MIT报告核燃料循环的未来执行总结部分译文
三代核电技术的燃料循环和废物处理
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考研英语翻译---特别报道：核能
据普林斯顿大学的Robert Socolow与其同事计算，在未来50年内，如果能用总产能7亿千瓦的核反应堆来代替燃料发电站（大约为目前核电站总产能的三倍），每年就能减少二氧化碳排放量370亿吨。如果考虑到同期必须更新大多数现有核电站，核电站建设速度将三倍于中国计划中的核电站建设速度（该计划到2020年为止，打破了记录），而且还得在五十年中一直保持这种高速。即使这能够做到，也只能解决小部分问题。2010年，工业产生的二氧化碳排放量约为300亿吨，并且以每年3%的速度增长。按照这个速度发展下去，这种强化版的核电站建设计划只能抵消四年的二氧化碳排放增长。
在低排放世界，如果尽力发展可再生能源发电设施仍不能满足的电力需求，核能才会得到运用——仅限于弥补电力缺口。
The market, too, will probably need some re-engineering. Systems with a lot of renewables make life hard for fossil-fuel generators, which have to shut down when it is sunny and windy and take up the slack when it is not. To get the fossil-fuel investment it needs, Germany may well have to pay for the capacity built even if it stands idle, or guarantee rates of return.
Special report: Nuclear energy
特别报道：核能
The prospects
(2021年整理)核燃料循环
核燃料循环编辑整理：尊敬的读者朋友们：这里是精品文档编辑中心，本文档内容是由我和我的同事精心编辑整理后发布的，发布之前我们对文中内容进行仔细校对，但是难免会有疏漏的地方，但是任然希望（核燃料循环）的内容能够给您的工作和学习带来便利。
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核燃料循环核燃料以反应堆为中心循环使用。
(一)铀的开采、冶炼、精制及转化：铀是比较分散的元素。
世界上重要的产铀国家有：加拿大、美国、独联体、澳大利亚、刚果、尼日利亚等。
我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀。
但是可提供一定铀产量的铀矿石的含铀量的品位较低（10—4~10—2）,掘出的含铀矿石必须经过复杂的化学富集，才能得到可作粗加工的原料。
过去开采铀矿石都采用传统的掘进方式（耗能大、成本高、生产周期长，还有运输、尾矿等问题）。
近来根据铀矿石性质的多样性，又开发了地表堆浸、井下堆浸以及原地浸取等方式.我国的铀矿石属低品位等级,一般在千分之一含量就要开采,成本较高。
为了降低成本，充分利用低品位矿石，80年代以来就积极开发堆浸、地浸技术，现已投产。
例如地表堆浸，处理品位为8×10—4的沙岩矿，成本降低 40%。
原地浸取工程也已经开工。
原地浸取采矿的优点是：成本低(投资只有掘进的1／2）、工艺简单、节约能源（省去了磨碎、运输等工序，可节约能源 60％）、节约劳动力、减轻劳动强度(节约劳动力数十倍，工人进行流体物操作，劳动条件大为改善）、矿山建设周期短、可以充分利用低品位铀资源。
因此受到重视而被称为铀矿冶技术上的一场革命。
浸取液经过离子交换、萃取以富集铀，再经过酸性条件下沉淀（与硷金属及碱土金属分离)和碱性条件下溶解（与过渡元素分离）以进一步净化铀,最后得到铀的精炼物.将此精炼物进一步纯化，并将铀转化成低沸点的UF6（升华温度：1大气压下56℃；0.13大气压下25℃），即可用作浓缩235U同位素的原料。
快堆核动力：一个新的开端(译文)
快堆核动力：一个新的开端[俄] 维克托 V. 奥尔洛夫（Victor V. Orlov）多利扎尔国家动力工程研究所 (NIKIET)200920世纪并不急需新能源。
相对于20世纪40－50年代美国与苏联实施的核武器军用目的，核电之燃料平衡、经济和安全的组合使得其发展目标变得更难以实现[163]。
但是，恩里科•费米的包括快堆的核电工业的理念（1944）至今仍然有吸引力—这个理念给人以一个能源生产新纪元的希望，即便宜的核电厂利用便宜的、取之不尽的燃料发出便宜的电力。
早在1951年，EBR-I试验反应堆（阿贡国家实验室）发出了最早的核电，而且是第一个成功的快堆核电厂；1960年代，亚历山大•列宾斯基发展了BN-350(1972-1997)和BN-600(1980)[164]。
20世纪50年代，俄罗斯、英国、美国和加拿大首批“军用”热堆核电厂投入运营，这是核电发展的第一阶段，并为快堆生产钚原料。
受军事工程成功的鼓励，核电迅速地从概念性物理理念发展成为工艺技术以及一个有着应用科学网络为之服务的行业。
为从事那些1940-1950年代开发的反应堆而培养的核工程师，在1970-1980年代不得不去改善热堆装臵的安全，结果使成本增高了四倍。
早期快堆装臵已被证实更加昂贵因而无以为继。
进入21世纪，核电处于停滞状态，未来前景并不明朗[165]。
随着石油和天然气价格上升，目前许多国家谨慎地转向于基于新一代热堆的核电：美国与欧洲、俄罗斯宣布了宏大的轻水反应堆建造规划；印度与中国正在其雄心勃勃的核电规划中积极地消化吸收这些技术。
但是，如果不回到以快堆为基础的核电原初理念，将很难应对不断逼近的21世纪的燃料和能源问题。
尽管成本只是逐渐上升，热堆核电厂现在的改进并不足以满足未来的需求。
