快堆後處理是一個化學化工術語。
基本介紹
- 中文名:快堆後處理
- 外文名:rcprrxessing of fast reactor fuel

快堆後處理是一個化學化工術語。
快堆後處理是一個化學化工術語。快堆後處理,正在發展中 的快堆有鈉冷快中子增殖堆和氣冷快中子增殖堆,前者研究 進展較大。快堆燃料後處理通常指鈉冷快堆燃料後處理二快 堆燃料後處理和動力堆燃料後處理基本相同。快堆元件包殼 為不...
此前法國、英國、俄羅斯、日本、印度等國掌握動力堆乏燃料後處理技術,我國進而成為世界上第8個擁有快堆技術的國家。1986年863計畫實施,開始“快中子增殖堆”課題預研 1995年12月中國實驗快堆工程立項 1997年8月中國實驗快堆被列為863計畫重大項目 2000年5月核島澆灌第一罐混凝土 2002年8月核島廠房封頂 2005年8月堆...
快堆鈾-鈽循環是從最大限度利用鈾資源的角度來看,發展快中子增殖堆。這種堆以鈽239為燃料,並裝載鈾238,在堆中所裝鈾238轉化成為鈽239的量大於燒掉的鈽239的量,將占天然鈾99%以上的鈾238也利用起來,進行鈾-鈽循環。鈾-鈽循環就是在快堆中將鈾 238轉化為鈽239,並通過後處理把鈽分離出來,作為快堆的燃料循環...
增殖堆後處理 正在研究發展的增硝堆有鈉冷快中了增殖堆和氣冷快,子增殖堆。此外還有232Th/233U 熱巾子增殖堆和一體化實驗增效堆EBR-Ⅱ、不同的堆型採用不同的後處理方法。鈉冷快‘卜子增殖堆後處理見快堆燃料後處理,232Th/233U熱中子增殖堆燃料後處理採用Thorex流程。EBR-Ⅱ的燃料後處理採用乾法流程如鹽...
利用快中子堆對核廢物進行擅變,是因為快堆中子能量大都在1MeV範圍內。快中子堆可使次婀系元素有效焚燒。另外快堆中的熱中子通量很低,不能進行(n,γ)反應對長壽命裂變產物擅變,同時對於要求中子能量閡值較高(>10MeV)的核素,快堆也不能對其進行擅變。同時次鋼系元素捕獲中子後將使K上升,這影響快中子堆的運行...
這種快堆專門用於嬗變核廢料中的超鈾元素,把它們轉化為裂變產物,所以這種快堆被稱為“嬗變堆”(transmuterreactor)。嬗變堆用的燃料不含鈾,而是分散在惰性介質(比如金屬鋯)中的超鈾元素。在一個循環結束後,焦化-B法中用電解精煉法降未被嬗變的超鈾元素提取出來,送回嬗變堆繼續裂變。嬗變中產生的鎝和碘被...
如果把快堆發展起來,將壓水堆運行後產生的工業鈽和未燒盡的鈾-238作為快堆的燃料也進行如上的多次循環,由於它是增殖堆,裂變燃料實際不消耗,真正消耗的是鈾-238,所以只有鈾-238消耗完了,才不能繼續循環。理論上,發展快堆能將鈾資源的利用率提高到100%,但考慮到加工、處理中的損耗,一般來說可以達到60%~70%...
中核集團在認真分析國內外核能發展趨勢與經濟形勢的基礎上,結合我國核電發展規劃,認為以乏燃料後處理中試廠的技術水平發展速度,不能滿足核電發展的需求。為緩解我國乏燃料管理壓力,保障核電的可持續發展,保障快堆燃料的供應,在開展中法合作核循環項目的同時,自主設計建造千噸級商用後處理廠。2000年以前,由於乏燃料...
核燃料後處理技術的發展 乏燃料後處理技術總體上經歷了軍用後處理、動力堆後處理兩個階段,目前正積極研發降低長期潛在毒性影響的先進分離技術,開發針對高燃耗MOX元件和金屬快堆乏燃料元件的乾法後處理工藝。第一代後處理技術: 主要對象是低燃耗生產堆元件,以回收分離鈽和鈾為目標。從沉澱法過渡到萃取法,在萃取法中...
