随着核能民用应用的发展,人们预计钚的使用量将大幅增加。人们在从乏核燃料中分离钚的设施上投入了大量资金。然而,随着大量廉价铀矿石的发现(可作为钚的替代品用作核燃料),加上核电发展的缓慢以及开发和部署快中子增殖反应堆(预计是钚的主要用户)成本的迅速上升,分离钚的利用率未能跟上其分离速度。因此,截至 1996 年底,全球分离的民用钚库存总量超过 150 吨。本安全报告更新了 IAEA 安全丛书第 39 号《钚的安全处理》,该丛书于 1974 年出版。上一份出版物的重点是钚研究和开发设施,这些设施使用的钚数量非常有限。当时,燃料的平均燃耗比现在低得多。燃耗越高,238 Pu、240 Pu、241 Pu 和 242 Pu 的浓度就越高。此外,大量武器级钚(239Pu 含量超过 90%)已被宣布超出军事需求,这些材料也可能被添加到民用钚库存中。因此,本报告描述了同位素组成的巨大差异对储存和处理要求的影响。还描述了自《安全系列第 39 号》出版以来制定的人员暴露于辐射的更严格标准的影响。该出版物没有涉及临界性,因为它只涵盖了实验室规模的设施(钚含量少于 220 克的设施)。但是,本报告描述了现在或未来需要的拥有大量钚的设施,因此它也涉及临界性问题。此外,由于对长期储存钚的需求日益增长,本报告还涵盖了钚储存。虽然保障措施和物理安全对于钚的处理和储存非常重要,但本报告未涵盖这些问题。本报告的制定和发布是国际原子能机构扩大计划的一部分,旨在确定和处理与分离民用钚库存积累相关的问题。这是在这些领域经验最丰富的国家分享有关处理和储存钚的数据和经验的结果。负责此报告的官员是核燃料循环和废物技术司核燃料循环和材料科的 J. Finucane。
随着核能民用应用的发展,人们预计钚的使用量将大幅增加。人们在从乏核燃料中分离钚的设施上投入了大量资金。然而,随着大量廉价铀矿的发现(可作为钚的替代品用作核燃料),再加上核电发展的缓慢,以及开发和部署快中子增殖反应堆(预计是钚的主要用户)的成本迅速上升,分离钚的利用率未能跟上其分离速度。因此,截至 1996 年底,全球分离的民用钚库存总量超过 150 吨。本安全报告更新了 1974 年出版的国际原子能机构安全系列第 39 号《钚的安全处理》。上一期出版物的重点是钚研究和开发设施,这些设施使用的钚数量非常有限。当时,燃料的平均燃耗比现在低得多。燃耗越高,238 Pu、240 Pu、241 Pu 和 242 Pu 的浓度就越高。此外,大量武器级钚(239 Pu 含量超过 90%)已被宣布超过军事需求,这些材料也可能被添加到民用钚库存中。因此,本报告描述了这种同位素组成的巨大差异对储存和处理要求的影响。自《安全系列第 39 号》出版以来,制定了更严格的人员辐射暴露标准,本报告也描述了这些标准的影响。该出版物没有涉及临界性,因为它只涵盖了实验室规模的设施(钚含量少于 220 克的设施)。然而,本报告描述了目前已建成或未来需要的拥有大量钚的设施,因此它也涉及临界性问题。此外,由于对长期储存钚的需求日益增长,本报告还涵盖了钚的储存。虽然保障措施和物理安全是钚处理和储存方面非常重要的问题,但本报告未涵盖这些问题。本报告的制定和出版是原子能机构扩大计划的一部分,旨在确定和处理与分离民用钚库存积累有关的问题。这是在这些领域经验最丰富的国家分享有关钚处理和储存的数据和经验的结果。负责本报告的官员是核燃料循环和废物技术司核燃料循环和材料科的 J. Finucane。
拟议的先进反应堆技术使用的燃料设计和运行环境(例如中子能谱、燃料温度、邻近材料)与现有燃料评估指南所针对的轻水反应堆有显著不同。因此,本报告的目的是通过一个评估框架来确定对先进反应堆设计师有用的标准,该评估框架将支持与核燃料鉴定相关的监管结果。该报告审查了适用于燃料鉴定的监管基础和相关指导,并指出核燃料在保护核反应堆免受放射性释放方面的作用在很大程度上取决于反应堆设计。该报告考虑使用加速燃料鉴定技术和铅试验样本程序,这些程序可能会缩短在所需参数(例如燃耗)下鉴定燃料用于核反应堆的时间。评估框架特别强调确定关键燃料制造参数、指定燃料性能范围以告知测试要求、在燃料鉴定过程中使用评估模型以及评估用于开发和验证评估模型和经验安全标准的实验数据。
TRISO 涂层低浓铀燃料的开发和鉴定是与 NGNP 计划相关的一项关键研发活动。这项工作是根据先进燃气反应堆燃料开发和鉴定计划的技术计划计划进行的 [Bell 等人。2003]。AGR 计划包括改进内核制造、涂层和压实技术、燃料样品的辐照和事故测试以及燃料性能和裂变产物传输建模。这些活动的主要目标是成功证明 TRISO 涂层燃料可以制造成承受棱柱块型 NGNP 的高温、燃耗和功率密度要求,并具有可接受的故障分数。假设在块式反应堆中成功的 TRISO 燃料也将在球床反应堆中成功,因为球床反应堆中的颗粒填充率和燃料温度略低于块式反应堆。此外,燃料制造工艺的商业化,以实现具有成本竞争力的燃料制造能力,从而降低入门级风险,是该项目的次要目标。