首先需要重新检查的是原初理念失败的原因，原初理念正是基于阿贡国家实验室在1940年代开发的“快增殖堆”概念：过低估计了安全问题。
163 由于昂贵的化学燃料资源有限，电力比热能昂贵得多；电力只占全部能源消耗中的1/6(全部燃料消耗的1/3)，这个比例缓慢增长。
核燃料循环技术的进展与展望
核燃料循环技术的进展与展望一、引言核燃料循环技术是发展核能产业，提高核能利用率的重要途径，近年来得到了国际上广泛的关注和研究。
本文从核燃料循环技术的进展和展望两个方面进行探讨。
二、核燃料循环技术的定义与作用核燃料循环技术是指在核能利用过程中，对核燃料进行再利用或处理的过程，也称为“核燃料后处理”技术。
其作用主要有以下几点：1.提高核燃料利用率。
通过再利用、处理废弃核燃料，可以使废弃核燃料中的未反应核燃料得到更多的利用。
2.减少核废料的产生量。
废弃核燃料中含有很多有价值的未反应核燃料和可分离的放射性核素，经过处理后，这些物质可以被提取出来再利用，从而减少核废料的产生。
3.寻找更好的储存方式。
通过对核燃料的处理，可以将其转化为更稳定的形式，便于长期储存和管理。
三、核燃料循环技术的发展历程核燃料循环技术的发展历程可以分为以下几个阶段：1.化学回收阶段。
20世纪50年代，欧美国家开始对废弃核燃料进行处理和再利用，首先采用的是化学回收技术。
该技术通过钍、铀和钚的分离回收，处理出一些用于制备新的核燃料的物质。
2.全物理循环阶段。
20世纪60年代，采用全物理循环技术可以将废弃核燃料中未反应的核燃料直接再利用。
该技术的难点在于将未反应的核燃料分离出来，这需要高度纯度的技术支持。
3.混合物理化学循环阶段。
20世纪70年代，混合物理化学循环技术的出现，使回收和再利用废弃核燃料的效率得以提高。
该技术先通过化学方法回收有价值的物质，再用物理方法对其中的未反应核燃料进行分离回收。
4.热力学模型优化阶段。
21世纪初期，随着热力学模型研究的进展，核燃料再利用技术得到了加强和推广。
热力学模型可以帮助研究人员更全面的了解核燃料在循环和再利用过程中的性质，从而制定更优化的处理方案。
四、核燃料循环技术的研究进展1.中国的快中子增殖堆技术。
近年来，中国在快中子增殖堆技术方面取得了显著进展。
快中子增殖堆可以利用天然铀等中子资源，实现核燃料的重复利用，避免了核废料带来的压力。
锝在乏燃料后处理循环中的行为及对环境的影响及英文翻译
原文：Technetium: behaviour during reprocessing of spent nuclear fuel and in environmental objectsAbstract：The review surveys main chemical properties of techne-tium,methods of its isolation and determination and its behavior during reprocessing of spent nuclear fuel and in environmental objects. Methods for extraction and isolation of technetium as a hazardous long-lived radionuclide are described. Prospects of using technetium in industrial processes and in medicine are considered. The bibliography includes 276 references.I. IntroductionTechnetium is a Group VII element, which was first prepared by nuclear synthesis in the mid-twentieth century. The characteristic feature of technetium is that all its isotopes with mass numbers from 90 to 110 are radioactive. Technetium is an artificial element and does not occur in nature. However, more than 60 tonnes of Tc have accumulated in the world because spent nuclear fuel (SNF) has a high Tc content (0.6 g per kilogram of 235U in the case of 50% burn-up).1 Large amounts of fission products (FP), including Tc, were released into the environment from nuclear weapon production and nuclear power engineering. Since the 99Tc isotope has a long half-life, it is a very hazardous radioactive element. Besides, technetium shows a high migration ability and some of its compounds are volatile.The main chemical and physicochemical properties of technetium are well known and were described in monographs andreviews as well as in the handbook published in 1999.10 However, many new studies published