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1，核反應堆為什么會退役
2，乏燃料處理都用什么技術阿
3，乏燃料池中的乏燃料是怎么處理有周期嗎
4，什么是乏燃料跟核廢料是同一個說法嗎
5，乏燃料的乏燃料運輸
6，如何解讀中國核能技術新突破

1，核反應堆為什么會退役

核設施卸除乏燃料后，剩余設施通常有三種退役途徑，一種是立即拆除，通常是小功率放射性總活度較低的核設施和核燃料循環(huán)前后端設施（多為長壽命廢物，時間降低對總活度影響不大），一種是延時拆除，封閉反應堆一定時限后，放射性活度下降1～2個數(shù)量級在進行處理，通常是生產堆、動力堆一類核設施；一種是就地埋葬，通常是出現(xiàn)故障放射性物質散逸的核反應堆或者具備運輸條件的小體積的艦用動力堆。

核反應堆為什么會退役

2，乏燃料處理都用什么技術阿

Pruex 流程。目前唯一工業(yè)化的流程。利用TBP 萃取，實現(xiàn)鈾钚裂片之間的分離。目前干法后處理是一個方向。

《核燃料后處理工程》這本書也許對你有用我也在找乏燃料后處理的相關資料

目前世界上的后處理廠都采用purex流程

現(xiàn)在還有干法流程。

同意樓上觀點，但是還有其他的技術，可以參考一本書《走近核科學技術》2004年原子能出版社出版，上面對于乏燃料的處理有一些科普性質的介紹

乏燃料處理都用什么技術阿

3，乏燃料池中的乏燃料是怎么處理有周期嗎

乏燃料就是燃耗深度已達到設計卸料燃耗，從堆中卸出且不再在該反應堆中使用的核燃料組件(即乏燃料組件)中的核燃料。其中有未裂變和新生成的易裂變核素、未用完的可裂變核素、許多裂變產物和超鈾元素。

乏燃料又稱輻照核燃料。在反應堆內燒過的核燃料。核燃料在堆內經中子轟擊發(fā)生核反應，經一定時間從堆內卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238u或232th，未燒完的和新生成的易裂變材料239pu、235u或233u以及核燃料在輻照過程中產生的镎、镅、鋦等超鈾元素，另外還有裂變元素90sr、137cs、99tc等。經過冷卻后把有用核素提取出來或把乏燃料直接貯存。核燃料一經在核電廠使用發(fā)電后，即成為“乏燃料”并等待進一步處理，或者送往后處理設施從廢物中回收其中所含的鈾和钚，或者存放在中間貯存設施或放入“最終處置庫”進行最終解決。乏燃料池就是存放這些乏燃料的。

乏燃料池中的乏燃料是怎么處理有周期嗎

4，什么是乏燃料跟核廢料是同一個說法嗎

乏燃料又稱輻照核燃料。在反應堆內燒過的核燃料,燃耗深度已達到設計卸料燃耗,從堆中卸出且不再在該反應堆中使用的核燃料組件(即乏燃料組件)中的核燃料。其中有未裂變和新生成的易裂變核素、未用完的可裂變核素、許多裂變產物和超鈾元素。核燃料在堆內經中子轟擊發(fā)生核反應,經一定時間從堆內卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th,未燒完的和新生成的易裂變材料239Pu、235U或233U以及核燃料在輻照過程中產生的镎、镅、鋦等超鈾元素,另外還有裂變元素90Sr、137Cs、99Tc。經過冷卻后把有用核素提取出來或把乏燃料直接貯存。跟核廢料不是同一個說法。核廢料(nuclear waste material)泛指在核燃料生產、加工和核反應堆用過的不再需要的并具有放射性的廢料。也專指核反應堆用過的乏燃料,經后處理回收钚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廢料。采納哦

乏燃料是指使用過后的核燃料，它的鈾含量降低，不能繼續(xù)使用，所以叫乏燃料。疲乏的意思。雖然含量低，但是仍然含有大量的鈾，經提純后繼續(xù)使用。核廢料一般是指不能再繼續(xù)使用的放射性廢料。含有大量混合放射元素，不容易處理，只能當成廢料儲存了。

5，乏燃料的乏燃料運輸

由于核電站乏燃料的濕式和干式存儲能力有限，并且只能作為暫時儲存方式，這些乏燃料必須被運輸?shù)椒θ剂虾筇幚韽S或其他地方進行乏燃料的后處理。因此乏燃料的運輸是不可缺少的環(huán)節(jié)，又因為乏燃料的特殊性，使乏燃料的運輸有特殊的規(guī)定。在安全的防護措施下，乏燃料運輸是用特殊容器和專用運輸工具，將乏燃料從一地轉送到另一地的過程。各國對乏燃料的運輸有以下要求：（1）必須嚴格遵照國際原子能機構《放射性物質安全運輸規(guī)程》和本國有關規(guī)程進行運輸；（2）根據(jù)本國的特點，規(guī)定了具體的運輸審批制度。一般規(guī)定了對被運輸物的種類、數(shù)量和運輸路線、工具、可能發(fā)生事故的措施等必須進行設計和審查，并得到有關部門認可；對運輸容器的設計和制造必須得到認可，并在有關部門登記；乏燃料發(fā)送前，必須對容器的密封性、表面輻射水平、表面污染程度和運輸工具及固定方式等進行檢查并得到認可；必須再次對運輸路線、特別要對安全措施以及萬一發(fā)生事故后的應急措施進行認可；（3）乏燃料運輸容器屬B型貨包，必須進行正常運輸條件及事故運輸條件下的試驗，合格后方能使用；（4）操作人員需經技術培訓，結業(yè)后才能進行操作。乏燃料組件在符合規(guī)程要求的條件下，可以通過公路、鐵路和海上運輸。由于對運輸乏燃料組件的安全要求越來越高，容器重量越來越大，已有專門的運輸車輛和船只，但不需要專用公路、鐵路和碼頭，只要通過控制容器質量和嚴格組織運輸環(huán)節(jié)來確保運輸安全。運輸裝載乏燃料的容器亦有嚴格的要求。必須保證運輸容器裝滿乏燃料時保持次臨界；容器外表面輻射劑量率不高于《IAEA運輸規(guī)程》的規(guī)定；必須適應環(huán)境溫度從-40～38℃的變化而保持足夠的強度；能承受正常運輸過程中的加速度、振動和共振的作用而保持其密封可靠性及完整性。甚至在極端事故情況下也要確保上述要求，不至于危害環(huán)境。