無論水法還是乾法,所處理的原始物質都是固體,產品均為鈾和鈽的氧化物。目前,水法已在工業上得到廣泛套用,主要採取溶劑萃取法,而高溫冶金法或氟化揮發法處於研究開發階段。溶劑萃取法能有效地去除裂變產物,適用於處理包括天然鈾、低加濃鈾、高加濃鈾、高溫氣冷堆元件及快堆元件等。輻照過的燃料(乏燃料)中含有...
(後處理)去污 核工業中,通常是指從後處理中提取的鈾、懷和其他產品中去除裂變產物的程度。去污程度用去污係數表示罐(f'eeci adjuwtment tatty)。進行料液調製工作的設備為調料。月J來調節料液的酸度、金屬濃度和價態,以滿足}}rrex流程分離工藝的要求。後處理中還包括對萃取料液的預處理和料液的調節。
熱中子堆的比功率一般比快堆大得多。所以一旦實現增殖,儘管增殖比BR剛超過1不多,但也是具有相當的競爭力的,至少可以作為快中子增殖堆的補充手段。因此,熱增殖堆是利用Th資源的最好途徑,而快堆適於採用U-Pu循環。同時,在追求固有安全性的目標下,為了保證在事故後,不採用堆芯強迫冷卻的措施,就可以把堆芯...
在發展初期,可用壓水堆後處理得到的鈽作為裝料;發展到一定規模後,就可用快堆自己增殖的鈽作為燃料。 釷-鈾循環 指在熱中子堆中把釷232轉化為另外一種核燃料鈾233,通過後處理把鈾233分離出來返回堆中循環使用。適於採用這種核燃料循環的堆型是高溫氣冷堆,其科研開發工作現已接近商業化階段。在重水堆甚至輕水...
如果把快堆發展起來,將壓水堆運行後產生的工業鈽和未燒盡的鈾-238作為快堆的燃料也進行如上的多次循環,由於它是增殖堆,裂變燃料實際不消耗,真正消耗的是鈾-238,所以只有鈾-238消耗完了,才不能繼續循環。理論上,發展快堆能將鈾資源的利用率提高到100%,但考慮到加工、處理中的損耗,一般來說可以達到60%~70...
所以熱堆再循環不是最有效的最終的再環循方式,也就是說,發展核能的國家,應該走向鈾鈽快堆再循環,達到充分利用核資源,最終只剩較易於處理和處置的一般放射性廢物,完成對核裂變能的完整而有效的利用。熱堆核燃料閉合循環 熱堆閉合循環可適度提高鈾資源利用率和減少放射性廢物體積。熱堆核燃料閉合循環方式是通過後...
後處理 輕水堆核電廠卸出的乏燃料約含0.8%的U和近1%的工業鈽。分離所得的工業鈽可用作熱中子堆或快中子堆的燃料。核燃料後處理已有約50年歷史。溶劑萃取流程已通用於工業生產, 不僅可處理天然金屬鈾乏燃料和低富集鈾氧化物燃料, 改進後有可能用於快堆乏燃料的處理。世界各主要核工業國如法國、英國、俄羅斯、...
鈽儲存設施,工程技術。動力堆乏燃料後處理廠回收的鈽有三種去向:作輕水堆燃料、作快堆燃料或者直接貯存。其實在前兩種去向中也不可避免的涉及到鈽貯存的問題。簡介 鈽的貯存主要有三種形式:一是金屬鈽;二是 粉末,此種形式主要作為中間產品,比如, 粉末可作為冶鍊金屬鈽的原料,也可和 粉末機械混合製造 ...
快中子增殖反應堆中的鈽-239產生裂變反應時放出來的快中子,被裝在外圍再生區的鈾-238吸收,變為鈾-239,鈾-239經過幾次衰變後轉化為鈽-239,經過提純處理繼續用於裂變。在大型快堆中,平均每10個鈾-235原子核裂變可使12至14個鈾-238轉變成鈽-239。這樣,鈽-239裂變,在產生能量的同時,又不斷地將鈾-238...
1.熱放射化學實驗室的設備可允許操作7.3*10^15Bq的放射性物質。有16個熱室及一系列密封手套箱。在這裡把照射過的核燃料和靶材料進行放化處理,提取所需要的核素。這裡有嚴格的技術措施和組織保證,完全排除了對環境的污染和對人的危害。2.快堆核燃料循環工藝是把廢燃料再生。以氟化物形式對鈾燃料進行再處理,鈾...