in recent years require generalisation. Besides, progress in nuclear power engineering has generated a need for additional studies of the behaviour of Tcduring reprocessing of spent nuclear fuel and in environmental objects. The lack of the necessary information on important radiochemical properties and behaviour of technetium in natural objects has already led to contamination of the environment by a large amount of Tc.The present review surveys the main properties of technetium responsible for its behaviour during reprocessing of SNF and in environmental objects. These data may be of use for improvements in present-day technologies for reprocessing of SNF from the viewpoint of optimisation and complete extraction of Tc as well as for the prediction of its behaviour in natural objects.II. Discovery, methods of preparation and main properties of technetiumD I Mendeleev was the first to suppose that a chemical element with the atomic mass of 99 should be present between manganese and rhenium in the Periodic Table (and gave it the name ekamanganese). However, the discovery of this element in manganese-containing ores and minerals appeared to be a difficult problem. All attempts to isolate the new element with the atomic number 43 failed. The Russian chemist Shchukarev and German physicist Mattauch formulated the ‘prohibition rule’ stating that the isobars of two adjacent elements in the Periodic Table cannot be stable, i.e., one of these elements is necessarily radioactive. This led to the conclusion that the element with the atomic number 43 could not have stable isotopes and, consequently, could not occur in nature.1. Preparation and nuclear properties of technetium isotopesIn 1937, Perrier and Segre carried out the first experiments on isolation of the element with the atomic number 43 from a molybdenum target bombarded with deuterons on a cyclotron according to the reactionAMo42 (d,n)A+1Tc43 .The new element was named technetium (for the Greek word ‘tewnZos’, which means artificial). Later on, another procedure was developed for the preparation of Tc by irradiation of molybdenum-containing samples in slow neutron flux98Mo(n,γ) 99Moβ- →99mTcγ→99Tc.Kilogramme amounts of either spectrally pure MoO3 or molybdenum metal are used as a target. The target is irradiated in a reactor for one year and kept until the parent 99Mo isotope completely decays. Irradiation of 1 kg of molybdenum with a flux of 8×1013 neutrons cm-2s-1 makes it possible to accumulate up to 60 mg of Tc. Isolation of te chnetium must be carried