核燃料循环简介

核燃料循环简介

邓泽和

(核工业五○四厂)

关键词　核燃料循环,235U

1　概述

核反堆技术的进步与成熟加速了50年代核电站的兴起。目前全球约有十几种堆型近500座核电站。核能发电已占世界总发电量的20%左右。铀是当前核电站的主要燃料,一座100万k W 的核电站每年消耗3.0%左右的浓缩铀约27t ;相同规模的燃煤电站则需270万吨标煤,相当于5400个车皮的标煤。可见铀同位素为人类提供的能源是多么丰富的。

核电站的发展,促进了核燃料的开发利用,加快了核燃料循环的深入发展。

用于裂变反应的235U 的天然铀中含量极微,其天然丰度仅为0.7%左右。从铀矿开采、冶炼,经铀化工转换,到浓缩成核动力堆用产品,需要经过一系列的加工处理;经过核反应堆卸出的乏燃料需要经冷却、贮存和后处理后,再对其有用部分加以利用,对其放射性废物则需进行处理。这样就形成了一个庞大的核燃料循环系统工程。核燃料循环系统主要包括:铀矿的开采与冶炼、铀化工转换、铀同位素浓缩、核燃料元件制造和乏燃料的后处理五个方面。核燃料的循环过程,就是在相应的企业中,分别进行相应的加工和处理,使其具备使用功能和条件,提供给下一循环利用。核燃料循环的主要过程见图1。

66图1核燃料循环系统示意图

UF 钚-239矿

渣

矿石乏燃料冷却贮存生产堆废物处理矿石开采与冶炼

天然铀元件加工

转化

为

UF 乏燃料后处理核动力堆

浓缩铀元件加工

贫化铀浓缩铀

2转化为UO 2　铀矿的开采与冶炼(图2)

铀矿地质勘查是提供铀矿储量的基础工作。在我国,要探明铀矿的储量,一般要经过地质普查、详查和勘探三个阶段,约需5年的时间。

铀矿开采分露天和地下开采两种方式,类似于煤矿开采。区别在于铀矿开采面的地质条件差,工作环境恶劣。

铀矿冶是指从铀矿石中提出、浓缩和纯化精制天然铀产品的过程。目的是将具有工业品位

?62? 北方八省(市、区)第二次核技术应用学术会议

的矿石,加工成有一定质量要求的固态铀化学浓缩物,以作为铀化工转换的原料。

在铀矿冶中,由于铀含量低、杂质含量高、腐蚀性强,又具有放射性,铀的冶炼工艺比较复杂,需经多次改变形态,不断进行铀化合物的浓缩与纯化。

图2铀矿冶炼工艺示意图

配矿

破碎预处理选矿、焙烧

2

33煅烧为U O 或UO 氨水沉淀黄饼(ADU )、碳酸铵结晶(AUT )

铀的富集、回收、淋洗、反萃取

铀的富集、回收、吸附、萃取

固体分离、过滤、浓密、分级

浸出(用酸或碱溶液去除杂质)

矿石准备铀矿石资源

3　铀化合物转换(或称铀化工转换)

在核燃料循环中,铀化合物转换是指将水冶产品中的铀转为核纯金属或U F 6所经过的物理化学过程,其产品作为铀浓缩的原料。铀化合物转换主要包括铀化物核纯和铀化工转换。铀化物核纯,是通过纯化去掉铀化合物中影响浓缩过程的杂质,确保产品质量。目前,纯化一般有干法、湿法两种方法。湿法的特点是在开始去除杂质,干法则是在转化的最后阶段去除杂质。目前采用的较经济可行的方法是湿法纯化。

铀化工转换通常是指将U F 4转化生产为U F 6产品,为铀浓缩提供原料。把U F 4转换生产为U F 6产品,主要采用氟化生产工艺,其主要生产工艺流程见图3。

4　铀的浓缩

铀浓缩是指把235U 丰度为(0.6～0.71)%的U F 6,通过相应的分离技术,将其浓缩为军民用核燃料所需的丰度。现在铀浓缩方法仍属敏威技术,世界各国均相互保密。最成熟的铀浓缩方法是扩散法,也是最早用于工业规模生产浓缩铀的方法。目前扩散法生产能力在世界其它分离方法总能力中仍占有相当大的比例。

扩散法是利用235U 与238U 分子质量的差异,借助于多孔介质,实现对235U 浓缩的。目前美、法等国均有扩散厂,法国在用扩散法浓缩235U 的生产厂中,是经济效益最好的国家。

离心法是60年代后发展较快的铀浓缩方法。其原理是借助于高速旋转的离心力,将235U 与236U 分子分离,实现对235U 的富集。目前,在西欧、俄罗斯和日本已相继建立了离心铀浓缩厂。

?72?辐射防护通讯 1994年　第14卷　第4期

6图3铀化工转换生产工艺流程示意图

642

22FH N 、F UF 氟化炉氟化反应废料渣

炉气过滤

冷凝取料

UF 液化取样

UF 原料分装三废排放

尾气处理F 、HF 处理激光分离法是70年代出现的铀同位素分离技术,其比电耗优于离心分离法。激光分离法主要以原子蒸汽法和分子法为主。最近,原子蒸汽法已进入扩大试验阶段,预计二十一世纪初可望形成工业生产规模。

5　核燃料元件的制造

核燃料元件是核动力堆能量的源泉,是核燃料实现核能转变为电能的关键部件。核燃料元素的配置和结构,可视核反堆堆型的不同而异。一般动力堆用陶瓷型燃料元件(UO 2),生产裂变材料钚—239的反应堆用金属型燃料元件。核燃料元件的结构有棒状、板状、管状和球状四种类型。二氧化铀陶瓷材料是商用动力堆常用的燃料型态。6　乏燃料处理

乏燃料是指从反应堆中卸出的辐照过的燃料元件,通常称乏燃料元件。乏燃料处理是核燃料循环的最后阶段,目的是将乏燃料中可用材料与放射性废物分开,使有用燃料得以循环利用,对无用废料固化封存处置。

图4乏燃料后处理工艺流程示意图

2233除去裂变产物的UO (NO )除去裂变产物的PuNO 废物容器铀、有机液剂(T BP )萃取、除去态裂变产物硝酸中溶解组件和元件脱壳

后处理厂贮存

乏燃料冷却贮存乏燃料组件运输

核动力堆卸料目前工业规模的乏燃料处理采用有机萃取剂,把铀和钚从它们的硝酸水溶液中萃取出来。通常应用的是磷酸汀酯萃取铀和钚工艺,也就是普雷克斯流程。主要工艺流程见图4。