2024 年 12 月 5 日 备忘录 致:Gerond A. George,核反应堆监管办公室运行反应堆许可证颁发项目处处长 来自:Ekaterina Lenning,核反应堆监管办公室运行反应堆许可证颁发项目处/RA/项目经理 主题:美国核管理委员会与 GE 日立美洲公司、全球核燃料美洲公司 2024 年 8 月 20 日至 21 日闭门技术更新会议摘要 (EPID L-2024-NTM-0002) 2024 年 8 月 20 日至 21 日,美国核管理委员会 (NRC) 工作人员与 GE 日立美洲公司 (GEH-A) 和全球核燃料美洲公司 (GNF-A) 的代表以线上和线下方式举行了混合闭门会议亲自出席北卡罗来纳州威尔明顿的会议,讨论有关 GEH-A 和 GNF-A 燃料性能和未来计划的专有信息。会议于 2024 年 8 月 1 日通知,会议通知和议程可在机构范围文件访问和管理系统 (ADAMS) 中获取,访问号为 ML24214A012。2024 年 8 月 20 日上午,GEH 和 GNF-A 代表在会议的上午部分提供了控制叶片检查、燃料性能、事故容错燃料计划、铅测试组件和热室辐照后检查计划的最新情况。此外,GNF 代表还介绍了 PANAC12 未来专题报告的信息。在会议的下午部分,GEH 和 GNF-A 代表提供了 LANCR 下游、GNF3 水棒、通道性能、增加浓缩度和更高燃耗的 PRIME 许可的最新情况、GNF4 燃料的详细信息以及许可活动和计划。 2024 年 8 月 21 日,在北卡罗来纳州威尔明顿亲自出席会议的 NRC 工作人员参观了该设施。随函附上与会者名单。GEH 和 GNF-A 在 2024 年 11 月 7 日的一封信中提交了演示文稿(ADAMS 接入号 ML24312A392;包裹接入号 ML24312A391)。案卷号 99900003 和 99901376 附件:如所述联系人:Ekaterina Lenning,NRR/DORL 301-415-3151
600 个源。值得注意的是,实验室利用新的 380-B 型 B 容器完成了首次源回收,采用了纠正行动计划中修订的要求。Triad 在与国际合作伙伴的核安全能力建设中提供了出色的支持,为双边活动的材料控制和核算 (NMAC) 提供了主题专家 (SME) 支持。Triad 在支持太空核爆炸探测任务方面表现出色。实验室在将操作实验有效载荷安装到国防部卫星的后期组装、集成和测试过程中提供了技术输入和简报。这导致了一项努力来发布关键的空间环境数据,并继续制造下一代有效载荷,以支持 6 月发射和在 USSF GPS 卫星上对 GBD 有效载荷进行早期在轨测试。此外,实验室在 NNSS 执行了 AJAX 实验活动,在 Sigma Complex 执行了监测活动,以支持 DNN 研发工作,以评估检测和表征材料处理和生产操作的能力。 Triad 通过一系列现场测试和高保真模拟证明低当量核监测 PE1 高爆炸源的设计将满足所有科学目标,成功完成了对低当量核监测 PE1 高爆炸源的最终审查。Triad 在国家和国际保障参与层面提供了高质量的创新保障政策研究。Triad 还通过对核、化学/生物和导弹领域的拦截案例进行高质量的技术审查提供了出色的支持。Triad 为各种计划提供了关键支持,包括评估燃耗、裸临界质量、剂量以及评估食品和水污染的方法。Triad 为美国高性能研究反应堆 (USHPRR) 项目提供技术支持,以开发用于制造高密度铀钼整体式低浓缩铀 (LEU) 燃料的商业规模制造工艺。此外,Triad 还为移动包装计划提供了出色的技术专业知识,帮助其准备和执行多项演习。实验室积极支持 NNSA 的技术执行合作伙伴,开发加速器和中子俘获新技术,有效推进了钼-99 工作。Triad 继续为坑道拆卸和替代方案处理分析 (AoA) 规划提供技术支持,并为实现关键决策 (CD)-1 的计划制定假设。提供了重要的技术分析,以支持具有挑战性的交换进料材料的氧化物生产,为过渡到使用 SAVY 容器进行包装做准备。这将扩大 NDA 表在产品 MC&A 测量中的使用范围。Triad 继续进行开创性的实验工作,以及响应迅速的增值技术分析,为反恐和反扩散政策提供信息,并将新元素和工具整合到更大的核事故响应任务中。Triad 利用 pRad 诊断进行了一系列实验,并支持了 NNSS 的计划综合实验。Triad 支持跨机构合作伙伴的威胁科学培训和评估,并在培训课程开发过程中提供主题专业知识。这包括为来自核搜索计划和后果管理计划的 RAP 团队人员提供虚拟光谱警报裁决课程 (SAAC)。此外,这包括培训