核燃料后处理解析34页PPT

烧伤病人的治疗通常是取烧伤病人的 健康皮 肤进行 自体移 植，但 对于大 面积烧 伤病人 来讲， 健康皮 肤很有 限，请 同学们 想一想 如何来 治疗该 病人
核燃料循环
1 核燃料循环 2 铀资源 3 勘探与采冶 4 转化 5 浓缩 6 元件制造 7 堆内使用和暂存 8 核燃料的处理
烧伤病人的治疗通常是取烧伤病人的 健康皮 肤进行 自体移 植，但 对于大 面积烧 伤病人 来讲， 健康皮 肤很有 限，请 同学们 想一想 如何来 治疗该 病人
铀浓缩
铀－235同位素的浓度 天然铀：0.712％（CANDU） 浓缩铀：2(轻水堆)~10％，低浓缩铀、高浓缩铀 贫料铀：0.2%（未料）
铀浓缩 --同位素分离
铀同位素分离扩散机群
Gaseous diffusion
铀同位素离心级联
Ultracentrifugation
烧伤病人的治疗通常是取烧伤病人的 健康皮 肤进行 自体移 植，但 对于大 面积烧 伤病人 来讲， 健康皮 肤很有 限，请 同学们 想一想 如何来 治疗该 病人
世界铀资源分布
加拿大
哈萨克斯坦
美国
价格
南非
澳大利亚
烧伤病人的治疗通常是取烧伤病人的 健康皮 肤进行 自体移 植，但 对于大 面积烧 伤病人 来讲， 健康皮 肤很有 限，请 同学们 想一想 如何来 治疗该 病人
世界铀资源用于反应堆的产能效率
按能值折算为标准煤单位：Gt标准煤
天然铀资源
用于热中子反应堆
6.1 核燃料循环 Nuclear Fuel Cycle
前端
后端
烧伤病人的治疗通常是取烧伤病人的 健康皮 肤进行 自体移 植，但 对于大 面积烧 伤病人 来讲， 健康皮 肤很有 限，请 同学们 想一想 如何来 治疗该 病人

第五章 核素图和同位素手册
FWHM（60）： 峰康比：64：1 相对效率（60） ：40％
图3 HPGe谱仪60Co能谱图
第五章 核素图和同位素手册
图4 14C标准溶液的液闪谱 图5 90Sr-90Y样品的液闪谱
第五章 核素图和同位素手册
图6 纯化后239Pu 谱图
第五章 核素图和同位素手册
❖ 核燃料循环
核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中燃烧及以后的处理的整 个过程称为核燃料循环。这个过程包括：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。也有一些国 家考虑对乏燃料不进行后处理，或暂不考虑后处理。因此，前者 为闭式核燃料循环（图1-1），后者为开式核燃料循环或一次通过 式核燃料循环（图1-2）。
于1） G3 增殖堆（核燃料转换比大于1）
H．新堆 型开 发阶 段
H1 实验堆 H2 原型堆 H3 商业示范（验证）堆
I1 重水堆，有压力容器式和压力管式之分
I．结构型 式
I2 钠冷快堆，有池式与回路式之分 I3 高温气冷堆，有球床式与柱床式之分 I4 轻水型研究试验堆，有游泳池式、水罐式与
池内罐式之分
479.5 187W 510.6 & 511.0
1460.8 40K
650
600
550
536.7 184Ta 551.5 187W 567.2 583.2 610.5 615.3 618.4 187W 625.5 187W
654.9
685.8 187W
250
200
150
100
50
30.7 179W 58.0 W-K1 & 59.3 W-K2

