輕水堆核燃料循環是一個化學化工術語。
基本介紹
- 中文名:輕水堆核燃料循環
- 屬性:化學化工術語
輕水堆核燃料循環是一個化學化工術語。
輕水堆核燃料循環是一個化學化工術語。輕水堆核燃料循環nLrlear fuel cycle of light water reae- 20r是核燃料循環中比較重要的一種。核燃料的利用是在 普通水作冷卻劑和慢化劑的反應堆內進...
至此,核燃料循環的後段就完成了。循環方式 除了前面講到的壓水堆(輕水堆)的鈾(鈽)循環方式以外,還有快中子增殖堆(簡稱快堆)的鈾-鈽循環方式以及釷-鈾循環方式等。 快堆鈾-鈽循環 從最大限度利用鈾資源的角度來看,應發展快中子增殖堆。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...
壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應系統(即一迴路系統)、汽輪發電機系統(即二迴路系統)及其他輔助系統組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後,通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽,然後進入汽輪機做功,帶動發電機發電。系統介紹 1. 壓水堆核電站主迴路系統 壓水堆核...
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、日本等均...
MOX燃料是鈽鈾氧化物混合燃料的簡寫,是由二氧化鈾(UO2)和二氧化鈽(PuO2)構成的氧化鈾鈽燃料。意義 可以提高資源的利用率,解決核燃料資源不足的問題。MOX燃料用作輕水反應堆燃料組件在當前是必要的,具有現實意義。大量的研究和實驗證明,換裝1/3的MOX組件,反應堆運行是安全的,技術上是可行的。與原來用UO2...
在現代動力反應堆中,一般是採用低濃鈾為核燃料,在燃料中存在著大量的鈾-238,因而在反應堆的正常運行中必然會發生軸-238轉換為鈽-239的過程。例如在一個輕水反應堆中,新裝的燃料一般是鈾-238占97%左右的低濃縮鈾,經過一年左右的中子輻照後,卸下的料中大約含0.8%左右的鈽-239。如果把產生的鈽-239從卸下...
以後法國在馬庫爾(Marcoule)鈽分離廠和處理輕水堆低濃鈾的阿格(La Hague)廠,英國在溫茨凱爾廠都採用了普雷克斯流程。1966~1972年期間, 美國的西谷 (WestValley)廠和新建的巴成爾 (Barnwell)核燃料廠也都採用該流程處理動力堆和民用核電廠的乏燃料。世界其他各國 (中國、俄羅斯、印度、德國、義大利、日本)...
輻照時UO2燃料芯塊內可保留大量裂變氣體,所以燃耗(指燃耗份額,即消耗的易裂變核素的量占初始裝載量的百分比值)達10%也無明顯的尺寸變化。它與包殼材料鋯或不鏽鋼之間的相容性很好,與水也幾乎沒有化學反應,因此普遍用於輕水堆中。但是UO2的熱導率較低,核燃料的密度低,限制了反應堆參數進一步提高。在這方面...
在MOX燃料廠的建設方面,截至2008年,國際上共建造了24座MOX燃料廠,生產能力為每年213噸,其中LWR-MOX燃料廠(輕水堆-MOX燃料廠)的FBR-MOX燃料廠(快堆-MOX燃料廠)各占一半。到2012年,預計世界上主要的LWR-MOX燃料生產國法國、日本、英國的年生產能力將達195噸、130噸以及40噸。支持MOX燃料快堆的科學家認為,...
法國的AREVANC公司(原名COGEMA)的拉海格再處理廠(LaHaguesite)擁有處理50%全球民用輕水堆乏燃料的能力。其它主要再處理工廠還包括英國謝拉斐爾德再處理廠、俄羅斯的瑪雅克再處理廠(MayakChemicalCombine)、日本的東海核燃料廠以及印度的塔拉普爾再處理廠(Tarapurplant)。印度在1970年代初掌握了核燃料再處理技術,並...
釷-鈾循環是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。在重水堆甚至輕水堆中,也可採用這種燃料循環方式,科研工作尚處於開始階段。核反應堆,又稱為原子能反應堆或反應堆,是能...