6，如何解讀中國核能技術新突破

最近關于中國核能技術方面的進步的消息可謂沸沸揚揚。環(huán)球時報譚利婭的文章稱：“中國科學家日前宣布獲得“動力堆/乏燃料/后處理技術”，實現(xiàn)了對核動力堆中燃燒后的核燃料的鈾、钚材料回收，大大提高了核燃料利用率。這一重大技術突破也引發(fā)外國媒體強烈關注。有媒體表示，此舉將極大促進中國的核能工業(yè)發(fā)展，令中國有望在2030年超越美國成為全球最大原子能制造商。”該如何解讀這個技術突破呢？2004年10月的《了望》周刊發(fā)表顧忠茂的文章“中國核能開發(fā)的瓶頸”值得回顧，作者當年是中國原子能科學研究院教授、博士生導師，現(xiàn)任原子能院科技委副主任?！叭绻f熱堆核電站是“今天”的核電產業(yè)，則快中子堆核能系統(tǒng)可以視為“明天”的核能產業(yè)（包括發(fā)電、供熱和產氫），聚變堆核能系統(tǒng)為“后天”的核能產業(yè)?！昂肆炎兡苤笩岫鸦蚩於堰\行所釋放出的能量。核裂變能的可持續(xù)發(fā)展依賴于鈾資源的充分利用和核廢物的最少化。“目前世界上運行的熱堆核電站，其鈾資源的利用率不到1％。地球上已探明的常規(guī)鈾資源（一般指品位高于0．1％的鈾礦）儲量為400萬噸左右。按全世界核電站目前的燃料使用水平（6～7萬噸天然鈾／年），地球上的鈾儲量可供使用60年左右；只有通過核燃料的再循環(huán)，才能提高鈾資源的利用率。熱堆核電站乏燃料經后處理提取的鈾和钚，如果返回熱堆中循環(huán)使用，則鈾資源的利用率可提高0．2～0．3倍，核廢物的體積和毒性可分別降低約5倍；如果在快堆中多次循環(huán)使用，則鈾資源利用率可提高50～60倍，核廢物的體積和毒性可進一步降低。這意味著，采用快堆技術及其相應的先進核燃料閉合循環(huán)，可以使地球上低開采成本的鈾資源利用3000年以上。由此可見，核裂變能可持續(xù)發(fā)展的根本出路在于快堆及其燃料閉合循環(huán)。正因為如此，美國第四代核能系統(tǒng)“路線圖”將快堆及其燃料循環(huán)列為核能發(fā)展主要方向，俄羅斯也大力倡導發(fā)展快堆核能系統(tǒng)?！鄙鲜鑫淖纸榻B了快堆技術及其相應的核燃料閉合循環(huán)是核能技術的關鍵，文章對當時我國快堆技術發(fā)展狀況進行了回顧，并對當時的國際上相關技術發(fā)展水平進行了介紹?！爸袊於鸭夹g的基礎研究始于上世紀60年代中后期，但研究開發(fā)的進程相當緩慢。 “核燃料閉合循環(huán)是快堆核能系統(tǒng)的基礎，它包括熱堆乏燃料后處理、快堆燃料制備和快堆乏燃料后處理等。沒有核燃料閉合循環(huán)，快堆將只是一座“孤島”，快堆運行將是無米之炊。但是，由于種種原因，我國對快堆技術本身的研究開發(fā)都缺乏力度，更談不上對快堆燃料循環(huán)的系統(tǒng)考慮。我國在核燃料后端循環(huán)技術方面的現(xiàn)狀是：熱堆乏燃料后處理的技術水平相當落后，快堆燃料制備技術研究剛剛開始，快堆乏燃料后處理的研究尚未作任何安排。 “目前國際上快堆燃料循環(huán)系統(tǒng)的研究開發(fā)雖未達到商用水平，但已積累了不少經驗。各主要核國家均掌握了熱堆乏燃料水法后處理技術。在快堆乏燃料干法后處理方面，美國已取得了實質性突破，并于2001年成功地處理了500千克快堆乏燃料。俄羅斯在快堆乏燃料的干法后處理方面也已達到中試規(guī)模。2001年，俄羅斯干法后處理已達到半工業(yè)規(guī)模?！庇腥さ氖亲髡咴谖恼陆Y尾部分提出了“爭取用30～40年的時間，實現(xiàn)各個環(huán)節(jié)的技術突破”的期待。令人高興的是相關技術突破來的好快??！

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