核燃料循环系统
核能发电内部结构
核能发电内部结构核能发电是一种高效、环保的能源利用方式，其内部结构包括核反应堆、蒸汽发生器、循环泵和冷凝器、涡轮机和发电机、控制系统以及辅助系统等部分。
下面将分别介绍这些组成部分。
一、核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，其主要作用是利用核裂变产生大量热能。
在反应堆内，核燃料通过链式反应产生能量，同时释放出中子和射线等放射性物质。
这些放射性物质可以进一步引发其他核材料的裂变反应，从而实现持续的能量输出。
反应堆中的控制棒可以调节反应速度，以控制整个核反应过程。
二、蒸汽发生器蒸汽发生器是核电站的重要设备之一，其作用是将反应堆产生的热能转化为蒸汽。
在蒸汽发生器中，一回路的高温高压水通过热交换器将热量传递给二回路的普通水，使普通水沸腾变成蒸汽。
这些蒸汽可以驱动涡轮机发电。
三、循环泵和冷凝器循环泵和冷凝器是核电站中的重要辅助设备。
循环泵的作用是推动一回路的水循环，确保热量能够均匀传递到蒸汽发生器中的热交换器。
冷凝器的作用是将蒸汽转化为水，以便循环使用。
在冷凝器中，蒸汽通过散热片降温凝结成水，同时释放出潜热。
四、涡轮机和发电机涡轮机是核电站中的重要设备之一，其作用是将蒸汽的热能转化为机械能。
涡轮机的工作原理是通过高速旋转的叶片将蒸汽的热能转化为机械能，从而驱动发电机发电。
发电机的作用是将机械能转化为电能，供用户使用。
五、控制系统控制系统是核电站中的重要组成部分，其作用是监测和控制核反应堆的运行状态，确保其安全、稳定地运行。
控制系统包括各种传感器、控制阀和计算机等设备，可以监测反应堆的温度、压力、水位等参数，并自动调整控制棒的位置和冷却水的流量等参数，以保持反应堆的稳定运行。
六、辅助系统辅助系统是核电站中的重要组成部分，包括给水系统、润滑油系统、废液处理系统等。
这些系统的作用是保障核电站的正常运行，确保其安全性和可靠性。
例如，给水系统的作用是为蒸汽发生器和涡轮机提供必要的水量；润滑油系统的作用是为各种机械设备提供润滑和冷却；废液处理系统的作用是对核电站运行过程中产生的废液进行处理和净化，确保其符合环保标准。
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
核反应堆中的燃料循环
核反应堆中的燃料循环核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
在核反应堆中，燃料循环是一个重要的过程，它涉及到燃料的生产、使用和处理。
本文将介绍核反应堆中的燃料循环的基本原理和流程。
一、燃料生产核反应堆的燃料通常是铀或钚等放射性物质。
燃料生产的第一步是从矿石中提取铀或钚。
铀矿石经过矿石选矿、浸出、萃取等工艺，得到铀浓缩物。
铀浓缩物经过化学反应和物理分离，得到纯度较高的铀。
钚的生产则需要通过核反应堆中的中子轰击铀-238，使其转变为钚-239。
二、燃料装配燃料装配是将生产好的燃料元件组装成燃料组件的过程。
燃料元件通常是由铀或钚的化合物制成的，它们被装入金属或陶瓷材料的包壳中。
燃料组件的设计和装配需要考虑到燃料的寿命、热工性能和安全性等因素。
三、燃料使用燃料使用是核反应堆中的核裂变或核聚变反应发生的过程。
在核反应堆中，燃料元件被放置在反应堆的燃料装置中，通过控制反应堆的运行参数，如中子通量、温度和压力等，来控制燃料的裂变或聚变反应。
燃料的裂变或聚变反应会释放出大量的能量，用于产生蒸汽驱动涡轮发电机组发电。
四、燃料处理燃料处理是核反应堆中燃料使用后的处理过程。
燃料使用一段时间后，燃料中的铀或钚会逐渐耗尽，同时产生大量的放射性废物。
燃料处理的目的是将燃料中的未耗尽的铀或钚回收利用，并处理掉放射性废物。
燃料处理的方法包括化学萃取、溶解、浸出等工艺，通过这些工艺可以将燃料中的铀或钚分离出来，用于再次生产燃料。
五、废物处理废物处理是核反应堆中产生的放射性废物的处理过程。
放射性废物包括燃料使用后的废燃料、燃料处理过程中产生的废液和废气等。
废物处理的方法包括固化、封存、贮存和处置等。
固化是将放射性废物转化为固体形式，通常是将其与玻璃或陶瓷等材料混合，形成固体块状物。
封存是将固化的放射性废物封装在耐久的容器中，以防止辐射泄漏。
贮存是将封存的放射性废物安全地存放在地下设施中，以待最终处置。
六、燃料循环的优势和挑战燃料循环的优势在于可以充分利用铀和钚等资源，延长燃料的使用寿命，减少对自然资源的依赖。
核工业基础知识
第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
（四）稳压器 现代大功率压水堆核电站都采用电热式稳压器。 电热式稳压器一般采用立式圆柱形结构。用来 抑制压力升高的喷雾器安置在稳压器上部蒸汽空间 的顶端。限制压力降低的电加热元件安置在稳压器 下部水空间内。
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第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
