核燃料循环后端
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。
，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。
第六章-核燃料循环PPT课件
铀矿石
铀矿
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15
中国第一块铀矿石
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16
我国的铀资源
中国是铀矿资源不甚丰富
我国铀矿探明储量居世界第10位之后，不能适应 发展核电的长远需要
矿床规模以中小为主
矿石品位偏低
• 一般在千分之一含量就要开采，成本较高 • 开发堆浸、地浸技术，可降低成本
我国逐步发现了花岗岩型38%、火山岩型22% 、砂 岩型19.5%和碳硅泥岩型16%四大类型的铀矿床
• 北方铀矿区以火山岩型、砂岩型为主地浸 • 南方铀矿区以花岗岩型为主堆浸
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17
我国铀矿分布图
新疆
河北
陕西
云南
江西 浙江 湖南
广西 广东
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18
我国的铀矿分布
已探明的铀矿
• 大小铀矿床(田)200多个 • 矿床以中小型为主
主要分布
• 江西、广东、湖南、广西，以及新疆、辽宁、云南、河北、内蒙 古、浙江、甘肃等省(区)
铀矿开采与矿冶
铀矿开采 从铀矿中提取、浓缩、纯化精制天然铀产品
铀矿开采
影响铀矿床工业的主要因素
• 矿石品位 • 矿床储量 • 开采条件
普查勘探工作程序
• 区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等 • 地形测量、地质填图、原始资料编录等 • 我国需要5年以上的时间
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11
铀矿地质勘查
野外勘探
遥感合成图
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铀矿
12
铀矿地质勘探
核工业地质局
核工业总公司
核工业北京地质研究院
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20
湖南彬州放射性选矿厂
特点
• 中国第一个铀矿 • 选矿厂位于矿附近 • 苏联技术 • 建于1960年 • 磁选分离
核电站如何处理核废料,你造吗？
随着核能事业的不断发展，核能发电过程中产生放射性乏燃料的数量也将随之增加，这也将成为核能利用发展道路上急需解决的问题，如何管理好放射性核废料？各国的办法各不相同，本文整理了一些核废料处理方法，以供读者参考。
核废料是指核电站在运行中产生的含有放射性的物质，从技术层面来看，核废料主要分为高放射性、中放射性、低放射性三种，一般可归为高放射性核废料和中低放射性核废料两类。
高放射性核废料主要包括核燃料在发电后产生的乏燃料及其处理物。
这些废料包括铀、钚和高放射性元素裂变过程中产生的废弃物。
大多数高级别废弃物中的放射性同位素具有超强的辐射和极长的半衰期（有的超过10万年），对人体的危害巨大，如只需10毫克钚就能致人毙命，而这些核废料降低到安全放射性水平也需要相当长的时间。
中低放射性核废料一般包括核电站的污染设备、检测设备、运行时的水化系统、交换树脂、废水废液和手套等劳保用品。
中低放射性核废料危害较低，它的放射性级别和放射性同位素的半衰期比较小，通常储存10到50年的时间后，其中的放射性同位素就会衰变，而此时的废物可以作为普通垃圾丢弃。
