中试工程我国后处理技术的摇篮——访中核集团公司核燃料部主任李广长
自动排气阀国家标准
自动排气阀国家标准对国内电解铝消费的乐观预测，即便消费增速达到25%，也只能增加213.5万吨的电解铝消费量，供应量的增加将远远大于消费量。
因此，仅从潜在增量上来看，国内电解铝市场供应过剩的局面仍将存在。
而存量方面，2006年国内电解铝产量为919万吨，消费量为854万吨，国内市场已供应过剩65万吨。
因此，2007年国内电解铝价格将受到基本面供过于求的影响持续下跌，而春节之后国内各地的铝锭库存出现明显增加的现象也已经表明：供给方面相当宽松。
一、产品概述:产品型号：QB1-10产品名称：单口排气阀产品特点：本阀门为圆桶状式阀体，其内部结构主要有不锈钢浮球。
本阀分为丝扣式和法兰式两种排气阀。
QBI型适用与工作温度≤80℃的管路上，作为排除管路内气体的设备。
二、工作原理:管内开始注水时，浮球会慢慢向上浮起，此时本阀已进行排气。
当达到一定压力的进修，浮球紧顶住橡胶圈，说明空气已全部从排气嘴排出。
三、零件材料:1、阀体、铸铁2、阀盖、铸铁3、浮球、不锈钢4、塞头、橡胶5、排气阀、黄铜6、螺丝、螺帽、元钢四、工洲牌单口排气阀主要尺寸:DN H D D1 Z-фd法兰式15 245 195 160 4-18 20 245 195 160 4-18 25 245 195 160 4-18丝口式15、20 24525、32 24540、50 310一、产品[快速排气阀]的详细资料:产品型号：KP-10产品名称：快速排气阀产品特点：本产品设计合理，结构简单，体积小，排气量大，我厂在原基础上进行大量改进，使KP型更完美，产品合格率可达100%。
本产品用于管道最高点或闭气的地方来排除管内气体su通管道，使管道运转正常，出水量达到设计要求，如不装此产品，管内气体形成气阻使管道出水量达不到设计要求。
管道在运转时出现停电，停泵管道随时会出现负压力会引起管道振动或破裂，该排（吸）气阀就快速吸入大量空气，防止管道振动或破裂，确保管路安全。
首届中核智库论坛——新时代核能发展论坛在核信息院召开
首届中核智库论坛——新时代核能发展论坛在核信息院召开佚名
【期刊名称】《中国核电》
【年(卷),期】2018(11)4
【摘要】为了促进新时代核能可持续发展,为我国核能发展贡献中核智慧,2018年11月28日,中国核科技信息与经济研究院(以下简称“核信息院”)与中国电力促进会联合举办中核智库论坛——新时代核能发展论坛。
论坛邀请了中国工程院院士徐銶、中国电力促进会副会长邱建刚、中核集团公司科技委副主任李广长、中核集团公司首席专家叶国安、中国铀业有限公司原副总经理陈跃辉、核信息院副院长白云生、中国核能电力股份有限公司申瑞华、中国核动力研究设计院赵海江围绕我国快堆、核电经济性、铀资源、燃料元件、后处理与废物处理、核电信息化等领域发展中面临的问题及新时代发展策略进行研讨交流。
【总页数】1页(P553-553)
【关键词】核能发展;核信息;论坛;中国工程院院士;中核集团公司;科技信息;可持续发展;副总经理
【正文语种】中文
【中图分类】TL-1
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我国乏燃料后处理大厂建设的几点思考
第33卷第4期核 化 学 与 放 射 化 学Vo l .33No .4 2011年8月Journal of Nuclear and RadiochemistryA ug .2011 收稿日期:2010-11-15;修订日期:2011-02-28 作者简介:李金英(1957—),男,河北衡水人,研究员,博士生导师,从事核燃料循环与材料管理与研究 文章编号:0253-9950(2011)04-0204-07我国乏燃料后处理大厂建设的几点思考李金英1,2,3,石 磊1,2,3,胡彦涛41.华润(集团)有限公司,北京 100005;2.中国原子能科学研究院,北京 102413;3.核工业北京地质研究院,北京 100029;4.中国核电工程有限公司,北京 100840摘要:本文在分析了国际乏燃料后处理设计思路、工艺流程、相关关键技术、建造过程和运营经验的基础上,结合我国乏燃料后处理技术现状以及相关配套,就我国乏燃料后处理大厂的建设提出初步的思考。
关键词:乏燃料;后处理大厂中图分类号:T L249 文献标志码:ASome Considerations on the Construction of a SpentNuclear Fuel Reprocessing Plant in ChinaLI Jin -ying 1,2,3,SH I Lei 1,2,3,H U Yan -tao 41.China Resour ces (Ho ldings )Co .,Ltd .,Beijing 100005,China ;2.China I nstitute o f A to mic Ene rgy ,Beijing 102413,China ;N C Beijing Resea rch Institute of U ranium G eolog y ,Beijing 100029,China ;4.China Nuclear Po wer Enginee ring Co .,Ltd .,Beijing 100840,ChinaA bstract :The histo ry of spent nuclear fuel reprocessing w as review ed ,inclusive of pro blem sand actuality ,principle and attaching .Key technolog ies o f com mercial spent fuel repro cess -ing plants w ere summa rized ,as w ell .Pro po sals on spent nuclear fuel reprocessing in China is described extensively .So me sug gestions to the g overnm ent and establishments are m ade as well .Key words :spent nuclear fuel ;spent fuel reprocessing plant 核能作为一种安全、清洁、经济的一次能源,已经得到了全世界的广泛认可和接受。
中国核废料处理之困
中国核废料处理之困日前，中国核工业集团与法国阿海珐公司签下一个价值约2000亿元的“天价”核电大单，在甘肃嘉峪关金塔县建设一座年处理规模达800吨的乏燃料后处理基地。
这意味着，今后运往甘肃的核废料，不仅来自国内的核电站，还很有可能来自周边国家。
而国内专家对此表示，中国核废料在处理技术成熟度和安全性方面尚需论证。
处理环境污染风险极高乏燃料是指在核反应堆内烧过的核燃料，可以通过一定技术手段将其提取出来循环使用。
无论从安全还是经济角度考虑，乏燃料的后处理都是全球核能大国核能发展的关键环节。
全球各国的核燃料公司常有核废料再处理工厂事故发生。
2005年5月英国索普核废料再处理工厂曾发生过输送液体泄漏事故，其中泄漏的核燃料几乎可装满半个标准泳池，仅钚的含量就达200公斤，至少可以造出20枚核武器；2010年7月，全世界核废料再处理最成熟的国家法国，也出现过核废料处理厂在一个月内连续发生四次核泄漏事故。
2010年8月2日，日本青森县一家核废料再处理工厂发生微量的高水平放射性废液泄漏。
大力发展核废料回收并无必要我国目前共有秦山、大亚湾、岭澳、田湾四座核电站，前三座已运行，其核废料的产量比发达国家稍高一些。
中国有关专家认为对核废料进行再处理的前提是“铀原料不够了”，否则根本不必冒着二度核污染的风险处理这些乏燃料。
而国际原子能机构预测中国铀矿资源储量可观，可能的铀储量为177万吨，是世界上铀资源潜力最大的国家之一。
再处理的铀成本高于收购新鲜铀料，没有必要再处理核废料。
而且核废料回收技术只有应用在第四代核反应堆上，其经济效益才可能更好。
而目前国际上采用的乏燃料再处理方法是“快中子反应堆”，采用这种解决方案，每3至4座传统反应堆就需要建造一座快堆。
建造这种反应堆，价格是争论焦点：快堆的冷却剂是熔融态的钠而不是水。
与同等大小的传统反应堆相比，每个快堆的造价大约贵10亿到20亿美元。
因此，目前经过回收循环得来的二次铀料，远比目前市场上的新鲜铀料贵得多。
乏燃料的后处理2
表15-3 乏燃料中需要清除的重要同位素
• 3H 12.3a； 85Kr 10.7a；91Y 58d； 95Zr 65d； • 95Nb 35d； 103Ru 39.5d；141Ce 32d； • 144Ce 285d； 137Cs 30a； 143Nd 稳定； • 钷147Pm 2.6a；149Sm 稳定； 151Sm 100a； • 155Eu 1.8a ；155Gd 稳定。 • 短时间“冷却”后还有下列同位素 • 143Pr、 131I、 133Xe 、135Xe、 140Ba
中国原子能科学研究院 我国核能发展概况
中央领导批示后5年来的重大标志性进展：
● 我国核电进入快速发展期 ● 核燃料后处理事业受到前所未有的重视 后处理大厂建设项目启动（总投资千亿元以上） 后处理技术研发正在列入国家重大专项（申报70亿元） ● 核科技研究投入力度明显加大 核科研经费大幅增加 核科研基地建设得到加强（原子能院“十一五”13亿元） ● 大学恢复或新设核专业教育
乏燃料的后处理要求
• 为了减少宝贵的易裂变物质的损失，防止 铀、钚进入废液流造成环境危害和避免易 裂变物质积累达到临界状态的危险，后处 理一般要求铀回收率大于99.8%（可能达到 99.97%），钚回收率大于99.5%（可能达 到99.9%）。后处理厂还应负责实施铀、钚 物料衡算。
反应堆乏燃料元件的基本特性
• 由于静电斥力，两块碎片将向相反方向飞开。同 时，过程中还发出几个中子和一些γ射线。裂变反 应的普遍式：
235 92
U n F1 F 2 n 能量
1 0 A1 Z1 A2 Z2 1 0
• Z1+Z2=92;A1+A2+ γ=235+1=236. • 铀-235核吸收中子后并不是每次都发生裂变的， 通常用α表示其辐射俘获截面（概率）与裂变截面 （概率）之比： • α=δ γ/δf
核燃料后处理技术发展及其放射化学问题_叶国安
第23卷第7期2011年7月化学进展PROGRESS IN CHEMISTRYVol．23No．7Jul．2011收稿：2011年5月，收修改稿：2011年6月*Corresponding authore-mail ：yeguoan@ciae．ac．cn核燃料后处理技术发展及其放射化学问题叶国安*张虎（中国原子能科学研究院北京102413）摘要从化学分离手段的改进、后处理的对象变化、与分离功能的拓展等方面较为系统地阐述了核燃料后处理技术发展过程及技术特点；以先进核能系统中分离嬗变为目标，概括总结了从第二代后处理技术向第三代和第四代后处理技术发展过程中Purex 流程、后续的分离工艺与处理快堆元件的干法后处理工艺中的主要放射化学问题。