以核电生产为中心的核燃料循环，包括前段过程、反应 堆运行过程和后段过程三大部分。
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军用核燃料循环
军工放射性废物主要来源于军用核材料生产、核武器制造以及核动 力舰船（如核潜艇、核动力航空母舰等）的运行。
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2.2 核废物分类
根据国际原子能机构（IAEA）的分类，首先按物理形态将核废料分 为液体、气体、固体三类，然后再按比活度将每类分为若干级别。见下 表：
循环，包括前 核武器制造以 在工业，农业生物， 矿床分布，
段过程、反应 及核动力舰船 医学等方面的各种应 火山喷发、
堆运行过程和 （如核潜艇、 用；核研究中心的各 矿山喷泉、
后段过程三大 核动力航空母 种研究活动；各类核 侵蚀和沙
部分。
舰等）的运行。设施退役活动。
迁移等
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民用核燃料循环
我国核电站发展概况
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2020年, 我国核电有 望实现 7 0 G W 的 装机 容量, 核电设备市场或将达到 4000 亿元, 核
电装备自主化进程的推进必将带来核电装 备业的大发展, 而核电发展的技术瓶颈等制 约因素仍 有待进一步突破。由于核废料处
理问题的困扰, 5 0 年后如何处理核废物或将 成为比建设核电站更大的难题。
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3.2 主要的几种处理方法
（4）岩熔处置
高放射性的固体或液体废料贮放到地下深孔或 洞穴中,废料 产生的辐射热将熔化它本身及周围 岩石。最终冷却后,废料将熔合进天然岩石基质内。
（5） 深层地质处置
地质岩层以它年代的古老以及在多数环境中长 时间的稳定为特征,尽管岩石都以相当缓慢的速度 在不断变化。目前,世界各国处置高放废料的最重 要也是最常用的方法是人工深岩穴(贮存库)贮存。

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5.2 共去污-分离循环
(二) 工艺条件的选择
(1) 共萃取共去污(1A) ➢ ① 料液铀浓度 ➢ ② 料液和洗涤剂的硝酸浓度 ➢ ③ TBP浓度 ➢ ④ 铀饱和度 ➢ ⑤ 流比 ➢ ⑥ 温度
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5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ➢ ① 料液铀浓度
✓ 高(生产能力/进料级的铀饱和度) ✓ 太高(粘度/密度/流动性)
• 加浓铀燃料元件：200-300g/L • 天然铀或低加浓铀：1.8mol/L
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5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ➢ ② 料液和洗涤剂的硝酸浓度
高酸(3mol/L)进料低酸(1mol/L)洗涤
✓ 优点： • 有利于去除钌/锆/铌 ✓ 缺点： • 降低了设备的生产能力； • 有机相降解比较严重； • 提高了试剂消耗量，增加了强放废液处理和贮存费用。
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5.2 共去污-分离循环
(3) 铀的反萃取（1C槽）
➢ ① 硝酸浓度 ➢ ② 温度
提高温度有利于 • 铀的反萃 • 分相，减少相夹带
➢ ③ 流比
铀的收率 反萃水相的铀浓度不致太低
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5.2 共去污-分离循环
(4) 污溶剂的净化与复用
➢ 定义 ➢ 目的 ➢ 要求 ➢ 方法
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5.2 共去污-分离循环
蒸发浓缩器
➢ 装置： 1CU ➢ 任务：便于对2DF调料
调料罐
➢ 装置： 2DF,2AF ➢ 任务：调酸调价
水相废液
➢ 装置：1AW,2DW,2AW
污溶剂
➢ 装置：1CW,2BW,2EW
5
6
5.2 共去污-分离循环
(一) 过程概述 ➢ (1) 共萃取共去污(1A)