out in ‘hot’ chambers operating under remote control at a hot laboratory, whereas the yields remain low.In this connection, isolation of technetium in the course of SNF reprocessing is presently a more convenient procedure, because technetium is a fission product accumulated upon irradiation of nuclear fuel in a reactor. The accumulation of Tc depends on the nature of the fissionable nuclide and the depth of burn-up and reaches *1 kg per tonne of fuel in fast-neutron reactors.18 The yield of 99Tc during fission of 235U or 239Pu is about 6.1%. Other Tc isotopes with the mass numbers from 99 to 110 inclusive were also found among fission products of uranium. These isotopes are produced throughβ--decay or neutron capture. However, nuclear reactors produce these isotopes in insignificant yields.Of technetium isotopes, the long-lived 99Tc isotope (t1/2=2.14×105 years) is of particular importance. This isotope serves as a b-ray emitter with the energy Eβmax=292 keV, and its decay is not a ccompanied by γ-radiation. The 99mTc isotope (t1/2=6.6h) is widely used in medicine. This radionuclide is most commonly isolated with the use of chromatographic, extraction or sublimation generators based on 99Mo. Generators based on sublimation separation of Tc outperform generators of other types in many respects. Their construction assumes heating of MoO3 to 850℃in a flow of O2. The yield of 99mTc obtained by sublimation of volatile technetium oxide and its condensation in a cooled receiver followed by dissolution of the condensate reaches 1 Ci ml-1. The type of 99mTc decay is the isomeric transition of the nucleus from a metastable state to a lower-energy level. In studies of 99mTc, it was demonstrated that the chemical state of the element has only a slight effect on the rate of decay of an unstable nucleus. Thus, the half-life of technetium metal is 1.003 times longer than that of KTcO4.For technetium, 21 isotopes with the mass numbers from 90Tc to 110Tc are known, seven of these isotopes being isomers. Most Tc isotopes have short half-lives (from 0.81 s for 110Tc to 61.2 days for 97mTc). The exceptions are the above-mentioned 99Tc isotope and two long-lived isotopes, viz., 97Tc (t1/2=2.6×106 years) and 98Tc (t1/2=4.2×106 years), which are prepared by irradiation of molybdenum with deuterons or protons.2. Technetium metalThe main properties of technetium metal were studied predominantly in the 1960s. It was demonstrated that it has a hexagonal close-packed structure with the parameters a =2.7409, c =4.3983 . In polycrystalline