关键词后处理Purex 流程次锕系元素长寿命裂变产物元素干法后处理中图分类号：TL941文献标识码：A文章编号：1005-281X （2011）07-1289-06A Review on the Development of Spent Nuclear FuelReprocessing and Its Related RadiochemistryYe Guoan *Zhang Hu（China Institute of Atomic Energy ，Beijing 102413，China ）AbstractThe development and its corresponding technical features of spent nuclear fuel reprocessing werereviewed systematically according to the changes of its applications to different spent fuels and separation improvements．Aiming at the partition and transmutation （P＆T ）technologies in future advanced nuclear energy system ，the improvements of the Purex process from Generation Ⅱreprocessing to Generations Ⅲand Ⅳreprocessing were highlighted．The key radiochemical issues which should pay much attention in the Purex process and following partition processes as well as the dry reprocessing for spent nuclear fuel of fast reactors were summarized．Key wordsreprocessing ；purex process ；minor actinides ；long-lived fission products ；dry reprocessingContents1Introduction2Development of reprocessing technologies 3Reprocessing for P＆T4Radiochemical issues for further explorations1引言积极发展核电是我国能源的长期重大战略选择，核电可以成为我国能源的一个绿色支柱。
核工程导论 第四部分乏燃料的后处理
压水堆
乏燃料 100kg/d
工业钚回收 后处理 0.8kg/d
裂片元素
补充天然铀 470kg/d
UF6制备
UF6 0.712%
浓 缩
U-235
回收UF6 0.8%U-235
贫化UF6 0.2%U-235
压水堆（钚重复用）燃料循环
回收钚复用 1.1kg/d
元件制作 UO2+PuO2 2.1%U-235
核燃料后处理
后处理过程的任务可大致归纳为以下四个方面：1)回 收和净化乏燃料中的易裂变核素；2)回收和净化尚未反应 的可转换核素；3)提取有用的放射性核素；4)处理和处置 放射性废物。
简化的核燃料后处理工艺流程示于下页图。一个完整 的后处理流程包括许多工序，但其中最关键的是化学分离 工序，化学分离方法可分为湿法与干法两大类．所谓湿法 即是将乏燃料进行适当地预处理之后溶解于酸中，再采用 溶剂萃取、离子交换等高效分离方法，以达到提取有价元 素、除去杂质的目的．与此相反，把不引入水溶液的高温 后处理工艺称为干法流程。目前干法仍处于试验研究阶段， 工业上广泛采用的是湿法流程．
压水堆
乏燃料 100kg/d
浓缩UF6
后处理 裂片元素
补充天然铀 300kg/d
UF6制备
UF6 0.712%
浓 缩
U-235
回收UF6 0.5%U-235
贫化UF6 0.2%U-235
重水堆燃料循环
补充天然铀 400kg/d
元件制作 UO2 0.712%U-235
重水堆
乏燃料 400kg/d
工业钚回收 后处理 1.5kg/d
核燃料的各种循环方式
➢生产堆燃料循环
补充天然铀 750kg/d
让国家插上“快堆技术”的翅膀——记中国核工业集团公司快堆核电站技术领域首席专家、中国工程院院士XX
让国家插上快堆技术的翅膀——记中国核工业集团公司快堆核电站技术领域首席专家、中国工程院院士XX快堆是第四代核能系统的主力堆型，是先进核燃料循环系统的关键环节。
中国工程院院士、中核集团首席科学家XX 是我国快堆事业的开拓者和奠基人之一，他为此整整奋斗了47年，使我国成为世界上少数几个拥有快堆技术的国家，被中央领导同志誉为“当代科技工作者学习的楷模”。
事业高于一切XX所在的中国原子能科学研究院，是新中国“两弹一星”的功勋单位，涌现了钱三强、王淦昌、朱光亚等一大批科学家。
XX1961年从清华大学毕业后就到中国原子能科学研究院工作。
从事快堆研究，对于XX来说，可谓“一波三折”。
1965年，XX就对快堆开始自学研究。
1970年，他参加了我国第一个快堆零功率装置——东风六号的启动实验，并主持达到首次临界。
这次零的突破，开启了XX与快堆的不解之缘。
1971年，XX与快堆研究的有关科研人员举家从某房山搬迁到四川夹江。
由于当时快堆科研陷入了经费不足、方向不明的窘境，研究人员一拨接着一拨离开，原本300余人的队伍在短短一年中只剩下100多人。