动力乏燃料堆相对于生产堆有如下改进： ⑴ 增加Purex流程的萃取循环数 需要铀、钚产品的净化系数分别要大于106、 107。 采用Purex二循环加尾端处理或Purex三循 环流程，即可达到产品质量指标。
铀的最终纯化采用硅胶吸附，钚可用胺类萃取 或阴离子交换。
⑵ 适当调整Purex流程的工艺参数 动力堆乏燃料中钚和钌的含量较高，共去污萃 取器采用高酸（2～3mol/L）进料、高酸（2～ 4mol/L）洗涤的操作方式。 ⑶ 调制共去污料液时，进行氧化预处理 在进行共去污之前，对料液进行预处理是除钌 措施之一。 除钌的三种氧化预处理方法： ① 往料液中通入臭氧，使钌转化为挥发性物质。 Ru4++2O3 +2H2O RuO4 +2O2 +4H+
20%-25% ），
241Pu
（5%-
10%）和242Pu（ 1%-2% ）
7. 铀钚氧化物混合燃料
将铀和钚制成氧化物混合燃料（MOX），其中
钚含量一般为5%-10%，其设计以UO2燃料当量为参 照点。 MOX燃料中，239Pu和241Pu是易裂变核素，240Pu 是中子吸收剂，也能转换成241Pu，242Pu和241Pu的
②
将纯氧通入到温度是100℃的料液中，使某些 易被TBP萃取的钌转变成不易被萃取的钌。
③
往料液中加入KMnO4溶液氧化钌，产物MnO2在
沉淀过程中可吸附载带锆、铌等裂片元素。这
种方法在料液酸度低时才有效。
另外，可以将亚硝气通入料液，使亚硝酰钌的 硝酸根络合物转变成为亚硝酸根络合物，除去 钌。
热中子反应堆中，锆的产额比钌大得多，除锆
缺点：如果堆内水沸腾就会破坏堆运行的稳定性。
堆壳要承受较高的温度和较大的压力，建造投资

快堆核燃料循环
快堆核燃料循环
钚在快堆（包括ADS）中循环的优点
● 增殖燃料，使铀资源的利用率提高50∼60倍 多次循环——使核能成为可再生能源
● 嬗变废物，MA和LLFP在快堆中焚烧，使 需要地质处置的高放废物体积和长期毒性降低 1～2个数量级
快堆核燃料循环
与乏燃料一次通过相比不同分离情况的放射性毒性降低因子
热堆燃料循环
热堆核燃料闭式循环的局限性
分离鈈再循环的问题
-----------------------------------------------------------------------------
乏燃料
钚各种同位素含量(%)
Pu-238 Pu-239 Pu-240 Pu-241
---------------------------------------------------------------------------UOX 燃料
已知资源量 推测资源量
还是470万闭吨合（<循130环美元?/kg ) 1000万吨
非常规铀资源
磷矿
2200万吨
海水
40亿吨
———————————————————————————
核燃料“一次通过循环”与“闭式循环”
铀资源问题
一次通过 还是闭合循环?
根据全球核能发展趋势，常规铀资源只能支持几十年
核燃料“一次通过循环”与“闭式循环”
快堆核燃料循环
快堆乏燃料特点－
☞ 燃耗更深 ( > 150 GWd/tHM ) ☞ 比活度更高 ) 钚含量更多
强辐射（γ，α）有可能使得 水法后处理（基于有机试剂）难以胜任， 干法后处理（基于无机试剂）作为一种候选技术 在各国受到重视。

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5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）
9
5.2 共去污-分离循环
(一)过程概述
(2) 1B槽（铀钚分离槽）
➢ 1BX：还原反萃剂 ➢ 1BS：补充萃取剂 ➢ 1BP：水相反萃液 ➢ 1BU：含U有机相
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5.2 共去污-分离循环
(一) 过程概述 (3) 1C槽
➢ 1CX：铀反萃取剂 ➢ 1CU：含铀水相反萃液 ➢ 1CW：污溶剂
✓ 依据：
• 当1AF料液中锆铌含量比钌多时
✓ 优点：
• 由于采用较高铀浓度的料液而提高了设备的生产能力； • 降低了强放废液1AW的硝酸浓度。
✓ 缺点： • 增加了铀/钚净化循环除钌的负担。
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5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ➢ ③ TBP浓度 ➢ 所处理对象
➢ 高加浓铀燃料元件 • 2%-15%(体积)TBP浓度 ➢ 天然铀及低加浓铀燃料元件 • 30% (20%-40%) (体积)TBP浓度 • 生产能力 • 水力学性能 • 铀/钚和裂片元素分配系数
核燃料化学工艺学
Part Ⅱ 核燃料后处理
第五章 溶剂萃取工艺过程
第十三讲 聂小琴
1
第五章 溶剂萃取工艺过程
5.1 普雷克斯流程概述 5.2 共去污-分离循环 5.3 钚的净化循环 5.4 铀的净化循环
2
5.1 普雷克斯流程概述
普雷克斯 (Purex: Plutonium Uranium Recovery by Extraction—萃取回收铀钚)
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5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ➢ ① 料液铀浓度
✓ 高(生产能力/进料级的铀饱和度) ✓ 太高(粘度/密度/流动性)