films prepared by ion deposition at liquid nitrogen temperature, technetium has a face-centred cubic structure with the lattice parameter a=3.68 0.05 .The hexagonal crystal lattice of technetium has a small number of easy-slip planes due to which the as-cast metal is brittle and cracks even at small degrees of reduction upon rolling at 20℃. Nevertheless, technetium was prepared as rods, strips, foil and wire by the corresponding technological processing.Technetium is a refractory metal with the melting point of >2000℃. It forms continuous series of solid solutions with metals, which crystallise in the hexagonal system, viz., with ruthenium, osmium and rhenium (analogue of Tc). Technetium is a superconductor (Tc=8.24 K). The magnetic susceptibility of Tc remains constant in the temperature range of 80 - 1300 K and is close to that of rhenium.Technetium metal is generally prepared by thermal decomposition of pertechnetates with organic cations under a stream of inert gas or thermolysis of other Tc compounds (for example, of NH4TcO4) in a reducing medium.The metal thus prepared is insoluble in HCl or H2SO4. However, it is readily oxidised with nitric acid.3Tc+7HNO3 = 3 HTcO4+7NO+2H2O.3. Behaviour of technetium in solutionsThe electronic structure of the Tc atom ([Rn]3d104s24p64d65s1) is responsible for its transition-metal properties. Due to such an electron shell structure, technetium can exist in a wide range of oxidation states from +7 to -1 and has a tendency to disproportionation. Besides, equilibrium systems containing Tc in different oxidation states can occur in solutions. This is manifested in the behaviour of technetium in chemical reactions and different technological processes.The scheme of the Latimer potentials in an acidic medium was reported in the study:The formal oxidation potentials of technetium [relative to the normal hydrogen electrode (NHE)] in acidic and alkaline media are given below.The standard oxidation potential E for the Tc(VII)/Tc(IV) pair is 0.738V (vs. NHE).In HNO3 solutions, the stability of Tc ions increases in the following series: Tc(VII)>Tc(IV)>Tc(V) >Tc(VI).In acidic media, Tc(IV) is stable only in the presence of complex-forming compounds. For example, Tc(IV) forms the well-studied TcCl62- complex in HCl solutions (6 mol litre-1). Technetium(V) is unstable and undergoes disproportionation in acidic media according to the following scheme:3 Tc(V) = Tc(VII)+2 Tc(IV).In the HCl+NaCl system (ionic strength m=1.0), the reaction rate is proportional to the square of