7　结束语

以上简要介绍了核燃料循环的主要过

程及各个阶段的主要作用及其工艺技术原

理。据估算,在核燃料循环过程中,铀浓缩和

乏燃料处理阶段,用于核燃料料循环的成本

所占比例较大,是核燃料循环加强技术经济

管理的主要方面。随着经济技术的发展,核燃料循环系统将会得到进一步发展。?82? 北方八省(市、区)第二次核技术应用学术会议

第20卷　第3期核科学与工程Vo1.20　No.3 　2000年　9月Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Sep.　2000 核燃料循环系统3 刘远松 (中国核工业集团公司核燃料部) 1　前 言 在“核燃料立足于国内”的方针指引下,“九五”计划期间我国核燃料工业与我国核电同步建设、配套发展,“十五”计划期间核燃料系统也必将与我国核电配套发展。在“十五”计划期间的配套建设中,我们将继续走引进与国产化相结合的道路,积极采用先进技术和先进工艺,追求规模效益,把我国核燃料系统建成具有国际竞争能力的行业。然而要实现这一目标,在铀转化、铀浓缩、元件制造、后处理、放射性废物处理和核设施退役这些领域中还有许多重大技术问题有待于解决,还有待于我国核工业的科技人员的相互合作和共同努力。 2　中国核工业集团公司核燃料部所属民用领域简介 氟化转化铀浓缩元件制造 后处理退役、三废处置 3　各领域简介 311　氟化转化 (1)原理 氟化转化是将氧化铀经过氢氟化反应生成四氟化铀,然后经氟化反应转变为六氟化铀的过程。 (2)六氟化铀的用处 1909年德国化学家发现了六氟化铀。由于六氟化铀易于升华以及天然氟只有19F的单一同位素,这使六氟化铀成为同位素分离工厂惟一的工作介质。 312　铀浓缩 提高铀同位素混合物中235U的丰度的过程称为铀浓缩。主要工业铀浓缩方法为扩散法 收稿日期:199928220 作者简介:刘远松,1982年毕业于山东化工学院化工机械专业,1989年获铀同位素专业硕士学位,现任中国核工业集团公司核燃料部副总工程师。 3本文对原报告做了删节。 252

核燃料循环 核燃料以反应堆为中心循环使用。 （一）铀的开采、冶炼、精制及转化：铀是比较分散的元素。世界上重要的产铀国家有：加拿大、美国、独联体、澳大利亚、刚果、尼日利亚等。我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀。但是可提供一定铀产量的铀矿石的含铀量的品位较低（10-4～10-2），掘出的含铀矿石必须经过复杂的化学富集，才能得到可作粗加工的原料。过去开采铀矿石都采用传统的掘进方式（耗能大、成本高、生产周期长，还有运输、尾矿等问题）。近来根据铀矿石性质的多样性，又开发了地表堆浸、井下堆浸以及原地浸取等方式。 我国的铀矿石属低品位等级，一般在千分之一含量就要开采，成本较高。为了降低成本，充分利用低品位矿石，80年代以来就积极开发堆浸、地浸技术，现已投产。例如地表堆浸，处理品位为8×10-4的沙岩矿，成本降低 40％。原地浸取工程也已经开工。原地浸取采矿的优点是：成本低（投资只有掘进的1／2）、工艺简单、节约能源（省去了磨碎、运输等工序，可节约能源 60％）、节约劳动力、减轻劳动强度（节约劳动力数十倍，工人进行流体物操作，劳动条件大为改善）、矿山建设周期短、可以充分利用低品位铀资源。因此受到重视而被称为铀矿冶技术上的一场革命。 浸取液经过离子交换、萃取以富集铀，再经过酸性条件下沉淀（与硷金属及碱土金属分离）和碱性条件下溶解（与过渡元素分离）以进一步净化铀，最后得到铀的精炼物。将此精炼物进一步纯化，并将铀转化成低沸点的UF6（升华温度：1大气压下56℃；0.13大气压下25℃），即可用作浓缩235U同位素的原料。 （二）235U同位素的浓缩：235U是唯一天然存在的易裂变核素。不同设计的反应堆需要不同浓缩度的铀（如：压水堆——当前核电站应用最多的堆型——需要2～3％；游泳池堆需要10%；快堆需要25％；高通量材料试验堆需要90%）。而核弹则需要更高的浓缩度。因此生产浓缩铀是核工业中十分重要的环节。 同一元素的同位素化学性质相同，只在质量上有所差别。利用这一差别可以实现同位素的浓缩／分离。核素越重，质量差别越小（如：氢、氘相差一倍；而235U、238U。则相差～1％）。可见实现235U同位素的浓缩，技术上的难度很大。 利用因质量不同而引起的速度效应或离心力效应可以分离同位素，并已达到工业化的程度。它们分别是气体扩散法和气体离心法，此外空气动力法也有了中间工厂。 ①气体扩散法：这是已实现工业应用多年（1946～）的大规模生产方法。其原理是：不同分子量的气体混合物在热运动平衡时，具有相同的平均动能，因而速度不同。由 M1V12=M2V22可得：

核燃料循环复习资料 1-2 核燃料后处理的任务及其产品形式是什么？ 后处理厂的产品形式，取决于乏燃料中易裂变核素的种类和数量、还取决于产品的用途。钚是后处理厂最主要的产品。 1-3 核燃料后处理厂的特点（书P12）

1-4核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发？（P14） 1-5 简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺流程

2-3 理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。（会计算） ● 分配系数α：某物质在互不相溶的两相间达到萃取平衡时，它在有机相和水相中浓度的 比值。 a C C O =α O C ——某物质在有机相中的平衡浓度 a C ——某物质在水相中的平衡浓度 分配系数越大，平衡时，该物质进入有机相的量越多，而在水相中的量越少。 ● 分离系数β——铀钚彼此间的分离效果 铀中去钚的分离系数βPu/U ： 钚中去铀的分离系数βU/Pu ： ● 净化系数DF ——用于表示铀、钚中对裂片元素的去除程度。

2-4 理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀钚的因素 答：影响TBP 萃取铀的因素：水相中UO2(NO3)2浓度；有机相铀饱和度；硝酸浓度；TBP 浓度；共存的络合剂；温度 影响TBP 萃取钚的因素：硝酸浓度；TBP 中的铀饱和度；TBP 浓度；温度；TBP 降解产物的影响 2-5 磷酸三丁酯对裂变元素的萃取性能。P52 2-6 有机溶剂的降解产物及其对萃取工艺的影响(PPT) 降解产物：磷酸二丁酯、磷酸一丁酯、磷酸、其它。磷酸二丁酯产额最高。 降解产物对萃取工艺的影响： 1）形成DBP·TBP萃取络合物，增大有机相粘度。 2）钚的萃取物很难反萃，降低了钚回收率。 3）增加界面乳化，增加分离难度。 3-1简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响（轻水堆+快中子堆,见P70）

