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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。
核电工程导论
第四章核燃料循环
重庆大学
第四章核燃料循环
⏹4.1 核燃料循环体系
⏹4.2 核燃料循环前端
⏹4.3 堆内燃料循环
⏹4.4 核燃料循环后端
4.1 核燃料循环体系Nuclear Fuel Cycle 前端
后端
Nuclear Fuel Cycle
核燃料循环系统
⏹
铀矿石开采和冶炼⏹
铀转化⏹
铀同位素浓缩⏹
核燃料元件制造⏹
核电站⏹
乏燃料后处理⏹废物处理前端后端
核燃料的制造
六氟化铀
黄饼矿石冶炼
转化
浓缩芯块
烧结组装
4.2 核燃料循环前端
⏹世界铀资源
⏹
⏹铀矿石开采和选冶Mining
⏹铀水冶
Uranium Ore Processing
⏹铀化合物的转化
Conversion (UO2, UO3, UF4, UF6, U3O8, U)
⏹铀的浓缩
⏹
Fuel Fabrication (AGR, FBR, GCR, LWR, MAGNOX, MOX, PHWR,
RBMK, Pellets)。
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。
反应堆用的燃料元件经过提纯或同位素分离后的铀，还不能直接用作核燃料，还要经过化学，物理、机械加工等复杂而又严格的过程，制成形状和品质各异的元件，才能供各种反应堆作为燃料来使用。
这是保证反应堆安全运行的一个关键环节。
按组分特征，可分为金属型、陶瓷型和弥散型三种；按几何形状分，有柱状、棒状、环状、板状、条状、球状、棱柱状元件；按反应堆分，有试验堆元件，生产堆元件，动力堆元件（包括核电站用的核燃料组件）。
核燃料元件种类繁多，一般都由芯体和包壳组成。
核燃料元件在核反应堆中的工作状况十分恶劣，长期处于强辐射、高温、高流速甚至高压的环境中，因此，芯体要有优良的综合性能。
对包壳材料还要求有较小的热中子吸收截面（快堆除外），在使用寿期内，不能破损。
因此，核燃料元件制造是一种高科技含量的技术。
乏燃料的后处理辐照过的燃料元件从堆内卸出时，无论是否达到设计的燃耗深度，总是含有一定量裂变燃料（包括未分裂和新生的）。
回收这些宝贵的裂变燃料（铀-235，铀-233和钚）以便再制造成新的燃料元件或用做核武器装料，是后处理的主要目的。
此外，所产生的超铀元素以及可用作射线源的某些放射性裂变产物（如铯-137，锶-90等）的提取，也有很大的科学和经济价值。
乏燃料后处理具有放射性强，毒性大，有发生临界事故的危险等特点，因而必须采取严格的安全防护措施。
后处理工艺可分下列几个步骤：（1）冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件包壳，溶解燃料芯块等。
（2）化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从Ｕ-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。
正文核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中燃烧后的处理的整个过程。
这个名称反映了核燃料在反应堆中只能烧到一定程度就必须卸出并换上新燃料这个特点。
乏燃料（即烧过的燃料）中的铀和钚可以分离出来并返回反应堆，作为燃料循环使用，形成核燃料的循环。
核燃料循环概况核燃料循环以反应堆为中心，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。
附图表示压水堆电站的核燃料循环,其中略去三废处理中气体、固体和中低放废液的处理和处置。
（见彩图）核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环核燃料循环前段核燃料循环从开采铀资源开始。
开采出来的铀矿石经过精选，送到前处理厂制成八氧化三铀。
压水堆核电站以含铀235约3％的低浓铀作为燃料，但天然铀的铀235含量只有0.720％。
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。
至此，核燃料循环的前段完成。
后段从压水堆卸出的乏燃料中,铀235的含量仍有0.85％左右，高于天然铀；而且每吨乏燃料中还含有约10千克的钚,其中可作为核燃料的钚239和钚241约占7千克。
因此，如将这些易裂变核素分离出来，作为燃料返回反应堆，既可节约天然铀，又可节约分离功。