就在很多人选择放弃的时候，XX选择留下。
此后15年，XX不仅坚守着发展快堆的信念，还积极鼓励身边的同事不要放弃。
为了更多了解快堆技术的进展情况，在夹江山沟里工作的XX每年至少出差2—3个月，坐着绿皮火车四处奔波，有时一坐就是30多个小时，而且还常常因为买不到座位而站着。
在国家“863”高技术研究发展计划支持下，“快堆”项目开始了预先研究。
1987年，XX从四川重回原子能院，带回的快堆资料几乎堆满了当时他住的小屋。
从此，作为国家“863”计划能源领域快堆专家组成员和快堆设计研究项目技术负责人，XX开始了他快堆事业新的征程。
而这一干，就是20多年。
2000年，中国实验快堆工程浇下第一罐混凝土，XX团队多年的研究成果终于从图纸开始变成现实。
2010年，中国实验快堆首次临界。
20XX年，中国实验快堆并网发电。
乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示
第41卷㊀增刊12021年㊀10月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.S1㊀㊀Oct.2021㊃核与辐射安全㊃乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示初泉丽1,张㊀亮2,李多宏1,张天宝1,田㊀川1,何佳霖1,武朝辉1(1.国家核安保技术中心,北京102401;2.国防科工局核技术支持中心,北京100080)㊀摘㊀要:本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置㊁核材料衡算与控制措施的总体设计要求㊁近实时衡算的概念等㊂根据调研结果和分析,针对我国核材料管制的现状,提出了我国在商业乏燃料后处理厂核材料管制技术准备工作的几点初步建议㊂关键词:乏燃料后处理;核材料衡算与控制;在线测量和监视中图分类号:TL24文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-08-28作者简介:初泉丽(1980 ),女,2006年毕业于核工业北京化工冶金研究院核燃料循环与材料专业,硕士㊂E -mail:quanlichu @㊀㊀2010年,我国动力堆乏燃料后处理中间试验工厂 中试工程热调试取得成功,顺利生产出合格产品,这标志着我国动力堆乏燃料后处理取得重大突破㊂ 十三五 期间我国加强乏燃料后处理技术研究,补齐核燃料循环后端短板,分阶段筹划建设后处理示范工厂㊁商用后处理厂㊂我国乏燃料后处理设施核材料衡算与控制系统虽然已经进行了一些研究和尝试[1-2],但相关的设计㊁建设和运行缺乏成熟的技术基础,国内监管部门对此进行核材料管制监管也迎来挑战㊂1㊀国内外乏燃料后处理厂核材料衡算与控制技术现状㊀㊀国际上认识到乏燃料后处理厂的核材料衡算与控制措施不仅可用作国际或者地区核保障的主要核查措施,而且对支持流程控制㊁核材料管理等核安保和核安全方面的工作有重大作用,因而已经成为工厂设计㊁建造㊁运行和维护的一个重要组成部分㊂但从总体上看,国内在该领域还处在起步阶段㊂1.1㊀国外乏燃料后处理厂核材料衡算与控制技术研究近况㊀㊀近年来,美国㊁欧共体国家以及国际原子能机构(IAEA)纷纷对商业乏燃料后处理厂的核材料衡算与控制措施设立了研究课题,收集和总结IAEA 对典型后处理厂保障监督的经验和教训,以便将来改进此类散料设施的核材料衡算与控制系统,提高监测灵敏度㊁可靠性等㊂1.2㊀国内乏燃料后处理厂核材料衡算与控制技术现状㊀㊀我国动力堆乏燃料后处理中间试验工厂已经运行,但还未能发布适用于乏燃料后处理厂的核材料衡算导则㊂而且,该厂的核材料衡算尚有一些问题需要进一步解决,例如,在首端缺乏对乏燃料燃耗和废包壳中的铀㊁钚含量等的测量手段,难以进行收发差评估和获得不可回收的废物中的核材料量㊂与乏燃料后处理示范工厂同步建设的钚和铀混合氧化燃料(MOX)组件生产线,该生产线的核材料衡算与控制也将成为我国核材料管制的新课题㊂因此,我国乏燃料后处理设施核材料衡算与控制系统相关的设计㊁建设和运行缺乏技术基础㊂2㊀核材料衡算技术的发展2.1㊀衡算核查目标㊀㊀直至20世纪80年代中期,IAEA 采用衡算核㊃711㊃㊀辐射防护第41卷㊀第S1期查目标(Accountancy Verification Goal,AVG)判断是否对乏燃料后处理厂实行了有效的保障监督[2]㊂按照AVG,将一个显著量设定为8kg(一个显著量即1SQ定为8kg,是制造一个核武器所需核材料的估计值)钚,对分离钚铀混合氧化燃料(MOX)的及时性探测目标设定为1个月㊂但是,由于核材料测量系统的精度和可靠性的限制,例如,有文件[3]规定在热室条件下用同位素稀释法测定钚元素浓度的不确定度为ʃ0.42%;而混合式K-边界/X射线荧光密度计的不确定度为ʃ0.94%,因此,对于通过量每年为800tHM(吨重金属)的商业后处理厂,年度盘存的核材料衡算不平衡差((Material Unaccounted For,下称MUF)的不确定度σMUF较大㊂2σMUF(95%探测概率,5%伪报警概率)将大大超过1SQ㊂因此,商业后处理厂不可能利用传统的核材料衡算评价技术探知在一年里转移1SQ钚㊂2.2㊀衡算评价技术的改进㊀㊀认识到这一困难后,核工业界至少提出了4种方案,用于改进传统的核材料衡算评价技术㊂其中,持续的账面库存结算(running book inventory,RBI)和累计核材料流量方法技术(cumulative flux method