核燃料后处理设施近实时衡算技术研究  

作　　者：何丽霞[1] 刘宏斌[1] 

机构地区：[1]中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413

出　　处：《科技成果管理与研究》2024年第2期67-69,共3页Management And Research On Scientific & Technological Achievements

摘　　要：我国采取闭式核燃料循环发展路线,在核燃料后处理产能方面制定了“三步走”计划:一是建成每年60t规模后处理中试厂,二是完成每年200t规模后处理示范工厂的建设,三是实现每年800t的工业规模后处理能力。后处理的能力完全依赖于核燃料后处理设施,《中华人民共和国核材料管制条例》(以下简称《条例》)及《核材料管制条例实施细则》(以下简称《实施细则》)中规定了我国实行核材料许可证制度,许可证持有单位应制定核材料衡算管理制度并负责实施,核材料衡算采用闭合平衡的方法,实物盘存中每一项的物料量必须是测量值,所用测量系统的误差必须是已知的。

关 键 词：核燃料后处理 核材料衡算 条例实施细则 中试厂 许可证制度 物料量 核燃料循环 示范工厂 

分 类 号：TL24[核科学技术—核燃料循环与材料]