核燃料化学工艺学资料

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。

矿产资源开发利用方案编写内容要求及审查大纲
矿产资源开发利用方案编写内容要求及《矿产资源开发利用方案》审查大纲一、概述
㈠矿区位置、隶属关系和企业性质。

如为改扩建矿山, 应说明矿山现状、
特点及存在的主要问题。

㈡编制依据
(1简述项目前期工作进展情况及与有关方面对项目的意向性协议情况。

(2 列出开发利用方案编制所依据的主要基础性资料的名称。

如经储量管理部门认定的矿区地质勘探报告、选矿试验报告、加工利用试验报告、工程地质初评资料、矿区水文资料和供水资料等。

对改、扩建矿山应有生产实际资料, 如矿山总平面现状图、矿床开拓系统图、采场现状图和主要采选设备清单等。

二、矿产品需求现状和预测
㈠该矿产在国内需求情况和市场供应情况
1、矿产品现状及加工利用趋向。

2、国内近、远期的需求量及主要销向预测。

㈡产品价格分析
1、国内矿产品价格现状。

2、矿产品价格稳定性及变化趋势。

三、矿产资源概况
㈠矿区总体概况
1、矿区总体规划情况。

2、矿区矿产资源概况。

3、该设计与矿区总体开发的关系。

㈡该设计项目的资源概况
1、矿床地质及构造特征。

2、矿床开采技术条件及水文地质条件。

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。