超级军网核燃料循环中的重水堆战略
来源：百度文库 编辑：超级军网 时间：2024/04/29 13:08:12
核燃料循环中的重水堆战略
2013-08-29
《中国能源中长期（2030、2050）发展战略》（电力•油气•核能•环境卷）明确提出，“我国应争取2025年开始实施由开式循环向闭式循环发展，并进一步向快堆增殖核燃料的增殖循环发展，争取2035年前后，开始实现快堆增殖循环的闭合，2040年前后初步具备能增殖核燃料的快堆增殖系统的产业化发展。”
闭式燃料循环是我国核电可持续发展的战略选择。但从现实情况来看，我国的闭式燃料循环技术路线尚未全部打通，后处理中试厂已经建成但尚未形成生产能力，小型MOX燃料生产试验线尚在建设当中；主要选用铀-钚循环以及钚的循环利用，对占乏燃料94%左右的回收铀的再利用未加任何考虑；缺乏国家层面上的具体实施规划和投入，同时，快堆技术路线还未最终选定，上述路线图在执行上存在很大的不确定性。
热堆的安全和规模是我国核电发展“三步走”的基础。当前正值热堆规模发展阶段，且热堆发电资源消耗较大。要保障铀资源供应安全，除坚持开发国际国内两种资源、两个市场以外，还应考虑热堆的铀资源利用率提升以及开发备用核能资源。根据国际经验，回收铀可在热堆上再利用，性能与低浓铀相当，能有效提高热堆铀资源利用率。而且，我国有丰富的钍资源储量，其利用潜力巨大，是一种重要的潜在核能资源。
作为一种成熟的商业堆型，重水堆在回收铀和钍资源利用方面具有较大的潜力和优势，可以在燃料循环中发挥重要作用。目前，我国欠缺回收铀再利用和钍资源核能利用相关的工程技术和应用经验，可以利用重水堆作一些有益的探索与研究。
“回收”与“降耗”
人工核素的存在以及铀组分变化等因素的影响，增加了回收铀在利用上的难度。一般来说，回收铀在压水堆上的再利用，一般需要与浓缩铀混合（简称“高混”）或者再浓缩。高混对节省铀资源意义不大，不适合在我国实行；再浓缩导致其放射性水平较高，辐射防护要求较高，制造工艺比较复杂，成本明显高于天然铀燃料。
与之相比，重水堆利用回收铀的效率则较高。据估计，压水堆利用回收铀可以将效率提高10%到12%，而重水利用回收铀可以将铀资源利用率提高20%以上。同时，重水堆利用回收铀的经济性预期好于使用天然铀燃料。因此，重水堆是目前唯一经济有效利用回收铀的途径。
目前，重水堆利用回收铀有两种方式：一种是与少量的贫铀低混到其核特性与天然铀等效，称为NUE；另外一种是直接使用，其性能相当于稍浓铀。据研究，NUE燃料适合在现有运行重水堆上使用，无需对堆芯系统作任何修改；直接利用回收铀燃料有助于提升重水堆的安全性能，但需要对反应堆系统作少量修改。
另外，对于钍资源利用发而言，重水堆容易利用钍作为燃料，同时也是最为可能实现自持循环的热堆堆型。2008年，在国家能源局主持召开的钍资源核能利用专家咨询会上，部分与会专家建议用重水堆作为我国钍资源核能利用技术研究的突破口。为此，2009年，秦山三期联合国内外生产和研究单位开展相关初步可行性研究。研究结果显示增强型CANDU 6重水堆上使用以富集度为1.6%的低浓铀为驱动的钍燃料，技术可行，堆芯系统改动较小，安全性将更高，经济性预期良好。据估计，其每年消耗约17吨二氧化钍，比使用天然铀的增强型CANDU 6重水堆相比可再节省约15%的铀资源。
研发“三步走”
综合我国在相关技术领域的开发现状、工业基础以及国际上目前尚无钍堆运行的实验情况，因此，要实现重水堆利用回收铀和钍资源开发，可以采取“三步走”计划：