三、一回路辅助系统 （一）化学和容积控制系统 核电站的化学容积控制系统的作用是调节一回 路系统中稳压器的液位，以保持一回路冷却剂容积； 调节冷却剂中的硼浓度，以补偿反应堆在运行过程 中反应性的缓慢变化；通过净化冷却剂及添加化学 药剂，保持一回路的水质。 （二）主循环泵轴密封水系统 （三）硼回收系统 （四）补给水系统 （五）取样系统及分析室
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核工业基础知识
第二章 核反应堆
反应堆本体的组成和结构
第三节
反应堆总体结构均可分为反应堆本体和回路系统 两部分。 反应堆本体通常由反应堆（压力）容器、堆芯 （活性区）、堆内构件及控制棒驱动机构等几部分组 成，如图3所示。
10
核工业基础知识
第二章 核反应堆
图 3 反 应 堆 的 构 成
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核工业基础知识
核工业基础知识核工业基础知识前言第一章核燃料循环第二章核反应堆第三章核电站动力装置第四章核燃料的开采冶炼和浓缩第五章核燃料元件的制造第六章乏燃料后处理第七章带电粒子加速器第八章核聚变装置第九章核设施退役第十章放射性废物的贮存处理和处置核工业基础知识核工业基础知识简要介绍核燃料循环体系核反应堆核动力堆装置核燃料开采冶炼和浓缩核燃料元件制造核燃料后处理带电粒子加速器核聚变装置核设施退役及放射性三废处理处置等
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第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
二、一回路系统及主要设备 压水堆核电站的一回路系统除了反应堆之外的 主要设备有：蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压 器及主管道等。 （一）反应堆压力容器 压力容器是压水堆核电站中最关键的高温高压 设备。
核电站的冷却系统原理
核电站的冷却系统原理核电站是利用核能产生电能的重要设施，其中冷却系统在核电站中起到了至关重要的作用。
冷却系统的主要功能是控制核反应堆的温度，保证核能的稳定释放，并有效保护设施的安全运行。
本文将介绍核电站冷却系统的原理和工作流程。
一、核电站的冷却系统概述核电站的冷却系统主要由循环系统和蒸汽系统组成。
循环系统负责冷却反应堆，并将产生的热量传递至蒸汽系统；蒸汽系统则是将热能转化为动能，带动涡轮发电机产生电能。
二、冷却系统的循环系统核电站的循环系统主要由冷却剂、循环泵和换热器组成。
冷却剂是循环系统的核心，其主要目的是吸收核反应堆产生的热量，并将其带走。
常用的冷却剂有轻水、重水和氦气等。
1. 轻水冷却系统轻水冷却系统是目前最常用的冷却系统。
其基本原理是通过水的循环流动吸收核能释放的热量。
在反应堆中，燃料棒中的核裂变会产生大量热能，轻水冷却系统通过循环泵将冷却剂（轻水）从反应堆中吸收热能后，输送到换热器中，再将冷却剂中的热量传递给蒸汽系统。
2. 重水冷却系统重水冷却系统采用的是重水作为冷却剂。
重水是一种含有重氢的水，对中子的吸收能力较强，具有良好的减速中子效果。
重水冷却系统的工作原理与轻水冷却系统相似，但由于重水的吸收特性，反应堆的控制更为精确，有利于提高核能发电的效率。
3. 氦气冷却系统氦气冷却系统是一种采用高温气体作为冷却剂的新型系统。
该系统常用于高温气冷堆反应堆，可以在极高温度下工作。
氦气冷却系统的冷却原理是通过高温氦气从核反应堆吸收热量后，通过换热器传递给蒸汽系统或直接用于驱动涡轮发电机。
三、冷却系统的蒸汽系统蒸汽系统是核电站冷却系统的另一个重要组成部分。
其主要功能是将循环系统传递过来的热量转化为动能，带动涡轮发电机产生电能。
在蒸汽系统中，高温高压的冷却剂通过换热器将热量传递给工质（常为水）产生蒸汽，然后蒸汽通过高压管道进入涡轮发电机组，推动涡轮快速旋转，最终产生电能。
蒸汽释放完能量后，通过冷凝器冷却成水，再次回到循环系统进行循环。
核燃料循环
铀同位素分离扩散机群
铀同位素离心机联
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
铀的浓缩
1.气体扩散法 最成功、最经典的方法、商业开发的第一个浓缩方法，利用不同质量 的铀同位素在转化为气态时运动速率的差异。 轻同位素气态时移动较快，更快通过多孔分离膜抽取，通过的气体被 送到下一级 ，达到反应堆,需要1000级以上 美国、法国等使用 2.气体离心法 通过重力和离心场分离，重的在外，近轴处的气体被导出送入下一台 离心机，单位分离功耗电只是气体扩散法的5%，成本下降了75% 日本、欧洲等使用 美国当年在日本广岛投放的原子弹就是通过这种技术制成的。 3.气体喷嘴法 高速吹向凹型壁，惯性和离心力使重物近壁 面 喷嘴法的单级分离系数介于气体扩散法和离 心法之间，比能耗和比投资与气体扩散法相当 或略大。由于气体动力学法的比能耗和比投资 都很高，已经成功应用扩散法的国家一般都不 再研制气体动力学方法。
铀矿冶是指从铀矿石中提出、 浓缩和纯化精制天然铀产品的过程。 铀矿冶是核工业的基础。
