核燃料管理（核燃料管理包含）
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核废料怎么处理？
核废料首先要被制成玻璃化的固体，然后被装入可屏蔽辐射的金属罐中，最后人们将这些金属罐放入位于地下500—1000米的处置库内。由于核废料的半衰 期从数万年到10万年不等，在选择处置库时必须确保其地质条件能够保障处置库至少能在10万年内安全。
与对比铀矿对比，为核电站提供核燃料的铀矿矿藏一般都蕴藏在断层较多、地质条件不稳定的地区，但是只要我们不开采它们，这些铀矿床并不会对地表环境造成什么影响。
基本性质
放射性废料都含有放射性同位素——一类因原子核的不稳定而容易发生衰变的元素，它们以不同形式、不同强弱进行持续时间长短不同的衰变。衰变中产生的电离辐射不论对人类生命健康还是对自然环境都会造成一定伤害。
一、物理性质
放射性废料中的所有放射性同位素都有各自的半衰期（使自身的一半衰变为其他物质所需要的时间），最终放射性废料会衰变成完全不具放射性的物质。
某些乏燃料中的放射性元素（如钚-239）在自然放置上千年后对人类及其他生命仍然有害，另外，甚至还存在上百万年都不能衰变完全的同位素。
因此，这些废料必须被封存几个世纪并与自然环境隔离更长时间。某些元素具有较短的半衰期（如碘-131的半衰期约为8天），所以相对于其他放射性元素而言，它们造成的危害较小，不过它们在衰变初期由于衰变急剧，其实更加活跃、危险。
右侧的两张表给出了几种主要的放射性同位素的资料，包含它们各自的半衰期和它们作为铀-235的裂变产物的裂变产物产量。
一种同位素衰变得越快，它的放射性越强。某种纯的放射性物质的危险程度是由它衰变产生的辐射种类与能量等重要因素界定的，而这种物质的活泼性、扩散入环境及被生物吸收的难易程度则由它的化学性质决定。
对于许多不能很快衰变至较稳定的状态，而是继续产生放射性衰变产物或引起衰变链的放射性同位素，它们和自身的衰变产物的性质和影响更加复杂。
二、药代动力学性质
暴露在高强度的放射性废料的辐射中可能会导致严重损伤，甚至死亡。对成熟的动物进行辐照或其他能导致变异的处理（如化学疗法中的细胞毒类肿瘤药物治疗，该药物本身也是致癌物），可能导致该生物体患上癌症。
经计算，5希沃特的辐射剂量对于人类已是致命。另外，一剂0.1希沃特的辐射令人死亡的概率是8‰，该概率随单剂剂量每增加0.1希沃特增加一倍。电离辐射可能导致染色体片段的缺失。
如果一个发育中的有机体（如未出生的婴儿）接受了辐射，可能会导致先天性畸形等先天性疾病，不过这些缺陷却不会出现在同样接受了辐照形成的配子或由配子聚变形成的细胞中。
由于人们对辐射诱变的机理尚不明确、不能以人类意志控制人工诱变的结果，所以由辐射导致的突变对人类的影响仍是不定向的（即不能预期它对人类的影响是利是弊）。
暴露在放射性同位素的辐射中的危险性取决于该放射性同位素的衰变形式及该放射性同位素所属元素的药物动力学性质（即该元素的代谢方式与代谢速度）。
例如，虽然碘-131是一种短寿命、并以β、γ两种形式衰变的放射性同位素，但它却因为会在甲状腺中聚集而对生命体造成比一般以水溶性化合物形式存在的铯-137更大的伤害（能溶解在水中的物质更易随尿液排出）。
同样的，主要以α衰变的锕系元素（如镭、铀等），由于它们一般具有较长的生理学半衰期与较高的线性能量转移值，所以也被认为对生命体有较大危害。因为在上述几个方面的不同，放射性同位素能造成的生理学损伤较难简单判断。
以上内容参考：百度百科-核废料
设计反应堆燃耗和换料周期的主要依据？
反应堆燃料燃耗和换料周期属于典型的核燃料管理，那么，其主要依据是：核反应堆技术允许的燃料热工性能限制下，寻求具备最佳经济性的核燃料管理方案。
对于典型的压水堆、沸水堆电厂，核燃料的换料必须在反应堆停堆的情况下进行，为保证经济性，其换料周期一方面取决于核燃料管理，一方面还取决于电力市场的周期（停堆换料集中在电力需求较低的春秋季节，即18个月或12个月）。