核能与先进核燃料循环技术发展动向孔二峰 摘要：从核裂变能可持续发展的角度,分析了各种核燃料循环方式的特点,指出了核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略。为了充分利用铀资源并实现核废物的最少化,快堆燃料闭式循环是核裂变能可持续发展的根本出路。 关键词：核裂变能；热堆燃料循环；快堆燃料循环；可持续发展 1核燃料循环是先进核能系统的重要组成部分 1.1核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略 核燃料循环(本文指铀燃料循环)指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程。核燃料在反应堆中使用之前的工业过程,称为核燃料循环前段;核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程,称为核燃料循环后段。如果将后处理回收的核燃料在热中子堆(热堆)或在快中子堆(快堆)中循环,称为“闭式燃料”循环。如果乏燃料不进行后处理而直接处置,则称为“一次通过”循环。 应该说,“一次通过”循环是最简单的核燃料循环方案。但该方案存在如下问题:①铀资源问题。根据最新公布的数据,地球上已知常规铀资源(开采成本低于130美元/kg)的铀储量为4.59×106t。按目前全世界核电站的燃料使用规模((6～7)×104t/a),这些铀资源仅能使用60～70a。当然,随着勘探技术的改进,今后有可能发现更多的经济可开采的铀资源,但其总量毕竟有限。“一次通过”循环方式的铀资源利用率低于1%,而作为废物处置的乏燃料中仅有3%～4%为高放废物(裂变产物(FP)及次锕系核素(MA)),96%～97%为可利用的U和Pu,将乏燃料中大量的资源与少量的废物一起直接处置,将不仅大大增加废物处置体积,还将浪费宝贵资源。②环境安全问题。由于乏燃料中包含了所有的放射性核素,要在处置过程中衰变到低于天然铀矿的放射性水平,需要10万年以上。所以,“一次通过”方式对环境安全的长期威胁极大,不符合核能可持续发展战略。 1.2先进核燃料循环是实现核能可持续发展的必要条件 核能可持续发展必须解决两大主要问题,即铀资源利用的最优化和核废物的最少化。目前国际上已达到商用水平的热堆燃料循环可部分地实现分离Pu和U的再循环,从而适度地提高铀资源的利用率和减少核废物体积。从上世纪90年代开始研究开发的“先进核燃料循环”体系是对现有核能生产及其燃料循环体系的进一步发展,是现有的热堆燃料循环与将来的快堆或加速器驱动的次临界系统(Accelerator-DrivenSystem,ADS)燃料循环的结合。随着快堆和ADS燃料循环的逐步引入,今后的先进后处理技术将能够处理热堆和快堆-ADS乏燃料,实现U,Pu和MA 的闭式循环,从而在充分利用铀资源的同时,实现核废物体积和毒性的最少化。 2闭式燃料循环是核能可持续发展的保证 2.1核燃料循环概念 核能系统的核燃料循环(本文指铀/钚燃料循环)指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程,它以反应堆为界分为前、后两段。核燃料在反应堆中使用之前的工业过程,称为核燃料循环前段,它包括铀矿勘查开采、矿石加工冶炼、铀浓缩和燃料组件加工制造;核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程,称为核燃料循环后段,它包括乏燃料中间储存、乏燃料后处理、回收燃料(Pu和U)再循环、放射性废物处理与最终处置。回收燃料可以在热中子堆(热堆)中循环,也可以在快中子堆(快堆)中循环,统称核燃料闭式循环。如果乏燃料不进行后处理而直接处置,则称为一次通过循环。众所周知,热堆核燃料一次通过循环的铀资源利用率低于1%;热堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高02~03倍;快堆核燃料闭合循环可使

核能与先进核燃料循环技术发展动向 发表时间：2018-05-14T17:26:12.640Z 来源：《电力设备》2017年第34期作者：马新春[导读] 摘要：中国是世界第一能源生产大国，是第一能源消费大国，第一人口大国，也是世界二氧化碳第一排放大国，还是二氧化硫、氮氧化物、雾霾污染严重的国家之一。 （中电华元核电工程技术有限公司烟台分公司山东省烟台市 265100）摘要：中国是世界第一能源生产大国，是第一能源消费大国，第一人口大国，也是世界二氧化碳第一排放大国，还是二氧化硫、氮氧化物、雾霾污染严重的国家之一。可是中国能源资源不足，不到世界人均占有量的二分之一，石油对外依存度逼近60%，已达到严重不安全程度。为此，我国必须发展清洁能源、低碳能源、新能源，积极推进我国完整、强大的核能(电)产业体系建设，以保证我国能源安全、经 济安全、环境安全，提高幸福指数，推进社会生态发展。 关键词：核能；先进核燃料技术；发展动向 1.核能产业体系的特征 核能产业体系(简称核能体系)是指与核能资源链、产品链、产业链、物流链、技术链、服务链(如研发、设计)、价值链密切相关且相互链接的核能研究、开发、建设、生产、退役、废物处置的核事业、核产业、核企业群的构成与系统。它有如下特点： 1.1以核能开发利用为特色，并具有放射性 核能产业体系是以原子核能利用为特色的产业。既继承又发展了化工、机械、冶金、电子传统产业，是一个新产业。包括核燃料、核发电、核供热、核推进动力；包括核工业、核农学、核医学、核科技、核军工、辐射技术等。核产业具有放射性，从地质、采矿、冶金、放化、堆工、后处理、废物处置都有放射性。由于核安全、辐射安全和核环境安全的特殊要求，对所用的材料、设备以及制造和建筑安装作业均有不同于常规工业的严格质量要求，如高纯度、高精度、耐辐照、耐腐蚀、高清洁度、高密封性等。需要建立和贯彻执行严格的质量保证体系和安全文化体系。 1.2以核能研究为先导，具有知识技术密集性 核能(电)体系是技术、知识密集型产业体系。如堆型开发，铀同位素分离技术的成熟，都要经过十几年，几十年的时间；聚变能的可控开发要经过一个世纪以上。核能研发试验经费在法国一直占核能经济投入的1/3。科学技术是生产力，核科学、核技术是引导核产业发展的第一生产力。所以，必须把从事核能基础理论、应用研究、核能战略、规划、设计、经济管理研究，核能专用人才培养等服务事业、产业纳入这个体系推进“产、学、研”一体化。 1.3一个综合的跨行业体系 核工业是在原有工业和科学技术的基础上发展起来的，必须最大限度地利用已有技术、工艺和成就，其范围包括地质勘探、采矿、冶金、化工、电力、机械制造、建筑、机电、电子、精密仪表、环境保护等产业和物理、化学、生物学、地质学、气象学、计算机、自动控制、材料科学、传热学、医学、心理学、经济管理等科学。核能体系是一个综合的、跨行业的体系，它利用和发展了上述行业的技术、工艺、生产过程。一个聚集多产业、事业、服务业为一体的经济体系。 2.先进核燃料循环是实现核能可持续发展的必要条件 2.1核燃料循环概念 核能系统的核燃料循环(本文指铀/钚燃料循环)是指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程,它以反应堆为界分为前、后两段。核燃料在反应堆中使用之前的工业过程,称为核燃料循环前段,它包括铀矿勘查开采、矿石加工冶炼、铀浓缩和燃料组件加工制造;核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程,称为核燃料循环后段,它包括乏燃料中间储存、乏燃料后处理、回收燃料(PU和U)再循环、放射性废物处理与最终处置。回收燃料可以在热中子堆(热堆)中循环,也可以在快中子堆(快堆)中循环,统称核燃料闭式循环。如果乏燃料不进行后处理而直接处置,则称为一次通过循环。 众所周知,热堆核燃料一次通过循环的铀资源利用率低于1%；热堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高0.2-0.3倍；快堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高50-60倍甚至更多。目前,国际上对于采用核燃料闭合循环还是一次通过循环尚无共识。尽管按照目前的铀价和估计的铀资源,一次通过循环的经济性略优于闭合循环,但从可持续发展的角度出发,为了充分利用铀资源和减少核废物体积及其毒性,核燃料闭合循环(或循环经济)是必由之路。 2.2核燃料与核燃料循环体系 核燃料与核燃料循环体系，是指核燃料生产与循环利用的系统，包括裂变核燃料与聚变核燃料体系。它是核能的燃料、动力，是核工业的基础。核能(电)的核心就是使燃料裂变或聚变成能源、电力、动力。 裂变核燃料产业主要有、、裂变核燃料的生产，包括铀矿、钍矿的开采、冶炼、铀的富集、燃料元件加工、乏燃料元件处理回收铀钚。天然存在，是由在反应堆中辐照、转变得到的；是由转换得到的。核燃料与化工燃料相比是一个复杂得多的工艺阶段，是可循环使用的产业体系。 3.对于我国核电技术发展的启示 ①从战略、从长远对核能产业作国家发展定位包括核能源、核电战略，核燃料战略，核战略，辐射技术用于科研、军工、工、农、医、社、环境、生态的战略定位，特别是对核电大国、强国的定位； ②根据战略定位制定核能产业规划提出对核电、核燃料、辐射技术、核科技发展等产业规划； ③根据核产业规划提出推进核能各产业发展方针、政策、措施； ④国家对核能产业、事业、经济的领导、管理体制要改革，做好顶层设计。在市场与政府二者作用中找到一个平衡、统一点，才利于这种军民结合，敏感产业的发展； ⑤合力推进我国三代自主化核电“落地”与“走出去”战略； ⑥增加核科技人力、物力、资金投入； ⑦核能产业发展仍需要融资，需要税收、定价、舆论等政策的支持。 4.我国核燃料循环科技工业的发展战略