techniques)两者雷同,仅可用于稳定以及流程中物料量小的运行状态,都不适用于流程的启动㊁停工检修和工艺条件的变更等实际工况,也不适用于流程中物料量较大的商业后处理厂㊂与此相反,调整的账面库存结算(adjusted running book inventory,ARBI)和近实时衡算(near-real-time accountancy,下称NRTA)都基于直接测量流程中的物料库存量,ARBI与NRTA 的不同点是ARBI还参考核材料平衡区(下称MBA)的历史衡算数据进行必要的调整㊂2.3㊀近实时衡算㊀㊀NRTA的基本概念是综合利用在线测量系统直接测量㊁线下分析样品和计算机程序模拟计算等非直接测量方法频繁地监视流程中的铀钚存量(尽可能每日或者每周),积累大量的数据,利用统计方法,达到每月进行一次有效的物料平衡结算的目的㊂在每月的物料平衡结算时,厂方需要收集和申报 盘存截止时间 (下称CoT)正在运行中的所有关键测量点的物料存量数据㊂对国际视察员和国内检查人员而言,也必须在一个较短的时间间隔内完成对所有关键测量点的物料存量数据的核查任务㊂这些要求使得采用核材料离线测量技术难于完成物料平衡结算任务㊂近年来,在国外先进的商业乏燃料后处理厂化学主流程中,采用了高精度的在线溶液测量和监视系统(下称SMMS-1)监测对核材料衡算最重要的料罐中料液的体积和密度,而其它的料罐可采用工业应用的在线料液测量仪器(下称SMMS-2)㊂这些在线测量和监视系统以频繁或者实时的方式获取了大量的数据㊂同时,可采用混合式K-边界/X射线荧光密度计等快速测量方法缩短离线测量乏燃料溶解液中Pu浓度的时间㊂这些技术的应用有助于采用各种统计方法提高核材料衡算的可靠性和及时性,为实现近实时衡算的目标提供了基础㊂为达到有效的核材料平衡结算,乏燃料后处理厂需要确定各种计量仪器和在线/离线测量系统对测量相关物料层的随机误差和系统误差,并且定期进行更新㊂按照NRTA的要求,厂方也应对各种不同运行条件,建立过程中不可测量的物料存量(The Unmeasureable Inventory,UMI),包括留在管道㊁取样器㊁脉冲萃取柱㊁混合澄清槽和蒸发器内的物料量,以及所有其他不可直接测量的物料存量㊂有时,厂方根据工程设计参数㊁流程热试验结果进行模拟计算,或者利用对同类或者模拟料罐的刻度数据等非直接方法推算UMI㊂3㊀典型商业乏燃料后处理厂的核材料衡算与控制方案㊀㊀迄今,全球通过量为800tHM/a以上的商业乏燃料后处理主要有法国阿格的UP2和UP3,日本六个所后处理厂(RRP)以及英国温茨凯尔的THORP㊂其中UP2㊁UP3和THORP接受欧洲原子能联营(EURATOM)和IAEA的保障监督,而RRP 则接受IAEA的保障监督㊂目前,通常认为RRP 的核材料衡算与控制方案比较典型㊂3.1㊀物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置㊀㊀RRP的乏燃料处理能力为最大通过量800tHM/a,主要用于处理压水堆和沸水堆的乏燃料;最大日通过量为4.8tHM;钚储存能力为30t 钚;高放废液玻璃固化桶储存能力为1440桶㊂㊃811㊃初泉丽等:乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示㊀RRP共设置了5个核材料平衡区(MBA)和9个盘存关键测量点(inventory KMP)[4]㊂按照PUREX流程核材料盘存关键测量点的设置列于表1㊂厂方在核材料库存变更报告中申报所有的核材料跨越平衡区边界的流动和路径,IAEA则开展核材料库存变更核查活动㊂除此之外,平衡区内部还设置了其他关键测量点(Other Strategic Points,OSP)用于核查平衡区内部的核材料流动,确认厂方申报的运行状态,以及未发生利用收发差(Shipper/Receiver Differences,SRD)和MUF掩盖转移的核材料量,以及未将核设施用于未申报的目的㊂表1㊀六个所乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置Tab.1㊀Setting up of material balance zone and key measurement points for physical inventory in RRP3.2㊀核材料衡算与控制方案总体设计㊀㊀既然现有的核材料测量方法的灵敏度和可靠性不能满足及时地探知1SQ分离钚的非法转移和使用,必须采用额外的保障措施加强衡算核活动,从而能够确认 运行与申报一致 ㊂IAEA对RRP的保障监督方案在NRTA基础上采用了 不间断视察 ㊁过程监测㊁Np的流程图核查(FSV)和现场分析实验室(OSL)等概念和方法㊂3.2.1㊀ 不间断视察㊀㊀要求 不间断视察 ,在工厂运行期间必须保持机构视察员的现场值班,配备数据集成监控系统,实现连续监控㊂日本政府的保障办公室(JSGO)和核材料控制中心(NMCC)也派驻厂视察员现场连续值班㊂由于破坏性分析(DA)样品取样和分析工作量大,尽可能采取了在线分析㊁远程数据收集和传送㊁适当采用无人值守非破坏性分析(NDA)方法或随机安排现场视察活动等㊂3.2.2㊀过程在线测量和监视㊀㊀按照NRTA的概念,RRP几乎必须提供任何流程点㊁任何时间的核材料流量和存量的数据,但是由于乏燃料后处理流程的特点和取样㊁分析系统的限制,很难做到对许多料罐进行同时取样和分析㊂因此,需要建立完整的过程在线测量和监视系统㊂RRP总共安装了50多套测量和/或监控系统,以及70多套封隔/监视系统组㊂从乏燃料储存㊁分离过程的首端和主流程,到MOX转换过程和储存,安装的大多数设备均具有连续监测核材料流动和存量的功能㊂3.2.3㊀Np的流程图核查㊀㊀由于Np-237对制造核武器的战略价值而引起国际社会的高度关注㊂IAEA对RRP实施了Np 