g*****5
发帖数: 91 | 1 一、概述
1.乏燃料管理策略
为了应对化石燃料的短缺和保证能源安全，核电因其清洁性和高能量密度而受到青
睐，进入了一个积极发展期，由此也带来了对核电站卸下的乏燃料进行有效管理的问题
。目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有三种战略考虑：
其一是后处理战略。即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，
裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料
循环。其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费
用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。
其二是一次通过战略。即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长
期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转
向了后处理。该战略特点是费用可能较低，概念简单；无高纯钚产生，核扩散风险低。
但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年；没有工业运行经验。
还有一种是观望战略，就是等等看。
2.后处理的优点和必要性
乏燃料后处理是我国早已确定的技术路线。1983年，国务院科技领导小组召开全国
专家论证会，经过对我国核电发展计划、国内外铀资源情况、国内后处理工艺技术发展
水平、后处理的安全性、经济性等诸多方面的充分论证，确定了“发展核电必须相应发
展后处理”的战略，并在1987年日内瓦国际会议上对外公布了这一决定。
第一，后处理可以充分利用铀资源，保障核电可持续发展。
发展后处理工业是保证我国核电可持续发展的重要环节。压水堆核电站乏燃料中铀
-235为0.8％～1.3％，比天然铀中的铀-235的含量0.71％还高。另外还有新生的可裂变
物质钚-239。通过后处理可从乏燃料中回收有用的铀和钚，再制成UO2或MOX燃料返回热
堆或快堆使用，大大提高铀资源的利用率。据专家测算，将后处理得到的铀和钚返回压
水堆中使用可节省天然铀30％左右。如果能实现快堆和后处理的核燃料闭式循环，铀资
源利用率可提高60倍左右，这意味着本来仅能使用50～60年的天然铀就可利用3000余年。
第二，后处理可以使放射性废物减容和降低毒性。
后处理不仅可显著地减少需长期深地质层处置的核废物体积，而且可使最终废物的
放射性毒性大幅度降低。动力堆卸出的乏燃料如果按“一次通过式”处理方式进行长期
深地质层处置，高放废物量约为2m3/tU。按现在国际上运行的后处理厂的水平，乏燃料
经过后处理后产生的高放废物量约为0.5m3/tU，仅为前者的1/4。按照目前后处理工艺
技术的水平，铀、钚的回收率可达99.75%，使最终处置废物的放射性毒性降低一个数量
级以上。
二、各国主要后处理厂的现状
1．法国
法国现在的商业后处理厂集中在阿格中心。经过40年的发展，阿格后处理中心已成
为法国最重要的商用后处理基地，也是目前世界上最大的轻水堆乏燃料后处理中心。在
这里运行的UP2-800 和UP3 后处理厂总的运行能力达到1700tU/年，同时这两个厂拥有
着世界大型商用后处理厂最成熟、先进的工业后处理技术。
UP3 和UP2-800 厂的联合工程，是欧洲最大的工程项目之一。预算500 亿法郎，耗
时近20 年。UP3 与UP2-800 厂顺利运行，至今没有发生重大的事故，成为成熟商业后
处理的典范。法国通过对该联合工程的巨大投入，促进了法国后处理产业和相关联的一
些高科技产业的大力发展，相应的科研与技术也在世界上处于领先地位。同时，法国通
过对国外客户提供后处理服务已直接获得了较好的效益。截至2005年初，阿格基地累计
处理的轻水堆乏燃料量已达20500 吨，其中国内电站乏燃料10863 吨，国外为9637吨。
2．英国
英国是传统的核大国之一，其核工业的发展已经有半个多世纪的历史了，目前核电
发电量约占英国总发电量的25%。英国一直坚持乏燃料后处理政策，在后处理、核废物
管理与处置、核退役等方面都拥有一定的工业基础和技术。
英国的后处理厂主要在塞拉菲尔德与唐瑞这两个基地。塞拉菲尔德是目前英国最大
的核基地。该国镁诺克斯核电站产生的乏燃料由塞拉菲尔德镁诺克斯燃料后处理厂（
B205）处理。该厂处理能力为1500 t HM/a。该国改进型气冷堆（AGR）和压水堆（PWR
）卸出的乏燃料，则在塞拉菲尔德的THORP后处理厂处理，其处理能力为1200 tHM/a。
