核燃料化学工艺学资料

核燃料元件生产中化工转化工艺的评述吴忠俭核工业第五研究设计院 450052摘要：本文对核燃料元件生产中三大化工转化工艺作了评述，系统介绍了IDR工艺的优点，提出了我国今后建厂所采取的工艺路线及现有ADU生产线的利用，并对IDR工艺中所存在的问题提出了建议。

关键词 核燃料 化工转化 IDR工艺 建议1 前言在核燃料生产中，铀化合物转化加工占有很大的比重。

一般来讲，铀矿石水法冶金和纯化精制是获取核纯物料的手段。

但从上述过程中制得的铀化合物的物理、化学性质和核性能尚不能适于核裂变的应用，必须经过化学转化加工，为生产金属铀和铀同位素分离提供适宜的铀化合物。

目前绝大多数核动力反应堆都是采用不同加浓度的铀，所以二氧化铀是生产合乎要求的二氧化铀燃料的重要原料，并且世界各国均随着我国核电事业及其它核动力的发展，对核燃料二氧化铀的需求量越来越大。

大家知道，在压水堆核燃料元件生产中，首先必须把含有一定富集度的UF6转化为符合要求的陶瓷级UO2粉末。

UO2粉末的性能决定了化工转化工艺。

当今世界上，压水堆核燃料化工转化工艺，用于生产实践的，主要有三种，即ADU工艺，AUC工艺及IDR工艺。

ADU工艺是世界上发展最早的湿法工艺，随后西德研究并使用了AUC湿法工艺。

IDR工艺是由英国的核燃料公司（BNFL）研究成功并首先使用的一种干法工艺，英国于1971年在斯普林菲尔德厂建造了世界上第一条IDR工艺生产线投入运行，并取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。

1975年法国-比利时核燃料公司（FBFC）引进了该项专利，在法国的罗芒建立了IDR工艺生产线，也取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。

法国在吸收、消化英国IDR工艺的基础上，发展了自己的IDR工艺，在法国的皮尔拉特建造了CFC工厂，并于1984年投产运行。

后来，美国的西屋电气公司也从英国购买了该项技术。

南非也在借鉴法国干法技术的基础上，建立了自己的干法生产线。

目前，多个核技术国家采用了IDR工艺。

核燃料化学⼯艺学资料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2402、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。

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：右处理II旁CPPTii⑴回收铀.钵作为喷燃糾枣新帙用•⑵去除铀、缚中的放射性裂变严拘绘敏收屮p的裂变严物=⑶缘合处理族射件废物，魄芯适合卩辰馴安全幡存.卢甜彩式（挡本P7^PB）：主矍商业产品足：钏和蒔*亠f-ft化环其中，］硝酸杯辟液［三氧化铀（二氧化帥）柚―硝酸铀麒［六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：玩蚯理厂茁將点是：1）各化工单元操怅设备设置在重池離土墙作屏藏且有不锈钢负而的专■用设备室中；2）苛欣篙材料、化学试削、月机济刑h离子便換树時口瑕底射件兀索的氣比东祁咲-考堪聊线时物朋所致的辐射报伤、輻射■降鮮、热效陶和化学效战；引必烦月堆工見游液储槽的拔临界安仝伺总；①吧品虞审现放射忙液盘的抱胃滴潮艇述鮎样股抑的处邓和处買；F 各处理工艺技朮的叭冗幵发脊•套欝赚的模式*6）后址理厂囈接受IAEA”不扩敝做试器的幅籽”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残留的垓材斛浓吃的甫新调幣 ⑥其中.②的浓缩工业上常用方扭为气体扩頤注和聞心注1、乏燃料元件的T 令却”⑤ 艺I®料购后处理简耍过理从乏憊料元件的忡段处理k 化学分离⑥ 对『兹化铀的情况，由尸现浓度比所需藝降低了「必须甫新调聲浓度[L 和浓缩程哎更高的铀柑混合在付谓于使用h 注：“ [匕 把贫化铀作为再浓缩愎料直斯浓縮O 除了把疑过后处理再到的环和如L 作为応他反晦it 原料岀售而得到收入上外*还可杷这程扶抉材料用作反陶带示身世:料呃新性用■：铀的歼采、抬炼、精制及转化在反应堆中 的毬烧燃料儿fi 的制型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。