因此各种核废料处置方法是不一样的。
废弃物的放射性会随着时间减弱，因此处理核废物的原则是将其隔离起来直到它不再构成危险。
这意味着从核电站和核武器产生的废物经过几千年的时间才可以再处理。
目前，核废料的主要处理方法是将低放射性的废料隔离、存储，中放射性的废料近地面处理，那些高放射性的废物则通过深度填埋和变形的方式进行处理。
核废料的初步处理成功将核废料与生物圈隔离需要复杂的处理和管理过程。
这个处理过程伴随着一个包括存贮、处理或将废弃物转化为无毒形式的长期的管理策略。
世界各国政府都在探究废弃物管理和处理的方式，尽管在高级别废弃物的管理方案方面的进展有限。
玻璃化冷冻保存放射性废弃物的长期存储需要将其转化成一个稳定的形式。
其中一种方法是玻璃化冷冻保存。
目前，在塞拉菲尔德的高级别放射物就是先将其和糖混合起来，然后煅烧。
核燃料循环后端 PPT
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
核工程导论-第新新四节核燃料循环
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)。
法国核燃料循环后端方案设想-Orano
UP2 -UP3
UOX再循环
2
UP5
快堆-MOX再循环
1
UP4
轻水堆-MOX再循环 快堆-MOX制造
பைடு நூலகம்快堆
不同燃料循环绩效评估
(1) 核材料
开式循环
一次再循环 两次再循环 多次再循环 轻水堆 轻水堆–(快堆) 轻水堆–快堆
多次再循环 不需要铀 快堆
快堆占比 (GWe %)
天然铀消耗 (吨/年)
钚净产量 (吨/年)
现有核 电机组
2020
轻水堆
2
1
快堆
3 3
快堆MOX
钚
钚
轻水堆-MOX
快堆-MOX
钚
钚
第三阶段：只用MOX燃料 不需要天然铀 需要更多快堆 (约大于40 GWe)
2050
快堆部署：
现行方案研究
EDF-AREVA-CEA 联合研究
约60 GWe
现有核 电机组
轻水堆
1
3
第三阶段：只用MOX燃料 不需要天然铀 需要更多快堆(约大于40 GWe)
当前法国的燃料循环 (轻水堆)
哪种过渡方案
快堆部署：
先前的观点
(?)
约60 GWe
延寿
现有核 电机组
快堆
轻水堆
# 2040
快堆部署：
现行方案研究
约60 GWe
现有核 电机组
2020
轻水堆
第一阶段：回收轻水堆中的MOX乏燃料 需要少数快堆(3 – 5 GWe?) 轻水堆MOX乏燃料量稳定
天然铀
轻水堆-UOX 钚 轻水堆-MOX
2
第二阶段：快堆MOX多次再循环 需要更多快堆( 约20 GWe) 钚量稳定
MOSART核燃料循环前端与后端工艺简介
燃料循环前端使用干法：其处理方法与MSR的在线后处理类似。在后处理的初始阶段， 利用氟化挥发工艺可以将U，Pu，Np从乏燃料中分离出来，而其它次锕系核素特别是 Am，Cm的无法分离，需要增加新的高温化学工艺流程。目前来看可选的工艺有熔盐 电化学技术和液态金属萃取技术（Molten-salt Electrochemical Processes or the Moltensalt / Liquid mes）
MOSART的熔盐在线净化b
该流程基于FLiNaBe盐，熔盐净化大体分为两个阶段第一阶段使用液态金属Bi萃取技 术，将绝大部分的次锕系核素分离出来，重新回堆燃烧。第二阶段利用蒸馏工艺将镧 系杂质从熔盐溶剂中去除。净化后的熔盐重新送回反应堆。目前第二阶段还在设计和 实验过程中。
MOSART的熔盐在线净化的优缺点
MOSART核燃料循环前端与后端 工艺简介
