核燃料化学工艺学资料

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5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）
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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)

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
核燃料的分类和特征 UO2作为压水堆核燃料的堆内行为
概述
动力堆对于固体燃料的主要要求：
(1) 良好的核裂变性能维持链式反应
(2) 良好的热导率 传热效率高、安全
(3) 高熔点 可承受高运行温度、安全
(4) 化学稳定性 与冷却剂及包壳材料良好的相容性。
(5) 足够的力学性能、晶型稳定、抗辐照 工作中不破损
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中心区空洞 ③柱状晶区 ② 等轴晶区 ①不变晶区
芯块开裂
燃料棒内由温度梯度而产生的热应力将使第一区裂开，第三区 在低应力作用下容易流动，因而不会开裂。如果停堆时该区已 经形成裂纹，将使下次堆运行中使裂纹重新愈合。
芯块在运行初期的开裂使芯块外径增加，芯块与包壳间隙减小。 随着燃耗的增加，芯块与包壳相接触，发生机械相互作用，这 种接触应力引起芯块内产生新的裂纹，并使包壳管承受应力， 使包壳管外径局部增大。芯块开裂部位往往是包壳管内应力集 中部位，也是造成燃料棒破损的原因。
4
金属型燃料
纯金属铀
铀是一种致密的、具有中等硬度的银白色金属，熔点1133℃，在 熔点以下有三种同素异构体
优点：密度高（>18g/cm3），导热率高（相对于UO2），工艺性 能好，易于加工成型
缺点：相变、各向异性、辐照肿胀、化学稳定性差
铀合金 为了改善纯铀的特性
g相合金：U-Zr, U-Mo, U-Nb, 快冷得到立方g相 a相合金：保持a 结构并具有细小而混乱的晶粒组织，抗辐照，典
效去除超化学计算量的过剩氧，使O／U接近2.00。
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芯块制造对性能的影响
二氧化铀燃料的制造对其热学、力学、化学性质以及堆 内行为和裂变产物行为等有较大的影响，主要有：
烧结密度，以理论密度的百分数（％T·D）来表示

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。

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

(一) 工艺过程 (二) 2DF料液制备 (三) 选择工艺条件 (1) 2D槽工艺条件 (2) 2E槽工艺条件
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5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）


• • • • • •
③ 补充萃取剂用量
增大补充萃取剂的用量
显然有利于铀/钚的分离， 但是，1BS用量太大将使有机相耗量过多， 使反萃段的流比(有机物/水)增大， 有机相铀饱和度下降， 反而使铀中钚分离效果变差。 因此其用量的选择以能达到良好的补充萃取为宜。
•
32
5.2 共去污-分离循环
(4) 污溶剂的净化与复用 ③ 溶剂的补充和更换

•
• • •
更换方式 定期分批更换 一次性更换 处理方法 放到大罐中贮存或烧掉 再生(真空急骤蒸馏法)
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(4) 污溶剂的净化与复用


真空急骤蒸馏法再生污TBP-煤油 原理
沸点不同，可通过精馏的方法达到彼此的净化分离。 TBP的沸点和煤油的沸点不同 污溶剂中得一些杂质、污物和降解产物的沸点与TBP不同 低碳链的烷烃和烯烃的沸点比煤油的沸点低 TBP是一种热敏性物质，在温度高于150℃时就开始分解。煤油 在较高的温度下也会发生裂解。 因此，必须采用真空急骤气化和真空精馏的方法，以便降低TBP、 煤油的沸点，缩短他们在气化过程的受热时间，减少它们的热分 解损失，从而达到净化和再生的目的。

UF6生产过程主要由氟化、UF6冷凝收集、 氟气回收和尾气处理四部分组成。
6
第一节 铀化合物的转化 三、六氟化铀的生产（续）
⑴ UF4氟化反应器 火焰炉反应器：UF4细粉末分散在350-537℃的
氟气中发生燃烧，反应在火焰中进行。设备紧凑， 生产强度大，但对UF4粉末的纯度、粒度及其分散 装置要求严，炉体腐蚀重，残渣量多，氟气过剩量 大。 流化床反应器：反应器内的固体颗粒能迅速混合， 全床层处于等温状态，易控制温度，传热与传质优 良。床料烧结少。对原料的适应性强，易操作调节， 但设备尺寸大，生产强度低，且氟气剩量和灰渣率 多。
（见图3－1 扩散分离级原理图）
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第二节 铀浓缩 二、浓缩铀生产的基本原理（续）
1．气体扩散法（续） 分离系数
-分离效果的量度，分离级前后所需同位素（铀235）的相对丰度比。
-理论分离系数1.0043；实际分离系数为1.002。 -由于单级的分离效果极小，为得3%的低浓铀产品，
需把一千多级扩散级串联起来组成级联。 -由于必须把气体不断地重新压缩，使它通过扩散膜，
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第二节 铀浓缩 二、浓缩铀生产的基本原理（续）
1．气体扩散法（续） 扩散分离级的主要组成部分： ①分离器—圆筒形，内装几千支膜管（直径几厘
米，长约1—1.5m）。 ②压缩机—往分离器连续供料并提供为维持扩散
膜两侧压差所需的压头。 ③热交换器—UF6气体被压缩后，温度升高，用
热交换器带走热量，使温度保持恒定。
1．气体扩散法 原理：基于两种不同分子量的气体UF6混合物在热运 动平衡时，两种分子具有相同的平均动能而速度不同。 较轻分子的平均速度大，与容器壁或多孔隔膜的碰撞 次数（几率）相对重分子多。隔膜含有容许分子通过 的无数微孔。两种组分就以不同的速度通过多孔膜 （又称扩散膜或分离膜）而扩散。当UF6气体通过扩 散分离时，在过膜的低压侧铀-235有微小加浓，在 不过膜的高压侧铀-235被贫化。