该厂同时还处理来自国外客户的轻水堆乏燃料。THORP后处理厂于1974年提出建设构想
，经过20多年的努力，于1992年完工，1994 年开始剪切辐照燃料试运行，1997年获得
英国核设施检察局（NII）颁发的运行许可证。THORP后处理厂在大型后处理厂的设计、
建造、运行等方面都拥有独到的经验和技术，可以处理先进气冷堆和轻水堆的乏燃料。
运行至2004年以来，已经累计处理了乏燃料5644吨。
3．日本
日本从1963年开始利用核能。根据电力工业委员会（政府咨询组织）所写的报告，
核电生产能力将在2010年增加到70GW，每年产生的乏燃料约 1000～1500tU。根据日本
和英、法签定的后处理合同，1998年9月前大约有5600tU从轻水堆卸出的乏燃料通过海
运到这两个国家进行后处理。 1977年运行的东海村后处理厂（TPR）截至2002年底累积
处理乏燃料约1009吨。
日本正在建造的青森县六个所后处理厂年处理能力为800吨铀，其水池贮存能力为
3000吨，并能贮存从英国和法国后处理厂返回日本的放射性废物，计划 2006年热试。
六个所后处理厂包括乏燃料接收与贮存（正在运行）、首端、主工艺和废物处置与贮存
车间。主工艺使用PUREX流程，除去易裂变产物，并对铀钚进行分离纯化。六个所后处
理厂于1991年施工，在1999年完成燃料接收和贮存车间的建造，现已贮存大约640吨乏
燃料。2001年4月在工厂的首端厂房开始水试，2005年7月完成建造工作。其工艺厂房的
设计主要引进法国的技术，也采用了英国和西德的一些技术，并尽可能地使用本国技术
。全部辅助设施都使用国内技术，而且全部厂房的设备包括主工艺线也都采用本国制造
的设备，以利于建立日本自己的后处理技术体系。
4．俄国
早在上世纪40年代末，苏联就开始军用堆乏燃料的后处理。第一座大型生产堆于
1948年6月建成投入运行，与之配套的后处理厂在1948年底到1949 年初开始投入运行。
俄罗斯核电站每年卸出的乏燃料约为710tU，到2006年累计卸出的乏燃料已经超过
17000tU。于1976年4月投入试运行的 RT1后处理厂是目前俄罗斯仍在运行的后处理厂，
年处理能力为400tU/年，累计处理量约为4500tU。为了处理WWER-1000型核电站的乏燃
料，前苏联在上世纪70年代计划在克拉斯诺亚尔斯克地区建设处理能力为1500tU /年的
RT2后处理厂。该厂建设了大约30%以后，由于各种原因， 1989年宣布无限期推迟建设
。最近有相关资料报道，该厂可能于2020年建成运行。
5．印度
印度是继美、法之后建成水法PUREX 后处理流程的第三个国家，也是目前继英、法
之后第三个运行商业后处理厂的国家，同时还是世界上唯一对坎杜堆乏燃料进行后处理
的国家，某些后处理技术处于世界领先地位。
印度在上世纪50年代就开始后处理技术的研究，最早的特朗贝中试厂于1964年投运
，采用了通用的PUREX流程，经过改进，其年处理能力从30吨扩大到60吨。在特朗贝中
试厂成功运行后，印度先后又建成了塔拉普尔和卡尔帕卡姆两座后处理厂，塔拉普尔后
处理厂（PREFRE 1）于1974年投产，主要处理重水堆燃料，设计能力为100t/a，1990年
实际能力达到150 t/a。计划于2005年运行PREFRE 3B后处理厂，设计能力为150t/a。卡
尔帕卡姆后处理厂，原设计处理能力为100t/a，后决定扩大一倍，达200t/a。由于印度
特别重视对快堆乏燃料的后处理，印?甘地原子研究中心正在建造一座快堆乏燃料后处
理厂（FRFRP）。
6．美国
现在通用的后处理PUREX流程是美国率先开发出来的，美国商业后处理厂的建造起
步也很早。但是，1977年卡特政府宣布无限期推迟商业后处理政策，后来虽然里根政府
表示采取积极步骤支持商业后处理，美国至今没有商业后处理厂运行。不过，美国后处
理研究工作一直很活跃。今年2月，美国首次推翻原先制定的乏燃料“一次通过”政策
，表示恢复商业乏燃料后处理，而且这种后处理技术可以防核扩散。
美国拟采用UREX流程，该流程的特点是采用一个水法流程，在首端将占乏燃料96%
的铀与仅占4%的钚、次锕系元素和裂变产物分开。大量的铀的分离提取采用水法流程，
可借鉴成熟的PUREX流程的经验，所需的分离设备很小。由于该流程分离得到的产品不
是纯钚，而是钚和次锕系元素的混合物，可避免产品用于核武器制造；同时，在不影响
快堆运行的情况下，产品中可含有适量的裂变产物，其放射性辐射可防止恐怖分子的接
近，且随着超铀产品对裂片去污要求的降低可以降低处理成本。所以，这种流程设计比
较合理，获得的产品能够满足防扩散要求。
三、后处理技术的发展趋势
在后处理技术发展早期，干法流程一度被认为优于水法流程，后来水法工艺PUREX