• MOSART的设计目标主要是为了嬗变压水堆乏 燃料中的超铀元素，其设计的燃料成分中以Pu 为主，含有10%-20%左右次锕系核素（主要为 Np和Am）a。 • MOSART燃料循环前端可采用的PWR乏燃料后 处理技术有湿法和干法两种b（湿法可采用 U/Pu共萃取技术，但是U/Pu共萃取技术不适用 于MOSART，因其主要是用来嬗变TRU）。其 核燃料前端防核扩散性能与目前核工业一致。 • MOSART核燃料循环的后端将采用干法后处理 技术。包括：He鼓泡系统，材料表面电镀 （plating），过滤，氟化，还原萃取，蒸馏， 共结晶（co-crystallization）等技术。详见表1。
表1 MOSART 干法熔盐在线净化方案a
MOSART燃料循环流程示意图---前端湿法b
燃料循环前端采用湿法模式，使用已有的核燃料后处理流程， 制备适合于MOSRART的燃料。其燃料中含有Pu的各种同位素 以及MA。文献b中给出了不同核素的分离提取效率。
我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安
次循环的物料衔接角度考虑，全分离流 程适应性更强。
需要指出的是，俄、法、日、印、韩等 国均规划了快堆的发展计划，积极开发 先进后处理-快堆嬗变（也可增殖）核燃 料循环技术。2008 年至 2012 年欧洲 12 个国家发起了由 34 个研究机构参与的 ACSEPT（分离-嬗变使锕系再循环）计 划，主要开展水法和干法先进分离技术 研究。在新萃取剂合成、组分离、锕/镧 分离和锶/铯分离流程开发以及干法分 离等方面均取得了阶段进展。韩国在 干法后处理研究中也取得了较大成绩， 2012 年完成了干法后处理示范设施的 建设（PRIDE），目前正在开展干法流程 铀试验；日、法等则在快堆嬗变次锕系 的元件制造和干法后处理等方面开展 大量研究。
3.后处理科技项目研究进程 自上世纪开始，国内即开展先进 无盐 PUREX 两循环流程、高放废液 分离等研究。在此基础上，提出了具 有自主知识产权、具有第三代后处理 技术特点的先进无盐全分离流程。 该流程中的先进无盐两循环 APOR 流程，进行了十多次全流程台 架 温 试 验 验 证 与 改 进 ，结 果 表 明 ， APOR 流程具有良好的适应性，适宜 高燃耗乏燃料处理。铀钚分离使用 的二甲基羟胺还原剂和单甲基肼支 持还原剂具有良好稳定性。
全分离技术的要点是改进 PUREX 流程，除了分离铀、钚外，同时分离镎、 锝、碘，然后进一步分离高放废液中剩 余的铀、钚和次锕系元素以及锶、铯，分 别得到上述元素的单个产品。部分分 离指分别得到铀和铀/钚（或铀/超铀）混 合产品。部分分离由于得到的是锕系 混合物，只能用于均匀嬗变。在干法后 处理中，钚与其他锕系元素一般难以分 开，属于部分分离。
核燃料循环概要
Li S.J.
核燃料循环概要
Outline for Nuclear Fuel Cycle
Li S. J.
前言
快堆 (快中子反应堆) ——堆内主要由快中子引 起链式反应及裂变的反应堆。 反应过程包括
239Pu—--→释放快中子，转变为U235----
→快
中子击中238U---- → 238U转变为239Pu---- →
239Pu继续放出快中子参与反应
快堆不用慢化剂，仅用液态金属钠作冷却剂
Li S. J.
核燃料循环的后端 乏燃料加工是一个既需要资金又需要技术 的领域： 加工1吨乏燃料至少要生成 45 吨 高放射性废液及 150 吨 中等放射性废液和 2000 吨 低放射性废液
Li S. J.
核燃料循环的后端
实际上， 英国和法国长期以来一直利用国际协议中的漏 洞，把自己加工后的放射性废物直接倒进北大西 洋，并且有证据表明他们至今仍在这样做。 日本也同样如此。 俄罗斯则是把废液泵入地下或倒入露天池里存 放。
Li S. J.
