“华龙一号”MOX燃料再循环方案可行性研究

针对堆后铀和分离钚在压水堆中的复用问题提出以“华龙一号”为应用目标的热堆铀钚混合氧化物(mixed oxide fuel,MOX)燃料再循环方案,设计了与“华龙一号”现用UO_(2)燃料组件等效的2种不同平均钚质量分数的MOX燃料组件,提出了MOX燃料组件中燃料棒的布置方案。进一步提出了“华龙一号”装载30%MOX燃料组件的堆芯管理方案,并通过计算验证了方案的可行性。计算结果表明,装载MOX燃料的反应堆慢化剂温度系数、停堆裕量、核焓升因子、热点因子、循环长度等关键参数均能满足“华龙一号”设计限值要求,证明在“华龙一号”堆芯中装载30%的MOX燃料组件是基本可行的。

2050年前我国压水堆核燃料循环模式研究

根据中国工程物理研究院的《中国能源中长期(2030、2050)发展战略研究》报告,以我国的两种主流堆型—大亚湾M310和三代AP1000为研究对象,由我国核燃料循环现状和未来发展目标,假定了2050年前我国压水堆核燃料循环的几种可能模式,并利用DESAE-2(核能情景分析软件)计算了假定模式下的铀钚资源需求与高放废物的提取量。计算结果可为我国核能发展策略提供数据参考。计算结果的比较与分析表明,扩大装有MOX燃料的在运营压水堆规模能更有效地节省铀资源,而决定装有MOX燃料的在运营压水堆规模大小的关键在于所具有压水堆乏燃料后处理能力的大小。

俄罗斯热堆-快堆二元循环体系技术路线分析

俄罗斯一直将核燃料闭式循环作为核能发展的基本国策,长期以快堆闭式循环为远景目标,近中期基于本国工程现实和技术发展状态,以VVER系列热堆和BN钠冷系列快堆二元闭式循环为现实目标。通过热堆-快堆二元闭式循环体系,用VVER热堆经济性中和BN快堆高发电成本,又通过快堆高增殖比弥补热堆钚的降级,以实现体系中钚材料自持、经济性优化和废物最小化管理。文章对俄罗斯向热堆-快堆二元循环体系过渡的验证条件、拟采取的技术路线、现状和趋势进行详细梳理分析,厘清俄罗斯热堆-快堆二元循环体系的技术攻关重点及发展路径,为我国构建热堆-快堆二元循环体系提供参考。

2050年前中国压水堆核燃料循环几种假定情景分析

根据中国核电中长期发展战略目标,以中国的两种主流堆型——大亚湾M310和三代AP1000为研究对象,假定2050年前中国压水堆核燃料循环的几种情景并利用DESAE软件计算了假定情景的铀钚需求,由中国拟建快堆的性质分析了假定情景的可行性。计算结果可为中国核能发展策略提供数据参考。计算结果的比较与分析表明,天然铀的节省程度主要取决于装载MOX燃料的在运营压水堆规模。

我国核电战略性新兴产业“十二五”培育与中长期发展展望

核电技术产业是我国战略性新兴产业中新能源产业的重要构成部分,发展核电符合我国绿色低碳能源战略。按照科技突破引领产品升级,带动产能提升和产业发展的思路,本文系统地分析"十二五"期间核电技术产业培育和发展成果,重点介绍福岛事故后我国核电产业发展态势和"华龙一号"等先进核电技术的安全和经济特性,提出"十三五"乃至更长时期的发展趋势和方向,包括发展基于快堆的核燃料闭式循环体系,聚变技术发展实现"三步走"战略。通过小型模块化反应堆技术探索核能多用途利用等,实现核电技术产业的规模化、可持续发展,在推动我国经济平稳、持续增长,能源结构和工业结构优化升级方面发挥更大作用。

国外核电站乏燃料管理策略调研分析

核电站乏燃料一方面是核电站的产物,另一方面也是核燃料循环的重要物质基础,不同国家根据其核能战略、核电定位、经济实力、技术水平、公众接受度以及核不扩散、国际市场天然铀供应等多种因素,制定了本国核电站乏燃料管理策略。从技术上,乏燃料管理策略分为后处理和不后处理两种情况,开展后处理的国家一般是为了实现闭式核燃料循环;不后处理的国家中,有的将乏燃料视同废物直接进行深地质层处置,即真正的“一次通过”,而目前一些国家更倾向于将乏燃料进行可回取的处置,以后再决定最终处理处置手段。

“核”力攻坚筑国威

辐照核燃料处理:是核燃料闭式循环产业链条中极为关键的环节,是一项高、精、尖的复杂系统工程,目前世界上仅有极少数国家掌握这项关键技术。掌握了它,就等于拥有了指引核能向前无限发展的“指南针”,对于夯实我国国防后盾,推动国家碳达峰战略具有不可替代的重要意义。