对于核化与核燃料工程专业的认识及大学 期间的规划 学号：201406110122 姓名：罗佳 经过了高三的艰苦打磨，我怀着万分美好的心情来到了大学，亢奋的同时带着一丝丝忐忑，疑问，疑问在哪里呢？在来学校之前，当我得知我读的专业是核化工与核燃料工程时，家人，好友对这个专业抱有怀疑的态度，有的甚至否定，他们说这个专业太危险，搞不好就会出人命，说坏的大过于说好的，我的内心也非常纠结，于是造成了我许多的困扰，直到来到了大学，听过了我校的发展历史，中广核集团的知识讲座，教授对该专业的深刻解析以及去九院参观后的心得，我心中的困扰终于解开了，我流连于核学科的魅力，惊讶于核的威力，我相信我当初的选择没有错，我一定要把它学好，必须把它学好。 首先是对于该专业的认知，核化工与核燃料专业既具有理工结合的专业特点，又有较多的专业应用方向，它是以国防发展为背景的一个新星学科，当今21世纪世界的主要能源还是以化石能源为主，随着人类的大量开采，市场出现供不应求得局面，开采的同时也带来一系列的环境污染问题，而且，石油，天然气资源早晚会被用竭，世界由此会引发能源危机，为解决该危机，定会发展核能，大家都知海水在地球上所占的比例极其大，从海水中每提取出200公斤重水，就能供应全球一年的所需能源，加之海水中氘氚元素含量极为丰富，为核能的发展创造了有利的条件，并且在我国发射的探月飞行器中，已验证月球表层含有极为丰富的氦·3元素，氦·3作为核反应的原料，如若能够获取该资源，那么能源危机就能得到很大程度的缓解，因而这又进一步为发展核能创造了一个良好的条件，核能的优点在于无污染，可控，利用能效高，原料易得，现在我国所遭受的雾霾问题，有一部分诱因就是过度使用化学燃料，造成空气污染，国家为此耗费大量财力物力治霾，而核能不仅无有毒物质排放，核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送，核电的发展成本中，燃料费用所占比例较低，核能发电的成本不易受国际经济形势影响，发电成本较其他发电方法稳定。在美国，由于使用核能代替其他的能源，发电厂每年减少147,000,000吨二氧化碳排放量。这使得我们能够更好的呼吸新鲜空气，其他国家也发现了核能对环境的诸多好处。比如法国，与80年代相比，发展了近3倍的核能源，与此同时，法国由于发电导致的污染减少了80%~90%。核能的优势不言而喻，核能作为一门朝阳产业，其发展空间定会无限大。 然而，大学作为走向社会的一个跳板，在大学的四年时光至关重要，学得好与坏决定了我们以后的人生，所以，作为刚进大学的新生，必须合理安排自己的时间，及时，及早的规划自己的人生。 关于这四年的规划，大一所学的公共基础课全部过关，将高数，大英，物理

核燃料循环，也被称为核燃料链，指的是核燃料经过在使用过程中所经过的一系列不同的阶段。它主要包括前端步骤，其中有制造核燃料的过程、使用期间的各个步骤、以及后端步骤，其中有在核燃料使用完毕时或者核燃料再处理或者处理乏核燃料的过程。 核燃料循环有3种主要型式 1一次通过。使用过的燃料元件不进行后处理，而直接作为废物加以处置。 2热中子堆中再循环。使用过的燃料元件经后处理回收其中未用完的铀和新产生的钚，返回重新制造元件，循环使用。3快中子增殖堆中再循环。快中子增殖堆燃料由钚和贫化铀构成。使用过后，经后处理回收其中铀和钚，返回循环使用。 在核燃料循环中，以反应堆为中心，划分为堆前部分（前段）和堆后部分（后段）。前段指核燃料在入堆前的制备，包括铀矿的开采、铀矿石的加工精制（即前处理）、铀的转化、铀的浓缩和燃料元件制造等过程。后段指从反应堆卸出的乏燃料的处理，包括乏燃料的中间储存，乏燃料中铀、钚和裂变产物的分离（即核燃料后处理），以及放射性废物处理和放射性废物最终处置等过程。 核燃料循环从开采铀资源开始。铀是普遍使用的核燃料。天

