核燃料循环PPT课件

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
按燃料布置型式分类的反应堆 ❖ 从核燃料后处理的角度看，按堆芯燃料布置型式，把反应堆划分为均匀
和非均匀两大类更有实际意义。对此两种类型反应堆的辐照材料有完全 不同的后处理方式。对均匀堆而言，多为流体性燃料，一般可采用连续 后处理方式，进而大大简化了处理流程。而对非均匀堆，燃料通常以固 体燃料元件方式装卸，只能是分批进行后处理。由于多方面的原因，目 前广泛使用和建造的反应堆多数仍属非均匀堆，均匀堆还只是处于试验 阶段。
772.9
187W 783.8
183Hf
799.8 792.1 184Ta
830.0 843.7 27Mg
884.1
903.3184Ta894.8 184Ta & 893.0 922.9
500
450
400
350
307.5 & 309.2 318.0184Ta & 318.4182mTa
384.3 184Ta & 383.2 414.0 184Ta 417.7 440.0 459.1 183Hf & 457.0
J．空间 位置 （除
J1 陆上固定式 J2 陆上可移动式或可拆装式 J3 海上浮动式
❖ 从应用的角度看，可把反应堆按用途分为动力堆、生产堆、研究试验堆和特 殊用途堆等四大类。动力堆主要用于核能发电、供热和作为推进动力。目前 世界各国正在大力建造的各种类型的动力反应堆。生产堆主要用于生产易裂 变材料239Pu和/或产氚3H。在上世纪50-60年代，美、苏等国为生产军用钚， 曾大批建造这种类型的反应堆，但到了70年代末期，军用钚的储量已达到相 当规模，因此这些国家也不再发展这类反应堆了。研究试验堆主要用作强中 子源和从事物理、材料及生物等方面的试验研究工作；也可为反应堆工程设 计提供数据或兼用于生产放射性核素。
第八章 核燃料循环
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1-1. 闭式核燃料循环示意图
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1-2. 开式或一次通过式燃料循环示意图
切割、包装 最终处置库
第八章 核燃料循环
由于装在堆内的易裂变燃料必须经常保持（或大于）临界质量，否则 不可能维持链式反应。为了要在一定运行周期内发出额定功率，堆内需留 有超过临界质量的易裂变燃料，使反应堆活性区具有后备反应性。当燃料 达到一定的燃耗(burn up)深度，由于燃料的消耗，以及运行期间产生并积 累的裂变产物的毒化效应，使后备反应性接近消失时，虽然燃料元（组） 件中尚含有相当数量的易裂变燃料，也得把它从堆内卸出，换入新燃料。 卸出的燃料元（组）件称为乏燃料(spent fuel)，其中含有大量的易裂变核 素和可转换核素，包括原先装入未燃耗的和运行周期中在堆内转换生成的， 均属价值贵重的能量资源。因此，需要经过后处理，将裂变产物分离出去， 并回收这些易裂变核素和可转换核素，重新制成可用的燃料元（组）件返 回反应堆复用，以构成核燃料循环。而一次通过式核燃料循环，它仅利用 0.5%的铀资源，把乏燃料中尚存的235U、239Pu和238U等统统废弃不用，付 诸永久埋存，这种不经后处理的循环实不成其为循环。
第五章 核素图和同位素手册
Counts
140000 70000
16000 8000 0 0
12000
6000Βιβλιοθήκη 0 300 40002000
0 700
800
第五章 核素图和同位素手册
900
1000
1100
Energy(keV)
707.0 & 709.0 726.0
737.5 & 739.2
759.4
69.1 W-K1 65.9185mW & 72.0187W & 73.2183Hf 67.2W-K2
94.6185mW 107.9185mW 111.2184Ta
122.1185mW & 122.3
134.2187W 146.8182mTa
131.6185mW
164.3185mW
177.6
185Ta
173.7185mW 185.0182mTa & 183.2
187.9185mW 197.9
214.8 221.9 179mW 226.8 184Ta 238.6 179mW
252.8184Ta
274.2 292.5
1200
1300
1400
300
700
1500
第五章 核素图和同位素手册
图2 辐照235U靶溶液的谱图
第八章 核燃料循环
前段
后段
≈0.72% 235U 天然铀
≈3% 铀元件
铀矿开采 前处理
元件制造 UO2
化工转化
铀的转化
UF6 铀的浓缩
≈0.72% 235U UF6