界面污物：溶解产品液含有少量二氧化硅和其他胶体沉淀。

进入萃取设备后，含Si 微粒容易积累在两相界面附近，吸附Zr-Nb 裂片，与溶剂降解产物结合形成界面污物沉淀，大大降低去污效率和铀、钚收率，破坏萃取器的稳定操作。

超临界状态(反应堆启动和提升功率的状态)：当反应堆系统的K 有效>1时，裂变中子一代比一代多，链式反应发散。

核燃料：含有易裂变核素或可转换物质，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料铀饱和度：已与硝酸铀酰络合的TBP 摩尔数在TBP 总摩尔数中所占的份额。

以ξ（%）表示为ξU =2Y u /Y T(0)×100%，Y u 为有机相中铀浓度（mol/L ）；Y T(0)为有机相中初始TBP浓度（mol/L ）随着ξU 的提高，铀、鎿、钚的分配系数均下降。

分离系数β：某两种元素的分离系数，指这两种元素在分离前含量的比值与分离后含量的比值的比值。

ε：快中子增值因子（由各种能量中子引起的裂变而产生的快中子总数与仅由热中子裂变而产生的快中子数之比。

f ：热中子利用因子（核燃料所吸收的热中子数与被吸收的热中子总数之比。

与核燃料在慢化剂中的浓度紧密相关）。

f=0活性区完全由慢化剂组成，f=1活性区完全有核燃料组成。

核燃料后处理：从乏燃料中除去裂变产物，分离并回收易裂变核素及可转换核素的的处理过程。

（建议理解）分配系数：用来描述在萃取和反萃取过程中物质分配状况的一个参数，表示在萃取过程中，某物质被萃取的能力，α=C 0/C a ，)('1'3)(M y P T n P n M M M M r r r T NO K X Y +±-==α核燃料后处理的任务：1）提取和纯化新生成的可裂变物质；2）回收和纯化没有用完的可裂变物质和尚未转化的转化材料；3）提取有用的裂变产物和超铀元素；4）对放射性废物进行妥善处理和安全处置。

铀钚共去污-分离循环的安全运行是核燃料后处理的关键环节之一，因为：（1）后处理厂稳定运行的持续时间、生产负荷由1A 槽（柱）控制；（2）后处理流程中的铀线和钚线需要几个净化循环，在很大程度上取决于1A 槽（柱）的净化效果；（3）有机溶剂的质量、再生效果及其对萃取过程的影响主要体现在1A 槽（柱）；（4）运行过程中，由于1A 槽界面污物的产生及其放射性积累所导致的开停车期间放射性后移问题最突出；（5）237Np 回收率的高低在很大程度上取决于1AP 中铀饱和度的控制；（6）在1AW 中铀、钚金属的流失量，占整个工艺流程中的铀钚总流失量的30%左右。