流程成为后处理技术的主流，但干法工艺研究一直很活跃，特别是对于快堆乏燃料的后
处理，干法工艺是一种不可或缺的技术路线。
从近期来说，技术上成熟的水法工艺PUREX流程是主要的前进方向，干法被认为是
辅助或备用工艺。然而从较长远发展来看，对先进反应堆(液态金属快堆、气冷堆、熔
盐堆等等)乏燃料的处理，倾向于干法后处理技术的利用。
进一步开发水法后处理工艺所追求的几个主要目标是：尽量减少待处置废物总体积
和活度；回收长寿命的放射性核素供特殊的处置或嬗变；提高防扩散能力；无盐流程开
发和减少循环数。
现有工艺的改进对工厂运行很重要。例如，英国核燃料有限公司开发的轻水堆燃料
和包壳通过电解法直接溶解，为提高材料分离和纯化的效率正在进行大量的工作。日本
核循环开发研究所（JNC）正在研究增加一个结晶阶段供钚分离之用。为了减少废物量
，无盐试剂的使用已经得到广泛的研究，例如法国原子能委员会 (CEA)对高浓度硝酸溶
液催化调节脱硝作用的研究。在锕系元素分离工艺这个领域，大部分工作目前正在进行
。 |
g*****5
发帖数: 91 | 2 推进快堆燃料闭式循环研究开发确保我国核能可持续发展
2009年02月16日
顾忠茂
[摘要] 发展快堆核能系统（快堆及其闭式燃料循环）可以充分利用铀资源，并实
现废物最少化，从而确保核裂变能的可持续发展。当前正在推进的由“第二代”核电技
术向 “第三代”的过渡，总体上可以说是“今天”的核电产业的技术升级工程。核能
科技的发展战略不仅要抓好“今天”的核电产业的技术升级，而且要重视“明天”的核
能产业的技术开发，为“明天”的核能产业商用化做好技术准备。所以，尽快启动我国
快堆核能系统的技术开发具有极其重要的战略意义。
快堆的核燃料闭式循环包括热堆乏燃料后处理、快堆燃料制备、快堆乏燃料后处理
等。我国对快堆燃料制备技术研究刚刚开始，快堆乏燃料后处理的研究迄今尚未启动。
为了在2035年前后实现快中子堆核能系统的商用化，快堆燃料闭式循环的研究开发
应与快堆同步进行。应当在充分借鉴国外经验的基础上，尽快论证并提出我国快堆燃料
闭式循环的技术方案和实施“路线图”。要做好快堆核能系统的顶层设计，将快堆、热
堆乏燃料后处理、快堆燃料制备、快堆乏燃料后处理等技术进行一体化系统策划，在国
家统一规划、总体布局之下，使我国快堆核能系统的各个环节得以同步协调发展。
Promoting the R&D of Closed FR fuel cycle to Ensure the Sustainable
Development of Nuclear Energy in China
GU Zhongmao
Abstract: The development of PWR nuclear power technologies from 2nd to
3rd generation can be regarded as the technology upgrading“today’s ”
nuclear power industry. To introduce fast reactor (FR) and the associated
closed fuel cycle will allow us to make full use of uranium resources and
achieve the minimization of nuclear waste, thus ensure the sustainable
development of nuclear energy. The author stresses that our strategy in
developing nuclear energy technologies should not be restricted to the
technology upgrading “today’s ”nuclear power industry, but should pay
more attention to the development of “tomorrow’s ” nuclear power industry
. Based on this understanding, it is of vital strategic importance to start
up the development of closed FR fuel cycle, including the reprocessing of
PWR spent fuel, FR fuel fabrication and the reprocessing of FR spent fuel in
China as soon as possible.
