乏燃料后处理，核反应堆为什么会退役

本文目录一览

1，核反应堆为什么会退役
2，乏燃料处理都用什么技术阿
3，乏燃料池中的乏燃料是怎么处理有周期吗
4，什么是乏燃料跟核废料是同一个说法吗
5，乏燃料的乏燃料运输
6，如何解读中国核能技术新突破

1，核反应堆为什么会退役

核设施卸除乏燃料后，剩余设施通常有三种退役途径，一种是立即拆除，通常是小功率放射性总活度较低的核设施和核燃料循环前后端设施（多为长寿命废物，时间降低对总活度影响不大），一种是延时拆除，封闭反应堆一定时限后，放射性活度下降1～2个数量级在进行处理，通常是生产堆、动力堆一类核设施；一种是就地埋葬，通常是出现故障放射性物质散逸的核反应堆或者具备运输条件的小体积的舰用动力堆。

核反应堆为什么会退役

2，乏燃料处理都用什么技术阿

Pruex 流程。目前唯一工业化的流程。利用TBP 萃取，实现铀钚裂片之间的分离。目前干法后处理是一个方向。

《核燃料后处理工程》这本书也许对你有用我也在找乏燃料后处理的相关资料

目前世界上的后处理厂都采用purex流程

现在还有干法流程。

同意楼上观点，但是还有其他的技术，可以参考一本书《走近核科学技术》2004年原子能出版社出版，上面对于乏燃料的处理有一些科普性质的介绍

乏燃料处理都用什么技术阿

3，乏燃料池中的乏燃料是怎么处理有周期吗

乏燃料就是燃耗深度已达到设计卸料燃耗，从堆中卸出且不再在该反应堆中使用的核燃料组件(即乏燃料组件)中的核燃料。其中有未裂变和新生成的易裂变核素、未用完的可裂变核素、许多裂变产物和超铀元素。

乏燃料又称辐照核燃料。在反应堆内烧过的核燃料。核燃料在堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238u或232th，未烧完的和新生成的易裂变材料239pu、235u或233u以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素90sr、137cs、99tc等。经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存。核燃料一经在核电厂使用发电后，即成为“乏燃料”并等待进一步处理，或者送往后处理设施从废物中回收其中所含的铀和钚，或者存放在中间贮存设施或放入“最终处置库”进行最终解决。乏燃料池就是存放这些乏燃料的。

乏燃料池中的乏燃料是怎么处理有周期吗

4，什么是乏燃料跟核废料是同一个说法吗

乏燃料又称辐照核燃料。在反应堆内烧过的核燃料,燃耗深度已达到设计卸料燃耗,从堆中卸出且不再在该反应堆中使用的核燃料组件(即乏燃料组件)中的核燃料。其中有未裂变和新生成的易裂变核素、未用完的可裂变核素、许多裂变产物和超铀元素。核燃料在堆内经中子轰击发生核反应,经一定时间从堆内卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th,未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素,另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc。经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存。跟核废料不是同一个说法。核废料(nuclear waste material)泛指在核燃料生产、加工和核反应堆用过的不再需要的并具有放射性的废料。也专指核反应堆用过的乏燃料,经后处理回收钚239等可利用的核材料后,余下的不再需要的并具有放射性的废料。采纳哦

乏燃料是指使用过后的核燃料，它的铀含量降低，不能继续使用，所以叫乏燃料。疲乏的意思。虽然含量低，但是仍然含有大量的铀，经提纯后继续使用。核废料一般是指不能再继续使用的放射性废料。含有大量混合放射元素，不容易处理，只能当成废料储存了。

5，乏燃料的乏燃料运输

由于核电站乏燃料的湿式和干式存储能力有限，并且只能作为暂时储存方式，这些乏燃料必须被运输到乏燃料后处理厂或其他地方进行乏燃料的后处理。因此乏燃料的运输是不可缺少的环节，又因为乏燃料的特殊性，使乏燃料的运输有特殊的规定。在安全的防护措施下，乏燃料运输是用特殊容器和专用运输工具，将乏燃料从一地转送到另一地的过程。各国对乏燃料的运输有以下要求：（1）必须严格遵照国际原子能机构《放射性物质安全运输规程》和本国有关规程进行运输；（2）根据本国的特点，规定了具体的运输审批制度。一般规定了对被运输物的种类、数量和运输路线、工具、可能发生事故的措施等必须进行设计和审查，并得到有关部门认可；对运输容器的设计和制造必须得到认可，并在有关部门登记；乏燃料发送前，必须对容器的密封性、表面辐射水平、表面污染程度和运输工具及固定方式等进行检查并得到认可；必须再次对运输路线、特别要对安全措施以及万一发生事故后的应急措施进行认可；（3）乏燃料运输容器属B型货包，必须进行正常运输条件及事故运输条件下的试验，合格后方能使用；（4）操作人员需经技术培训，结业后才能进行操作。乏燃料组件在符合规程要求的条件下，可以通过公路、铁路和海上运输。由于对运输乏燃料组件的安全要求越来越高，容器重量越来越大，已有专门的运输车辆和船只，但不需要专用公路、铁路和码头，只要通过控制容器质量和严格组织运输环节来确保运输安全。运输装载乏燃料的容器亦有严格的要求。必须保证运输容器装满乏燃料时保持次临界；容器外表面辐射剂量率不高于《IAEA运输规程》的规定；必须适应环境温度从-40～38℃的变化而保持足够的强度；能承受正常运输过程中的加速度、振动和共振的作用而保持其密封可靠性及完整性。甚至在极端事故情况下也要确保上述要求，不至于危害环境。