第一步，以最小的代价为秦山三期运行重水堆开发一种替换天然铀的NUE型回收铀燃料。该步分为NUE燃料入堆辐照试验和全堆应用两个阶段。完成后，两台机组运行发电每年将消耗150吨铀235含量为0.858%的回收铀，而不再消耗天然铀资源。
2009年底，试验获得国家核安全局的批准。2010年初，中核北方核燃料元件有限公司在现有重水堆燃料元件生产线上制造出26只合格的NUE燃料棒束，其中24只被装入秦山三期1号机组辐照考验，2011年全部卸出堆芯，2012年完成比对检查。试验证实两种燃料运行性能相同。目前，NUE全堆应用已于2011年全面启动，现已完成相关安全论证和辐照后检查元件的运输，生产线适应性改造、辐照后的热室检查以及回收铀采购已在进行中，稍后将启动全堆应用的安全取证。按计划，预计到2014年，秦山三期两台重水堆发电可以使用NUE燃料。
第二步，面向大型后处理厂的回收铀产品利用，开发直接利用回收铀技术，进一步提高重水堆对回收铀的利用效率，同时降低30%的乏燃料产生量。
基于现有的重水堆技术以及运行经验反馈，开发一个成熟先进的，能够综合利用回收铀以及钍资源的反应堆平台，并能在同一堆芯平台上使用回收铀（直接利用）和低浓铀/钍两种燃料。这种堆型称为先进燃料重水堆，目前已进入概念设计阶段。它基于成熟的增强型CANDU 6技术，整合了最新核监管要求以及福岛事故后的整改要求，安全上达到了三代标准，概念设计计划于2014年初完成。
第三步，开发先进燃料重水堆实现钍资源核能利用的工程示范。在首台先进燃料重水堆机组建成投产以后，进行低浓铀/钍燃料辐照考验，在获得足够的鉴定和考验数据以后，即可实施。
重水堆的“新”定位
在中国核电发展的不同阶段中，重水堆均可在其燃料循环体系中扮演一个重要的角色。
在热堆发展阶段，可以建立压水堆-重水堆联合燃料循环。在该联合燃料循环中，压水堆以浓缩天然铀作为燃料，重水堆则采用压水堆的回收铀作为燃料。据测算，每4台百万千瓦级的压水堆足以为1台百万千瓦级的重水堆供应回收铀原料，总体铀资源利用率将提高20%。
在快堆发展阶段，可以通过重水堆或者压水堆利用钍作为燃料来适当延长热堆的寿命。
在聚变堆发展阶段，重水堆可以为其发展提供燃料——氚。
由此，围绕我国的闭式燃料循环体系，可以根据不同阶段采取不同的方案。
第一个阶段，完成试验或中试体系的建立和运作，积累技术基础，为试验快堆供应MOX燃料，同时，开发等效天然铀技术，将中试厂的产品用于秦山三核两台运行重水堆上，促进国内的后处理技术的发展和完善。
第二阶段，建立商用规模的闭式燃料循环体系，让燃料循环起来。继续发展压水堆这条主线，同时建设大型后处理厂、MOX燃料生产线，适当建造少量利用钚作为燃料的快堆，建造与后处理厂产能匹配的先进燃料重水堆将回收铀利用起来。同时，开发钍资源核能利用的工程技术，对钍燃料进行鉴定或者辐照考验，建造首座示范钍燃料重水堆以及开展以快堆为核心的先进核燃料循环体系的技术研究。
第三阶段，建立先进核燃料循环体系，实现核燃料增殖，同时，根据需要推广热堆(重水堆、压水堆或者高温气冷堆)利用钍燃料的技术。
重水堆在回收铀再利用和钍资源核能利用方面具有显著的优势和较大的潜力，可以解决我国核燃料循环发展中的一些问题，为我国闭式燃料循环体系提供重要补充。目前，秦山三期联合国内外研究和生产单位已进行相关工程应用技术研发，近期即可见成效。（张振华孟智良） 来源：中核网
http://www.dsti.net/Information/Viewpoint/63125核燃料循环中的重水堆战略
2013-08-29