一、不失时机地启动快堆核能系统的技术开发是我国核能发展的战略需要
我国核能发展的战略是热堆（压水堆）-快堆-聚变堆。如果说压水堆电站是“今天
”的核电产业，则快堆核能系统（包括快堆及其闭式燃料循环）可以视为“明天”的核
能产业（包括发电、供热和制氢），聚变堆核能系统为“后天”的核能产业。
当前正在推进的由“第二代”核电技术向“第三代”的过渡，总体上可以说是“今
天”的核电产业的技术升级工程。根据世界和我国铀资源的实际状况，快堆作为先进压
水堆的后续发展堆型，适时进入商业应用，是符合我国工业基础和核燃料循环基础的一
种最佳的选择。所以，我们必须清醒地认识到，核能科技的发展战略不仅要抓好 “今
天”的核电产业的技术升级，而且要重视“明天”的核能产业的技术开发，为“明天”
的核能产业商用化做好技术准备，从而确保我国核能的可持续发展。
基于上述观点，尽快启动我国快堆核能系统的技术开发具有极其重要的战略意义。
对此，国内核能界应尽快达成共识，切勿贻误时机。如果我们今天忽视对快堆核能系统
的技术开发，则30年以后我国核能发展将可能会面临被动局面而制约我国国民经济的可
持续发展。基于上述考虑，我们必须在加紧中国实验快堆建设的同时，加大对快堆核能
系统研究开发的力度，为我国新一代核能系统的商用化奠定基础。
二、快堆闭式燃料循环是实现核裂变能可持续发展的根本途径
核裂变能可持续发展必须解决的两大主要问题是铀资源的充分利用和核废物的最少
化。与“一次通过”循环方式相比，热堆核燃料闭式循环方式可以使铀资源利用率提高
30％左右，从而可相应减少的对天然铀和铀浓缩的需求；每吨乏燃料直接处置的体积为
2.0 m3，而每吨乏燃料后处理产生的高放废物玻璃固化体的处置体积低于0.5 m3，即热
堆核燃料闭式循环的高放废物处置体积为“一次通过”循环方式的1/4以下。
如果采用快堆增殖核燃料的闭式循环方式，则可：（1）充分利用铀资源，将大部
分238U 燃烧掉，使铀资源的利用率提高50～60倍；（2）实现废物最少化，将分离出的
具有长期高毒性和高释热率的次锕系元素在快堆中焚烧，使需要地质处置的高放废物体
积和长期毒性降低1～2个数量级，并显著减小废物处置所需空间，提高处置库容量。这
意味着，采用快堆及其先进的核燃料闭式循环，可使地球上已探明的经济可开采铀资源
使用几千年，并实现废物最少化和使地质处置所需时间从十几万年矿短至几百年，从而
确保核裂变能的可持续发展，并为聚变能的发展留下足够的时间。
三、国内外核燃料闭式循环研究开发的进展
快堆燃料闭式循环包括热堆乏燃料后处理、快堆燃料制备、快堆乏燃料后处理等。
总体上说，目前国际上热堆燃料循环技术（包括乏燃料后处理和MOX燃料加工）已
趋于成熟并已实现商用化；快堆核燃料循环（除MOX燃料制造之外）尚处于研究开发阶
段，离商业应用仍需20～30年时间。
采取核燃料闭式循环方式的国家，除了最近宣布的美国之外，有法国、英国、俄罗
斯、日本、印度和中国等。可以说，全世界主要的核电国家均走核燃料闭式循环之路。
乏燃料后处理Purex流程最初是为生产武器级钚而发展起来的。美国是最早建成军
用和商用后处理工厂的国家。1978年，美国政府以防止核扩散为由，冻结商用后处理厂
，但后处理技术发展始终未停。英、法、俄、印已建成并运行商用后处理厂，日本的商
用后处理厂也即将投产。
为适应未来的要求，后处理厂将具有更高的可靠性、安全性和经济性。为此，对后
处理工艺、设备、控制等的研究开发工作仍在进行。后处理工艺的进一步研究包括对
Purex流程的改进，包括简化工艺流程，降低投资费用；采用无盐试剂，减少废物产生
量。
法国Areva正在开发Coex流程，该流程产生的U-Pu共沉淀产物，可直接作为制造MOX
燃料的原料。
美国正在开发Urex＋流程，它与Purex流程的主要差异在于，不产生纯钚产品，而