the Tc(V) concentration. Although prone to disproportionation, pentavalent technetium is more stable than hexavalent technetium and its compounds can be isolated from aqueous solutions. Technetium(VI) also undergoes disproportionation according to the reaction3 Tc(VI) = 2 Tc(VII)+Tc(IV),the reaction proceeding with a very high rate (at 25℃, the rate constant is 3×106 mol-1 s-1). The stability of technetate ions in aprotic solvents provides evidence that its disproportionation proceeds with the involvement of protons.The pertechnetate ion is stable in solutions. This ion acts as a rather strong oxidising agent and can be reduced with a number of reducing agents, such as ascorbic acid, hydroxylamine, urea and the chloride, bromide and iodide ions. In an alkaline medium, the TcO4- ion is catalytically reduced in the presence of PdCl2 (0.001 mol litre-1) to Tc(IV) at 65℃during 4 days.Reduction of pertechnetate ions with different reagents in the presence of complex-forming agents is used in many procedures for the qualitative and quantitative determination of Tc.Only Tc(VII) and Tc(IV) compounds are of practical importance, because these ions are thermodynamically stable and can exist in solution. It is in these oxidation states that technetium can be present both in wastes of radiochemical production facilities and in environmental objects. Unstable and reactive intermediateforms, viz., Tc(V) and Tc(VI), cannot exist under normal conditions but can be involved in redox reactions.中文翻译：锝在乏燃料后处理循环中的行为及对环境的影响摘要：综述锝主要化学性质,制备和测定的方法和它在乏燃料后处理循环中的行为以及对环境的影响。
核燃料循环与乏燃料后处理、分离与嬗变思想
Purex process
用稀释的磷酸三丁酯（TBP）做有机溶剂， 水相中加入硝酸。 • 优点： • 废物量减少 • 工艺条件和应用方面有较大的灵活性 • 由于溶剂闪点较高而减小了着火的概率 • 降低了运行费用 • 原理：萃取
TBP--磷酸三丁酯
• 化学稳定性，挥发性小,与水仅稍微混溶
• 在很强的辐照场下发生部分分解，分解产 物磷酸二丁酯和磷酸一丁酯可用碱溶液洗 除，因此它容易再生使用。 • 密度与水相近，粘度较大，需要加入稀释 剂以降低密度和粘度。
乏燃料 辐照核燃料
大量未用完的 可增殖材料： 铀238或钍232
在辐照过程中产生的镎、 镅、锔等超铀元素
其它
乏燃料的影响
时间
30—300年，Cs（铯） 300～10 000 年．钚和镅是 和Sr（锶）是主要 主要放射来源 的放射性来源
10 000～250 000 年，铀同位素占 主要来源
250 000年以后， Np（镎）、 I和 Tc（锝）是最主 要的放射源
Purex process流程
准备：核燃料溶解于 硝酸；调节PH与浓度， 使钚处于四价状态。 铀和钚被TBP萃取，实现铀、 钚与裂变产物的初级分离。
蒸浓,调节硝酸和铀的浓度, 并使钚重新处于四价状态。
稀硝酸反萃取铀、钚。
Purex流程的分离净化效果
干法
• 在高温下进行 • 优点：
• 采用的无机试剂具有良好的耐高温和耐腐 蚀和耐辐照性能； • 工艺流程简单，设备结构紧凑； • 试剂循环使用，废物产生量少。
干法
氟化挥发法 利用U，Pu 的氟化物与裂变产物的挥 发性不同来实现分离。 虽然分离过程的概念简单，但是实际 操作中设备材料腐蚀严重、Pu 的挥 发性与非挥发性形态间的转变困难。
2023年能源展望报告译文
2023年能源展望报告译文标题：2023年能源展望报告随着全球经济结构的不断调整与科技的飞速发展，全球能源格局正经历深刻变革。
以下是对2023年全球能源展望的深度解读和预测。
一、能源转型加速推进报告指出，至2023年，全球能源转型的步伐将进一步加快。
可再生能源，尤其是太阳能、风能等清洁能源在能源供应结构中的占比将持续提升。
各国政府对碳中和目标的承诺及相应政策的出台实施，将极大地推动清洁能源技术研发、应用和基础设施建设的发展。