然铀中只含0.7%的U235，其余为U238。天然铀的这个浓度正好能使核反应堆实现自持核裂变链式反应，因而成为最早的核燃料，功率密度,一般要用U含量大于0.7%的浓缩铀。为了把天然铀中铀235的含量提高到3%,需要进行铀同位素分离即铀的浓缩。当前工业规模的铀的浓缩工厂以六氟化铀为供料，因此需要把前处理的产品八氧化三铀进行还原、氢氟化和氟化转变为六氟化铀，这就是铀的转化过程。在铀的浓缩工厂中，六氟化铀中的铀235含量被浓缩至3%左右。这样得到的六氟化铀须再经过一个转化过程变为二氧化铀，才能送至元件制造厂制成含铀235约3%的低浓铀燃料元件。为了制成核燃料，浓缩后的六氟化铀需要转化为二氧化铀（UO2) 粉末，随后制成小颗粒。这些浓缩铀的小颗粒然后经过高温烧结，形成坚硬的陶瓷颗粒。这些柱形的小颗粒经过研磨，形成均匀的颗粒。根据反应堆核心的设计要求，这些小颗粒需要堆叠在耐腐蚀的金属合金管中。最后，将这些管道密封起来以保存燃料的颗粒。这些管道被称为燃料棒。制成的燃料棒放在专门的燃料箱中，以建造核反应堆的燃料核心。 核反应堆中取出的乏燃料包含有大量的可裂变物质（如铀-235、钚-239等）、增殖性物质（铀-238）以及其他放射性物质，包括放射性毒素。这也正是燃料需要移除的原因。裂

核燃料循环的发展前景 人们对核燃料循环的研究，主要着重在两个问题。即：充分利用核燃料资源和使核燃料的利用清洁化。 1．充分利用铀（钍）资源：目前核能主要是利用235U，但它只占天然铀中的0.7％，即使考虑到压水堆的转换比为0.6，天然铀的利用率也只有0.7％+0.7％×0.6=1.1%。目前已探明世界上（经济上）有开采价值的铀为500万吨，而一座1000兆瓦（100万千瓦）的核电站，要消耗的铀为：初装量365吨+年补充量174吨（运行30年约需天然铀5500吨）。能源专家按年增长率2.5％（1989～1990的低潮增长率）估算，现有储量只能维持到2035年左右。可见用现在类型的核电站，铀作为燃料资源并不丰富。但是如果能将天然铀中未被热中子堆利用的、占99.3％的239U利用起来，情况将发生本质的变化。 利用快中子增殖堆能够解决这个问题。在快中子增殖堆中，有足够富裕的中子能将238U转换成239Pu。239Pu与235U相同，是可以燃烧的。这样就可以把铀资源的利用率从～1％提高到60～70％，可见铀资源在能源中的位置所起的作用。再加上快堆对燃料的利用比热堆充分（燃耗大3倍左右），就可能更充分地利用铀。这样人们就不必再为化石燃料的污染环境（我国烧煤每年排入大气的SO21460万吨，烟尘2300万吨，此外还有世界性的温室效应）和引起交通紧张（我国煤运量占铁路的40％，占海运的30％，而1000Mw 电站需要运输的煤量为330万吨）而烦恼。 和238U相似，232Th也能吸收中子而转换成能做核燃料的235U。但因233U中的232U的子体具有很强的γ放射性，操作起来很不方便，近来除印度这样的铀资源匮乏而钍资源丰富的国家外，其他国家暂时放弃了对它的研究。 2．核能应用清洁化：后处理厂共去污流程产生的高放废液的最终处置，是人们最关心的问题。它含有反应堆中产生的全部裂变产物、镎和超钚元素。裂变产物的放射性在储存300年后将降到比天然铀矿还低的水平。而镎、镅、锔等超钚元素在储存几十万年后仍保留有相当的水平。一座1000Mw（e）的核电站每年将生产25公斤超钚元素［1990年世界核电站装机容量为325870Mw（e），可产生超钚元素～8吨，如果用U+Pu的混合燃料此值还将加大］。对于这样长寿命的α放射性物质，进行几十万年的长期埋葬，不能不引起公众的忧虑。 缩短放射性废物辐射危害达到环境允许水平的时间，将从根本上消除这一疑虑。这样人们就能够从有人类历史文献记载的时间尺度来评价地层的稳定程度，从而做出不容置疑的结论。这个目的可借用中子嬗变长寿命裂变产物和超钚元素的方法来实现。在中子作用下，上述元素或嬗变成稳定的核素［如：99Tc（n，γ）100Tc→100Ru］，或经过裂变反应燃烧成短寿命裂变产物［如En＞0.5Mev时的237Np（n，f）；241Am（n，γ）242Am（n，f）］，这时不但清除了长寿命α核素，而且还为核燃料提供了能量，达到一举两得的目的。 高放射性废液经过上述物理处理后，剩下的只是半衰期30年左右的裂变产物（90Sr，137Cs等），只需要几百年的时间就可达到安全水平。

中国核工业的创建与核燃料循环体系 核工业是20世纪产生和发展起来的新兴产业，是世界最伟大的工程成就之一。中国是世界上少有的具有完整的核工业体系的国家之一。 1955年1月，中央作出了中国要发展原子能事业的伟大战略决策，开始创建我国的核工业。从此，炎黄子孙在华夏热土上开始了前所未有的伟大工程。 1958年我国建成了第一座研究性重水反应堆和第一台回旋加速器，标志着我国进入了原子能时代。而后相继建立了铀水冶厂、同位素分离厂、铀转换厂、核燃料元件制造厂、后处理厂和一批研究设计院所。1964年10月，我国成功地爆炸了第一颗原子弹；1967年6月，又成功地爆炸了第一颗氢弹。从原子弹爆炸试验成功到氢弹爆炸试验成功，我国用了两年零8个月的时间，比美国、苏联、英国、法国快得多。与此同时，1971年，我国第一艘核潜艇顺利建成下水。这些举世瞩目的成就，大大提高了我国的国际地位和综合国力。1999年9月18日，中共中央、国务院、中央军委授予为研制“两弹一星”做出突出贡献的23位科技专家“两弹一星功勋奖章”，其中有10位是核科学家。 核燃料循环工业是建立和发展核工业的基础。核燃料循环包括核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中的裂变及以后处理的整个过程。进入反应堆前的过程为核燃料循环的前段，而从反应堆卸出后的处理和处