流程图核查(FSV),确认Np在流程中的走向与申报路线一致㊂IAEA在RRP的热试验过程中确认厂方所申报的Np的流程图,在日常的核材料存量变更核查㊁每月中期核材料平衡结算和平衡区内核材料流动监测中,在有关关键测量点取DA样品,用于测定Np浓度㊁Np/Pu或者Np/U比率㊂3.2.4㊀取样和现场分析实验室㊀㊀RRP安装的取样系统是厂方和IAEA共用的㊂为视察员能够使用取样系统,IAEA开发和安装了自动取样验证系统(下称ASAS),ASAS确保空的和满的视察员样品瓶未被篡改,跟踪它们从IAEA的现场分析实验室到取样机,以及返回现场分析实验室㊂ASAS也确保是在正确的料罐中取的样㊂为满足NRTA的要求,同时节省将DA样品运㊃911㊃㊀辐射防护第41卷㊀第S1期输到IAEA在维也纳的保障监督分析实验室(SAL)的费用,在RRP建立了现场分析实验室,提供及时分析核材料样品的能力㊂4㊀我国核材料衡算与控制的方案制定需要考虑的主要问题㊀㊀乏燃料后处理厂核材料衡算与控制不仅技术复杂,资源需求量大,而且国家和设施核材料管制难度和工作量都很大㊂考虑到核材料衡算与控制的方案涉及一系列在线监测仪器和设备,需要嵌入工程整体设计要求,做到同时设计㊁同时建造和同时运行㊂我国对乏燃料后处理厂核材料管制仍然缺乏经验㊂在确定国内商业后处理厂核材料衡算与控制方案的过程中,必须考虑以下方面问题:(1)示范工厂核材料衡算与控制的基本要求;(2)采用核材料近实时衡算方法的可行性;(3)核材料通过量与实物盘存周期的要求;(4)核材料测量系统主要组成和基本要求;(5)核材料测量质量控制系统的基本要求;(6)核材料封隔/监视系统的主要组成和基本要求;(7)核材料衡算与控制与核安全㊁核安保和生产运行的协调要求;(8)同时设计㊁同时建造和同时运行的保障条件;(9)分阶段审查机制,例如,基本要求审查㊁初步设计审查和许可证申请文件审查等㊂此外,乏燃料后处理厂对于运输到达的乏燃料不能在接收时现场确定收发差㊂乏燃料在运输前,需要逐一核对组件编号和在运输罐中的位置,确认罐内组件数目,并给出各个组件的燃耗值㊁235U同位素量以及经衰变校正后的钚量,发运前在罐上安装封记㊂在乏燃料运输过程中和乏燃料交接时检查封记的完整性以及根据运输容器装载图核实位置和数量,在乏燃料组件卸料过程中再核对组件数目和标识号,后处理厂用无损分析核实组件燃耗,在组件溶解后用混合式K-边界法测量铀钚浓度,用电子压差计测量溶液体积,获得的核材料量与核电站发料量比较,才能得到收发差㊂因此后处理厂应考虑在明确收发差前核材料的衡算问题㊂5㊀结论㊀㊀商业乏燃料后处理厂的核材料衡算与控制方案应综合考虑国内法规体系和国际义务,以及满足工厂运行和工艺流程控制的各种要求㊂由于我国核材料管制法规对核材料衡算与控制的要求与国际核保障不尽相同,需要在借鉴国外经验的过程中,进行认真的分析和评估,有重点地选取那些既能够满足我国法规的要求,也适用于我国后处理厂特定条件的核材料衡算与控制技术和方法,达到高的费用效果㊂由于按照我国核材料管制法规要求对乏燃料后处理厂一年开展两次实物盘存和平衡结算工作,与国外近实时衡算差距很大,因此,应研究建立完整的过程在线核材料测量和监视系统,配合先进的自动取样和现场样品分析,逐步实现掌握乏燃料后处理厂的任何流程点㊁任何时间的核材料流量和存量数据,实现近实时衡算的目标㊂参考文献:[1]㊀陈云清,张兆清.后处理厂核材料衡算与MUF评价[J].产业与科技论坛,2019,18(06):41-43.[2]㊀杨英.后处理设施放射性调试铀的衡算[C]//第十三届全国核化学与放射化学学术研讨会论文摘要集.2014.[3]㊀Johnson S J,Abedin-Zadeh R,Pearsall C,et al.Development of the safeguards approach for Rokkasho Reprocessing Plant[R].IAEA-SM-367/8/01.2001.[4]㊀Judson B F.Needs and obstacles in the international safeguards of large nuclear fuel reprocessing plants[R].1993.[5]㊀IAEA.International target values2010for measurement uncertainties in safeguarding nuclear materials[R].IAEASafeguards Technical Report STR-368.2010.[6]㊀Ootou Y,Iwamoto T,Ebata T,et al.Establishment of the safeguards at Rokkasho Reprocessing Plant(RRP)[C].AustralianNuclear Association,2006.