产生钚与次锕系核素的混合产品。美国声称，不产生分离钚的后处理技术具有防扩散性
。美国在全球核能合作伙伴（GNEP）倡议中宣布，将在Urex＋流程研究开发的基础上，
于2020年建设处理能力为2500 t/a的商用后处理大厂。
为了实现次锕系核素（MA）和长寿命裂变产物（LLFP）的分离—嬗变，以降低核废
物的长期毒性，近年来国际上提出了“先进后处理”概念，其中比较看好的是“后处理
—高放废液分离”方案，即在改进Purex流程（如增加Np和Tc等的分离）的基础上，从
高放废液中分离出MA和LLFP。分离—嬗变方案一旦实施，将使需要进行地质处置的高放
废物的体积和毒性降低1～2个数量级。法国CEA正在开发的Ganex流程是较有特色的先进
后处理流程，它是在Coex流程基础上，考虑MA和LLFP的分离。国际上近年来重要的核能
技术合作项目，如美国主导的第四代核能系统国际论坛（GIF）和创新核反应堆和 IAEA
领导的燃料循环国际合作项目（INPRO），均强调了先进的核燃料闭式循环技术的研究
开发。
目前国际上快堆燃料循环系统的研究开发虽未达到商用水平，但已积累了不少经验
。各主要核国家均掌握了热堆乏燃料水法后处理技术。在快堆乏燃料干法后处理方面，
美国和俄罗斯已进入中试研究阶段，处于国际领先水平。
日本于1999年启动商用快堆循环的可行性研究计划。该计划的两大目标是：（1）
充分利用快堆循环系统的优势，在确保安全的前提下实现其经济竞争性，从而明确商用
快堆循环的商用发展前景；（2）建立若干技术系统，促使快堆循环系统成为今后的重
要能源。日本拟定了一项包括四个阶段的研究计划。希望在2015年之前优化出具有经济
竞争性的快堆循环技术体系。日本的快堆开发思路是，打通快堆循环系统的所有环节，
为快堆核能系统的商用化铺平道路。
印度正在推进其宏伟的快堆核能系统发展战略，在核燃料闭式循环技术的自主研究
开发方面取得了举世瞩目的成就。2005年6月，印度在世界上首次完成了采用Purex流程
的的快堆乏燃料（燃耗100 GWd/t）后处理实验。在印度现有的后处理工业技术的基础
上，印度拟于 2007年开始建设实验快堆乏燃料后处理厂，2012年开始建设原型快堆乏
燃料商用后处理厂。印度还在开发全自动、远距离操作的MOX燃料制造设施和金属合金
燃料制备技术。
我国在上世纪60年代中期开发成功军用后处理技术，并建成和运用了后处理厂，其
分离工艺技术水平与当时的国际水平相当。
但在上世纪80年代以后，随着军用后处理厂的停产，我国对后处理技术研究开发的
投入严重不足，使之成为我国核能体系中最薄弱的环节。我国在后处理工艺设备、自动
控制、远距离维修等方面与国际先进水平相差甚远。后处理科研设施落后、设备老化，
正在准备建设的中国原子能科学研究院的核燃料后处理实验设施进展缓慢。我国后处理
中试厂的建设进度也滞后于预期时间。
在比较艰苦的条件下，我国科技人员仍然在后处理科研与中试厂建设等方面取得了
较好的成果。
在MOX燃料制造技术方面，我国从上世纪80年代中期起步，初步掌握了MOX燃料芯块
的制造技术。上世纪90年代中期,确定了以机械混合法为主的制造路线。目前一套能力
为0.5 t/a 的MOX 燃料元件试验生产设施正在建设，但制备燃料芯块所需的钚尚需等到
后处理中试厂投产之后才能得到。
四、做好我国快堆燃料闭式循环技术开发的顶层设计
如前所述，核燃料闭式循环是快堆核能系统的基础，它包括热堆乏燃料后处理、快
堆燃料制备和快堆乏燃料后处理等。没有核燃料闭合循环，快堆将只是一座“孤岛”，
快堆运行将是无米之炊。但是，由于种种原因，我国对快堆技术本身的研究开发都缺乏
力度，更谈不上对快堆燃料循环的系统考虑。
我国在快堆核能系统的研究开发方面，首先应制定快堆核能系统研究发展战略，确
定总体目标和分阶段实施目标。为了在2035年前后实现快中子堆核能系统的商用化，届
