Page 126 - 智库丛书第五卷

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采用了富集硼等措施。

2.2 俄罗斯模式

VVER 反应堆 REMIX 燃料循环。REMIX（再生混合）燃料由从乏燃料后处
理（通过不同的后处理技术）中回收的未分离的铀钚混合物，再添加 20% 低浓

235
缩铀（ U 富集度最高可达到 17%）组成，该燃料当量约为 1% 的 239 Pu 和 4% 的
235
U，该燃料可在四年内达到 50 GWd/t U 的燃耗。REMIX 燃料中补充了一定量的
低浓缩铀，其参数与运行性能与仅采用 LEU 制成的燃料相当。这意味着反应器不
需要任何修改即可开始使用 REMIX 燃料。
与轻水堆的 MOX 乏燃料不再进行后处理（如法国）不同，REMIX 乏燃料可

以进行多次后处理，每次后处理后添加一定的新鲜 LEU 后制造成新的 REMIX 燃
料，并在 VVER（LWR）中多次进行再循环。多次后处理循环、多次堆内燃料循环

和 REMIX 再制造可重复多达五次（再循环），每次都去除裂变产物废物并进行玻
璃固化，准备好进行永久地质处置。理论上，一座新的反应堆内仅依靠三炉全堆芯
REMIX 燃料装载进行连续再循环，可以运行长达整个 60 年设计寿命（每炉燃料

运行 4 年为一个堆内燃料循环周期，经乏燃料后处理、制造新的 REMIX 燃料再入
堆运行，为一个完整的再循环周期，REMIX 燃料可进行 5 次乏燃料后处理，这样
一炉 REMIX 运行总长度可达到 20 年。因此三炉完整 REMIX 燃料理论上可运行

到 60 年）。
在 2016 年 REMIX 先导燃料棒和先导组件已经装入研究堆和商业 VVER 的
经验基础上，一批六个组 REMIX 燃料组件计划于 2022 年在 VVER-1000 反应堆

中经历一个完整的再循环周期。
二元核发电系统。该系统需要的轻水堆功率容量大约是快堆的两倍

（1FR+2PWR），具体取决于 FR 增殖系数、LWR 堆芯 MOX 燃料的比例和 LWR 中
的燃料管理设计。该系统的钚在一定程度上是自给自足的，其中 Pu 和大部分 U
不会离开系统，而是尽可能地在该系统中循环利用，并且几乎没有乏燃料积累。次

锕系元素在快堆中焚烧。

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