4) 生產運行費低。由於普雷克斯過程具有上述優點,使它很快在世界各核國家中得到套用和發 展。它不僅可以用於低燃耗、低比活度的生產堆乏燃料後處理,而且改進後也完全適用於處理高燃耗、高比活度的動力堆和快堆乏燃料。從20世紀60年代以來,所有新建的或改建的後處理廠基本上均採用此種流程或者是它的變體流程。
如果把快堆發展起來,將壓水堆運行後產生的工業鈽和未燒盡的鈾-238作為快堆的燃料也進行如上的多次循環,由於它是增殖堆,裂變燃料實際不消耗,真正消耗的是鈾-238,所以只有鈾-238消耗完了,才不能繼續循環。理論上,發展快堆能將鈾資源的利用率提高到100%,但考慮到加工、處理中的損耗,一般來說可以達到60%~70%...
如果把快堆發展起來,將壓水堆運行後產生的工業鈽和未燒盡的鈾-238作為快堆的燃料也進行如上的多次循環,由於它是增殖堆,裂變燃料實際不消耗,真正消耗的是鈾-238,所以只有鈾-238消耗完了,才不能繼續循環。理論上,發展快堆能將鈾資源的利用率提高到100%,但考慮到加工、處理中的損耗,一般來說可以達到60%~70%...
一般生產堆燃料典型的冷卻時間為90-120d;動力堆乏燃料的冷卻時間為150-180d;快堆乏燃料放射性核素衰變而產生的釋熱比功率高、易裂變核素含量高,從經濟角度考慮,必須在儘可能短的時間內,完成快堆乏燃料的冷卻、後處理和元件的再製造過程,早期希望冷卻30d,2012年傾向於冷卻50-60d。以上是後處理工廠設計作為依據...
快堆不用鈾-235,而用鈽-239作燃料,不過在堆心燃料鈽-239的外圍再生區里放置鈾-238。鈽-239產生裂變反應時放出來的快中子,被裝在外圍再生區的鈾-238吸收,變為鈾-239,鈾-239經過幾次衰變後轉化為鈽-239,經過提純處理繼續用於裂變,與之前的過程形成一個循環:Pu-239→快中子+U238→U239(β衰變)→Pu-...
核燃料循環體是由鈾礦勘探、開採、精製和化學轉化、鈾富集和燃料組件製造組成的前段,燃料組件使用,以及由乏燃料組件儲存、運輸、後處理和復用回收的易裂變核素、放射性廢物處理和處置組成的後段三階段組成的全過程。核燃料循環體以反應堆為中心,劃分為堆前部分(前段)和堆後部分(後段)。核反應堆是核電站的心臟...
一般生產堆燃料典型的冷卻時間為90-120d;動力堆乏燃料的冷卻時間為150-180d;快堆乏燃料放射性核素衰變而產生的釋熱比功率高、易裂變核素含量高,從經濟角度考慮,必須在儘可能短的時間內,完成快堆乏燃料的冷卻、後處理和元件的再製造過程,早期希望冷卻30d,現傾向於冷卻50-60d。以上是後處理工廠設計作為依據的最...
快堆中常用的核燃料是鈽239,而鈽239發生裂變時放出來的快中子會被裝在反應區周圍的鈾238吸收,又變成鈽239。這就是說,在堆中一邊消耗鈽239,又一邊使鈾238轉變成新的鈽239,而且新生的鈽239比消耗掉的還多,從而使堆中核燃料變多,實現增殖。各國發展的主要是用MOX作燃料,用液態鈉作冷卻劑的快中子增殖堆,...
由於鈽在快堆中的物理性能比鈾優越,1kg鈽相當於1.4kgU,這種燃料更適用於快堆。一般情況下,鈾鈽合金是鈽與天然鈾、再處理鈾或貧鈾的混合物。例如,7%的鈽與93%的鈾的混合物與用於大多數核反應堆所使用的低濃縮鈾的反應差不多,儘管不是完全一致,但鈾鈽合金燃料可以作為低濃縮鈾的一種替代品。使用鈾鈽合金...
全球運行的核電站中,主流堆型是壓水堆,約占 60%,其次是沸水堆,約占 20%,重水堆約占10%,還有少量的石墨水冷堆和快堆。由於我國在運行的堆型主要為壓水堆,本文側重與研究壓水堆放射性廢液的來源。核電廠放射性廢水類型通常可分為工藝廢水、化學廢水、去污廢水、地面排水洗滌廢水、和其他廢水等。當一迴路的...