核燃料循环的后端 第二类：后处理战略 对乏燃料中所含大部分有用核燃料进行分离 并回收利用 主要目的：
回收辐照（乏）燃料中宝贵的可裂变材料（ 235U, 233U和钚）和可转换材料，以便再制造成新的燃 元件； 核燃料在反应堆中辐照时所产生的超铀元素（即 次锕系核素）的提取，也有很大的科学和经济价 值A；如通过分离嬗变法处理（见后）。
核工业组成及其工作流程
核工业组成及其工作流程文档编制序号：[KKIDT-LLE0828-LLETD298-POI08]55、核工业体系的组成及其流程核工业是一个十分广大的系统工程，其组成体系包括：铀矿勘探、铀矿开采与铀的提取、燃料元件制造、铀同位素分离、反应堆发电、乏燃料后处理、同位素应用以及与核工业相关的建筑安装、仪器仪表、设备制造与加工、安全防护及环境保护。
56、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。
57、铀矿地质勘探铀是核工业最基本的原料。
铀矿地质勘探的任务，是查明和研究铀矿床形成的地质条件，阐明铀矿床在时间上和空间上分布的规律，运用铀矿床形成和分布的规律指导普查勘探，探明地下的铀矿资源。
地壳中的铀，以铀矿物、类质图象（形成含铀矿物）和吸附状态的形式存在。
由于铀的化学性质活泼，所以不存在天然的纯元素。
铀矿物主要是形成化合物。
目前已发现的铀矿物和含铀矿物有170种以上，其中只有25-30种铀矿物具有实际的开采价值。
铀矿床是铀矿物的堆积体。
铀矿床是分散在地壳中的铀元素在各种地质作用下不断集中而成的，也是地壳不断演变的结果。
查明铀矿床的形成过程，对有效地指导普查勘探具有十分重要的意义。
并不是所有的铀矿床都有开采、进行工业利用的价值。
影响铀矿床工业评价的因素很多，有矿石品位、矿床储量、矿石技术加工性能、矿床开采条件，有用元素综合利用的可能性和交通运输条件等。
其中矿石品位和矿床储量是评价铀矿床的两个主要指标。
铀矿普查勘探工作的程序，包括区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等相互衔接的阶段。
同时还伴随-系列的基础地质工作，如地形测量、地质填图、原始资料编录、岩石矿物鉴定、样品的化学和物理分析、矿石工艺试验等。
核燃料循环
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。
核燃料循环各个阶段
核燃料循环各个阶段摘要：一、核燃料循环的定义与重要性二、核燃料循环的组成部分1.前端：铀矿开采与加工2.后端：核燃料在反应堆中使用与乏燃料处理三、核燃料循环的具体流程1.铀矿地质勘探2.铀矿开采3.铀提取工艺4.核燃料在反应堆中使用5.乏燃料处理四、核燃料循环的意义与挑战正文：核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分，它涉及到核燃料的获得、使用、处理以及回收利用等多个环节。
为了更好地理解核燃料循环，我们需要对其组成部分进行详细的了解。
核燃料循环主要分为前端和后端两个部分。
前端主要包括铀矿的开采和加工，以及铀的提取工艺。
后端则主要是核燃料在反应堆中的使用，以及乏燃料的处理。
在核燃料循环的前端，铀矿地质勘探是第一步。
这一阶段的任务是查明和研究铀矿床形成的地质条件，以便于指导后续的普查勘探工作。
地质勘探工作的程序包括区域地质调查、普查和详查、揭露评价和勘探等阶段。
接下来是铀矿开采，这一步骤的任务是将铀矿从地下矿床中开采出来，或者通过化学溶浸的方法将铀转化为液体铀化合物。
铀矿开采的方法主要有露天开采、地下开采和原地浸出采铀等。
在铀提取工艺阶段，主要是通过水冶方法将开采出来的铀矿加工富集成含铀较高的中间产品，通常称为铀化学浓缩物。
在核燃料循环的后端，核燃料在反应堆中的使用是核心环节。
核燃料在反应堆中发生核裂变反应，释放出大量的能量。
然而，随着反应的进行，核燃料的浓度会逐渐降低，这时就需要对乏燃料进行处理。
乏燃料处理的主要任务是分离出放射性核素，以便于进行回收利用或者进行安全处置。
总的来说，核燃料循环是核能利用的重要组成部分，它涉及到多个环节，包括铀矿的开采、加工，铀的提取，核燃料在反应堆中的使用，以及乏燃料的处理等。
尽管核燃料循环带来了核能的利用，但也带来了核废料的处理等问题。
核燃料循环各个阶段
核燃料循环各个阶段摘要：一、核燃料循环简介二、铀矿开采三、铀浓缩四、核燃料制造五、核反应堆中的燃料使用六、乏燃料处理七、核燃料循环对环境的影响八、核燃料循环的未来发展正文：核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分，它包括铀资源开发和核燃料加工（前端）、核燃料在反应堆中使用、乏燃料处理（后端）三大部分。
整个核燃料循环过程包括铀矿开采、铀浓缩、核燃料制造、核反应堆中的燃料使用和乏燃料处理等阶段。