置为核燃料循环的后段。核燃料循环前段的第一个环节是铀矿的普查勘探，包括查明铀资源，勘探铀矿床，提交铀储量。我国核工业部门1958年就向国家提交了第一批铀储量，1960年先后提交开采基地8处。经过半个世纪的努力，已提交了花岗岩型、火山岩型、砂岩型和碳硅泥岩型为主的相当可观的铀资源。近年来，开展了可地浸砂岩型铀矿的找矿工作，并落实了铀的资源基地。 第二个环节是铀矿石的采冶，包括铀矿石的开采、加工和铀的精制。把具有工业价值的铀矿石从矿床中开采出来，然后加工成核纯的重铀酸铵、三碳酸铀酰铵、八氧化三铀、二氧化铀，为进一步制备各种类型的核燃料提供原料。我国在铀矿冶创建初期，就实现了从矿石到二氧化铀的工业生产。目前，铀的地下浸出、堆浸和原地爆破浸出新工艺都已投入生产，其产量占我国天然铀年总产量的70%。 第三个环节是铀的同位素分离，即铀-235的富集，以得到所需富集度的铀-235。我国的铀同位素分离开始采用的是气体扩散法。在进行气体扩散前，首先要将固态的二氧化铀(UO2)经过铀转换厂转化成六氟化铀(UF6)气体。然后利用气体扩散将分子量存在着细微差别的235UF6和238UF6分开。20世纪90年代，我国完成了由扩散法向离心法的过渡。采用气体离心法，其单位分离功耗电只是气体扩散法的5%，成本下降了75%。 第四个环节是核燃料元件的制造。核燃料元件是反应堆的核心部件。在制造核燃料元件之前，需要将一定富集度的气态UF6转化成固态

我国先进核燃料循环技术的现状研究 姓名：颜邦益班级：核化121班学号：20124150130 目前 , 全世界核发电能力约350GW , 每年产生的乏燃料约10 500t , 累计存量达到130 000 t 。乏燃料中含有大量的U、Pu、次量锕系元素 (MA) 和裂变产物 (FP) , 其中的锕系元素 ( 如 Pu 、 Np 、 Am 和 Cm 等 ) 和长寿命裂变产物 (LLFP) 构成了对地球生物和人类环境主要的长期放射性危害。这一问题如不能妥善解决 , 则将制约核能的持续发展。近年来 , 国际上正在积极开展先进燃料循环体系或洁净核能体系的研究 , 其目标是降低核电生产成本 , 提高核电生产体系的经济性 ; 减少废物产生量 , 促成生态和谐 ; 充分利用铀资源 ; 确保核不扩散。 一、燃料循环体系概念 目前 , 国际上有2种核燃料循环方式 , 即“一次通过” (once 2 through cycle) 和“后处理燃料循环” (reprocessing fuel cycle) 。所谓“一次通过”方式 , 是将乏燃料作为废物直接进行地质处置。由于乏燃料中包含了所有的放射性核素 , 要在处置过程中衰减到低于天然铀矿的放射性水平 , 将需要10 万年以上。所以 , “一次通过”方式对环境安全的长期威胁“后处理燃料循环”方式是通过后处理将乏燃料中的 U 和 Pu 提取出来进行再循环 , 以充分利用铀资源。 后处理所产生的高放废液(HLLW) 经玻璃固化后进行地质处置。由于玻璃固化废物中含有所有的 MA 和 FP , 其长期放射性危害依然存在。如果将 MA和LLFP 从 HLLW 中分离出来 , 则所制得的玻璃固化废物存放 10 3 a 左右后 , 其放射性毒性即可降至天然铀矿水平。如果将分离出的 MA和 LLFP 通过嬗变使之转变成短寿命或稳定核素 , 则核能生产对环境可能造成的放射性危害可减到很低的程度。同时 , 嬗变过程中所释放的能量也可以利用 , 从而进一步提高铀资源的利用率。 MA 和 LLFP 的分离嬗变方案是对“后处理燃料循环”体系的延伸 ,在此基础上 , 将形成“先进燃料循环” (advancedfuel cycle) 体系。 不同燃料循环方式下核废物长期放射性风险。“先进燃料循环”体系是对现有核能生产及其燃料循环体系的进一步发展 , 它是现有的热堆燃料循环与将来的快堆或加速器驱动系统(accelerator 2 driven system , ADS) 燃料循环的结合。随着快堆和 ADS 燃料循环的逐步引入 , 今后的先进后处理技术将同时处理热堆和快堆乏燃料以及嬗变靶件 , 实现U、Pu的闭路循环和MA 的嬗变。与现有的燃料循环体系相比 , 先进燃料循环体系应具有更高的铀资源利用率、更好的核能生产经济性、更佳的环境安全性以及更强的防核扩散能力。为此 , 今后的燃料循环过程将进一步简化。例如 , 在满足快堆燃料循环要求的前提下 , 水法后处理可开发“一循环” Purex 流程 , 钚产品对FP 的去污因子可降至103 , 这可能使投资费用降低 1/ 2 ～ 1/ 3 , 产品的强辐射还能提供防核扩散屏障。如果今后干法后处理能够实现工业化 , 则具有更好的经济性和防核扩散能力。 后处理的去污水平降低要求后 , 相应的燃料元件的制备过程必须实现远距离操作 , 由此导致的费用上升可以通过简化燃料元件制备工艺得以补偿。燃料循环过程中产生的 Pu 、 MA 和LLFP , 将在快堆或 ADS 中燃烧或嬗变 , 以减少其长期放射性危害 , 保证环境安全 , 并利用燃烧过程中释放的能量。“先进

核燃料循环原理 1．核工业体系的组成及其流程 核工业是一个十分广大的系统工程，其组成体系包括：铀矿勘探、铀矿开采与铀的提取、燃料元件制造、铀同位素分离、反应堆发电、乏燃料后处理、同位素应用以及与核工业相关的建筑安装、仪器仪表、设备制造与加工、安全防护及环境保护。 2．核燃料循环及其组成 核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分。所谓核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。 燃料循环通常分成两大部分，即前端和后端，它包括铀矿开采、矿石加工（选矿、浸出、沉淀等多种工序）、铀的提取、精制、转换、浓缩、元件制造等；后端包括对反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分离的后处理以及对放射性废物处理、贮存和处置。 3．铀矿地质勘探 铀是核工业最基本的原料。铀矿地质勘探的任务，是查明和研究铀矿床形成的地质条件，阐明铀矿床在时间上和空间上分布的规律，运用铀矿床形成和分布的规律指导普查勘探，探明地下的铀矿资源。