反应堆
钚产品
UF6 ~0.85%
乏燃料
中间储存 乏燃料
后处理 堆后铀
铀的转化
暂时储存
放
射 性
处理处置
废
物
长期储存库
最终处置库
图1-3 轻水堆电站、铀-钚燃料循环示意图
第八章 核燃料循环
钍-铀循环方式： 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。从我国钍资源较为丰富的角度来看， 也应充分利用热中子堆钍-铀循环方式的优势。
❖ 不同用途的反应堆对工艺参数的要求大不一样，如研究试验堆主要要求有较 高的中子通量；生产堆最重要的是有大的转换比；而动力堆则要求有较高的 热功率和燃料辐照深度。由此进而对反应堆的结构和燃料体系提出了不同的 要求。如对生产堆而言，堆结构和燃料体系的选择应尽可能满足提高转换比 的需要，因而世界各国普遍采用天然铀石墨反应堆来进行钚的生产；但对于 动力堆，为了加深燃耗和增大功率，目前各国采用以低浓铀为燃料的轻水堆 （包括压水堆和沸水堆）。
第八章 核燃料循环
❖ 核燃料 ❖ 反应堆类型 ❖ 燃料循环 ❖ 核燃料后处理
第八章 核燃料循环
❖ 核燃料
含有易裂变核素，能够在反应堆内实现自持链式核裂变反应的 物质叫做核燃料。它主要由易裂变核素和可转换核素两种成分组成。
❖ 易裂变核素(fissile nuclides)：是指能与慢中子作用而产生裂变的核素。 通常又把含有一种或几种易裂变核素并在适当条件下能达到临界的材料称 为易裂变材料。主要易裂变核素有235U、239Pu和233U，241Pu也具有良好 的裂变性能。
❖ 可转换核素：是指俘获中子后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。 通常又把含有一种或几种可转换核素的材料称为可转换材料(fertile material)。主要的可转换核素有238U和232Th，240Pu和234U也能起可转换 核素的作用。可转换核素本身虽不易为慢中子所分裂，但因它们能在吸收 中子后转变为易裂变核素，所以天然铀(238U占99.274%)和天然钍(232Th) 乃是最基础的核燃料。天然铀是目前最主要的核燃料来源，它既可直接用 作生产堆和重水型动力堆的燃料，也可通过同位素分离获得用途更广泛的 浓缩铀。
E1 石墨 E2 重水 E3 轻水或含氢物质（轻水堆包括压水堆和沸水堆） E4 铍或氧化物
F．冷却 剂
F1 气体（空气、CO2、He、水蒸汽等） F2 液体（水、重水、有机溶液） F3 液态金属（钠、钠钾合金、铅，铅铋合金等
）
G．核燃 料转 换性 能
G1 燃烧堆（无明显的核燃料转换） G2 转换堆（有显著的核燃料转换，但转换比小
第八章 核燃料循环
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 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。而轻水堆（热中子堆）铀-钚循环通常以低富集 铀为燃料、以238U作为转换原料、生成239Pu的燃料循环。 快中子增殖堆铀-钚循环 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。因此，从最大限度利用铀资源的角度来看， 应充分利用快堆铀-钚循环方式的优势。
C．核燃料布置(限于 热中子堆和中能中子 堆)
C1 均匀堆，其中核燃料和慢化剂均匀混合(如铀混合物溶解或悬浮在慢化 剂中，形成溶液、悬浮液或浆液；铀与聚乙烯或氢化锆弥散混合物) C2 非均匀堆，其中固体或液体核燃料（如熔盐）与慢化剂不相混合
D．核燃料 E．慢化剂
D1 天然铀（限于热中子堆） D2 低富集铀，或铀钚混合氧化物MOX D3 高富集铀，或钚-239 D4 钚-239+转换原料铀-238（铀钚循环） D5 铀-233+转换原料钍-232（钍铀循环）
第八章 核燃料循环
2. 反应堆类型
分类的着眼点 A．用途
B．中子能量
名称和特点
A1 动力堆，用于发电、供热和作为推进动力 A2 生产堆，生产裂变燃料239Pu和（或）3H A3 研究试验堆 A4 特殊用途堆
B1 热中子堆，其中裂变反应主要由热中子（能量小于0.1eV）引起 B2 中能中子堆，其中裂变反应主要由超热中子（能量约为1-10keV）引起 B3 快中子堆，其中裂变反应主要由快中子（能量超过0.1MeV）引起
第八章 核燃料循环
❖ 4. 核燃料后处理
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 杂质并回收易裂变核素和可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）。