一、核燃料循环简介核燃料循环，是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。
核燃料循环包括铀矿开采、铀浓缩、核燃料制造、核反应堆中的燃料使用和乏燃料处理等阶段。
二、铀矿开采铀矿开采是生产铀的第一步。
任务是把工业的铀矿从地下矿床中开采出来，或将铀经化学溶浸，生产液体铀化合物。
铀矿的开采与其他金属物质的开采基本相同，但是由于铀矿有放射性，能放出放射性气体（氡气），品位较低，矿体分散和形态复杂，所以铀矿开采又有一些特殊的地方。
三、铀浓缩铀浓缩是指将铀矿石中的铀-235含量提高至2%~5%的过程。
这一过程是利用铀-235与铀-238的物理性质的差异，通过扩散、离心或激光等技术手段实现的。
铀浓缩是核燃料循环中的关键环节，它直接影响到核燃料的制造和核反应堆的运行。
四、核燃料制造核燃料制造是将铀浓缩物与其他元素（如钚）混合，制成可放入核反应堆中使用的燃料棒。
核燃料制造过程需要在高度洁净的环境中进行，以防止燃料棒受到污染。
五、核反应堆中的燃料使用核反应堆中的燃料使用是指将核燃料棒放入核反应堆中，进行核反应，释放能量的过程。
核反应堆中的燃料使用会消耗掉部分铀-235，形成乏燃料。
六、乏燃料处理乏燃料处理是指对核反应堆中使用过的燃料棒进行处理，提取其中有用的铀和钚，以及去除放射性废料的过程。
乏燃料处理包括乏燃料冷却、乏燃料拆卸、铀钚提取、废料处理等步骤。
七、核燃料循环对环境的影响核燃料循环对环境的影响主要体现在铀矿开采、核反应堆运行和乏燃料处理等环节。
乏燃料后处理厂建应提上日程
乏燃料后处理厂建应提上日程作者：石磊李金英胡言涛来源：《能源》 2018年第6期多国差异化布局核燃料循环社会主义建设进入到新时代，核工业发展与建设亦是如此。
鉴于核工业体系的庞大与复杂，笔者先结合自身在核工业几十年的工作经历，概述--下核工业。
“核工业”，又称原子能工业，泛指涉及核材料与核燃料研究生产加工、核能开发利用、核武器研制生产、放射性同位素研制生产和开发利用等庞大的、复杂的综合性工业部门。
从科学上讲，核工业是利用自然资源，通过核反应促使原子核内部结构发生变化使核素发生转化，同时释放出巨大的、可控的能量并加以利用的高科技战略产业。
其主要任务两个方面：一是核能的和平利用，包含核材料、核燃料、放射性同位素的研究、生产、加工、应用等全过程；核反应堆与核动力装置的研究、设计、建造、运行；核能生产（发电和供热等）等。
二是核武器（原子弹、氢弹、中子弹等）与军用核动力的研发，除核材料、核燃料、放射性同位素等与核能和平利用的生产原理相同外，核武器与军用核动力的研究、设计、建造、使用等都属于核工业的范畴。
核工业在一个国家的国防和经济社会发展中具有十分重要的地位和作用。
核工业体系涉及的专业领域，包括：资源的地质勘探；资源的开采；材料的冶炼和精制；同位素的分离；燃料元件的制造；反应堆的设计建造运行；乏燃料的处理；放射性废物的处理处置；放射性同位素生产；核武器研制；核仪器设备制造；核设施的建筑安装；核设施的退役；贯穿整个核过程的辐射防护技术；核保障技术等。
这里单独说说核燃料循环，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。
核燃料循环通常分成两大部分，核燃料循环前端和核燃料循环后端，核燃料循环前端包括铀矿开采、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、燃料元件制造等，而核燃料循环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处理以及对放射性废物处理、贮存和处置等。
核燃料循环后端
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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)
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MOX燃料（Mixed Oxide Fuel）钚铀氧化物混 合燃料的简写，是由二氧化铀（UO2）和二氧 化钚（PuO2）构成的氧化铀钚燃料。
（1） 方式：公路、铁路、海上 （2） 容器：应考虑防止临界、传热、屏蔽和机械强度
铅容器、钢容器、贫铀容器和铸铁容器
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22
未来后处理厂的改进
世界后处理工业已经有超过30年的运行经验
通过经验的积累、持续的R&D（research and development) 和工程上的努力，工厂性能得到不断改进 —— 环境影响和工作人员辐照持续减少 —— 工艺改进使处理能力增加 —— 工厂可操作性的改进，启动运行所需时间缩短（法 国UP2－400用10年，UP3用5年，UP2－800仅用1年）， 开工率提高