《中国能源中长期（2030、2050）发展战略》（电力•油气•核能•环境卷）明确提出，“我国应争取2025年开始实施由开式循环向闭式循环发展，并进一步向快堆增殖核燃料的增殖循环发展，争取2035年前后，开始实现快堆增殖循环的闭合，2040年前后初步具备能增殖核燃料的快堆增殖系统的产业化发展。”
闭式燃料循环是我国核电可持续发展的战略选择。但从现实情况来看，我国的闭式燃料循环技术路线尚未全部打通，后处理中试厂已经建成但尚未形成生产能力，小型MOX燃料生产试验线尚在建设当中；主要选用铀-钚循环以及钚的循环利用，对占乏燃料94%左右的回收铀的再利用未加任何考虑；缺乏国家层面上的具体实施规划和投入，同时，快堆技术路线还未最终选定，上述路线图在执行上存在很大的不确定性。
热堆的安全和规模是我国核电发展“三步走”的基础。当前正值热堆规模发展阶段，且热堆发电资源消耗较大。要保障铀资源供应安全，除坚持开发国际国内两种资源、两个市场以外，还应考虑热堆的铀资源利用率提升以及开发备用核能资源。根据国际经验，回收铀可在热堆上再利用，性能与低浓铀相当，能有效提高热堆铀资源利用率。而且，我国有丰富的钍资源储量，其利用潜力巨大，是一种重要的潜在核能资源。
作为一种成熟的商业堆型，重水堆在回收铀和钍资源利用方面具有较大的潜力和优势，可以在燃料循环中发挥重要作用。目前，我国欠缺回收铀再利用和钍资源核能利用相关的工程技术和应用经验，可以利用重水堆作一些有益的探索与研究。
“回收”与“降耗”
人工核素的存在以及铀组分变化等因素的影响，增加了回收铀在利用上的难度。一般来说，回收铀在压水堆上的再利用，一般需要与浓缩铀混合（简称“高混”）或者再浓缩。高混对节省铀资源意义不大，不适合在我国实行；再浓缩导致其放射性水平较高，辐射防护要求较高，制造工艺比较复杂，成本明显高于天然铀燃料。
与之相比，重水堆利用回收铀的效率则较高。据估计，压水堆利用回收铀可以将效率提高10%到12%，而重水利用回收铀可以将铀资源利用率提高20%以上。同时，重水堆利用回收铀的经济性预期好于使用天然铀燃料。因此，重水堆是目前唯一经济有效利用回收铀的途径。
目前，重水堆利用回收铀有两种方式：一种是与少量的贫铀低混到其核特性与天然铀等效，称为NUE；另外一种是直接使用，其性能相当于稍浓铀。据研究，NUE燃料适合在现有运行重水堆上使用，无需对堆芯系统作任何修改；直接利用回收铀燃料有助于提升重水堆的安全性能，但需要对反应堆系统作少量修改。
另外，对于钍资源利用发而言，重水堆容易利用钍作为燃料，同时也是最为可能实现自持循环的热堆堆型。2008年，在国家能源局主持召开的钍资源核能利用专家咨询会上，部分与会专家建议用重水堆作为我国钍资源核能利用技术研究的突破口。为此，2009年，秦山三期联合国内外生产和研究单位开展相关初步可行性研究。研究结果显示增强型CANDU 6重水堆上使用以富集度为1.6%的低浓铀为驱动的钍燃料，技术可行，堆芯系统改动较小，安全性将更高，经济性预期良好。据估计，其每年消耗约17吨二氧化钍，比使用天然铀的增强型CANDU 6重水堆相比可再节省约15%的铀资源。
研发“三步走”
综合我国在相关技术领域的开发现状、工业基础以及国际上目前尚无钍堆运行的实验情况，因此，要实现重水堆利用回收铀和钍资源开发，可以采取“三步走”计划：
第一步，以最小的代价为秦山三期运行重水堆开发一种替换天然铀的NUE型回收铀燃料。该步分为NUE燃料入堆辐照试验和全堆应用两个阶段。完成后，两台机组运行发电每年将消耗150吨铀235含量为0.858%的回收铀，而不再消耗天然铀资源。