核燃料管理（包括可燃毒物管理）的目的包括以下几个方面：在燃料组成和反应性的长期变化中保持临界；调整功率分布，使功率输出达到最大；使燃料产生的总能量达到最大；使燃料得到均匀辐照；使中子的生产性利用达到最大。
需要进行核燃料管理的主要原因是：反应堆内中子通量不是均衡分布的，燃料组件燃烧不均衡，需要通过不同的燃耗深度组件分区进行对应的调整，展平堆芯功率，减少反应堆功率的不均衡；核燃料的价格昂贵，必须尽可能充分利用，尤其利用中子转换利用不能燃烧的U238，提高经济性；同时还需要尽可能保证反应堆的安全和运行的平稳，合理控制反应性，避免应中毒导致的停堆和功率振荡，减少压力容器的中子辐照损伤。
为达到核燃料管理的目标，需要在合理的周期内，定期卸出部分 乏燃料，重新布置堆内不同燃耗的未燃尽燃料位置，合理的使用毒物，使燃料组件尽可能达到最大燃耗，同时减少堆内的功率不平衡和对容器的中子辐照通量。
为此需要在反应堆设计阶段就制定燃料循环和燃料管理方案：然后根据燃料循环方案（核燃料生产、后处理方式，是否使用MOX燃料等）和燃料管理方案（换料周期、换料方式等）的经济性和反应堆设计制定、优化燃料循环长度、循环功率水平、燃料组件的富集度、换料批次、换料周期、换料装载方案，控制毒物的运用方案和可燃毒物的使用方式，并保证燃料组件的基础参数和性能。优化和选择是在很多种燃料方案中利用物理/热工水力学模型和经济模型比较，选择经济性最佳、技术上最可行的一组（包括初料循环、过渡循环、平衡循环、扰动循环）。
在压水堆中，通常采用三批循环，比一批循环的燃耗深度要高50%（也就是是反应堆在循环初的剩余反应性小50%），而燃料组件的富集度和初始剩余反应性是相关的，这实际上降低了燃料富集度的需求。再比如加拿大的CANDU，通过连续在线换料，降低燃料富集度需求(其剩余反应性水平很低)，使用天然铀燃料，省去铀浓缩环节。
再比如，在压水堆中，上世纪80年代通常使用插花式换料，一方面减少移动燃料组件数目，一方面获得比较好的功率展平；而目前多采用低泄漏换料，提高中子经济性，减少压力容器快中子辐照损伤和热冲击，但是为抑制功率峰，付出了可燃毒物量增加和寿期末毒物残留的代价（残硼反应性惩罚）。
核反应堆和燃料组件的设计技术条件，尤其是热工条件，决定了核燃料组件在堆内技术上所能达到的最大/平均功率、最大等效满功率天数、最大卸料燃耗，继而深刻影响反应堆燃料管理，尤其是同类反应堆。比如压水堆早期标准燃料循环为12个月，随着可燃毒物运用的技术成熟和更可靠的燃料包壳材料，目前普遍提高到18个月（通常是17和19个月交替），AP1000是18～24个月，燃料的富集度从上世纪80年代压水堆的3.3%（33GWd/t）提高到目前的4.5～5%（42～55GWd/t），包壳材料从锆4合金发展为M5锆铌合金，并使用硼玻璃、含铒可燃毒物。
核动力厂、研究堆、核燃料循环设施安全许可程序规定
第一章 总 则第一条 为规范民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施等核设施安全许可活动，根据《中华人民共和国核安全法》《中华人民共和国行政许可法》《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，制定本规定。第二条 在中华人民共和国领域及管辖的其他海域内，民用核动力厂、研究堆、核燃料循环设施（以下统称核设施）的选址、建造、运行、退役等安全许可事项的许可程序，适用本规定。
核设施转让、变更营运单位和迁移等活动的审查批准，适用本规定。第三条 核动力厂、研究堆、核燃料循环设施，是指：
（一）核电厂、核热电厂、核供汽供热厂等核动力厂及装置；
（二）核动力厂以外的研究堆、实验堆、临界装置等其他反应堆（以下统称研究堆），根据潜在危害由大到小可划分为Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类研究堆；