目的是将具有工业品味的矿石， 加工成有一定质量要求的固态铀化 学浓缩物， 以作为铀化工转换的原 料。
在铀矿冶中，由于铀含量低、 杂质含量高、腐蚀性强，又具有放 射性， 铀的冶炼工艺比较复杂，需 经多次改变形态，不断进行铀化合 物的浓缩与纯化。
图1-3 轻水堆电站、铀-钚燃料循环示意图
黄 华
前言
核燃料循环，为核动力反应堆供应燃料和其后的所有 核燃料循环 处理和处置过程的各个阶段。它包括铀的 采矿，加工提纯，化学转化，同位素浓缩，燃料元件 制造，元件在反应堆中使用，核燃料后处理，废物处 理和处置等。
核工程中的燃料循环与核废料再利用研究
核工程中的燃料循环与核废料再利用研究核工程中的燃料循环与核废料再利用研究摘要：核工程是现代能源领域不可或缺的一部分。
然而，核能发电过程中产生的大量核废料一直是人们关注的焦点。
为了解决核废料问题并更好地利用核能资源，燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。
本论文将介绍核工程中燃料循环的基本原理和技术路线，并探讨核废料再利用的潜力和挑战。
通过对国内外相关研究成果的梳理和分析，本论文旨在为未来核能工程的发展提供借鉴和参考。
关键词：核工程、燃料循环、核废料再利用、放射性废料、可持续能源一、引言核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，在世界各国广泛应用于电力生产、医疗、工业等领域。
然而，核能发电过程中产生的核废料一直是人们关注的焦点。
核废料的长寿命和放射性污染性质使其必须得到妥善处理，否则可能对人类和环境造成严重的影响。
为了解决核废料问题并更好地利用核能资源，燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。
二、燃料循环的基本原理和技术路线燃料循环是核工程中的关键环节，它涉及到核燃料的提取、制备、使用和废料处理等方面。
燃料循环的基本原理是通过对核燃料的回收和再利用，最大限度地提高核燃料的利用效率和核能资源的可持续性。
核燃料的提取是燃料循环的第一步。
目前主要采用的是钚-铀循环和铀-铀循环两种技术。
钚-铀循环通过对使用过的核燃料进行化学处理，提取出可以再利用的钚和铀。
铀-铀循环则是通过对自然铀进行提纯和浓缩，得到适合再利用的铀燃料。
核燃料的制备是燃料循环的第二步。
在核工程中，核燃料是以核燃料元件的形式使用的。
核燃料元件一般由铀或钚化合物制成，并通过化学、物理或冶金方法进行成型和加工。
制备好的核燃料元件可以直接用于核反应堆的运行。
核燃料的使用是燃料循环的第三步。
核燃料一旦放入核反应堆中发生核裂变反应，产生大量的能量和核废料。
在核废料问题得到妥善解决之前，核废料需要进行安全的贮存和处理。
同时，核燃料在使用过程中的变化和衰变也需要进行研究和监测。
核燃料循环原理
核燃料循环原理1．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。
2．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。
3．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。
核电站中的冷却剂处理与再循环系统
核电站中的冷却剂处理与再循环系统核电站是一种以核能为燃料，利用核裂变反应产生大量热量并将其转化为电能的能源发电设施。
在核电站的运行过程中，冷却剂的处理以及再循环系统起着至关重要的作用。
本文将就核电站中的冷却剂处理与再循环系统进行探讨。
一、冷却剂的作用及种类在核反应堆中，冷却剂的主要作用是吸收反应堆中产生的热量并将其带走，以保持反应堆的温度稳定。
同时，冷却剂还起到防止反应堆过热的作用，保证核反应的稳定性。
核电站中常用的冷却剂主要有水和重水。
水冷却剂具有成本低、易获取以及热传导性能好等优点，被广泛应用于核电站。
而重水则由氘代替了水中的氢原子，具有减缓中子速度的作用，提高了反应堆中的中子反应概率，因此在某些特定的核反应堆中也得到了应用。
二、冷却剂处理的过程在核电站中，冷却剂处理的过程主要包括冷却剂的净化和处理。
净化过程的目的是去除冷却剂中的杂质和放射性物质，确保冷却剂的纯净。
处理过程则是指对冷却剂进行冷却和再循环，以保证冷却剂在反应堆中的循环过程中能够维持其正常的工作状态。
冷却剂的净化主要采用物理方法和化学方法相结合的方式。
物理方法包括过滤、沉淀和离心等，用于去除冷却剂中的悬浮颗粒和固体杂质。
而化学方法则主要通过添加化学剂对冷却剂进行处理，以去除其中的化学杂质和放射性物质。
冷却剂的处理则包括冷却和再循环两个过程。
冷却过程是指冷却剂在反应堆中吸收热量的过程，通过将热量带走以保持反应堆的工作温度。
再循环过程则是指将冷却剂从反应堆中排出后进行净化处理，并再次引入到反应堆中循环使用。
三、再循环系统的功能和重要性再循环系统是核电站中一个关键的系统，其主要功能是将从反应堆中排出的冷却剂进行净化处理，并将净化后的冷却剂再次引入到反应堆中，实现循环使用。
