核电站乏燃料棒后处理技术

科技信息

工程技术

核电站乏燃料后处理现状和发展趋势浅析

辽宁核电有限公司

栾洪卫

徐俊峰

景继强

［摘要］论述核电站乏燃料有效管理的相关问题，包括国际上乏燃料管理的三种主要战略考虑，文中还着重分析了乏燃料后处理的现状、优点和技术特点。［关键词］核电站乏燃料管理后处理１．概述

１．１乏燃料管理策略

为了应对化石燃料的短缺和保证能源安全，核电因其清洁性和高能量密度而受到青睐，进入了一个积极发展期，由此也

对带来了对核电站卸下的乏燃料进行有效管理的问题。目前，

于乏燃料的管理，国际上主要有三种战略考虑：

其一是后处理战略。即对乏燃料中所含的９６％的有用核燃料进行分离并回收利用，裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。

其二是一次通过战略。即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处

概念简单；无高纯钚产生，核理。该战略特点是费用可能较低，

延续时间长达几扩散风险低。但缺点是废物放射性及毒性高，

百万年；没有工业运行经验。

还有一种是观

科技信息

工程技术

核电站乏燃料后处理现状和发展趋势浅析

辽宁核电有限公司

栾洪卫

徐俊峰

景继强

［摘要］论述核电站乏燃料有效管理的相关问题，包括国际上乏燃料管理的三种主要战略考虑，文中还着重分析了乏燃料后处理的现状、优点和技术特点。［关键词］核电站乏燃料管理后处理１．概述

１．１乏燃料管理策略

为了应对化石燃料的短缺和保证能源安全，核电因其清洁性和高能量密度而受到青睐，进入了一个积极发展期，由此也

对带来了对核电站卸下的乏燃料进行有效管理的问题。目前，

于乏燃料的管理，国际上主要有三种战略考虑：

其一是后处理战略。即对乏燃料中所含的９６％的有用核燃料进行分离并回收利用，裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。

其二是一次通过战略。即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处

概念简单；无高纯钚产生，核理。该战略特点是费用可能较低，

延续时间长达几扩散风险低。但缺点是废物放射性及毒性高，

百万年；没有工业运行经验。

还有一种是观

§1.2.4 反应堆换料水池和乏燃料水池的

冷却及处理系统(PTR)

反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统（PTR）的作用主要就是保证乏燃料元件贮存池的持久冷却，和反应堆换料水池的注水、排水和净化。

一．

系统功能

PTR系统为核燃料厂房的乏燃料水池和反应堆厂房的反应堆换料水池服务。 1) 冷却功能：

? ?

冷却乏燃料贮存水池，排出乏燃料水池燃料组件的剩余热功率。 在压力容器开盖以后，RRA不能投入运行时，可作为RRA的备用。

2) 净化功能：

?

采用过滤和除盐方法去处腐蚀产物、裂变产物及悬浮物，净化乏燃料水池和反应

堆换料水池

3) 充水和排水

?

保持乏燃料水池中贮存隔室的水位，当水池贮存有乏燃料组件时，不能把隔室的

水排空。

? ? ?

乏燃料转运舱和乏燃料容器装载井的充水和排水。

在停堆换料或停堆检查时，对反应堆换料水池进行充水和排水。

安装水阀门后，对反应堆换料腔内的“压力容器”隔离和“堆内构件” 隔室进

行充水和排水。

4) 安全功能：

? ?

保持乏燃料水池内乏燃料组件处于次临界。

事故情况下，通过RCV向RCP紧急提供1380m的1.025%的硼酸浓液（2200±

3

100PPm。）

?

水屏蔽，对操作人员提供辐

2012年中美暑期实习班

（HEU-TAMU）

专题报告

实习地点：哈尔滨工程大学 红沿河、三门及大亚湾核电站 班 级 ： 091517 学 号 ： 2009151728 姓 名 ： 宋天昊 指导老师：高璞珍 实习时间：2012.7.29-8.9

1

题目：AP1000与ACPR1000+技术特点的比较分析

Title：The comparative analysis of the technical characteristics of AP1000 and ACPR1000+ 摘要:

本文通过分析AP1000和ACPR1000+各自的技术特点和发展过程，展现了其设计思路并分析比较了其安全性、经济型、建造成本等方面的优劣。 Summary:

This article shows design ideas of AP1000 and ACPR100+ by analyzing their technical characteristics and development process. It analyzes and compares the pros and cons of their security, economic,

LPO培训教材 核电站电源系统

编写：杜继伟 审查：刘光清 2007-2-12

-I-

LPO培训教材 目录

第1章 核电站电源系统 ....................................................................................... 5 1.1 核电站电源系统综述 ................................................................................. 5 1.2 6.6KV电源系统 .......................................................................................... 5 1.2.1 6.6KV供电电源 .................................................................................. 5 1.2.2 机组正常运行时的6.6KV电源配置 .........................................