.
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铀的浓缩方法
• 气体扩散法
最成功、最经典的方法 轻同位素气态时移动较快，通过多孔分离膜抽取，
如3%浓、0.2%贫,需要3900级 美国、法国等使用
• 气体离心法
通过重力和离心场，重的在外 单位分离功耗电只是气体扩散法的5%，成本下降
了75% 日本、欧洲等
• 气体喷嘴法
高速吹向凹型壁，惯性和离心力使重物近壁面
• 地下开采：井巷掘进
用于埋藏较深的矿体
凿岩爆破
井巷工程：决定了矿山基建时间
• 原地浸出（地浸）in situ leaching,ISL
通过地表钻孔将化学反应剂注入矿带，通过化学反应选择性地溶解 矿石中的铀，并将浸出液提取出地表
具有生产成本低，劳动强度小
仅适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床（砂岩型）
.
7
世界铀资源
勘定储量：5Mt 推测储量：25Mt 包括海水中的铀：25Gt 世界上重要的铀矿资源国家
• 澳大利亚44％ • 哈萨克斯坦20％ • 加拿大18％ • 南非8％ • 美国、独联体、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
.
8
世界铀资源分布
加拿大
哈萨克斯坦
主要的铀矿床
• 相山铀矿田、郴县铀矿床、下庄铀矿田、产子坪铀矿田、青龙铀 矿田、腾冲铀矿床、桃山铀矿床、小丘源铀矿床、黄村铀矿床、 连山关铀矿床、蓝田铀矿床、若尔盖铀矿床、芨岭铀矿床、伊犁 铀矿床、白杨河铀矿床
已经建成和新建的厂矿
• 衡阳铀矿、郴州铀矿、大浦街铀矿、上饶铀矿、抚州铀矿、乐安 铀矿、翁源铀矿、衢州铀矿、澜河铀矿、仁化铀矿、本溪铀矿、 蓝田铀矿、伊犁铀矿等
• 堆浸heap leaching

熔点高，燃耗深，辐照稳定性好。
(U-Pu)C (U-Pu)N
UC 热导率高，但燃耗不高。实际应用不高多 UN 与UC相似，实际未应用。
第19页/共515页
弥散型燃料
将含有易裂变核素的化合物加工成颗粒或粉末，
均匀的散布在非裂变材料中形成的
燃料相
基体相
优点
缺点
辐照稳定性好 ，导热性能好 ，抗腐蚀使用 寿命长，燃耗 深。
基体相份额大 ，必须采用高 浓铀或密度高 的低浓铀。
第20页/共515页
核能资源
天然核燃料
全球铀资源量1620万t，
最重要的品位为0.1
铀 钍氘 可供250年
～0.5％，平均含量 仅为百万分之二
非常规铀资源 磷酸盐(2200万t)和海水中 铀资源(超过40亿t)。此外 ，还有大量待查明资源。
第21页/共515页
234U------0.0054%
铀 235U------0.7204%
地壳：平均含量3.5×10-4% 3.5g/T岩石
238U-------99.2742% 海水：2mg/T海水
钚：自然界中几乎不存在，由238U转换得到。 钍：自然界中只含有232Th，可转化为233U。
第23页/共515页
氢 天然同位素
裂变能，重元素（如铀、钚等）的原子 核发生分裂时释放出来的能量。
聚变能，由轻元素（氘和氚）原子核发 生聚合反应时释放出来的能量。
第4页/共515页
核能产生机理
在较轻的原子中： 质子和中子的重量偏重，如果两个轻的原子合成一个重原 子，两个轻原子的原子量之和往往重于合成的重原子。
在较重的原子中： 质子和中子的重量也偏重，一个重原子分裂为两个轻原子 ，重原子的原子量一般重于两个轻原子之和。