二、化石能源消费趋势尽管可再生能源增速显著，但预计到2023年，化石能源在全球能源消费中仍占据主导地位。
然而，由于环保压力和技术进步，化石能源的使用将更加清洁高效，如天然气的消费比例有望提高，同时煤炭消费则可能继续呈现下降态势。
三、电力系统智能化发展随着电力系统的数字化、网络化和智能化进程深入，储能技术、智能电网以及微电网等新型解决方案将得到广泛应用，以应对可再生能源波动性带来的挑战，保障电力系统的稳定运行和能源的有效利用。
四、电动汽车与氢能产业崛起2023年，电动汽车市场将迎来更高速的增长，充电基础设施将进一步完善，从而有力推动全球交通领域的能源转型。
与此同时，氢能作为一种极具潜力的清洁能源载体，将在工业生产、交通运输等领域得到更大范围的应用推广。
五、国际合作与能源安全面对全球能源转型的大势所趋，各国间的能源合作将愈发紧密，共同构建包容、开放、共赢的全球能源治理格局，以确保能源供应的安全稳定，实现经济可持续发展与环境保护之间的平衡。
总结，2023年的全球能源展望显示了人类社会对绿色、低碳、可持续发展方向的坚定追求，同时也揭示了我们面临的诸多挑战。
未来，需要国际社会共同努力，通过技术创新、政策引导和国际合作，共同绘制出一幅清洁、高效、安全的全球能源新蓝图。
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M I T报告核燃料循环的未来执行总结部分译文集团标准化工作小组 #Q8QGGQT-GX8G08Q8-GNQGJ8-MHHGN#核燃料循环的未来（概要报告）—MIT跨学科研究报告麻省理工学院2010-09-16引言与致谢2003年,MIT发表了多学科研究报告《核电的未来》。
其论点是，核能是一个低碳世界上的重要市场选项。
至少今后的几十年内，降低电力生产之二氧化碳排放排放排放的现实选项只有四个：提高能源利用效率，扩大使用可再生能源如风能和太阳能，化石燃料电厂由煤炭转向天然气或过渡到捕俘与永久扣押二氧化碳，排放排放排放以及核电。
该报告的观点是，所有的四个选项都是比要的，从碳排放排放全面管理战略中排除四者中的任何选项都是错误的。
该报告检查了发展核电的各种障碍，提出了促进核电成为市场选项的一系列建议。
报告发表以来美国和全世界发生了巨大变化，我们2009年发表了《对2003年<未来的核电>的更新》报告。
对气候变化的担心急剧上升，许多国家对温室气体排放排放采取了各种限制，而且美国也期望在未来某时对二氧化碳大气排放采取限制。
今天核能提供着美国～70%的“零”碳排放电力，是电力部门降低温室气体排放的主要候选者。
虽然目前全球经济不景气有所影响，美国和全世界核电增长的预测值依然大幅度上升。
在美国，发布了各种各样的建造新反应堆的意向公告,27台机组提出许可证申请，8台提出联邦贷款保证申请，还有几个厂址在做前期准备。
然而直到2010年年中，美国尚未颁发新建工程建造许可证。
世界其它地区，特别是中国和印度，新机组建造已在加速。
此外，韩国通过与阿拉伯联合酋长国签署建造四座反应堆协议，成为了全球传统核电供应商的一员。
核燃料循环也有重大进展。
在美国，燃料循环政策仍处于混乱状态。
布什政府发起了各种规划，目标是商业回收再循环乏核燃料（SNF）中的易裂变材料制造新燃料组件,但没有得到国会的支持。
美国能源部（DOE）花费多年评价并提出许可证申请，要在尤卡山（YM）建造乏燃料和高放废物地质处置场。
但是现在奥巴马政府请求撤回许可证申请。
在海外，日本开始运行商业核燃料后处理厂。
芬兰和瑞典获得公众赞同，选定了处置乏燃料的地质处置场厂址。
因为境况的重大变化，我们承担的《核燃料循环的未来》研究更明确集中于对扩大美国核电规划可采用的关键技术选择和这些选择的近期政策涵义。
我们感谢美国电力研究所（EPRI）以及爱达荷国家实验室、阿海法、通用电气-日立、西屋、能源方案和核保险公司慷慨的资金支持。
执行总结研究背景2003年MIT发表了多学科研究报告《核电的未来》。
其根本动机在于核电是目前提供美国约70%见我们2009年发表的报告《对2003年<未来的核电>的更新》。
对气候变化的担心在上升：许多国家对排入大气的温室气体采取了各种限制,而且美国也期待采取类似的限制。
全世界核电增长预测值急剧上升，并且新电厂的建设已在加速，特别是在中国和印度。
由于核电作为低碳选项的持续重要性--可上规模地展开部署，实质上缓解气候变化的风险，即到本世纪中叶全球部署规模可达到1000GWe，因此进行了本《核燃料循环的未来》研究。
为使核电得以扩大，必须克服核电在成本、废物处置以及核扩散问题等方面的严峻挑战，同时保持当前卓越的安全和可靠性记录。
在相对短期内，有可能就具有长期深远意义的核燃料循环演进做出决定——使用什么类型的燃料，什么型式的反应堆，辐照的燃料发生了什么变化，有什么方法长期处置核废物。
本研究的目的就是通告这些方面的决策。
几十年来，关于未来核燃料循环的讨论一直集中在期望最终部署以钚启动快堆为基础的闭路燃料循环。
然而，这个期望深植于一个过时的理解——铀的稀缺性。
我们重新检查燃料循环表明，还有很多更有效的燃料循环选项，而且其优化选择面临很大不确定性——某些是经济上的，如选择先进堆；某些是技术上的，如对废物管理的影响；而某些是社会的，如核电部署的规模和核扩散风险管理。
假定对工艺技术替代选择进行了必要的研究而且全球共同应对气候变化风险，今后几十年内这种不确定性会被大大澄清。
我们研究的关键启示在于，，通过继续开式燃料循环、实施轻水堆乏燃料储存托管制度、开发一地质处置场、以及研究适用于各种不同核能未来的技术备选方案，我们能够而且应当保留我们燃料循环选择的选项。
研究结果和建议经济作为未来重要的能源选项，核电的生存力关键取决于它的经济性。
虽然核电厂运营成本低，但核电厂本身的资本成本高。
由于担心建设新核电厂存在财务风险，目前更高的融资建造成本放大了核电厂的资本成本。
对于美国新的基荷电力，核电厂的平准电价很可能高于新燃煤机组（没有二氧化碳捕俘与扣押）或新天然气机组。