㊃021㊃初泉丽等:乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示㊀International experience and key technology enlightenment of nuclearmaterial accounting and control in spent fuel reprocessing plantCHU Quanli1,ZHANG Liang2,LI Duohong1,ZHANG Tianbao1,TIAN Chuan1,HE Jialin1,WU Zhaohui1(1.State Nuclear Security Technology Center,Beijing102401;2.Nuclear Technology Support Center of CAEA,Beijing100080) Abstract:This paper investigates and analyses the situation of nuclear material control in spent fuel reprocessing plants in China,the key technology and experience of accounting and control measures for nuclear materials in commercial spent fuel reprocessing plants abroad,including the setting of material balance area and key measurement points for inventory in typical commercial spent fuel reprocessing plants,the overall design requirements and reality of accounting and control measures for nuclear materials.The concept of real-time accounting,etc.Based on the investigation results and analysis,and in view of the current situation of nuclear material control in China,some preliminary suggestions for the preparation of nuclear material control technology in commercial spent fuel reprocessing plants in China are put forward.Key words:spent fuel reprocessing;nuclear material accounting and control;online measurement and monitoring㊃121㊃。
乏燃料后处理厂建应提上日程
乏燃料后处理厂建应提上日程作者：石磊李金英胡言涛来源：《能源》 2018年第6期多国差异化布局核燃料循环社会主义建设进入到新时代，核工业发展与建设亦是如此。
鉴于核工业体系的庞大与复杂，笔者先结合自身在核工业几十年的工作经历，概述--下核工业。
“核工业”，又称原子能工业，泛指涉及核材料与核燃料研究生产加工、核能开发利用、核武器研制生产、放射性同位素研制生产和开发利用等庞大的、复杂的综合性工业部门。
从科学上讲，核工业是利用自然资源，通过核反应促使原子核内部结构发生变化使核素发生转化，同时释放出巨大的、可控的能量并加以利用的高科技战略产业。
其主要任务两个方面：一是核能的和平利用，包含核材料、核燃料、放射性同位素的研究、生产、加工、应用等全过程；核反应堆与核动力装置的研究、设计、建造、运行；核能生产（发电和供热等）等。
二是核武器（原子弹、氢弹、中子弹等）与军用核动力的研发，除核材料、核燃料、放射性同位素等与核能和平利用的生产原理相同外，核武器与军用核动力的研究、设计、建造、使用等都属于核工业的范畴。
核工业在一个国家的国防和经济社会发展中具有十分重要的地位和作用。
核工业体系涉及的专业领域，包括：资源的地质勘探；资源的开采；材料的冶炼和精制；同位素的分离；燃料元件的制造；反应堆的设计建造运行；乏燃料的处理；放射性废物的处理处置；放射性同位素生产；核武器研制；核仪器设备制造；核设施的建筑安装；核设施的退役；贯穿整个核过程的辐射防护技术；核保障技术等。
这里单独说说核燃料循环，核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分，所谓核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。
核燃料循环通常分成两大部分，核燃料循环前端和核燃料循环后端，核燃料循环前端包括铀矿开采、矿石加工（选矿、浸出、沉淀等多种工序）、铀的提取、精制、转换、浓缩、燃料元件制造等，而核燃料循环后端包括对反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分离的处理以及对放射性废物处理、贮存和处置等。
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中试工程
我国后处理技术的摇篮
访中核集团公司核燃料部主任李广长 本刊记者杨阿卓