第5章 核燃料后处理 Nuclear Fuel Reprocessing
5.1 概述
5.1.1核燃料（乏燃料）后处理
核燃料后处理目的：从乏燃料中除去裂变产物，并回收未 耗尽的和新生成的核燃料。
核燃料在反应堆中燃烧，不是一次烧尽的，为维持反应堆 的正常运行，堆中要留有最低数量的核燃料；积累的裂变产 物也会吸收中子而影响反应堆的正常运行。核燃料在反应堆 中燃烧一段时间后应从反应堆中卸出，卸出的核燃料经过后 处理才有可能重新利用其中有用之物。对核燃料循环来说， 核燃料后处理是一个不可缺少的环节。
因此，为了维持反应堆的正常运行，卸出的乏燃料必需 留有最低数量的易裂变核素，不能“烧尽”。
乏燃料并不是烧尽的废燃料，乏燃料中含有许 多有价值的物质： ☞ 一定量的未裂变和新生成的易裂变核素，如U235、Pu-239、U-233。 ☞ 大量的未用完的可转换核素，U-238、Th-232以 及在辐照过程中产生的超铀元素, 如Np-237、Am241、Cm-242等. ☞ 核裂变产生的有用的裂片元素，Sr-90、Cs-137、 Tc-99等. 上述核素可以通过乏燃料后处理和相应的分离流 程予以回收和纯化。
5.1.2 核燃料后处理在核工业中的重要性
核燃料后处理是核燃料循环中的一个重要组成部分，同 时它又是军民两用技术。核工业中的地位和作用如下： 1. 后处理对于充分利用核能资源意义重大 ☞ 核电是我国能源的重要组成部分。对动力堆乏燃料进行后
处理，实现核燃料闭路循环，对充分利用铀资源、实现核 能可持续发展，起着举足轻重的作用。我国已探明的铀资 源量有限，且铀矿品位低、规模小，如果不搞后处理，铀 资源将会限制我国核能的发展。 ☞ 核燃料通过反应堆使用一次，只能利用燃料总量的极少部 分。生产堆仅用了千分之几，较先进的动力堆，燃料的利

核燃料后处理是核燃料循环中的一个重要组成部分，同
时它又是军民两用技术。核工业中的地位和作用如下： 1. 后处理对于充分利用核能资源意义重大 ☞ 核电是我国能源的重要组成部分。对动力堆乏燃料进行后 处理，实现核燃料闭路循环，对充分利用铀资源、实现核 能可持续发展，起着举足轻重的作用。我国已探明的铀资 源量有限，且铀矿品位低、规模小，如果不搞后处理，铀 资源将会限制我国核能的发展。 ☞ 核燃料通过反应堆使用一次，只能利用燃料总量的极少 部分。生产堆仅用了千分之几，较先进的动力堆，燃料的 利用率也只有百分之几。
3. 化学分离过程
任务是除去裂变产物，高收率地回收核燃料物质。化学分
离流程分为水法和干法两大类：
☞ 水法流程指采用诸如沉淀、溶剂萃取、离子交换等在水 溶液中进行的化学分离纯化过程；
☞ 干法流程则指采用诸如氟化挥发流程、高温冶金处理、
高温化学处理、液态金属过程、熔盐电解流程等在无水状 态下进行的化学分离方法。 目前，工业上应用的后处理流程都是水法流程。历史上曾 采用沉淀法流程从辐照天然铀中提取核武器用钚。但不久
离较差，综合提取同位素较困难等，目前尚未被实际应用.
4. 尾端处理过程
经溶剂萃取分离和净化得到的硝酸钚或硝酸铀
酰溶液，无论在纯度或存放形式上有时还不能完
全满足要求，因而在铀、钚主体萃取循环之后， 还需要采取一些尾端处理步骤。其目的在于将纯
化后的中间产品进行补充净化、浓缩以及将其转
化为所需最终形态。
（3）高的技术要求和指标
核燃料后处理的主要目的是回收核燃料物质。 根据这些物质进一步加工的方式、方法的不同， 对净化有不同的要求。 一般都要求对经后处理回收的核燃料物质在进 行再加工时要能做到不需要昂贵的防护和远距离 操作设备。这就要求后处理过程具有高的净化系 数，如 107 ；高的铀钚分离系数，如 108 。从而得 到优质的铀、钚产品。这些都是远高于一般化工 分离过程的要求。此外，还要求对核燃料物质有 尽可能高的回收率。