干法后处理尚未实现商业运行
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11
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,然后用溶剂萃取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰 和硝酸钚溶液形式提取出来。 （3）通过化学转化还原出铀和钚。 （4）通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二 氧化钚)。
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。
核工程导论 第六章_核燃料循环
潘良明重庆大学4.1 4.2 4.3 堆内燃料循环4.4 核燃料循环后端前端铀矿石开采和冶炼 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黄饼矿石浓缩芯块烧结组装Uranium Ore Processing铀化合物的转化Conversion (UO 2, UO 3, UF 4, UF 6, U 3O 8, U)Uranium EnrichmentFuel Fabrication (AGR, FBR, GCR, LWR, MAGNOX, MOX, PHWR, RBMK, Pellets)勘定储量：推测储量：包括海水中的铀：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加拿大哈萨克斯坦美国价格世界铀资源用于反应堆的产能效率1770000折算为标准煤吨数6000001t 天然铀的产能值（442500包括海水中的铀：44250推测储量：8850勘定储量：用于快中子反应堆天然铀资源按能值折算为标准煤单位：Gt标准煤*: 分离工厂贫铀中997.748Gt地位和作用•不属于核燃料循环•提供铀矿储量信息铀矿种类和价值•已发现•具有实际开采价值只有•一般铀含量•最高的含量•主要在花岗岩中影响铀矿床工业的主要因素•矿石品位•矿床储量•开采条件普查勘探工作程序•区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等•地形测量、地质填图、原始资料编录等•我国需要5年以上的时间铀矿地质勘探核工业地质局核工业北京地质研究院核工业航测遥感中心核工业西北地质局二Ｏ八大队核工业地质局二一六大队核工业东北地质局二四三大队核工业西北地质局二Ｏ三研究所核工业中南地质局二三Ｏ研究所核工业东北地质局二四Ｏ研究所核工业华东地质局二七Ｏ研究所核工业西南地质局二八Ｏ研究所核工业华南地质局二九Ｏ研究所核工业总公司种类•沥青铀矿•钾钒铀矿铀含量•铀矿石平均含铀品位为：•富矿： 储量测量：•航空测量•γ 铀储量•探明储量：经过地质勘探，计算分析，得到的具体储量•预测储量：铀的矿床、矿田和成矿区域中比较有利的地区，根据这些地区的成矿条件推算出来的铀矿石铀矿放大倍广西富钟县花山区铀矿中国是铀矿资源不甚丰富我国铀矿探明储量居世界第位之后，不能适应发展核电的长远需要矿床规模以中小为主矿石品位偏低•一般在千分之一含量就要开采，成本较高•开发堆浸、地浸技术，可降低成本我国逐步发现了花岗岩型38%、火山岩型22%、砂岩型四大类型的铀矿床•北方铀矿区以火山岩型、砂岩型为主Æ地浸•南方铀矿区以花岗岩型为主Æ堆浸广东湖南江西云南广西浙江新疆河北陕西已探明的铀矿•大小铀矿床•矿床以中小型为主主要分布•江西、广东、湖南、广西，以及新疆、辽宁、云南、河北、内蒙古、浙江、甘肃等省主要的铀矿床•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、伊犁铀矿等地位和作用•从地下矿床中开采出工业品位的铀矿石•或将铀经化学溶浸，生产出液体铀化合物铀的开采•露天开采机械化程度高、生产能力大、生产成本低、劳动条件好•地下开采：井巷掘进用于埋藏较深的矿体井巷工程：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）•苏联技术•建于1960年铀含量•铀的矿冶工艺•提炼方式•铀的选矿重力选矿、磁选选矿、放射性选矿•铀的水冶用酸或碱的水溶液•铀的纯化浓缩和纯化使铀和杂质分开Æ达到较高和 产品•重铀酸铵（黄饼）铀矿开采铀含量0.1%~0.2%形态矿石矿浆粉末核纯铀40%~70%陶瓷等75%我国的铀矿开采和矿石提炼能力 中国有几十座矿山、铀水冶厂、铀开采联合企业 中国的铀处理厂在矿山附近。
中法核燃料循环后端技术研讨会在成都举办(图)
中法核燃料循环后端技术研讨会在成都举办（图9月16~17日，由中国核能行业协会和法国阿海珐集团共同主办的中法核燃料循环后端技术研讨会在成都举办。