15.9219.82 δδ负值
理论密度 Mg/M3 热胀系数 106/℃ 热导率 W/m．K（℃） 断裂强度MPa
18.0619.04 a:39.0, 6.3, c:27.6 b:-
10.96
13.63
14.3
0-1500℃ 10
20-1000℃ 10 24.5 (1000℃）
25 （25℃）
2.8（1000℃） 21.7 8.4（20℃） （1000℃） 33（44℃） 110 62
理想的核燃料需具备以下特点
燃料中易裂变原子密度高，即材料中应含有高浓度的裂



变（或增殖）原子，其它组合元素中不应有中子吸收截 面大的原子。 导热性能好，即可以有高的功率密度（每单位堆芯体积 的热功率高），或高的比功率（每单位质量燃料的热功 率高），燃料能承受高的热流而不产生过大的温度梯度， 并能使燃料中心温度保持在熔点以下。 熔点高，熔点以下没有相变，不会因为相变而导致熔点 以下的密度、形状、尺寸及其它变化。 低的热膨胀系数，以保持燃料元件的尺寸稳定。 具有化学稳定性，与包壳材料相容，与冷却剂不发生化 学反应。 辐照稳定性好，即在强辐照下不会因肿胀、开裂和蠕变 等引起变形而失效；机械性能（强度、韧性等）也不应 在辐照下有很大的变化。 材料的物理和力学性能好，易于加工，并能经济地生产。
弥散型燃料
弥散型燃料具有熔点高、与包壳相 容性好、抗腐蚀、抗辐照、导热性
能好等优点。 弥散性燃料主要用于实验堆，也用 于动力堆和生产堆做燃料。
板状元件
板状元件是一种弥散体燃料。它是一种 “三明志”的结构，两边是金属（铝）包壳， 中间是燃料颗粒弥散在金属（铝）基体中。 弥散体燃料颗粒可以是氧化物，也可以是 硅化物。如CARR堆燃料芯体是由U3Si2弥散 在铝基体中形成的。这种燃料克服了导热性 能差的缺点，也对燃料的抗肿胀性能有所提 高。由于它一般使用铝合金为包壳，不能用 于动力堆，是用于研究堆的。现在也有用锆 合金作包壳的用于动力堆。

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。

的矿石通过28目筛而20的通过150目筛矿浆借重力连续经过14个橡胶衬里的钢制浸取槽直径4m高425m装涡轮搅拌器总停留时间45h第一个浸取槽温度
核燃料化学工艺学3)美国新墨西哥格兰茨(GRANTS)铀水冶厂串联浸取流程: 1)生产能力:5600T(矿石)/d,处理对象:含铀矿物的砂 岩,U3O8(0.2%)Mo(0.01%-0.03%)V2O5(0.05%-0.2%)矿石中含大量的钙为耗酸的主成分, 2)破碎前的直径小于25.4MM,的矿粒在棒磨机上磨细到97-98% 的矿石通过28目筛,而20%的通过150目筛,矿浆借重力连续经过14个橡胶衬里的钢制浸取槽,(直径4M,高4.25M,装涡轮搅拌器,总 停留时间 4.5H,第一个浸取槽温度:43-54,PH:0.6—0.7,大部分矿物在此反应)