2009年底，试验获得国家核安全局的批准。2010年初，中核北方核燃料元件有限公司在现有重水堆燃料元件生产线上制造出26只合格的NUE燃料棒束，其中24只被装入秦山三期1号机组辐照考验，2011年全部卸出堆芯，2012年完成比对检查。试验证实两种燃料运行性能相同。目前，NUE全堆应用已于2011年全面启动，现已完成相关安全论证和辐照后检查元件的运输，生产线适应性改造、辐照后的热室检查以及回收铀采购已在进行中，稍后将启动全堆应用的安全取证。按计划，预计到2014年，秦山三期两台重水堆发电可以使用NUE燃料。
第二步，面向大型后处理厂的回收铀产品利用，开发直接利用回收铀技术，进一步提高重水堆对回收铀的利用效率，同时降低30%的乏燃料产生量。
基于现有的重水堆技术以及运行经验反馈，开发一个成熟先进的，能够综合利用回收铀以及钍资源的反应堆平台，并能在同一堆芯平台上使用回收铀（直接利用）和低浓铀/钍两种燃料。这种堆型称为先进燃料重水堆，目前已进入概念设计阶段。它基于成熟的增强型CANDU 6技术，整合了最新核监管要求以及福岛事故后的整改要求，安全上达到了三代标准，概念设计计划于2014年初完成。
第三步，开发先进燃料重水堆实现钍资源核能利用的工程示范。在首台先进燃料重水堆机组建成投产以后，进行低浓铀/钍燃料辐照考验，在获得足够的鉴定和考验数据以后，即可实施。
重水堆的“新”定位
在中国核电发展的不同阶段中，重水堆均可在其燃料循环体系中扮演一个重要的角色。
在热堆发展阶段，可以建立压水堆-重水堆联合燃料循环。在该联合燃料循环中，压水堆以浓缩天然铀作为燃料，重水堆则采用压水堆的回收铀作为燃料。据测算，每4台百万千瓦级的压水堆足以为1台百万千瓦级的重水堆供应回收铀原料，总体铀资源利用率将提高20%。
在快堆发展阶段，可以通过重水堆或者压水堆利用钍作为燃料来适当延长热堆的寿命。
在聚变堆发展阶段，重水堆可以为其发展提供燃料——氚。
由此，围绕我国的闭式燃料循环体系，可以根据不同阶段采取不同的方案。
第一个阶段，完成试验或中试体系的建立和运作，积累技术基础，为试验快堆供应MOX燃料，同时，开发等效天然铀技术，将中试厂的产品用于秦山三核两台运行重水堆上，促进国内的后处理技术的发展和完善。
第二阶段，建立商用规模的闭式燃料循环体系，让燃料循环起来。继续发展压水堆这条主线，同时建设大型后处理厂、MOX燃料生产线，适当建造少量利用钚作为燃料的快堆，建造与后处理厂产能匹配的先进燃料重水堆将回收铀利用起来。同时，开发钍资源核能利用的工程技术，对钍燃料进行鉴定或者辐照考验，建造首座示范钍燃料重水堆以及开展以快堆为核心的先进核燃料循环体系的技术研究。
第三阶段，建立先进核燃料循环体系，实现核燃料增殖，同时，根据需要推广热堆(重水堆、压水堆或者高温气冷堆)利用钍燃料的技术。
重水堆在回收铀再利用和钍资源核能利用方面具有显著的优势和较大的潜力，可以解决我国核燃料循环发展中的一些问题，为我国闭式燃料循环体系提供重要补充。目前，秦山三期联合国内外研究和生产单位已进行相关工程应用技术研发，近期即可见成效。（张振华孟智良） 来源：中核网
http://www.dsti.net/Information/Viewpoint/63125
2013-08-29
《中国能源中长期（2030、2050）发展战略》（电力•油气•核能•环境卷）明确提出，“我国应争取2025年开始实施由开式循环向闭式循环发展，并进一步向快堆增殖核燃料的增殖循环发展，争取2035年前后，开始实现快堆增殖循环的闭合，2040年前后初步具备能增殖核燃料的快堆增殖系统的产业化发展。”