一、核燃料（nuclear fuel）可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。

重核的裂变和轻核的聚变是获得实用铀棒核能的两种主要方式。

铀235、铀233和钚239是能发生核裂变的核燃料，又称裂变核燃料。

其中铀235存在于自然界，而铀233、钚239则是钍232和铀238吸收中子后分别形成的人工核素。

从广义上说，钍232和铀238也是核燃料。

氘和氚是能发生核聚变的核燃料，又称聚变核燃料。

氘存在于自然界，氚是锂6吸收中子后形成的人工核素。

核燃料在核反应堆中“燃烧”时产生的能量远大于化石燃料，1千克铀235完全裂变时产生的能量约相当于2500吨煤。

已经大量建造的核反应堆使用的是裂变核燃料铀235 和钚239，很少使用铀233。

至今由于还未有建成使用聚变核燃料的反应堆，因此通常说到核燃料时指的是裂变核燃料。

由于核反应堆运行特性和安全上的要求，核燃料在核反应堆中“燃烧”不允许像化石燃料一样一次烧尽。

为了回收和重新利用就必须进行后处理。

核燃料后处理是一个复杂的化学分离纯化过程，曾经研究过各种水法过程和干法过程。

目前各国普遍使用的是以磷酸三丁酯为萃取剂的萃取法过程，即所谓的普雷克斯流程。

核燃料后处理过程与一般的水法冶金过程之最大差别是它具有很强的放射性和存在发生核临界的危险。

因此，必须将设备置于有厚的重混凝土防护墙的设备室中并实行远距离操作以及采取防止核临界的措施。

所产生的各种放射性废物要严加管理和妥善处置以确保环境安全。

实行核燃料后处理，可更充分、合理地使用已有的铀资源。

核燃料-类型核燃料包含易裂变核素、在核反应堆内可以实现自持核裂变链式反应的材料。

核燃料在反应堆内使用时，应满足以下的要求：①与包壳材料相容，与冷却剂无强烈的化学作用；②具有较高的熔点和热导率；③辐照稳定性好；④制造容易，再处理简单。

根据不同的堆型，可以选用不同类型的核燃料：金属（包括合金）燃料，陶瓷燃料，弥散体燃料和流体（液态）燃料等（见表）。

化工原理在核化工上的应用2011111106 樊晨晨化工原理是以化学、物理和数学原理为基础，研究物料在工业规模条件下，它所发生物理或化学状态变化的工业过程及这类工业过程所用装置的设计和操作的一门技术学科。

化工原理的知识在核化工中有大量的应用，下面简要介绍几种。

一：化工原理在核燃料循环中的应用原理1.1 溶剂萃取分离原理及主要设备萃取指利用化合物在两种互不相溶（或微溶）的溶剂中溶解度或分配系数的不同，使化合物从一种溶剂内转移到另外一种溶剂中。

经过反复多次萃取，将绝大部分的化合物提取出来的方法。

洗涤：把萃取到有机相中的杂质离子部分或全部地反洗到水相中去，而所需要的金属离子仍然留在有机相中，这个过程叫做洗涤。

反萃取：把萃取后的萃取液与某一水相接触，有机相中的金属离子重新转移到水相中的过程。

补充萃取：从有机相中选择性的反萃某物质时，有机相中其它被萃取物质也会被部分的反萃下来，把不希望被反萃的物质（如铀）重新萃取到有机相中去，这个过程叫做补充萃取，所用的有机溶剂叫做补充萃取剂。

12…n F n n F+2n F+1…SFXW P萃取段洗涤段萃取装置有机溶剂萃原液萃余液萃取液反萃装置萃取液反萃剂产品液污溶剂1.1.1萃取剂的要求考虑萃取能力、化学及辐照稳定性、水力学性能、安全性、经济性等。

1.1.2铀水冶工艺中常用萃取剂种类 1)有机磷类萃取剂十二烷基磷酸、二(2-乙基己基)磷酸、磷酸三丁酯 2)胺类萃取剂三脂肪胺(N 235)、四烷基氧化季铵盐(N 263)萃取剂萃取性能比较萃取性能胺类磷类对铀选择性高，对杂质的分离系数在103~104范围内一般，D2EHPA 还能同时萃取Fe3+萃取速度快 较慢分配系数 高 较低，中性磷酸酯比酸性磷酸酯更低饱和容量较低较高，中性磷酸酯容量最高 反萃取情况易于反萃取，硝酸盐、氯化物、碳酸盐等都可作为反萃取剂用10%的碳酸盐溶液或强酸溶液才能进行反萃取12…n F-1n n F+1n F …SFXPU补萃段反萃段对酸、碱、辐射稳定稳定一般性稀释剂中的溶解度较小，需加添加剂以增大其溶解度较大进料中吸附固体含量要求较低，<50ppm 可允许达300ppm 乳化情况容易产生乳化不易产生乳化中毒情况钼容易在三脂肪胺中积累，季铵盐易被浸出液中的有机物中毒1.2萃取剂的选择1.2.1乏燃料后处理过程中萃取剂的种类目前世界上普遍采用的PUREX流程使用TBP作为萃取剂。