来自中法两国核能领域近50家单位的约140名代表参加了会议。
中国核能行业协会理事长张华祝、国家国防科工局系统工程二司副司长吕晓明、国家能源局核电司副司长陈飞、国家核安全局核安全监管一司副司长邱江、法国驻华使馆核参赞科尔迪耶、阿海珐亚太区副总裁陈亚芹等出席开幕式并致辞。
张华祝理事长在致辞中指出，本次研讨会为中法两国在核燃料循环后端合作搭建了技术交流的平台，对加强沟通、推动合作具有重要的现实意义。
首先，今年正值中法核能合作30周年，本次研讨会为中法两国核能伙伴共同回顾合作历程、展望合作前景提供了契机；其次，今年4月《中法合作建设大型商业后处理-再循环工厂项目的合作意向书》的正式签署意味着核燃料后端的技术与商务方面的合作将会成为中法合作一个新的重要领域；再次，福岛事故后，包括乏燃料在内的高放废物的处理处置受到公众和媒体的广泛关注，本次会议就核燃料循环后端技术各个层面的相关问题进行分析和交流，这不仅会使与会代表有所收获，也会帮助公众和媒体更好地了解核燃料后端技术的发展。
在本次会议上，中法两国专家就核燃料循环产业的发展、乏燃料后处理工艺、乏燃料后处理的资金与经济性问题、后处理厂址选择与标准、干式贮存的必要性、MOX燃料的制造与应用、乏燃料的贮存与运输，以及高放废物地质处置地下实验室等内容作了专题告。
告引起与会代表的高度兴趣，大家就告提到的观点、结论与关切问题展开积极交流和探讨，并希望中国核能行业协会今后能就该领域的具体问题组织进一步的深入研讨。
中国核能行业协会副理事长赵成昆和法国阿海珐后端战略销售与创新高级副总裁德莱鸿女士应邀主持了第一天的小组讨论，并在会议结束时作了总结。
赵成昆谈到，通过闭式燃料循环可有效提高铀资源利用率，减少高放废物，是保障我国核电长期可持续发展的一个重要方面。
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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
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17
我国404厂的核燃料处理能力
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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
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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）
乏燃料的处理
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
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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）
美 国 汉 福 特 工 厂> 1 0 8 1 0 7 英 国 温 斯 凯 尔 工 厂 3 × 1 0 8 1 0 7
> 1 0 7 1 0 6 9 9 .9 9 9 .9 1 × 1 0 7 3 × 1 0 5 9 9 .9 7 9 9 .8
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对乏燃料进行处理，对铀、钚回收，并重返燃料循环
后处理厂检修大厅
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7
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)
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8
MOX燃料（Mixed Oxide Fuel）钚铀氧化物混 合燃料的简写，是由二氧化铀（UO2）和二氧 化钚（PuO2）构成的氧化铀钚燃料。
废物处理处置 图1-2. 闭式核燃料循环示意图
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4
• 我国核燃料循环相关企业情况
中核集团拥有我国核燃料循环相关的所有企业。 采矿：新疆、内蒙、江西等矿冶企业 铀浓缩： 504、405、814厂 核燃料元件制造：202、812 前后处理： 404、821（中核四川环保工程有限责任公司） 相关研究院： 401、北京二院、石家庄四院、郑州五院、中
钚除用于制备核武器外，还可以制成核燃料， 用作和平目的，其中最有效的利用就是钚铀混 合氧化物燃料，即MOX燃料。