闭式燃料循环是我国核电可持续发展的战略选择。但从现实情况来看，我国的闭式燃料循环技术路线尚未全部打通，后处理中试厂已经建成但尚未形成生产能力，小型MOX燃料生产试验线尚在建设当中；主要选用铀-钚循环以及钚的循环利用，对占乏燃料94%左右的回收铀的再利用未加任何考虑；缺乏国家层面上的具体实施规划和投入，同时，快堆技术路线还未最终选定，上述路线图在执行上存在很大的不确定性。
热堆的安全和规模是我国核电发展“三步走”的基础。当前正值热堆规模发展阶段，且热堆发电资源消耗较大。要保障铀资源供应安全，除坚持开发国际国内两种资源、两个市场以外，还应考虑热堆的铀资源利用率提升以及开发备用核能资源。根据国际经验，回收铀可在热堆上再利用，性能与低浓铀相当，能有效提高热堆铀资源利用率。而且，我国有丰富的钍资源储量，其利用潜力巨大，是一种重要的潜在核能资源。
作为一种成熟的商业堆型，重水堆在回收铀和钍资源利用方面具有较大的潜力和优势，可以在燃料循环中发挥重要作用。目前，我国欠缺回收铀再利用和钍资源核能利用相关的工程技术和应用经验，可以利用重水堆作一些有益的探索与研究。
“回收”与“降耗”
人工核素的存在以及铀组分变化等因素的影响，增加了回收铀在利用上的难度。一般来说，回收铀在压水堆上的再利用，一般需要与浓缩铀混合（简称“高混”）或者再浓缩。高混对节省铀资源意义不大，不适合在我国实行；再浓缩导致其放射性水平较高，辐射防护要求较高，制造工艺比较复杂，成本明显高于天然铀燃料。
与之相比，重水堆利用回收铀的效率则较高。据估计，压水堆利用回收铀可以将效率提高10%到12%，而重水利用回收铀可以将铀资源利用率提高20%以上。同时，重水堆利用回收铀的经济性预期好于使用天然铀燃料。因此，重水堆是目前唯一经济有效利用回收铀的途径。
目前，重水堆利用回收铀有两种方式：一种是与少量的贫铀低混到其核特性与天然铀等效，称为NUE；另外一种是直接使用，其性能相当于稍浓铀。据研究，NUE燃料适合在现有运行重水堆上使用，无需对堆芯系统作任何修改；直接利用回收铀燃料有助于提升重水堆的安全性能，但需要对反应堆系统作少量修改。
另外，对于钍资源利用发而言，重水堆容易利用钍作为燃料，同时也是最为可能实现自持循环的热堆堆型。2008年，在国家能源局主持召开的钍资源核能利用专家咨询会上，部分与会专家建议用重水堆作为我国钍资源核能利用技术研究的突破口。为此，2009年，秦山三期联合国内外生产和研究单位开展相关初步可行性研究。研究结果显示增强型CANDU 6重水堆上使用以富集度为1.6%的低浓铀为驱动的钍燃料，技术可行，堆芯系统改动较小，安全性将更高，经济性预期良好。据估计，其每年消耗约17吨二氧化钍，比使用天然铀的增强型CANDU 6重水堆相比可再节省约15%的铀资源。
研发“三步走”
综合我国在相关技术领域的开发现状、工业基础以及国际上目前尚无钍堆运行的实验情况，因此，要实现重水堆利用回收铀和钍资源开发，可以采取“三步走”计划：
第一步，以最小的代价为秦山三期运行重水堆开发一种替换天然铀的NUE型回收铀燃料。该步分为NUE燃料入堆辐照试验和全堆应用两个阶段。完成后，两台机组运行发电每年将消耗150吨铀235含量为0.858%的回收铀，而不再消耗天然铀资源。
2009年底，试验获得国家核安全局的批准。2010年初，中核北方核燃料元件有限公司在现有重水堆燃料元件生产线上制造出26只合格的NUE燃料棒束，其中24只被装入秦山三期1号机组辐照考验，2011年全部卸出堆芯，2012年完成比对检查。试验证实两种燃料运行性能相同。目前，NUE全堆应用已于2011年全面启动，现已完成相关安全论证和辐照后检查元件的运输，生产线适应性改造、辐照后的热室检查以及回收铀采购已在进行中，稍后将启动全堆应用的安全取证。按计划，预计到2014年，秦山三期两台重水堆发电可以使用NUE燃料。