地壳中的铀，以铀矿物、类质图象（形成含铀矿物）和吸附状态的形式存在。由于铀的化学性质活泼，所以不存在天然的纯元素。铀矿物主要是形成化合物。目前已发现的铀矿物和含铀矿物有170种以上，其中只有25-30种铀矿物具有实际的开采价值。 铀矿床是铀矿物的堆积体。铀矿床是分散在地壳中的铀元素在各种地质作用下不断集中而成的，也是地壳不断演变的结果。查明铀矿床的形成过程，对有效地指导普查勘探具有十分重要的意义。 并不是所有的铀矿床都有开采、进行工业利用的价值。影响铀矿床工业评价的因素很多，有矿石品位、矿床储量、矿石技术加工性能、矿床开采条件，有用元素综合利用的可能性和交通运输条件等。其中矿石品位和矿床储量是评价铀矿床的两个主要指标。 铀矿普查勘探工作的程序，包括区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等相互衔接的阶段。同时还伴随-系列的基础地质工作，如地形测量、地质填图、原始资料编录、岩石矿物鉴定、样品的化学和物理分析、矿石工艺试验等。 4．铀矿开采 铀矿开采是生产铀的第一步。它的任务是把工业品位的铀矿厂从地下矿床中开采出来，或将铀经化学溶浸，生产出液体铀化合物。铀矿的开采与其它金属矿的开采基本相同，但是由于铀矿有放射性，能

核燃料及燃料循环
——放射性废物处理与处置
黄群英
中国科学技术大学 核科学技术学院 中国科学院 等离子体物理研究所
Tel：5593328 E-mail: qyhuang@https://www.doczj.com/doc/ef18185116.html, https://www.doczj.com/doc/ef18185116.html,
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中科大硕士课程 ?

裂变能面临的重要问题
? 核废料
一座 1000MW 核电站每年产生约数百吨的 核废料；其中高放废料约27吨。 ? 要用 1.2×1010万吨水稀释后，才能 达到排放标准！ ? 相当于整条长江136年的水流量！
? 核废物的危害
? 含有放射性物质：不能消除，只能靠 自身的衰变而减少。 ? 射线危害：核素释放的射线通过电离 和激发，对生物体造成辐射损伤。 ? 热能释放：衰变放出的能量，会导致 废液的温度不断上升甚至自行沸腾。

提 纲
1 放射性废物的基本概念 2 放射性废水的处理和处置 3 放射性废气的处理和处置 4 放射性固体废物的处理和处置

? 基本概念
放射性废物的处理和处置
? 放射性废物指放射性核素含量超过国家规定限 制的固体、液体和气体废弃物。 ? 放射性废物的主要来源是乏燃料后处理厂；
? 卸出的核燃料中新产生的放射性物质，有99%以上最 后都存在于后处理厂的废物里，而且绝大部分存在 于高放废物中。
? 后处理厂为了保持周围区域的地面、地表水、空气中的放射性水平低于有关的 限值，需对放射性废物进行必要的处理和处置。
? 放射性废物的种类
? 按比活度与半衰期区分：高放长寿命、中放长寿命、低放长寿命、中放短寿 命、低放短寿命五类； ? 通常认为放射性半衰期长于30年为长寿命放射性核素；

胡佩卓老师提供的重点： 一.定义题 1.易裂变核素 2.盐析效应 3.净化系数 4.放射性废物 5.放射性废物的处置 6.核燃料的燃耗 7.放射性废物的处理 8.分配系数 二.简答题 1.核燃料循环的类型及方式 2.动力堆乏燃料的特点 3.乏燃料元件贮存的作用 4.简述硝酸溶解金属铀芯的过程及发生的反应 5.用氨基磺酸亚铁还原Pu(Ⅳ)时发生的反应，该法的优缺点 6.简述混合澄清槽运行中可能遇到的问题 7.简述不同废液的固化类型 8.后处理厂从废水中回收硝酸的方法及相关的反应 9.简述影响TBP萃取铀的因素 10.简述影响TBP萃取钚的因素 11.铀钚共萃料液的制备 三.大题: 1.铀钚共萃取分离工艺流程 进料酸性问题，洗涤方面 高酸进料，低酸洗涤。 高酸低铀，低酸高铀的作用。 2.铀的净化回收工艺过程（2D,2E）条件，净化图， 脱硝还原钚回收UO2，P160--P161的两个图，反应原理，脱硝方程式。

07级辐防/核化工《核燃料循环》考试题： 一.定义题 1.裂片元素 2.盐析效应 3.放射性废物 4.放射性废物的处置 5.分配系数 二.简答题 1.核燃料循环的类型及方式 2.动力堆乏燃料的特点 3.简述混合澄清槽运行中可能遇到的问题 4.简述不同废液的固化类型 5.后处理厂从废水中回收硝酸的方法及相关的反应 6.简述影响TBP萃取铀的因素 7.铀钚共萃料液的制备 三.回答题： 1.简述铀钚共去污-分离循环工艺过程及设备（注明料液和洗涤液的硝酸浓度）；写出TBP萃取铀钚的方程式；料液和洗涤液的硝酸浓度组合方式的种类及优缺点。 2.简述铀的净化循环工艺过程及设备（注明料液和洗涤液的硝酸浓度）；简述一步脱销-还原生产二氧化铀的工艺过程、原理及方程式。

核燃料循环复习资料 1-2核燃料后处理的任务及其产品形式是什么? 答:匠处理（I务界氏― ⑴冋收铀、钵作为核然科两新他用 ⑵去除铀.縛中的放肘性裂变庐物境吸收中子的製燮产物= ⑶ 缔舍柱理放射件废竹.便芯适仟卩氏期安亍辭存■: A甜电式（挡启PLP弘 斑商业产咼氐钿和环 其中?詁F化铮 ］硝酸释溶液 三氣化铀（二氧化铀）铀.硝酸铀酰 為氟化铀 后处理厂的产品形式，取决于乏燃料中易裂变核素的种类和数量、还取决于产品的用途。 钚是后处理厂最主要的产品 1-3核燃料后处理厂的特点（书P12）

答；馬业理I的将点是： 1）畀化工单兀操作设备设冒在重混旌土堰作屏歸且告不購刷?血的专用设备室中’ 2）苛愷篙材料、化学试別.有机港阳h离子走換科盼￡履族射件兀素的审比态郁咲考虑射线对拘烦所致的辐肘拇伤、辐射降鮮、热效甌和化学效战； 3）必莎^偲匸艺落液關僭的核临弹安?讨迪； 41雀話堆啪现故财柞液潦的魁肯満漸堆浪鮎件股物的竝冲和处置: 5）召处理工艺技底舸硏冗幵发脊…奩持殊的模式半 6）后处理厂要接哽IAEA”不护散做试器的监督” 1-4核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发？（P14） 1-5简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺流程 铀的卄轧冶煤、 精制堆转化U255同位 索的燃料兀件的别泊