大家应该也有点累了，稍作休息
大家有疑问的，可以询问和交流
乏燃料：大部分238U(95%)， 235U（小于0.83%）, 一定数量Pu（1％），裂变产物(约3%)
后处理的目的：提高资源利用——回收乏燃料中 的铀、钚进行再循环(MOX) 改进废物管理——减少废物体积， 实施先进燃料循环(P/T)
乏燃料经过冷却之后仍有很强的放射性，并有 很高的衰变热 核燃料循环中的非常重要的活动
—— 受国家和国际法规（IAEA）的限制 —— 受社会的高度关注
IAEA：国际原子能机构
可采用公路、铁路和 海上运输的方式 核运输是非常安全和成熟的商业活动
法国每年运输大约1,500万件危险品，其中: 30万件为放射性物品，15,000件与核燃料循环有 关 ，750件为燃料、乏燃料、HLW（高放废物）
机械设备实验大厅
中国第一座动力堆乏燃料元件后处理中间试验厂 （中试工程），兰州404厂
设计能力为日处理100公斤乏燃料
我国404厂的核燃料处理能力
日本的燃料再处理厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
乏燃料运输 一座1000MWe的PWR每年卸出乏燃料大约30吨，
经过一段时间的冷却之后要运离反应堆（离堆贮 存）
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
中间储存
图1-1. 开式或一次通过式燃料循环示意图
切割、包装 最终处置库
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
钚产品
中间储存
堆后铀、钚
后处理
乏燃料
废物处理处置 图1-2. 闭式核燃料循环示意图
• 我国核燃料循环相关企业情况

铀同位素分离扩散机群
铀同位素离心机联
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铀的浓缩
--因为同位素有几乎相同的化学特性，不易 用化学分离因此铀的浓缩是精炼油的物理过 程 --利用微小质量差分离U238和U235 --浓缩厂的最终产品为UF6
铀浓缩厂
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1.气体扩散法
铀的浓缩
最成功、最经典的方法、商业开发的第一个浓缩方法，利用不
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铀的加工冶炼
常规的铀提取工艺一段包括，铀矿石的破碎和磨 细、铀矿石的浸取、矿浆的固液分离、离子交换和溶 剂萃取法提取铀浓缩物、溶剂萃取法纯化铀浓缩物。
提炼方式 铀的选矿 重力选矿、磁选选矿、放射性选矿 铀的水冶
将铀溶解的化学反应过程（用酸或碱的水溶液） 铀的纯化
从纯净的溶液中提取铀（浓缩和纯化使铀和杂质分开） 达到较高和核纯级要求的产品
系统将化学试剂均匀地喷洒，化学试剂在渗滤过
程中与铀矿物反应，形成的含铀溶液经底部集液
系统收集，送水冶厂处理，得到最终产品。 地下
堆浸与
地表堆浸不同之处是将矿堆
建在井下。与常规采矿方法
相比，堆浸采铀省去了磨矿
工艺。主要以北方可地浸砂
岩型矿床为主（新疆、东北、
堆浸提铀
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原地爆破浸出采铀
原地爆破浸出是通过爆破手段，将天然埋藏下 的铀矿体原地破碎到一定块度，形成矿堆，再 用化学试剂与矿堆接触并发生化学反应，有选 择地浸出铀至溶液中，最终将含铀溶液收集并 输送至水冶厂处理，得到铀产品的一种采矿方 法。这种方法大大减少了矿石运输量和尾矿库 的容积，有利于环境保护。
第7页/共27页
原地浸出采铀简原称地地浸浸采出铀采，是铀在矿床天然产