再循环系统的重要性主要表现在以下几个方面：1. 提高核燃料利用率：再循环系统可以将从反应堆中排出的冷却剂进行净化处理后再次利用，使得核燃料的利用率得到提高。
2. 资源节约与环保：再循环系统的使用可以减少核燃料的消耗，从而节约资源。
核电站中的燃料循环过程详解
核电站中的燃料循环过程详解核电站是一种利用核能进行发电的设施，其中的燃料循环过程是核电站正常运行的关键环节。
本文将详细介绍核电站中的燃料循环过程，包括燃料制备、燃料使用和燃料后处理三个主要阶段。
一、燃料制备燃料制备是核电站燃料循环的起始阶段。
主要任务是将天然铀或者贫铀经过浓缩、转化、块化等工艺处理，制备成为符合核反应堆要求的核燃料。
燃料制备的过程中需要保证燃料的纯度、均匀性和形状规整性。
1.浓缩浓缩是通过物理或化学手段将天然铀中的铀235同位素占比提高到适用于核反应的程度。
目前常用的浓缩方法有气体扩散法和离心机法。
气体扩散法是将氟化铀在特定条件下通过膜的扩散作用，使铀235被分离出来。
离心机法则是利用离心机的旋转力使铀同位素按照质量差异分层分离。
2.转化转化是将浓缩后的铀化合物转化为适合核反应堆中使用的化合物。
通常采用的方法是将氟化铀经过还原反应转化为金属铀，再与其他元素进行合金化处理，形成为核燃料所需的合金材料。
转化的过程需要控制反应条件和材料配比，以确保最终制备出符合要求的燃料。
3.块化块化是将转化后的核燃料材料加工成为固定形状和尺寸的燃料块。
常用的方法有热压法和挤压法。
热压法是将燃料粉末加热至高温状态后，通过机械压力将其压制成块。
挤压法则是将燃料粉末通过挤压机挤压成块，然后再进行高温烧结。
二、燃料使用燃料制备完成后，燃料将被运送至核反应堆中进行使用。
燃料使用是核电站燃料循环的核心阶段，主要是指核燃料在核反应堆中进行核反应产生能量的过程。
在核反应堆中，燃料被装入到燃料元件中，燃料元件则组成了燃料组件。
在运行过程中，核反应堆中的燃料会通过核裂变反应释放出巨大的能量，同时产生中子。
这些中子将继续引发其他铀核的裂变，形成连锁反应。
通过控制反应堆中的中子速度和密度，可以实现核反应过程的稳定控制，保持核反应堆处于可控的状态。
三、燃料后处理燃料使用完毕后，核电站还需要对使用过的燃料进行后处理，以将其中的可再利用物质分离并回收，同时将产生的放射性废物进行处理和储存。
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)。
核燃料循环一次通过情景分析研究
核燃料循环"一次通过"情景分析研究摘要：现如今，我国大力发展核电并建立先进闭式燃料循环体系，为了核燃料循环各环节相互匹配，有机协调地发展核电，需对核燃料循环各环节的规模、布局等开展模拟分析研究。
核燃料循环标准化是核燃料循环产业安全发展、创新发展的重要支撑，特别是在我国进入高质量发展阶段期间，标准化作用显得尤为重要，开展核燃料循环标准化发展战略研究对支撑我国核工业强国建设具有重要战略意义。
关键词：核燃料循环；一次通过；燃料核电自20世纪50年代起步开始，逐渐在全世界范围内发展。
核电站的运行是一项整个核工业体系的复杂系统性工程，涉及多个环节的工业产业链。
其中，核燃料循环是核工业的重要组成部分，开发先进的核燃料及其相关材料是保证核电安全高效发展的最关键问题。
当前，国内外高度关注核燃料循环标准化研究工作，相关研究成果涉及铀矿冶标准化、核燃料标准化、核设施退役标准化、核安全标准化等领域。
一、国际化发展对核燃料循环标准化提出新要求随着我国“一带一路”倡议和核电“走出去”战略的实施，核燃料作为核电“走出去”的重要支撑，其技术和产品也将会进入国际市场，而产品竞争的核心是标准的竞争，迫切需要核燃料标准发挥桥梁纽带作用，抢占国际技术前沿和商业市场。
当前，我国在核燃料循环产业的一些关键领域还没有形成具有自主知识产权的标准，为应对国际竞争，亟需构建具有我国自主知识产权的核燃料循环标准体系，打破技术和贸易壁垒的限制，积极推动核燃料循环产业“走出去”。
构建适用于我国后处理发展路线的标准体系。
重点开展湿法后处理临界安全、辐射安全、工业安全，后处理总体、主工艺系统、辅助工艺系统、建（构）筑物设计，后处理化工设备、机械设备、仪控电设备、监测设备和后处理专用材料，后处理调试，工艺控制、分析、产品、检验、维修，运行限制和条件，乏燃料运输容器、辐射监测、应急安全等领域的标准研制。
二、国际核燃料循环的方式国际上核燃料循环的方式主要分为“一次通过”的方式和闭式核燃料循环方式，这两种方式在“燃料元件制造”环节前是一样的，都包括铀资源调查、铀矿开采、水冶、转化、浓缩。
核燃料循环第一章 (授课)
核燃料循环第一章核燃料循环第二章核燃料循环前段第三章燃料在反应堆内的辐照第四章锕系元素及裂变产物元素过程化学第五章核燃料后处理第六章先进燃料循环第一章核燃料循环几千年来人类一直在为扩大能源、提高自己驾驱自然界的能力而奋斗。
在掌握原子能以前，人类利用的几乎一切能源，只涉及分子或原子的重新组合，不涉及原子核内部结构的变化。
人类到20世纪初才逐步认识原子核。
人为地促使原子核内部结构发生变化，释放出其中蕴藏的巨大能量并加以利用，是20世纪40年代才实现的，这就是原子能工业的开端。
当核能进入人们的生产和生活后，一种通过原子核变化而产生的新能源从此诞生。