第二步，面向大型后处理厂的回收铀产品利用，开发直接利用回收铀技术，进一步提高重水堆对回收铀的利用效率，同时降低30%的乏燃料产生量。
基于现有的重水堆技术以及运行经验反馈，开发一个成熟先进的，能够综合利用回收铀以及钍资源的反应堆平台，并能在同一堆芯平台上使用回收铀（直接利用）和低浓铀/钍两种燃料。这种堆型称为先进燃料重水堆，目前已进入概念设计阶段。它基于成熟的增强型CANDU 6技术，整合了最新核监管要求以及福岛事故后的整改要求，安全上达到了三代标准，概念设计计划于2014年初完成。
第三步，开发先进燃料重水堆实现钍资源核能利用的工程示范。在首台先进燃料重水堆机组建成投产以后，进行低浓铀/钍燃料辐照考验，在获得足够的鉴定和考验数据以后，即可实施。
重水堆的“新”定位
在中国核电发展的不同阶段中，重水堆均可在其燃料循环体系中扮演一个重要的角色。
在热堆发展阶段，可以建立压水堆-重水堆联合燃料循环。在该联合燃料循环中，压水堆以浓缩天然铀作为燃料，重水堆则采用压水堆的回收铀作为燃料。据测算，每4台百万千瓦级的压水堆足以为1台百万千瓦级的重水堆供应回收铀原料，总体铀资源利用率将提高20%。
在快堆发展阶段，可以通过重水堆或者压水堆利用钍作为燃料来适当延长热堆的寿命。
在聚变堆发展阶段，重水堆可以为其发展提供燃料——氚。
由此，围绕我国的闭式燃料循环体系，可以根据不同阶段采取不同的方案。
第一个阶段，完成试验或中试体系的建立和运作，积累技术基础，为试验快堆供应MOX燃料，同时，开发等效天然铀技术，将中试厂的产品用于秦山三核两台运行重水堆上，促进国内的后处理技术的发展和完善。
第二阶段，建立商用规模的闭式燃料循环体系，让燃料循环起来。继续发展压水堆这条主线，同时建设大型后处理厂、MOX燃料生产线，适当建造少量利用钚作为燃料的快堆，建造与后处理厂产能匹配的先进燃料重水堆将回收铀利用起来。同时，开发钍资源核能利用的工程技术，对钍燃料进行鉴定或者辐照考验，建造首座示范钍燃料重水堆以及开展以快堆为核心的先进核燃料循环体系的技术研究。
第三阶段，建立先进核燃料循环体系，实现核燃料增殖，同时，根据需要推广热堆(重水堆、压水堆或者高温气冷堆)利用钍燃料的技术。
重水堆在回收铀再利用和钍资源核能利用方面具有显著的优势和较大的潜力，可以解决我国核燃料循环发展中的一些问题，为我国闭式燃料循环体系提供重要补充。目前，秦山三期联合国内外研究和生产单位已进行相关工程应用技术研发，近期即可见成效。（张振华孟智良） 来源：中核网
http://www.dsti.net/Information/Viewpoint/63125核燃料循环中的重水堆战略
2013-08-29
《中国能源中长期（2030、2050）发展战略》（电力•油气•核能•环境卷）明确提出，“我国应争取2025年开始实施由开式循环向闭式循环发展，并进一步向快堆增殖核燃料的增殖循环发展，争取2035年前后，开始实现快堆增殖循环的闭合，2040年前后初步具备能增殖核燃料的快堆增殖系统的产业化发展。”
闭式燃料循环是我国核电可持续发展的战略选择。但从现实情况来看，我国的闭式燃料循环技术路线尚未全部打通，后处理中试厂已经建成但尚未形成生产能力，小型MOX燃料生产试验线尚在建设当中；主要选用铀-钚循环以及钚的循环利用，对占乏燃料94%左右的回收铀的再利用未加任何考虑；缺乏国家层面上的具体实施规划和投入，同时，快堆技术路线还未最终选定，上述路线图在执行上存在很大的不确定性。
