同步发展高放废物的处理处置技术。在快堆和先进核燃料循环体系的支撑下，我国的核能能实现在千年量级上作为主力能源发展。     

乏燃料公海铁联运核应急体系建设研究

公海铁联运作为解决大宗乏燃料远距离运输的最佳方案,在国际上是一种较为普遍的运输模式,如果未来我国采用该运输模式,需探索相关核应急工作思路。本文调研梳理了国内外乏燃料公海铁联运核应急相关法规标准,参考借鉴国外乏燃料运输相关实践,提出我国乏燃料公海铁联运核应急体系建设相关工作建议。