就全球范围来说，能源是维持人类生存和发展的必要条件。
特别是对于发展中国家，要提高人民的生活水平，除了国内外的和平环境外，教育、卫生、农业的发展和工业化的实现，均有赖于足够的能源供应，尤其是电力供应。
表各国人均一次能源消耗(2003年，单位: 人均吨当量油)当前，世界上的主要能源是煤、石油、天然气这些化石燃料，化石燃料不是可再生能源，用掉一点儿就少一点儿。
燃烧化石燃料向大气排放大量的‚温室气体‛二氧化碳、形成酸雨的二氧化硫和氮的氧化物，并排放大量的烟尘，这些有害的物质对环境造成了严重的破坏。
核能不产生这些有害物质。
1987年，世界卫生组织总干事布伦特兰领导的世界环境和发展委员会提出了‚可持续发展‛的概念。
为了实现可持续发展，人类迫切地需要新的替代能源。
在开发新型能源时，人们往往首先想到除水力资源外的可再生能源，如太阳能、风能、地热能、潮汐能等等。
但是这些可再生能源的能量过于分散、间断性，难以收集，因受多种条件限制，只能在一定条件下有限的开发，很难大量利用，估计每种能源在总能源利用中很难超过1％。
尽管太阳能是一种清洁的、可再生能源，但由于它的能流密度太低，在单位面积上得到的能量很小，一座1000MW的太阳能电站，为吸取太阳能的地面面积大约是108m2，要把这样大面积的太阳能收取和集中到发电站来所需的技术措施和经济代价都是难以接受的。
闭路核燃料循环技术研究进展
闭路核燃料循环技术研究进展摘要：本文基于铀-钚循环的核燃料循环体系，介绍了燃料循环的前段与后段技术，并对“一次通过”循环、热堆闭式循环和快堆闭式循环的特点进行了分析和比较；介绍了核燃料循环的技术现状和主流发展趋势关键词：燃料循环前段后段研究进展1.引言核裂变能系统的核燃料循环(本文指铀-钚循环)指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程，核燃料循环是人类实现核裂变能应用的基础。
以核燃料元件在核反应堆中应用为分界，包括铀矿勘查采冶、铀纯化转化、铀同位素分离和核燃料元件制造的技术过程称为燃料循环的前段技术；核燃料从反应堆卸出后(乏燃料)的处理和处置技术过程称为核燃料循环的后段技术。
2.燃料循环的前段技术[1]2.1.铀资源的勘查和开发技术在最先开始阶段，铀矿的开采与传统的金属开采方法一样，采用坑道、竖井的地下开采方法，或采用剥离覆盖的露天开采等常规方法。
开采的铀矿石采用搅拌浸出，并针对不同矿石特性进行酸浸或碱浸。
以后奥林匹克坝等巨型多金属铀矿的发现，铀作为副产品得以开发；同时堆浸和原地爆破浸出也发展起来，美国、中亚等低品位、大矿量砂岩型铀矿地浸方法的成功开发，使铀矿开采技术迈人一个新阶段。
利用生物特性的细菌浸出技术也逐渐发展起来，并在生物菌种的选育和培养方面不断取得突破，与浸出技术有机结合，正逐步应用到铀资源开发的实际工作。
世界上天然铀生产方式一直以常规的井下开采和露夭开采为主，但采用地浸技术采铀呈逐年增加的趋势。
2.2铀转化技术铀及铀化合物的转化过程，称为铀转化。
由于原料来源及其性质不同，产品用途各异，使铀转化的目的和要求也不同。
按照转化对象不同，铀转化分为天然铀转化、浓缩铀转化、堆后铀和贫袖转化三类:第一类为天然铀转化。
将铀矿浓缩物加工成为UO3或UO2，经过氢氟化转化成UF4，再经过氟化成UF6，供铀同位素分离厂做原料，或者UF4经过钙热还原得到金属铀。
第二类为浓缩的铀-235的转化。
将浓缩过的铀-235的氟化物转化为铀氧化物和金属铀。
核聚变反应器氘氚燃料循环系统的研究
核聚变反应器氘氚燃料循环系统的研究核聚变反应在能源领域具有巨大的潜力，因为它能够释放出比核裂变反应所释放的能量多得多的能量，而且不会产生放射性核废物。
由于核聚变反应器需要使用氘和氚等重水作为燃料，所以相关燃料循环技术的研究就变得非常重要了。
氘和氚是非常稀有的元素，而且在自然界中很难分离和提取。
目前，大多数氘和氚的生产都依赖于靶表面还原反应和电极制备等技术，这些技术的成本较高。
因此，开发一种高效的氘和氚燃料循环系统对于核聚变反应器的商业应用至关重要。
氘氚燃料循环系统的核心是氚回收技术。
氚是重水反应堆中氢同位素中的一种，比氘更稀有。
在反应堆中，氘和氚在核聚变反应中结合，产生高能带电粒子，这些粒子在与反应堆结构材料碰撞过程中会释放出能量。
为了使反应器高效地运作，需要尽量回收氚，以保证其可再生利用。
目前，氚的回收技术已经有了显著进展。
一种常见的方法是在反应堆中将氘和氚组成的混合物泵送到一个氚回收器中，再用这些混合物冷却和控制反应堆中的温度。
燃料循环系统会将氧和氖注入回收器中，氚会与这些气体反应生成氚化物。
在此过程中，必须控制生成氚的数量，以充分回收燃料，同时避免过度放大的链式反应导致氚的过度损失或不适当的反应。
之后，燃料流向另一个系统，该系统通过控制氚化物的电极电位来从氢同位素燃料中去除氚。
这种氢同位素燃料也可以用于切割和化学处理等其他技术。
氘氚燃料循环系统还需要一些其他的技术，这些技术与回收氚并行。
例如，燃料循环系统需要处理高浓度的氘和氚混合物，以避免反应堆中反应速率的下降。
目前，一种常用的方法是使用分离燃料通道来控制两种氢同位素的流量，这样可以减少中子吸收和核聚变反应中的不稳定性，从而提高反应堆的效率。