热堆的安全和规模是我国核电发展“三步走”的基础。当前正值热堆规模发展阶段，且热堆发电资源消耗较大。要保障铀资源供应安全，除坚持开发国际国内两种资源、两个市场以外，还应考虑热堆的铀资源利用率提升以及开发备用核能资源。根据国际经验，回收铀可在热堆上再利用，性能与低浓铀相当，能有效提高热堆铀资源利用率。而且，我国有丰富的钍资源储量，其利用潜力巨大，是一种重要的潜在核能资源。
作为一种成熟的商业堆型，重水堆在回收铀和钍资源利用方面具有较大的潜力和优势，可以在燃料循环中发挥重要作用。目前，我国欠缺回收铀再利用和钍资源核能利用相关的工程技术和应用经验，可以利用重水堆作一些有益的探索与研究。
“回收”与“降耗”
人工核素的存在以及铀组分变化等因素的影响，增加了回收铀在利用上的难度。一般来说，回收铀在压水堆上的再利用，一般需要与浓缩铀混合（简称“高混”）或者再浓缩。高混对节省铀资源意义不大，不适合在我国实行；再浓缩导致其放射性水平较高，辐射防护要求较高，制造工艺比较复杂，成本明显高于天然铀燃料。
与之相比，重水堆利用回收铀的效率则较高。据估计，压水堆利用回收铀可以将效率提高10%到12%，而重水利用回收铀可以将铀资源利用率提高20%以上。同时，重水堆利用回收铀的经济性预期好于使用天然铀燃料。因此，重水堆是目前唯一经济有效利用回收铀的途径。
目前，重水堆利用回收铀有两种方式：一种是与少量的贫铀低混到其核特性与天然铀等效，称为NUE；另外一种是直接使用，其性能相当于稍浓铀。据研究，NUE燃料适合在现有运行重水堆上使用，无需对堆芯系统作任何修改；直接利用回收铀燃料有助于提升重水堆的安全性能，但需要对反应堆系统作少量修改。
另外，对于钍资源利用发而言，重水堆容易利用钍作为燃料，同时也是最为可能实现自持循环的热堆堆型。2008年，在国家能源局主持召开的钍资源核能利用专家咨询会上，部分与会专家建议用重水堆作为我国钍资源核能利用技术研究的突破口。为此，2009年，秦山三期联合国内外生产和研究单位开展相关初步可行性研究。研究结果显示增强型CANDU 6重水堆上使用以富集度为1.6%的低浓铀为驱动的钍燃料，技术可行，堆芯系统改动较小，安全性将更高，经济性预期良好。据估计，其每年消耗约17吨二氧化钍，比使用天然铀的增强型CANDU 6重水堆相比可再节省约15%的铀资源。
研发“三步走”
综合我国在相关技术领域的开发现状、工业基础以及国际上目前尚无钍堆运行的实验情况，因此，要实现重水堆利用回收铀和钍资源开发，可以采取“三步走”计划：
第一步，以最小的代价为秦山三期运行重水堆开发一种替换天然铀的NUE型回收铀燃料。该步分为NUE燃料入堆辐照试验和全堆应用两个阶段。完成后，两台机组运行发电每年将消耗150吨铀235含量为0.858%的回收铀，而不再消耗天然铀资源。
2009年底，试验获得国家核安全局的批准。2010年初，中核北方核燃料元件有限公司在现有重水堆燃料元件生产线上制造出26只合格的NUE燃料棒束，其中24只被装入秦山三期1号机组辐照考验，2011年全部卸出堆芯，2012年完成比对检查。试验证实两种燃料运行性能相同。目前，NUE全堆应用已于2011年全面启动，现已完成相关安全论证和辐照后检查元件的运输，生产线适应性改造、辐照后的热室检查以及回收铀采购已在进行中，稍后将启动全堆应用的安全取证。按计划，预计到2014年，秦山三期两台重水堆发电可以使用NUE燃料。
第二步，面向大型后处理厂的回收铀产品利用，开发直接利用回收铀技术，进一步提高重水堆对回收铀的利用效率，同时降低30%的乏燃料产生量。