“后处理中试工程是一个相当复杂的化工系统。从 上个世纪８０年代项目启动到现在，它经历了不少挫折： 两次调整概算，工期也有所拖延。但总的来说，我认为到 目前为止，它是成功的。”这是中核集团公司核燃料部主 任李广长对中试工程的一段评价。为什么这个拖了工 期、又调了概算的工程，在他心中还认为是成功的？让我 们随着他的讲述一同了解中试工程。 只有这个工程让我一年跑１４趟 在施工建设阶段，中试工程的进展始终都不太顺利。 ２０００年左右，“工期一拖再拖、概算一超再超”，针对这个工 程的这样一句顺口溜在系统内传开了。一次，李广长出去开 会，有—个领导开玩笑似地问他，“你那个‘胡子工程’进展得 怎么样了？”“当时我的脸就有点发烧。”李广长说。身为核燃 料系统的主管领导，又才介入该工程不久，在这个隋况下，他 没有办法不对这个工程多上几分心。“核燃料部代表中核集 团公司管理着核燃料系统的七家企业，但让我一年能跑１ ４ 趟协调工作的，也就这个工程了。”李广长告诉记者。
“我们必须认识到这个工程具有一定的特殊性。它的工
程性质决定了它既是一个工程，又有很强的科研性质，在没
有经验、缺乏国际交流的情况下，主要依靠自力更生设计建
设，因此不可避免地出现了较多不断深化 识、重新调整的现
象。”尽管心中有这样的苦水，但是他也深刻地意识到，只有彻
底的整顿才能重新挽回这个工程的形象——下定、决『 之后，
一
场针对该工程的管理改革展开了。“当时，我就建议把思路
清晰又很有闯劲的四。四年轻的副厂长宋学斌调到中试工
程担任经理。事实证明，他的管理是行之有效的。”
当时，中试工程的最大问题是工期拖延。问题的症结
究竟在哪里？李广长听取汇报，到现场调研。“当时我听到
了很多关于施工单位不能按照时间节点完成任务的汇
报。在现场调查中，我发现，由于他们建设核工程经验的
匮乏和技术管理种种原因，他们的确无法达到中试工程
建设的要求。”李广长说。尽管“中途换马”的风险性极大，
“但在这种情况下，我们只能咬咬牙，坚决地把它换掉。”
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圆强蛋孤圜瞳臼
本刊专稿
“对于这个工程。集团公司领导也给予了极大的关 注。提出并亲自落实了中试工程的领导以及骨干到秦山 核电基地去学习先进的管理经验。这次学习对他们来 说。真的是受益匪浅。” １９９８年。中试工程的主要子项开始施工。整个工程 全面展开。建设进入高峰。２０００年，工程管理系统经历 了大的“手术”，已经与以往大不相同：结束了中试办、筹 备处多头管理、业务交叉的ｆ，Ｅ￣Ｌ局面。成立了工程项目 部。对工程管理进行统一协调。“工程现场的氛围也发生 了巨大的变化。施工现场整洁有序。一块小黑板上清晰 地反映着工程进度。”李广长介绍。 从２００２年之后。整个中试工程走人正轨：每年都能 够按照年度目标圆满完成任务。 用企业文化带动的现代化企业 随着建造、安装阶段的结束，中试工程开始转入调 试阶段。２００３年１ １月１日。第三分公司挂牌成立。承揽 该工程的全部管理与建设。它是四。四下属的第一个专 业化分公司。 “这是一家现代化的企业，无论在企业体制、运作模 式还是经营理念、管理思路上，都有很大的创新。我感触 最深的就是它所形成的独一无二的企业文化——这种 文化是扎根在企业当中，能够形成凝聚力带动企业发展 的。”李广长告诉记者。 好的队伍往往是由好的领导带出来的。中试工程形 象的改观离不开一个强而有力的领导班子团队。“经理 王俊峰思路清楚，沉稳、韧劲足；书记王强开明干练，工 作扎实，在企业文化建设中做了大量创新工作；副经理 王健踏实肯干，是‘全国五一劳动奖章’获得者，在技术 上一马当先……”第三分公司的每个领导在李广长心中 都有着清晰的“脸谱”。这支平均年龄仅３９岁的班子团 队，思想观念超前，思维方式灵活，对企业战略思想、目 标以及组织结构、发展等进行了全面分析和研究，对建 设一个什么样的企业、带出什么样的员工队伍进行了准 确定位。提出了创建学习型企业的构想。确定了“以人为本、
创业创新”的核， 管理理念。这对第三分公司发展起到了决
定性的作用。
李广长非常欣赏第三分公司党群工作部主办的报
纸 陔城之星》。 “这份报纸办得很好，每期寄过来我
都会很仔细地看。从中我不仅可以了解工程的进展情
况，更重要的是它还展示了最普通员工们的心声，反映
了众多建设者辛勤劳动的历程和风采。”李广长说。他还
补充道，“当然它也只是该公司企业文化建设的一个缩
影。它的企业文化体现在公司的各个角落：它们的企业
宗旨是在员工中征集出来的，它们的食堂布置得就像一
个家，它们多次举办‘亲情节’、集体婚礼等大型集体活
动……”
在这种氛围的凝聚下，第三分公司培养出了一批不
仅在技术上拔尖。而且素质上过硬的人才队伍。“集团公
司总经理康日新就曾经深有感触地说过‘这个工程是要
出院士的。”’提起这些，李广长露出了满意的笑容。但提
到这个工程未来的发展，李广长表情又恢复了严肃：“这
个工程今后还有很长的路要走，还会碰到很多困难甚至
挫折。此刻，中试人更需要以科学求实的态度和顽强拼
搏的精神，再鼓一把劲，一鼓作气，取得调试的全面成
功。拿下这个工程。”
“我一直认为中试工程是我国后处理技术的摇篮。
它的意义非常重大。它表明了我们掌握后处理技术。有
自主建设后处理工程的能力，为我们的国际合作提供有
力的保障。同时它也培养出了管理人才和技术人才两支
队伍。这些都是我国后处理事业后续发展的基本条件。”
在这个工程建设过程中，核二院的领导和设计者倾注了
大量心血，同样历经坎坷，为工程的进展作出了重要贡
献，原子能院在科研攻关上提供了有力支持。还有如清
华大学等都为这个工程做出了自己的努力。一大批院
士、专家始终为工程建设出谋划策，技术指导把关。因
此，这个工程是一个大协作的结果，是我国后处理领域
共同奋斗的结晶。采访的最后，李广长告诉记者。
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