在反应堆中 1=> 的燃烧 ④ 其中. 的液编工业上常用方法为气悴旷散注和离心法 卜艺燃料元件的“冷却” ⑤ 乏懺料的后处揑商耍过朝为：乏遇料元件的苗段处理 k 化学分离 ⑥ 对F 负化铀的情汕ifiF 也U 浓度比所册要眸低C 必須竜新调整浓度 士# [L 和出￡7浓缩程度更高的铀相混合在忖谓于使用 h t￡： \ （2.把贫化铀作为再浓缩原料重斯浓縮 ⑦ 除了把经过后处理再到的劭和'珂 作为It 他反应堆原料岀密血衍到收入上外*还可把这 些转抉材料用作反应堆本身燃料童新便用。 2- 3理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念： 分 配系数、分离系数、净化系数。（会计算） 分配系数a ：某物质在互不相溶的两相间达到萃取平衡时， 它在有机相和水相中浓度的比值。 C O C O ――某物质在有机相中的平衡浓度 C a ――某物质在水相中的平衡浓度 1=^> 乏裒科后处理 険留的核材热 液復的甫新调幣

核燃料循环简介 邓泽和 (核工业五○四厂) 关键词　核燃料循环,235U 1　概述 核反堆技术的进步与成熟加速了50年代核电站的兴起。目前全球约有十几种堆型近500座核电站。核能发电已占世界总发电量的20%左右。铀是当前核电站的主要燃料,一座100万k W 的核电站每年消耗3.0%左右的浓缩铀约27t ;相同规模的燃煤电站则需270万吨标煤,相当于5400个车皮的标煤。可见铀同位素为人类提供的能源是多么丰富的。 核电站的发展,促进了核燃料的开发利用,加快了核燃料循环的深入发展。 用于裂变反应的235U 的天然铀中含量极微,其天然丰度仅为0.7%左右。从铀矿开采、冶炼,经铀化工转换,到浓缩成核动力堆用产品,需要经过一系列的加工处理;经过核反应堆卸出的乏燃料需要经冷却、贮存和后处理后,再对其有用部分加以利用,对其放射性废物则需进行处理。这样就形成了一个庞大的核燃料循环系统工程。核燃料循环系统主要包括:铀矿的开采与冶炼、铀化工转换、铀同位素浓缩、核燃料元件制造和乏燃料的后处理五个方面。核燃料的循环过程,就是在相应的企业中,分别进行相应的加工和处理,使其具备使用功能和条件,提供给下一循环利用。核燃料循环的主要过程见图1。 66图1核燃料循环系统示意图 UF 钚-239矿 渣 矿石乏燃料冷却贮存生产堆废物处理矿石开采与冶炼 天然铀元件加工 转化 为 UF 乏燃料后处理核动力堆 浓缩铀元件加工 贫化铀浓缩铀 2转化为UO 2　铀矿的开采与冶炼(图2) 铀矿地质勘查是提供铀矿储量的基础工作。在我国,要探明铀矿的储量,一般要经过地质普查、详查和勘探三个阶段,约需5年的时间。 铀矿开采分露天和地下开采两种方式,类似于煤矿开采。区别在于铀矿开采面的地质条件差,工作环境恶劣。 铀矿冶是指从铀矿石中提出、浓缩和纯化精制天然铀产品的过程。目的是将具有工业品位 ?62? 北方八省(市、区)第二次核技术应用学术会议

核燃料化学工艺学 第一章 1、裂变、聚变、可转换材料定义和种类 裂变材料：含有易裂变核素，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料钍233，铀235，钚239、钚241 聚变材料： 氢2、氢3 可转换材料：俘获中子后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。 钍232，铀234、铀238，钚240 2、核燃料循环的主要过程 采矿—冶炼—转化—浓缩—转化—元件—反应堆—后处理 核燃料循环过程包括：铀（钍）资源开发、矿石加工冶炼、铀同位素分离和燃料加工制造，燃料在反应堆中使用，乏燃料后处理和核废物处理、处置等三大部分。 核燃料循环前端：铀的提取、铀的纯化与转化、铀同位素浓缩、核燃料元件制造 核燃料循环使用端：反应堆燃烧 核燃料循环后端：核燃料后处理、核废物处理处置 3、铀循环原理及示意图 核燃料循环按核燃料性质可分为铀系燃料的铀-钚循环方式和钍系燃料的钍-铀循环方式。 铀-钚循环方式：包括热中子堆铀-钚循环和快中子增殖堆铀-钚循。 热中子堆铀-钚循环原理：以235U作为易裂变燃料、以238U作为转换原料、生成239Pu 的燃料循环，称为铀-钚循环。热中子堆铀-钚循环通常以低富集铀（3-5%）为燃料。 快中子增殖堆铀-钚循环原理：快堆以239Pu为燃料，并装载占天然铀99%以上的238U，在堆中238U转化成为239Pu的量大于烧掉的239Pu的量，并通过后处理把钚分离出来，作为快堆燃料的循环使用。

钍循环示意图 原理：以235U（或233U）作为易裂变燃料、以232Th作为转换原料、生成233U的燃料循环，称为钍-铀循环。在热中子堆中把232Th转化为另外一种核燃料233U，通过后处理把233U分离出来返回堆中循环使用。 示意图 第二章 1、裂变、聚变原理 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀、钍等，这些原子核在吸收一个中子后分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量。 ，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。核聚变是指由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。 链式反应的控制：控制链式反应就是靠低Z材料（如石墨、重水、钠、硼砂等）来吸收中子，使核反应保持临界状态或者次临界状态的。一般的核反应堆应该使用的是石墨棒，通过提升和放下该石墨棒组来控制链式反应。 2、235U的裂变及其链式反应 235U+n→236U→144Ba+89Kr+3n 上诉反应所产生的中子，至少有一个用于诱发新的裂变反应，则裂变反应将以链式反应方式进行，称为裂变链式反应。 3、中子截面（散射、吸收、俘获） 中子散射截面：描述微观粒子散射概率的一种物理量。 吸收截面：一个中子通过单位面积的靶核后,被吸收掉的概率。 俘获截面：元素的一个原子核对中子发生俘获反应的几率。 总截面=裂变截面+俘获截面+δn 当激发能比较低时，发射中子的反应截面很小：吸收截面=裂变截面+俘获截面 4、反应堆的结构、组成、类型 组成：堆芯，是反应堆的核心部分，又称为活性区。它由燃料元件、慢化剂（或称中子减速剂）和冷却剂组成。 中子反射层，防止堆芯中子泄漏。 控制系统，确保反应堆安全。 屏蔽层，保护运行人员的安全。 辐射监测系统，保证人员安全，避免环境污染。 类型：1、按用途分：生产堆、研究试验堆（零功率堆、工程研究堆、微形中子源反应堆）、动力堆（轻水反应堆包括：压水反应堆、废水反应堆；重水反应堆；石墨慢化反应堆包括：水冷堆、气冷堆、高温气冷堆；快中子增值堆）2、按燃料布置类型：均匀堆和非均匀堆5、四因子公式 四因子公式： K∞= η·ε·p·f η—次级中子数 ε—快中子增值因子 p—逃脱共振吸收几率 f—热中子利用因子