反应，能与多种金属形成合金。
铀分布特征
铀矿分布分散，含量低。有200多种，其中只有20-30 多种均有开采价值。 地壳和环境水中:四价和六价化合物 铀会从地表层进入江、河、湖、海和土壤，因而也容 易转移到动植物体内。 宇宙太空中含有一定数量铀。
铀矿石
磷锌铀矿 翠砷铜铀矿
菱镁铀矿
沥青铀矿
晶质铀矿
249Cf(锎 ), 251Cf, 242Am等。
233U,235U，239Pu
……
链式反应
已经大量建造的核反应堆使用的是裂变 核燃料235U和239Pu，很少使用233U。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。
聚变核燃料
聚变 轻核结合成质量较大的核的过程叫核的聚变。
UO2 PuO2
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。
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。
增殖
核燃料的转换
由可转换核素238U、232Th转换生产新的有用 的同位素239Pu、233U的过程。
燃料转换
核燃料富集
铀浓缩/富集 采用同位素分离的方法，将天然铀或铀同位素
混合物中235U含量提高到高于天然铀的不同程度。
动力堆：1~5% 研究堆实验堆：2~90% 235U的含量降到0.3~0.25%的尾料称为贫铀。
电子构型 原子序数
57 58 59 60 61

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。

缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩 铀
基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等
4.3、二氧化铀燃料
性能优缺点： （1）优点 1）熔点高； 2）高温稳定性和辐照稳定性好； 3）化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相容性
好； 4）在1000 ℃以下能包容大多数裂变气体； 5）有适中的裂变原子密度，非裂变组合元素氧的热中
4.5、MOX燃料及其应用
引入钚燃料带来的问题，主要是材料基本物 理性质的变化。
钚的加入对燃料元件后处理也会有影响，过 多的钚会造成燃料在硝酸中的溶解不完全。
另外，在堆内辐照过程中，铀-235是单纯消 耗，而钚-239是既有消耗（裂变），又有生产 （增殖）的动态过程。
4.6、核燃料循环
核燃料循环从铀的制取开始，制成 燃料组件，到堆内辐照，乏燃料出堆、 冷却、储存，再从乏燃料或辐照过的增 殖材料中，提取未烧尽的和新生的核燃 料，再返回堆内使用，并将乏燃料处理 过程中产生的剩余废物进行最终处置的 整个过程称为核燃料循环。
芯块裂纹的存在和沙漏状的凸起会导 致包壳应力过大产生裂纹，往往是一。
芯块密实
芯块密实是燃料寿命早期出现的另一组织改变。辐 照条件下的芯块长度减小，密度增加的现象为辐照 密实。 减小密实化的措施： 1）提高芯块的初始密度，芯块密度达94%理论密度 以上时孔隙减少，密实量也显著减小。 2）研制辐照尺寸稳定的芯块，如添加造孔剂，得到 大于5微米的原始孔隙，减少小于1微米的孔隙体 积份额。 3）燃料棒内预充一定压力的氦气，防止包壳管倒塌。
氧及可挥发裂变产物的再分布
1）氧的再分布：CO2从冷区经裂纹和连通的孔隙 扩散到热区，将氧沉积在固体中，同时转变成 CO扩散回冷区，并重复这个过程，逐渐将氧输 送到热区。

’-U3O8
2.667
斜方
4.136
11.816
6.822
500℃晶格参数
-U3O8
2.667
斜方
7.069
11.445
8.303
8.38
-U3O8
2.667
六方
8.78
9.18
9.15
- U3O8
2.667
斜方
6.70
12.46
8.53
7.86
-UO3
3.0
斜方
6.84
43.45
4.157
7.44
天然铀是由235U、238U和234U等同位素组成的混合物，其中，238U和235U的含量分别为99.2%和0.71%，234U的含量为0.006%。贫铀是从天然铀中提取供核反应堆燃料或核武器装料用的浓缩235U后的废料，其中，主要成分是放射性较低的238U，而可裂变核素235U的含量仅为0.2～0.3%。
陶瓷燃料是指U、Pu、Th与O、C、N等非金属元素组成的化合物，如UO2、UC、UN、(U,Pu)O2固溶体（即MOX）、ThO2等。由于陶瓷核燃料具有高熔点、耐腐蚀、辐照稳定性好等优点，动力堆普遍采用陶瓷核燃料，特别是UO2燃料的应用最广泛。重水堆采用235U富集度为0.714%的天然UO2燃料。轻水堆（主要包括压水堆和重水堆等）采用235U富集度低于5%的UO2燃料，将圆柱形UO2陶瓷芯块装入锆合金包壳管内堆积，并焊接密封组装成n×n正方排列的棒束，这被称为燃料组件。研究堆采用235U富集度低于20%的棒状UO2燃料或板状UO2-Zr、U3Si2-Al、U-Mo/Al等弥散燃料。中国实验快堆初装燃料为富集度为64.4%的UO2燃料，然后将堆芯转换为MOX燃料（235U富集度为45%，PuO2含量为25%）；示范快堆MOX燃料由贫UO2和工业PuO2组成。空间核动力堆一般采用亚化学计量UO2-x或UN等陶瓷燃料。

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。