除此之外，氘氚燃料循环系统还需要考虑燃料的转运和储存等问题，以确保燃料不会泄漏或失效。
因此，对于燃料储存材料的选择和开发以及燃料加工流程和容器的设计都非常重要。
总之，氘氚燃料循环系统的研究对于核聚变反应器的可行性和推广应用至关重要。
核燃料循环
核燃料循环简介核燃料循环是指将核燃料在核电站中经历一系列的处理和利用过程，以最大限度地利用核燃料资源和减少放射性废物的产生。
核燃料循环通过将已燃用核燃料中的可重复利用的核素回收并再利用，同时将不能再利用的部分进行妥善处理，实现了核能资源的可持续开发利用。
步骤核燃料循环包括以下几个主要步骤：1. 燃料制备核燃料循环的第一步是燃料制备，即将天然铀或过氢化铀等原材料加工成核燃料。
通常情况下，核燃料是以铀氧化物（UO2）的形式存在的，它具有较好的化学稳定性和机械强度。
2. 核燃料使用核燃料使用是指将核燃料装载到核反应堆中进行核裂变或核聚变反应，产生热能以及额外的中子。
在核裂变反应中，核燃料中的铀核经过中子轰击后裂变成两个较小的核，并释放出大量的热能和中子。
核燃料使用过程中，除了热能的产生外，还会产生一些放射性废物。
3. 燃料后处理燃料后处理是核燃料循环的关键步骤之一。
在燃料后处理过程中，燃料中的可重复利用的核素如铀和钚等被提取出来，用于制备新的核燃料。
同时，无法再利用的部分被分离并进行适当的储存和处理，以减少放射性废物的危害。
4. 放射性废物处理与储存放射性废物处理与储存是核燃料循环的另一个重要步骤。
在燃料后处理过程中，产生的不能再利用的核燃料残渣以及其他放射性废物需要进行妥善的处理和储存。
目前，常用的方法包括深地贮存和转运至长期储存设施等。
5. 核燃料再处理核燃料再处理是核燃料循环的最后一步，也是最具挑战性的一步。
在核燃料再处理中，将已使用过的核燃料中的残留可重复利用的核素进行提取和分离，用于制备新的核燃料。
这一步骤的实施需要复杂而昂贵的设备和技术支持。
优势和挑战优势核燃料循环的主要优势包括：•最大限度地利用核燃料资源，减少对天然铀等原材料的需求；•降低核燃料的耗尽速度，延长核能资源的利用寿命；•减少放射性废物的产生，并能够转化部分废物为可重复利用的核素；•降低核电站运行成本，提高经济效益。
挑战核燃料循环面临的主要挑战包括：•高度安全性要求：核燃料循环过程中需要严格控制和管理放射性物质，确保安全运行和环境保护；•技术难题：核燃料循环的各个步骤都依赖于复杂的化学和物理过程，需要高度专业的技术支持；•资源和经济因素：核燃料循环需要大量的资金和资源投入，同时还需要解决与废物处理和储存相关的经济问题。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热⼒循环第四代核能系统的特点及其热⼒循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利⽤空间，提⾼核安全性、经济性等⽅⾯提出了⼀系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防⽌核扩散以及消除严重事故、避免⼚外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术⽅案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界⽔冷堆（SCWR）SCWR是在⽔的热⼒学临界点以上运⾏的⾼温、⾼压⽔冷堆。
SCWR效率⽐⽬前轻⽔堆⾼1/3，采⽤沸⽔堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采⽤稠密栅格布置以及超临界⽔的热容⼤，因此SCWR只有⼀般轻⽔堆的⼀半⼤⼩。
超临界⽔冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发⽣想变，⽽且采⽤直接循环，可以⼤⼤简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运⾏压⼒25MPa，堆芯出⼝温度510℃，使⽤氧化铀燃料。
SCWR的⾮能动安全特性与简化沸⽔堆相似。
SCWR结合了轻⽔反应堆和超临界燃煤电⼚两种成熟技术。
由于系统简化和热效率⾼（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很⼤竞争⼒。
⽇本提出的热中⼦谱超临界⽔堆系统是较为典型的压⼒容器式反应堆。
该⽅案取消了蒸汽发⽣器、稳压器和⼆回路相关系统，整个装置是⼀个简单的闭式直接循环系统。
超临界压⼒⽔通过反应堆堆芯加热直接引⼊汽轮机发电，实现了直接循环，使系统⼤⼤简化。
系统压⼒约25.0MPa，反应堆的冷却剂⼊⼝温度为280℃，出⼝温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率⾼达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极⾼的温度、压⼒以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作⽤和⽔化学作⽤以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及⾮能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热⼯⽔⼒学和⾃然循环相耦合的不稳定性。