用率也只有百分之几。
乏燃料中剩余易裂变燃料和可转换材料只有经后处理分离 净化后才能得到回收复用。 ☞ 对低加浓铀乏燃料中尚含有235U～0.9％、238U～95％和新生 成的易裂变物质239Pu～1％，经后处理可以从中回收有用的 铀和钚，再制成UO2、PuO2或UO2＋PuO2（MOX）燃料返 回热堆或快堆使用，使核燃料得以有效利用，缓解发展核电 与铀资源不足的矛盾。 ☞ 对于燃料的初始235U富集度为3.3％、燃耗为33000 MWd/t 的1000 MWe（即100万千瓦）的压水堆电站，若燃料用后不 再循环，每年需要天然铀（以U3O8计）约200t；而通过后处 理使铀可节约天然铀约15％，铀、钚同时循环使用，可节约 天然铀40％。此外，实现铀循环还可节约分离功6-10％，实 现铀、钚同时循环可节约分离功约40％。如果使用混合氧化 物燃料的快中子增殖堆核燃料闭路循环，对铀资源的利用率 可从热堆的0.5-1％提高到60-70％！3. 后Leabharlann 理对保障核燃料工业环境安全极其关键
☞ 每从核电站得到一度电，就有3.7×1010Bq放射性物质从反 应堆中排出。虽然一些放射性物质一开始就很快衰变掉， 但其中长寿命放射性核素的数量仍十分可观。一座10万 kW的核电站，每年要产生2.2×1017Bq的137Cs、90Sr。同时， 还要产生3.7×1013Bq的长寿命锕系元素（半衰期以万到百 万年计）。
乏燃料（Spent Fuel）：指在核反应堆中，辐照 达到计划卸料的比燃耗后从堆中卸出，且不再在该 堆中使用的核燃料。 核燃料在反应堆中燃烧的过程实质是核燃料中的易 裂变核素（如U-235、Pu-239或U-233）在中子流 的轰击下发生自持的核裂变反应的过程。 ☞ 随着核反应的进行，初期核燃料中的易裂变核素 逐渐减少，俘获中子的裂变产物逐渐增加； ☞ 随着燃耗的加深，反应性逐步降低，为了维持反 应堆中全活性区的有效增殖系数大于1，需调整控 制棒位置以增加反应性。

• 一回路冷却剂的取样分析是利用γ谱分析对一回路冷却 剂中放射性裂变产物133Xe、135Xe、138Xe、85Kr、87Kr、131I、 132I、133I、134I、135I、134Cs和137Cs等放射性核素的比活度 进行定期测量和趋势分析，以此来判断堆芯燃料组件是否 存在破损泄漏。
工作范围—燃料运行
• 铀原料：中核集团—原子能公司
– 铀价格上涨制造：中核建中核燃料 元件有限公司
– 技术问题，不符合项，验收
• 驻厂监造：驻厂代表
U3O8 历史价格
140
120
100
80
60
40
20
0
美元/磅
工作范围—燃料储存
• 新燃料接收与储存
– 新燃料间
• 乏燃料池 • 03#厂房管理
工作范围—装换料
• 装换料文件准备
Mar-87 Mar-88 Mar-89 Mar-90 Mar-91 Mar-92 Mar-93 Mar-94 Mar-95 Mar-96 Mar-97 Mar-98 Mar-99 Mar-00 Mar-01 Mar-02 Mar-03 Mar-04 Mar-05 Mar-06 Mar-07
工作范围—燃料制造
• ⅲ）在功率突变或降压过程中，131I、133I、134Cs和137Cs出现 峰值；
• ⅳ）在功率突变时131I活度峰值超过3.7x109Bq/m3；
• ⅴ）在正常运行工况下，循环初和循环未归一化的131I活度 差超过3.7x107Bq/m3；
• ⅵ）WANO燃料可靠性指标FRI大于19Bq/
工作范围—换料设计
• 燃料运行完整性监督
– 在线监督 – 核素取样分析 – 碘分析
• FRI • 碘当量