法国有1/3的核电站用MOX燃料。
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9
MOX燃料
天然铀
低浓铀（发电前） 低浓铀（发电后） MOX燃料
U235
Pu239
U238
U238等
FP（Fission Product） 裂变产物
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（1） 方式：公路、铁路、海上 （2） 容器：应考虑防止临界、传热、屏蔽和机械强度
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乏燃料后处理的发展历史
最初目的：提取武器级钚
尝试过多种方法，先用沉淀法，最终选择萃取法
用过多种萃取剂（二乙醚、甲基异丁基酮等）， 美国发展Purex（普雷克斯）流程（以磷酸三丁酯 TBP为萃取剂）， 1954年在Savannah River运行， 60年代实现商业应用
目前世界上的后处理厂都采用Purex流程
核燃料循环后端
—乏燃料后处理
核化131班吴福海
2015.4.28
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1
何为核燃料循环？
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
前端包括铀矿开采、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；
干法后处理尚未实现商业运行
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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,然后用溶剂萃取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰 和硝酸钚溶液形式提取出来。 （3）通过化学转化还原出铀和钚。 （4）通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二 氧化钚)。
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萃取流程图
U、Pu 共萃
U/Pu 分离
Pu萃取
Pu反萃
Pu产品
U反萃
U萃取
U反萃 U产品
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PUREX已成功实现工业运行
Purex流程的去污因子及回收率
后 处 理 厂
对 钚 去 对 铀 去 铀 钚 分 离 系 数 铀 回 收 钚 回 收
污 因 子 污 因 子 U /P u P u /U率 （ ％ ） 率 （ ％ ）
核集团天津理化工程研究院、上海八所、太原七院
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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
5
乏燃料是指在核反应堆中，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。 对反应堆中用过的核燃料所进行的化学处理，以除去裂变 产物等杂质并回收易裂乏变燃核料素后和处可理转换核素以及一些其他 可利用物质的过程，称为核燃料后处理（nuclear fuel reprocessing）。
根据1975－1997的统计：每年平均发生一起 可能造成局部影响的事故。
在OECD（经济合作与发展组织）国家，燃料、乏燃
料和HLW的运输没有发生过一起造成放射性后
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核运输要遵从的基本原则：
——利用能够保证达到所要求的安全水平并独立于运输 手段的容器
——对容器安全水平的要求由可能的风险决定、
运输安全的评估：考虑碰撞风险(车辆、下落物体）、火 灾、爆炸、火灾和其他事故的共同作用、水淹等等
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。
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铀矿开采
新元件
反应堆
燃料获取
元件制造
图1-1. 开式或一次通过式燃料循环示意图
乏燃料 中间储存 切割、包装 最终处置库
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3
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