消除融资风险溢价可使核电平准电价优于煤电，而征收适度的二氧化碳排放税还会使核电低于煤电。
与天然气相比，以过去十年大部分时间的天然气燃料价格特点看，这也同样是正确的。
根据这种分析，在2003年我们就建议对第一批新建核电机组提供财政激励。
美国自2005年就已开始先行者激励，但执行起来非常缓慢。
建议应当加速实施先行者激励程序，以示范在美国目前条件下建设新核电厂的成本，并以良好的业绩表现消除筹资风险溢价，。
该激励程序不应扩大到先行者（最初7-10台机组）之外，因为我们相信核能应当像其它能源选项一样，可以在开放市场上竞争。
燃料循环至少本世纪大部分时间，不缺少铀资源，不会约束将来建造新的核电厂。
某些国家正用混合氧化物燃料在轻水堆内做有限再循环，但其扩大资源和废物管理的利益极有科学合理的方法管理乏核燃料。
建议今后几十年内，使用轻水堆（LWR）的一次通过燃料循环是美国首选的经济选项，而且很可能是本世纪大部分时间美国和其它地方核能系统的显着特征。
改进轻水堆设计提高燃料资源利用效率、降低未来反应堆电厂的成本，应当成为首要的研究与开放的焦点。
乏核燃料管理以相对小的成本长期托管储存，保留未来乏燃料利用的各种选项。
保持各种选项很重要，因为今后重大不确定性（美国核电部署的轨迹、新反应堆和燃料循环工艺技术的有效性和成本）的澄清解决将会确定轻水堆乏核燃料或者注定是直接地质处置的废物，或者是未来闭路燃料循环的有效燃料资源。
燃料循环政策辩论中，低估了保留未来燃料循环选择各种选项的价值。
可以在运行反应堆现场、集中储存设施或可回取性设计的地质处置场（集中储存的备选方式）安全地完成托管储存。
建议乏核燃料长期托管储存规划——约100年——应当成为核燃料循环设计的重要构成部分。
尽管相信在此期间托管储存是安全的，研发计划仍应致力于证实并扩大安全储存和运输周期。
百年储存的可能性比预期的核反应堆运行寿期还长，暗示美国应当转向集中乏核燃料储存场——从退役反应堆现场运出乏燃料开始，并支持一个长期的乏燃料管理战略。
这样做的额外的好处是解除联邦政府未能自1998年开始从反应堆现场转移乏燃料的责任。
废物管理至少乏核燃料的某些长寿命组分要求永久性地质隔离，因而需要着手系统地开发一处地质处置场。
2003年MIT报告的结论即长期地质隔离的科学基础仍然是正当合理的。
在美国，乏核燃料和长寿命废物地质处置场选址仍然是个重大挑战。
美国和欧洲规划的失败和成功暗示，核废物管理组织应有以下特征：(1)与州和当地政府合作的权威选址机构，(2)核废物处置基金管理的权威机构，(3)与核电厂业主商议谈判乏燃料和废物搬迁的权威机构，(4)对影响放射性废物流特性的燃料循环方案之选择，与政策制定者和监管机构磋商，(5)管理的长期连续性。
到目前为止，美国的规划还没有这些明确的特征。
成功废物管理规划的一个关键要素是基于科学的决策的一惯性。
建议我们建议设立新的、半官方的废物管理机构执行国家废物管理规划。
闭路燃料循环设计一直关注什么返回反应堆，但未关注如何管理废物。
我们建议(1)把废物管理与燃料循环设计整合在一起，而且(2)在废物管理中设立一个支持性的研发计划，使燃料循环与废物管理决策充分耦合。
一个重要的发现是美国的许多放射性废物按来源而不按危害分类。
这已造成废物处置路径的缺陷，而且这个问题还将因其他备选燃料循环而加剧。
建议我们建议采用综合风险预知的废物管理系统，所有废物按成分分类并按风险设定处置路径。
未来核燃料循环核燃料循环（开环、闭环或通过有限乏燃料再循环的部份闭环）之选择取决于(1)我们开发的工艺技术，(2)社会目标权衡（安全、经济、废物管理以及防核扩散）。
一旦做出选择，它们将对核电发展有巨大而非常长期的影响。
目前我们还没有足够的知识做出最佳循环和相关工艺技术的明智选择。
，，通过对2100年核电持续增长方案的备选燃料循环的分析，我们得出几个在燃料循环选择方面至关重要的结论：□转变燃料循环需要50-100年；□本世纪内超铀元素库存或铀需求总量差别很小；□对于核电增长方案，标准钚启动闭路燃料循环，本世纪仍需许多轻水堆。
一个重要发现是，能充分利用铀和钍资源的可持续闭路燃料循环并不需要转化比（生产的易裂变材料除以初始堆芯内的易裂变材料）极高的反应堆。
转换比～1是可接受的，而且开辟了如下备选燃料循环途径：□完全不同的反应堆选择，如硬谱轻水堆而不是传统的快堆闭路燃料循环，这有重要的政策涵义，而且有可能低成本。
□用低浓铀启动快堆而不是高浓铀或钚，从而消除闭路燃料循环启动需要的轻水堆乏燃料后处理。
在今后为部署需要而做出任何放弃开式燃料循环的选择之前，我们依然有充分的时间。
然而，有许多可行的工艺技术选择需要加以检查，而且在核电业务方面确定新的商业选项所需时间很长。
因此，现在就要大力实施必要的研发，使备选燃料循环在本世纪中叶成为可能的选项。
建议今后几年要全力以赴地着手创新反应堆和燃料循环的综合系统研究和实验，以确定可行的技术选项，设定何时需要做出决定的时间安排，并挑选一套短名单选项作为前进的依据。
防核扩散核扩散的核心是个制度性挑战。
民用核电燃料循环是通往核武器材料的几条路径之一。
浓缩设施和/或后处理能力有核扩散问题，而且不是小堆规划的经济选择。
不过，对于着手核能发电的国家，有保证的燃料供应很重要。
废物管理将会成为许多国家的重大挑战。
建议对有小型核规划的国家，美国和其它核供应集团国应当积极追求燃料租赁选项，为放弃浓缩提供财政刺激，对先进堆进行技术合作，乏燃料退还燃料供应商国内进行乏燃料管理，以及固定期限并可更新的燃料租赁承诺（或许10年）。
研发与验证任何重要的新型核技术的研究、开发、验证、颁发许可以及上规模的部署都需要几十年时间。
如果美国有良好的燃料循环选项，想适时做出聪明的战略燃料循环选择，则必须执行一个坚实的、与核电实质性增长可能性保持一致的研发验证规划。
DOE的2010年路线图是对前政府机构计划的重大改进。
研发验证优先顺序建议□提高轻水堆的绩效，开发先进的核燃料。
□比过去几十年来所追求的更多得多的乏燃料储存和核废物处置选项。