基于现有的重水堆技术以及运行经验反馈，开发一个成熟先进的，能够综合利用回收铀以及钍资源的反应堆平台，并能在同一堆芯平台上使用回收铀（直接利用）和低浓铀/钍两种燃料。这种堆型称为先进燃料重水堆，目前已进入概念设计阶段。它基于成熟的增强型CANDU 6技术，整合了最新核监管要求以及福岛事故后的整改要求，安全上达到了三代标准，概念设计计划于2014年初完成。
第三步，开发先进燃料重水堆实现钍资源核能利用的工程示范。在首台先进燃料重水堆机组建成投产以后，进行低浓铀/钍燃料辐照考验，在获得足够的鉴定和考验数据以后，即可实施。
重水堆的“新”定位
在中国核电发展的不同阶段中，重水堆均可在其燃料循环体系中扮演一个重要的角色。
在热堆发展阶段，可以建立压水堆-重水堆联合燃料循环。在该联合燃料循环中，压水堆以浓缩天然铀作为燃料，重水堆则采用压水堆的回收铀作为燃料。据测算，每4台百万千瓦级的压水堆足以为1台百万千瓦级的重水堆供应回收铀原料，总体铀资源利用率将提高20%。
在快堆发展阶段，可以通过重水堆或者压水堆利用钍作为燃料来适当延长热堆的寿命。
在聚变堆发展阶段，重水堆可以为其发展提供燃料——氚。
由此，围绕我国的闭式燃料循环体系，可以根据不同阶段采取不同的方案。
第一个阶段，完成试验或中试体系的建立和运作，积累技术基础，为试验快堆供应MOX燃料，同时，开发等效天然铀技术，将中试厂的产品用于秦山三核两台运行重水堆上，促进国内的后处理技术的发展和完善。
第二阶段，建立商用规模的闭式燃料循环体系，让燃料循环起来。继续发展压水堆这条主线，同时建设大型后处理厂、MOX燃料生产线，适当建造少量利用钚作为燃料的快堆，建造与后处理厂产能匹配的先进燃料重水堆将回收铀利用起来。同时，开发钍资源核能利用的工程技术，对钍燃料进行鉴定或者辐照考验，建造首座示范钍燃料重水堆以及开展以快堆为核心的先进核燃料循环体系的技术研究。
第三阶段，建立先进核燃料循环体系，实现核燃料增殖，同时，根据需要推广热堆(重水堆、压水堆或者高温气冷堆)利用钍燃料的技术。
重水堆在回收铀再利用和钍资源核能利用方面具有显著的优势和较大的潜力，可以解决我国核燃料循环发展中的一些问题，为我国闭式燃料循环体系提供重要补充。目前，秦山三期联合国内外研究和生产单位已进行相关工程应用技术研发，近期即可见成效。（张振华孟智良） 来源：中核网
http://www.dsti.net/Information/Viewpoint/63125
实验可以搞，但推广有难度，缺乏经济性的技术是没有商业价值的。
钍燃料的纠结之处在于钍燃料要发挥节省天然铀的优点就必须是闭式循环，但是钍氧化物燃料的钍铀闭式循环难度比铀钚循环难多了，只有熔盐堆配在线处理的方案可以回避这个问题，但是熔盐堆比LMBF还要坑爹。
CANDU号称可以实现钍自持，但是钍-U233燃料的燃耗水平不高，后处理循环次数太多以至于没人认为可行；如果钍燃料和铀燃料分立，理论上是可以用一次通过的，但是重水堆里头的钍燃料纠结在作为驱动燃料的加浓铀燃耗只有钍元件最佳燃耗的1/3～1/4左右，即使这样节省的铀也是很有限的——甚至不如压水堆回用钚。
但是最重要的一点就是，铀的生产浓缩已经是一个产业了，核纯钍从来没有进入到量产的水平，结果铀现在比钍便宜。
CANDU号称可以实现钍自持，但是钍-U233燃料的燃耗水平不高，后处理循环次数太多以至于没人认为可行；如果钍燃料和铀燃料分立，理论上是可以用一次通过的，但是重水堆里头的钍燃料纠结在作为驱动燃料的加浓铀燃耗只有钍元件最佳燃耗的1/3～1/4左右，即使这样节省的铀也是很有限的——甚至不如压水堆回用钚。
但是最重要的一点就是，铀的生产浓缩已经是一个产业了，核纯钍从来没有进入到量产的水平，结果铀现在比钍便宜。