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。
核燃料循环系统的运输与存储安全评估
核燃料循环系统的运输与存储安全评估核燃料循环系统的运输与存储安全评估引言核燃料循环系统是一种涉及核材料的复杂过程，其中包括核燃料的提取、加工、运输和存储。
在这个过程中，安全是至关重要的，因为核材料的不当处理可能会引发严重的后果，包括放射性污染和居民健康风险。
因此，对核燃料循环系统的运输与存储进行安全评估是必不可少的。
核燃料的运输安全评估核燃料的运输是核燃料循环系统中一个重要的环节。
核燃料的运输需要遵守一系列严格的规定，以确保材料的安全性。
首先，核燃料必须以合适的包装进行运输，以防止材料的泄漏或损坏。
包装应具备良好的耐压能力和辐射防护能力，以确保核材料在运输过程中不会造成危险。
其次，核燃料的运输应以高度保密和安全的方式进行。
核材料具有敏感性和战略性，因此必须避免任何潜在的盗窃或恶意使用的风险。
只有经过严格审查且具备安全标准的运输公司才能获得核燃料运输合同。
此外，核燃料的运输应配备实时监控和跟踪系统，以确保对核材料的持续监管和快速响应。
最后，核燃料的运输应有详细的运输计划，并且必须通过事前的风险评估和演练来规避潜在的运输问题。
这包括对可能的事故和突发事件进行模拟演练，以确保核燃料的安全运输和应急响应。
核燃料的存储安全评估核燃料的存储环节同样具有很高的风险和安全性要求。
核燃料存储的主要目标是确保核材料在存储期间不会造成辐射泄露或其他危害。
核燃料存储通常分为两种类型：短期存储和长期存储。
短期存储是指核燃料在燃料循环过程中的间歇存储，包括燃料棒的加工和处理。
在这个过程中，核燃料应妥善存放，以防止任何辐射泄露。
短期存储通常采用特殊的容器和密封系统，以确保核材料的安全性和易于监测。
同时，短期存储的区域应定期进行辐射检测和监测，以确保辐射水平在安全范围内。
长期存储是指核燃料在核反应堆退役或废弃后的长期存储。
长期存储需要采取更加可靠的措施来保护核材料。
核燃料通常被放置在深度地下保管库中，这是一个封闭的深层地下结构，具备防火、防爆、防水和防辐射能力。
铀钚燃料循环的工艺
铀钚燃料循环的工艺铀钚燃料循环是一种核燃料循环方式，通过对铀和钚的利用，可以提高核能资源的利用率，降低核废料的产生以及减少电力生产过程中的环境污染。
下面是铀钚燃料循环的主要工艺流程：1. 铀矿石加工和浓缩：铀矿石是从地下采矿或露天矿开采中得到的矿石，其中铀的含量一般很低，需要进行加工和浓缩。
通常的浓缩方式是将矿石进行破碎、磨细，并采用化学方法将铀浓缩到可用的水平。
2. 铀燃料制备：铀燃料制备是将浓缩后的铀转化为可用于核反应堆的燃料形态。
一种常见的制备方法是将浓缩的铀氧化成U3O8，然后与氟化铵反应得到铀氟化物（UF6）。
接下来，UF6经过多次升降温和化学转化反应，最终得到UO2和U3O8。
3. 铀燃料在反应堆中使用：铀燃料制备完成后，将其装填到核反应堆中进行核裂变反应。
在反应堆中，铀核发生裂变，并释放出大量的热能，用于产生蒸汽驱动涡轮机发电。
4. 钚提取与分离：在反应堆中，铀核的裂变会释放出一小部分钚。
为了回收利用钚资源，可以采用多种方法将钚从废核燃料中提取出来。
一种常见的方法是将废核燃料溶解在硝酸溶液中，然后通过化学反应将其中的钚与其它元素分离。
5. 钚燃料制备：将从废核燃料中提取出来的钚与铀混合，制备成钚铀混合氧化物燃料（MOX）。
MOX燃料可以在反应堆中代替部分铀燃料使用，实现对钚资源的有效利用。
6. 钚燃料在反应堆中使用：钚燃料制备完成后，将其装填到核反应堆中进行核裂变反应。
与铀燃料类似，钚燃料在反应堆中也可以发生裂变，并释放出大量的热能，用于发电。
7. 利用后核废料的处理：核燃料在反应堆中使用后，产生的核废料具有高放射性和长寿命的特点。
通常采用深地层封存等方法，将核废料安全地处理和储存，以防止对人体和环境的伤害。
总之，铀钚燃料循环是一种通过对铀和钚的利用，提高核能资源利用率、减少核废料产生的核燃料循环方式。
通过铀矿石加工和浓缩、铀燃料制备、铀燃料在反应堆中使用、钚提取与分离、钚燃料制备、钚燃料在反应堆中使用等工艺步骤，可以实现对铀和钚资源的有效利用，为电力生产提供可持续、清洁的能源来源。
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第20卷 第3期核科学与工程Vo1.20 No.3
2000年 9月Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Sep. 2000
核燃料循环系统3
刘远松
(中国核工业集团公司核燃料部)
1 前 言
在“核燃料立足于国内”的方针指引下,“九五”计划期间我国核燃料工业与我国核电同步建设、配套发展,“十五”计划期间核燃料系统也必将与我国核电配套发展。