6，如何解读中国核能技术新突破

最近关于中国核能技术方面的进步的消息可谓沸沸扬扬。环球时报谭利娅的文章称：“中国科学家日前宣布获得“动力堆/乏燃料/后处理技术”，实现了对核动力堆中燃烧后的核燃料的铀、钚材料回收，大大提高了核燃料利用率。这一重大技术突破也引发外国媒体强烈关注。有媒体表示，此举将极大促进中国的核能工业发展，令中国有望在2030年超越美国成为全球最大原子能制造商。”该如何解读这个技术突破呢？2004年10月的《了望》周刊发表顾忠茂的文章“中国核能开发的瓶颈”值得回顾，作者当年是中国原子能科学研究院教授、博士生导师，现任原子能院科技委副主任。“如果说热堆核电站是“今天”的核电产业，则快中子堆核能系统可以视为“明天”的核能产业（包括发电、供热和产氢），聚变堆核能系统为“后天”的核能产业。“核裂变能指热堆或快堆运行所释放出的能量。核裂变能的可持续发展依赖于铀资源的充分利用和核废物的最少化。“目前世界上运行的热堆核电站，其铀资源的利用率不到1％。地球上已探明的常规铀资源（一般指品位高于0．1％的铀矿）储量为400万吨左右。按全世界核电站目前的燃料使用水平（6～7万吨天然铀／年），地球上的铀储量可供使用60年左右；只有通过核燃料的再循环，才能提高铀资源的利用率。热堆核电站乏燃料经后处理提取的铀和钚，如果返回热堆中循环使用，则铀资源的利用率可提高0．2～0．3倍，核废物的体积和毒性可分别降低约5倍；如果在快堆中多次循环使用，则铀资源利用率可提高50～60倍，核废物的体积和毒性可进一步降低。这意味着，采用快堆技术及其相应的先进核燃料闭合循环，可以使地球上低开采成本的铀资源利用3000年以上。由此可见，核裂变能可持续发展的根本出路在于快堆及其燃料闭合循环。正因为如此，美国第四代核能系统“路线图”将快堆及其燃料循环列为核能发展主要方向，俄罗斯也大力倡导发展快堆核能系统。”上述文字介绍了快堆技术及其相应的核燃料闭合循环是核能技术的关键，文章对当时我国快堆技术发展状况进行了回顾，并对当时的国际上相关技术发展水平进行了介绍。“中国快堆技术的基础研究始于上世纪60年代中后期，但研究开发的进程相当缓慢。 “核燃料闭合循环是快堆核能系统的基础，它包括热堆乏燃料后处理、快堆燃料制备和快堆乏燃料后处理等。没有核燃料闭合循环，快堆将只是一座“孤岛”，快堆运行将是无米之炊。但是，由于种种原因，我国对快堆技术本身的研究开发都缺乏力度，更谈不上对快堆燃料循环的系统考虑。我国在核燃料后端循环技术方面的现状是：热堆乏燃料后处理的技术水平相当落后，快堆燃料制备技术研究刚刚开始，快堆乏燃料后处理的研究尚未作任何安排。 “目前国际上快堆燃料循环系统的研究开发虽未达到商用水平，但已积累了不少经验。各主要核国家均掌握了热堆乏燃料水法后处理技术。在快堆乏燃料干法后处理方面，美国已取得了实质性突破，并于2001年成功地处理了500千克快堆乏燃料。俄罗斯在快堆乏燃料的干法后处理方面也已达到中试规模。2001年，俄罗斯干法后处理已达到半工业规模。”有趣的是作者在文章结尾部分提出了“争取用30～40年的时间，实现各个环节的技术突破”的期待。令人高兴的是相关技术突破来的好快啊！