第一代(GEN-I)核電站是早期的原型堆電站,即1950年至1960年前期開發的輕水堆(light water reactors,LWR)核電站,如美國的希平港(Shippingport)壓水堆(pressurized-water reactor, PWR)、德勒斯登(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英國的鎂諾克斯(Magnox)石墨氣冷堆等。第二代(GEN-Ⅱ)...
在表11中給出了幾種主要的SCWR設計方案,以上各種方案在堆芯布置、燃料、慢化劑以及運行參數等方面都各有特點。綜合考慮,SCWR與已知的運行的水冷堆相比,在技術上有很多先進性,但也存在一定的缺點。 SCWR的先進性包括 (1)熱效率高:採用超臨界壓力輕水作冷卻劑,冷卻劑工作在高溫、高壓狀態,出口溫度較高,熱效率明顯...
對乏燃料元件的處置方法,一是處理,一是堆址儲存或離堆儲存。除堆址儲存外,無論採用哪種方法均需進行乏燃料運輸。圖1示出了壓水堆核電廠的燃料循環一般情況。由此可見,它是構成核燃料循環的一個重要環節。乏燃料帶有裂變產物和強的放射性。現代輕水堆核電廠所用的燃料組件,在堆內停留3年左右,其燃耗深度有...
環形燃料是一種由兩層包殼和環形芯塊構成的內、外兩面冷卻的新型、高效和安全的燃料元件,能夠在保持或增進現有反應堆安全性能的前提下,大幅提高核電廠功率密度20%~50%,是高性能輕水堆核燃料的主要發展趨勢之一。開展環形燃料概念設計、堆芯物理、熱工水力、反應堆安全、輻照性能、經濟性和製造可行性等方面的研究...
U-233具有對熱中子的俘獲裂變截面比值α特別小、次級中子產額特別高的突出優點,這對於堆內中子平衡和裂變燃料利用率都是十分有利的。幾乎所有的熱中子堆型都研究過採用釷-鈾循環,研究得最多的是高溫氣冷堆,但它不能實現裂變燃料的增殖。其他研究過的堆型有輕水增殖堆和熔鹽增殖堆,它們可望實現的燃料增殖比分別...
核電站就是利用一座或若干座動力反應堆所產生的熱能來發電,或發電兼供熱的動力設施。反應堆是核電站的關鍵設備,鏈式裂變反應就在其中進行。將原子核裂變釋放的核能轉換成熱能,再轉變為電能的系統和設施,通常稱為核電站。世界上核電站常用的反應堆有輕水堆、重水堆和改進型氣冷堆及快堆等,但使用最廣泛的是輕水堆...
核能發電 英文:nuclear electric power generation 利用核反應堆中核裂變所釋放出的熱能進行發電的方式。它與火力發電極其相似。只是以核反應堆及蒸汽發生器來代替火力發電的鍋爐,以核裂變能代替礦物燃料的化學能。除沸水堆外(見輕水堆),其他類型的動力堆都是一迴路的冷卻劑通過堆心加熱,在蒸汽發生器中將熱量傳...
20世紀50年代中期,該流程首先被用來處理生產堆輻照核燃料,從中提取核武器用的鈽並回收鈾。後被用來處理電站用輕水堆的輻照核燃料,從中回收、純化鈾和鈽。普雷克斯流程是現今最有效、最成功的核燃料後處理流程。研究試驗還證明,它還是發展中的新型電站用堆──快中子增殖堆──的輻照核燃料適用的後處理流程。化學...
不同堆型的核電廠具有基本相同的運行特點,但也有相異之處。下面介紹輕水堆核電廠的基本運行特點。核電廠運行的基本原則和火力發電廠一樣,是根據電網的負荷需求來調節反應堆功率,從而使核電廠出力與電網負荷需求平衡。核電廠的能量來源於反應堆核燃料內發生的可控核裂變鏈式反應。核裂變不僅釋放出能量,同時產生具有...
輕水堆核電站相對於重水堆等其他堆型,優點是結構和運行都相對比較簡單,尺寸較小,造價低廉,燃料也比較經濟,具有良好的安全性、可靠性與經濟性。缺點是必須使用低濃鈾,目前採用輕水堆的國家,在核燃料供應上大多依賴美國和獨立國協。此外,輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發展輕水堆要比系列地發展重水堆多用...