在“十五”计划期间的配套建设中,我们将继续走引进与国产化相结合的道路,积极采用先进技术和先进工艺,追求规模效益,把我国核燃料系统建成具有国际竞争能力的行业。
然而要实现这一目标,在铀转化、铀浓缩、元件制造、后处理、放射性废物处理和核设施退役这些领域中还有许多重大技术问题有待于解决,还有待于我国核工业的科技人员的相互合作和共同努力。
2 中国核工业集团公司核燃料部所属民用领域简介
氟化转化铀浓缩元件制造
后处理退役、三废处置
3 各领域简介
311 氟化转化
(1)原理
氟化转化是将氧化铀经过氢氟化反应生成四氟化铀,然后经氟化反应转变为六氟化铀的过程。
(2)六氟化铀的用处
1909年德国化学家发现了六氟化铀。
由于六氟化铀易于升华以及天然氟只有19F的单一同位素,这使六氟化铀成为同位素分离工厂惟一的工作介质。
312 铀浓缩
提高铀同位素混合物中235U的丰度的过程称为铀浓缩。
主要工业铀浓缩方法为扩散法
收稿日期:199928220
作者简介:刘远松,1982年毕业于山东化工学院化工机械专业,1989年获铀同位素专业硕士学位,现任中国核工业集团公司核燃料部副总工程师。
3本文对原报告做了删节。
252
和离心法,目前世界上正在探索激光法。
(1)扩散法
根据六氟化铀2235和六氟化铀2238气体分子通过微孔扩散速度不同来分离铀同位素。
基本分离元件是带有大量微孔的分离膜。
(2)离心法
根据质量不同的六氟化铀2235和六氟化铀2238气体分子在离心机离心力场中的平衡分布不同来分离铀同位素。
离心机分为亚临界离心机和超临界离心机两种。
(3)激光法
利用铀同位素谱线的位移现象,选择合适的激光束照射要分离的分子或原子蒸气,使其中一种铀同位素组分离解或被电离而达到铀同位素分离的效果。
313 元件制造
(1)压水堆元件
首先将铀浓缩厂的产品———U F6转化为UO2粉末,然后经UO2芯块制备、燃料棒制造及组件部件制造和最终组件组装而制成压水堆元件。
(2)重水堆元件
直接将水冶厂的产品———铀浓缩物转化为UO2粉末,之后的制造过程与压水堆元件的UO2芯块制备、燃料棒制造及组件部件制造和最终组件组装过程基本相同。
314 乏燃料后处理
(1)作用
提取和纯化铀和钚,并提取有用的裂变产物和其它超铀元素。
(2)Purex(普雷克斯)流程
目前世界上普遍认为Purex(普雷克斯)流程即水法磷酸三丁酯(TBP)萃取流程是一个经济可靠的乏燃料后处理方法,已被普遍应用。
Purex(普雷克斯)流程的主体大多由共去污2分离循环、钚净化循环和铀净化循环组成。
共去污2分离循环实现铀、钚与裂变产物的分离以及铀与钚的分离,钚净化循环和铀净化循环进一步纯化和浓缩钚和铀的硝酸溶液。
硝酸钚经沉淀和煅烧转化成PuO2产品,硝酸铀酰经湿法或干法转化成UO2产品。
(3)特点
由于乏燃料的强放射性,必须采用远距离操作、控制和检测的方法,必须考虑射线对后处理工厂选用物质的辐照效应。
临界问题也是十分重要的问题。
315 放射性废物处理和核设施退役
(1)放射性废气处理
一般采用过滤吸附的方法,即废气中的放射性核素被过滤器吸附,而通过的气体被大气稀释。
(2)放射性废液处理
放射性废液分为:弱放、低放、中放和高放废液四类。
目前国际上通常采用的处理工艺为:
弱放———稀释排放。
低放和中放———化学沉淀、离子交换、蒸发浓缩、絮凝过滤等方法将其中的放射性核素浓缩,浓缩的放射性废物(高放废物除外)通常用水泥固化在金属筒中。
高放———目前尚无满意的方案可供使用,但倾向于减容后进行玻璃固化、沥青固化、聚合固化
352
或水泥固化。
(3)放射性固体处理
低放———切割、去污、压缩减容、焚烧和封装。
中放———压缩减容、焚烧和封装等。
高放———最终处置。
对含超铀元素等长寿命的放射性废物的最终处置,倾向于深地层长期存储。
(4)核设施退役
核设施种类很多,退役采用的方式不同。
反应堆的退役废物主要为中子活化部件,而后处理厂退役废物主要由放射性污染造成的。
(上接第243页,Continued from page243)
为了形象地描述这些研究手段与研究对象之间的关系,可以以模拟氢弹物理过程为例,用图解来表示:
氢弹的物理过程大致可分为初级中的高能炸级爆轰、内爆、裂变燃烧、助爆燃烧、辐射流、次级的内爆、燃烧(聚变和裂变)和爆炸、各种效应的产生等八个阶段。
在建模和模拟时,必须结合地面实验(A GEX)中全尺寸、全能量密度或真实核材料的实验数据,理论和实验室规模的科学研究和实验数据;结合档案中以往核试验数据以及专为检验建模和模拟有效性而进行的实验。
这样反复实验,不断改进,最后得到有关核武器安全性、可靠性的准确预言。
总起来说,在禁核试之后,美国将通过“SBSS”“ASCI”等计划的实施,对核武器物理过程的规律性作更深入、更精细、更确切的研究和了解,这与以往主要靠核试验提供综合信息相比,要求更高了,也更费钱。
所以有人指出,禁核试之后,有核国家围绕核武器研究将在一个更高水平上,更深的层次、更难、更复杂的条件下展开新的竞争。
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