截至2013年底，目前全球现役核电机组共计约437台，我国17台；我国在建核电机组约30台，约占全球 我国每年新批复4至6台核电机组。2014年新批复6个机组(哪6个？),百万千瓦核电机组综合造价150亿 状态 核电站 已完成机组 在建机组 规划机组 总数 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 秦山核电站 广东大亚湾核电站 岭澳核电站 田湾核电站一期 宁德核电站 辽宁红沿河核电站一期 宁德核电站 阳江核电站一期 台山核电站一期 三门核电站一期 方家山核电站 福清核电站 海南昌江核电站 防城港核电站一期 连云港核电站二期、 华能石岛湾核电站 海阳核电站 江西彭泽核电站 (中电投) 湖北咸宁核电站 (中广核) 湖南桃花江核电站 (中核) 辽宁徐大堡核电站 (中核) 广东陆丰核电站 (中广核) 大畈核电站，(咸宁市) 涪陵核电站(重庆市) 海丰核电站(海丰县) 三坝核电站(蓬

截至2013年底，目前全球现役核电机组共计约437台，我国17台；我国在建核电机组约30台，约占全球 我国每年新批复4至6台核电机组。2014年新批复6个机组(哪6个？),百万千瓦核电机组综合造价150亿 状态 核电站 已完成机组 在建机组 规划机组 总数 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 已建成 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 建设中 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 等待批复 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 确认筹建 秦山核电站 广东大亚湾核电站 岭澳核电站 田湾核电站一期 宁德核电站 辽宁红沿河核电站一期 宁德核电站 阳江核电站一期 台山核电站一期 三门核电站一期 方家山核电站 福清核电站 海南昌江核电站 防城港核电站一期 连云港核电站二期、 华能石岛湾核电站 海阳核电站 江西彭泽核电站 (中电投) 湖北咸宁核电站 (中广核) 湖南桃花江核电站 (中核) 辽宁徐大堡核电站 (中核) 广东陆丰核电站 (中广核) 大畈核电站，(咸宁市) 涪陵核电站(重庆市) 海丰核电站(海丰县) 三坝核电站(蓬

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核电站系统及国内核电工业状况概述

Flowmaster工程师：北京海基科技发展有限责任公司

报告内容

核电站简介 核岛相关系统概述

常规岛相关系统概述 国内核电工业发展与FM应用状况

核电站发电原理

核电站系统原理图安全壳喷淋系统 主蒸汽系统

主蒸汽排放系统 反 应 堆 冷 却 剂 循 环 系 统 事故给水系统

循环水系统

凝结水给水系统

安全注射系统 化学和容积控制 系统

一回路与核岛4

二回路与常规岛

核反应堆按冷却剂分类 普通水堆

包括压水堆与沸水堆 重水堆 气冷堆

钠冷堆

目前普通水堆应用广泛，国内以

压水堆最为普遍

核电站的废物处理系统

报告内容

核电站简介 核岛相关系统概述

常规岛相关系统概述 国内核电工业发展与FM应用状况

一回路与核岛 一回路：反应堆冷却剂循环系统

核蒸汽供应系统：由一回路(反应堆冷却剂循环系统)及与一回路相连

接的系统所组成

核岛主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统

核岛厂房主要包括反应堆厂房(安全壳)、核燃料厂房、核辅助厂房、核

服务厂房、排气烟囱、电气厂房和应急柴油发电机厂房等

核电站字母代码说明

系统代码（三字码）

设备功能代码（二字码） 厂房和构筑物代码

核电站字母代码说明 2/47

1 系统的三字母代码和名称

MAIN PLANT DIVISIONS 电厂主要功能类别 Feedwater Supply 给水供应 Condenser (Condensation – Vacuum – Circulating water) 凝汽器（冷凝 — 真空 — 循环水） Ventilation – Handling Equipment – Communications – Lighting 通风 — 装卸设备 — 通讯 — 照明 Containment 安全壳 Turbine Generator 汽轮发电机 Fire Protection (detection – fire fighting) 消防（探测 — 火警） Instrumentation and Control 仪表和控制 Electrical Systems 电气系统 Pits 各种坑、池 Reactor 反应堆 General Services 公用系统 Waste Trea

压水堆核电站组成

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enterlsb 转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读 433 次

压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。

2-1 压水堆主要部件

2-1-1 堆芯

堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。

压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。

图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图

图2-1(b) 压水堆燃料组件

燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