5兆瓦低溫核供熱堆是一體化自然循環殼式輕水核反應堆,其熱功率為5000千瓦,堆芯高度為0.69米,堆芯當量直徑0.57米,堆芯功率密度24千瓦/升,共裝有16盒燃料組件,燃料棒直徑10毫米,總數1288根,燃料加濃度為3%;二氧化鈾總裝載量507.8千克,包殼材料為鋯-4合金,反應堆裝有13根b4控制棒。低溫供熱堆共有3...
第二代(GEN-Ⅱ)核電站是1960年後期到1990年前期在第一代核電站基礎上開發建設的大型商用核電站,如LWR(PWR,BWR)、加拿大坎度堆(CANDU)、蘇聯的壓水堆VVER/RBMK等。到21世紀10年代初,世界上的大多數核電站都屬於第二代核電站。第三代(GEN-Ⅲ)是指先進的輕水堆核電站,即1990年後期到2010年開始運行的...
定期更換燃料 輕水堆核電廠裝滿核燃料後,按照事先擬定的換料方案定期停堆更換部分核燃料。一般換料是一年換一次,每次更換1/3(壓水堆)或1/4(沸水堆)。在換料停堆的同時,進行必要的維修、檢查與試驗,約需要一至兩個月不等。負荷變化的限制 為了確保燃料元件的安全,要嚴格限制核電廠負荷變化速度。壓水堆功率...
鈾-235和鈾-238都是鈾的同位素,當慢中子撞擊其原子核時,鈾-235原子核容易發生裂變,而鈾-238卻不容易發生裂變,所以不能用作輕水堆的燃料。因此,當今核電站的核燃料中,鈾-235如同"優質煤",而鈾-238卻像"煤矸石",只能作為核廢料堆積在那裡,成為污染環境的"公害"。快中子反應堆不用鈾-235,而用鈽-239...
歐洲壓水反應堆是由法國法馬通公司和德國西門子公司聯合開發的漸進型反應堆,與最近建設的核電機組沒有技術斷代,是最新一代的壓水核工業反應堆。壓水反應堆又被稱為第三代核反應堆,是先進的輕水堆,它具有三大優勢:造價和運營成本相對低、安全性能相對高以及產生的放射性物質相對少。著名事故 史上著名的三哩島核...
鈾-235和鈾-238都是鈾的同位素,當慢中子撞擊其原子核時,鈾-235原子核容易發生裂變,而鈾-238卻不容易發生裂變,所以不能用作輕水堆的燃料。因此,當今核電站的核燃料中,鈾-235如同"優質煤",而鈾-238卻像"煤矸石",只能作為核廢料堆積在那裡,成為污染環境的"公害"。原理 快中子反應堆不用鈾-235,而用...
SCWR是以兩種科技為基礎進一步發展而成:輕水反應堆與超臨界蒸氣鍋爐。前者是世界上大部分商轉中的反應堆類型;後者也是常用的蒸汽鍋爐類別。液相氟化釷反應堆 熔鹽反應堆(英語:Molten Salt Reactor,縮寫:MSR)是一種反應堆類型,其冷卻劑甚至是燃料本身皆是熔鹽混和物。這有許多不同細部設計的延伸型,也已建造...
這些反應堆也以輕水作為冷卻劑和減速劑,但水壓較前一種稍低。正因如此,在這種反應堆內部,水是可以沸騰的,所以這種反應堆的熱效率較高,結構也更簡單,而且可能更安全。其缺點為,沸水會升高水壓,因此這些帶有放射性的水可能突然泄漏出來,。這種反應堆也占了運行的反應堆的一大部分。這是一種熱中子式核反應...
2.1 熔鹽燃料反應堆 典型的熔鹽燃料反應堆[Molten-salt Fueled Reactor, MSFR]曾令許多核工程師激動。首推者是Alvin Weinberg,他取得了輕水反應堆的專利,並在美國橡樹嶺國家實驗室——著名的核研究中心——擔任主管。在這裡,兩個概念得到了研究:具有高中子密度堆芯、燃燒從釷燃料循環中產生的鈾233的“雙流”...