时必须具备设计和建造快堆乏燃料后处理厂和快堆燃料生产厂的能力。为此，快堆乏燃
料后处理和燃料制备的研究开发应与快堆同步进行。快堆燃料循环研究开发的难度极大
，应当在充分借鉴国外经验的基础上，尽快论证并提出我国快堆燃料闭合循环的技术方
案和实施“路线图”。
进年来，有关部门组织了有关我国核能发展（包括核燃料循环）的战略研究，国内
核能专家已经形成了一定程度的共识。问题在于，只有将专家层面的战略研究转化为国
家决策机构的战略部署，并为实现发展战略而制定出发展规划及其实施“路线图”，才
具有可操作性。我们建议，尽快由“务虚”进入“务实”，即在专家研讨的基础上，有
关行政决策部门尽快制定出符合我国国情的快堆核能系统的发展战略及其实施“路线图
”。
快堆燃料循环技术的研究开发是一项投资巨大、耗时较长的极为复杂的系统工程，
我国的快堆技术不应像以往那样与核燃料循环脱钩而孤立地发展，应借鉴日、印等国成
功的经验，做好快堆核能系统的顶层设计，将快堆、热堆乏燃料后处理、快堆燃料制备
、快堆乏燃料后处理等技术进行一体化系统策划，在国家统一规划、总体布局之下，使
我国快堆核能系统的各个环节得以同步协调发展。争取用30到40年的时间，实现各个环
节的技术突破，逐步形成我国快堆核能产业，从而解决我国能源可持续发展的后顾之忧。
作者简介：顾忠茂，研究员、中国原子能科学研究院科技委副主任
【在 g*****5 的大作中提到】
: 一、概述
: 1.乏燃料管理策略
: 为了应对化石燃料的短缺和保证能源安全，核电因其清洁性和高能量密度而受到青
: 睐，进入了一个积极发展期，由此也带来了对核电站卸下的乏燃料进行有效管理的问题
: 。目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有三种战略考虑：
: 其一是后处理战略。即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，
: 裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料
: 循环。其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费
: 用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。
: 其二是一次通过战略。即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长
|
c***n
发帖数: 2232 | 3 感谢先富！
我国在上世纪60年代中期开发成功军用后处理技术，并建成和运用了后处理厂，其
分离工艺技术水平与当时的国际水平相当。
但在上世纪80年代以后，随着军用后处理厂的停产，我国对后处理技术研究开发的
投入严重不足，使之成为我国核能体系中最薄弱的环节。我国在后处理工艺设备、自动
控制、远距离维修等方面与国际先进水平相差甚远。后处理科研设施落后、设备老化，
正在准备建设的中国原子能科学研究院的核燃料后处理实验设施进展缓慢。我国后处理
中试厂的建设进度也滞后于预期时间。 |
P***y
发帖数: 529 | 4 真是啥屎盆子都能往老邓头上扣啊
【在 c***n 的大作中提到】
: 感谢先富！
: 我国在上世纪60年代中期开发成功军用后处理技术，并建成和运用了后处理厂，其
: 分离工艺技术水平与当时的国际水平相当。
: 但在上世纪80年代以后，随着军用后处理厂的停产，我国对后处理技术研究开发的
: 投入严重不足，使之成为我国核能体系中最薄弱的环节。我国在后处理工艺设备、自动
: 控制、远距离维修等方面与国际先进水平相差甚远。后处理科研设施落后、设备老化，
: 正在准备建设的中国原子能科学研究院的核燃料后处理实验设施进展缓慢。我国后处理
: 中试厂的建设进度也滞后于预期时间。
|