（三）核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等核燃料循环设施。
核设施配套建设的放射性废物处理、贮存设施的安全许可，应当在主体核设施的安全许可中一并办理许可手续。第四条 核设施营运单位申请核设施安全许可，以及办理核设施安全许可的变更、延续，应当依照本规定，报国家核安全局审查批准。第二章 申请与受理第五条 核设施营运单位，应当具备保障核设施安全运行的能力，并符合下列条件：
（一）有满足核安全要求的组织管理体系和质量保证、安全管理、岗位责任等制度；
（二）有规定数量、合格的专业技术人员和管理人员；
（三）具备与核设施安全相适应的安全评价、资源配置和财务能力；
（四）具备必要的核安全技术支撑和持续改进能力；
（五）具备应急响应能力和核损害赔偿财务保障能力；
（六）法律、行政法规规定的其他条件。第六条 核设施营运单位应当按照有关核设施场址选择的要求完成核设施场址的安全评估论证，并在满足核安全技术评价要求的前提下，向国家核安全局提交核设施场址选择审查申请书和核设施选址安全分析报告，经审查符合核安全要求后，取得核设施场址选择审查意见书。第七条 核设施建造前，核设施营运单位应当向国家核安全局提出建造申请，并提交下列材料：
（一）核设施建造申请书；
（二）初步安全分析报告；
（三）环境影响评价文件；
（四）质量保证文件；
（五）法律、行政法规规定的其他材料。
核设施营运单位取得核设施建造许可证后，方可开始与核设施安全有关的重要构筑物的建造（安装）或者基础混凝土的浇筑，并按照核设施建造许可证规定的范围和条件从事相关的建造活动。
核设施营运单位在提交核设施建造申请书时，本条第一款规定的初步安全分析报告中关于调试大纲的内容不具备提交条件的，可以在征得国家核安全局同意后，由核设施营运单位根据核设施建造进展情况，按照国家核安全局的要求补充提交。
核设施建造许可证的有效期不得超过十年。第八条 有下列情形之一的，核设施营运单位可以一并向国家核安全局提交核设施场址选择审查申请书和核设施建造申请书。国家核安全局在核发核设施建造许可证的同时出具核设施场址选择审查意见书：
（一）新选场址拟建核设施为Ⅲ类研究堆的；
（二）在现有场址新建研究堆，若新建研究堆对场址的安全要求不高于该场址已有核设施，且该场址已经过安全技术评价并得到国家核安全局的批准的；
（三）在现有核燃料生产基地内建设核燃料循环前端设施（铀纯化转化、铀浓缩和元件制造设施）的；
（四）由工厂制造或者总装、并在工厂内完成首次装料和调试的浮动式或者移动式核动力装置，其场址已经过安全评价并得到国家核安全局的批准的。第九条 核设施首次装投料前，核设施营运单位应当向国家核安全局提出运行申请，并提交下列材料：
（一）核设施运行申请书；
（二）最终安全分析报告；
（三）质量保证文件；
（四）应急预案；
（五）法律、行政法规规定的其他材料。
核设施营运单位取得核设施运行许可证后，方可装投料，并应当按照核设施运行许可证规定的范围和条件进行装投料，以及装投料后的调试和运行等活动。
核燃料怎样处理？
由于核反应堆运行特性和安全上的要求，核燃料在核反应堆中“燃烧”不允许像化石燃料一样一次烧尽。为了回收和重新利用就必须进行后处理。核燃料后处理是一个复杂的化学分离纯化过程，曾经研究过各种水法过程和干法过程。目前各国普遍使用的是以磷酸三丁酯为萃取剂的萃取法过程，即所谓的普雷克斯流程。
核燃料后处理过程与一般的水法冶金过程之最大差别是它具有很强的放射性和存在发生核临界的危险。因此，必须将设备置于有厚的重混凝土防护墙的设备室中并实行远距离操作以及采取防止核临界的措施。所产生的各种放射性废物要严加管理和妥善处置以确保环境安全。实行核燃料后处理，可更充分、合理地使用已有的铀资源。
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