核燃料化学工艺学资料
核燃料元件生产中化工转化工艺的评述
核燃料元件生产中化工转化工艺的评述吴忠俭核工业第五研究设计院 450052摘要：本文对核燃料元件生产中三大化工转化工艺作了评述，系统介绍了IDR工艺的优点，提出了我国今后建厂所采取的工艺路线及现有ADU生产线的利用，并对IDR工艺中所存在的问题提出了建议。
关键词 核燃料 化工转化 IDR工艺 建议1 前言在核燃料生产中，铀化合物转化加工占有很大的比重。
一般来讲，铀矿石水法冶金和纯化精制是获取核纯物料的手段。
但从上述过程中制得的铀化合物的物理、化学性质和核性能尚不能适于核裂变的应用，必须经过化学转化加工，为生产金属铀和铀同位素分离提供适宜的铀化合物。
目前绝大多数核动力反应堆都是采用不同加浓度的铀，所以二氧化铀是生产合乎要求的二氧化铀燃料的重要原料，并且世界各国均随着我国核电事业及其它核动力的发展，对核燃料二氧化铀的需求量越来越大。
大家知道，在压水堆核燃料元件生产中，首先必须把含有一定富集度的UF6转化为符合要求的陶瓷级UO2粉末。
UO2粉末的性能决定了化工转化工艺。
当今世界上，压水堆核燃料化工转化工艺，用于生产实践的，主要有三种，即ADU工艺，AUC工艺及IDR工艺。
ADU工艺是世界上发展最早的湿法工艺，随后西德研究并使用了AUC湿法工艺。
IDR工艺是由英国的核燃料公司（BNFL）研究成功并首先使用的一种干法工艺，英国于1971年在斯普林菲尔德厂建造了世界上第一条IDR工艺生产线投入运行，并取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。
1975年法国-比利时核燃料公司（FBFC）引进了该项专利，在法国的罗芒建立了IDR工艺生产线，也取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。
法国在吸收、消化英国IDR工艺的基础上，发展了自己的IDR工艺，在法国的皮尔拉特建造了CFC工厂，并于1984年投产运行。
后来，美国的西屋电气公司也从英国购买了该项技术。
南非也在借鉴法国干法技术的基础上，建立了自己的干法生产线。
目前，多个核技术国家采用了IDR工艺。
核燃料后处理工学 PUREX(课堂PPT)
5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）
9
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。
第3讲 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。
14
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整理
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。
核燃料化学及工艺学考试重点
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。
第四章-核燃料
110
62
24.5 (1000℃）
δδ 负值 4.2（RT）
MOX 2400
Th+UO2
1750 1325 FCC 1325 BCC
11.72（RT）
38 (1000℃） 45(650℃） 241
弹性模量 1011Pa 辐照效应
化学稳定性
生产
尺寸稳定性
1.0-1.7
2.0
2.1
6.9
450℃肿胀 没明显肿胀
墨基体是慢化剂和结构材料。全堆 需27000多个燃料球，每个燃料球 里有8300个燃料颗粒。
另一种燃料是在研究中的快堆燃料。它是 由瑞士的珀尔·雪利研究所研究的。它直接由 后处理产生的铀的硝酸盐，通过溶胶凝胶法 制成不同大小的颗粒，装入包壳，振动密实， 得到所要求的燃料装量，用于快堆。的是UO2和金属铀的混合物， 高温下是UO2和液态金属铀的混合物。
在一个O/U不等于2.0的很宽的区域，系统是 单相。是氧在氧化物中的真正的固溶体。
在各种化合物UaOb的垂线之间存在很多的两 相混合物。
比热容
二氧化铀的比热容是用于事故工况分析中的 一个极为重要的热力学量。对于一个给定的 燃料温度变化，比热容控制了热容量的变化 幅度。
燃料板轧制
燃料板滚压 燃料组件 整体加工
4.1.4 其他形式燃料
还有一些燃料。如小球燃料是一种用于高温 气冷堆的燃料。裂变燃料或增值燃料用溶胶 凝胶法制成小颗粒，外面再包复上多层复合 材料，如多孔碳（储气）、氧化硅（防止裂 变产物逃逸），最后一层是高温热解碳（做 包壳）。
清华的10MW的高温气冷堆的燃料 元件为球形，直径60mm，由50mm 的燃料区和5mm厚的外壳组成。燃 料颗粒均匀弥散在石墨基体中。石
核燃料
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资料
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。
4-核燃料解析
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。
第三讲 核燃料
坯块掺杂烧结
• 加入的添加剂在烧结过程中有效地降低 了反应活化能，促进了烧结反应的进行 ，降低了烧结温度，提高了成品的各项 性 能 指 标 。 常 见 的 添 加 剂 有 Nb2O5 、 TiO2 、U3O8 。掺入少量TiO2 可以提高 二氧化铀坯块的烧结密度；掺入微量的 Nb2O5 能明显提高烧结后的晶粒尺寸， 在微氧化性气氛中效果更加明显 。
• 二氧化鈾为面心立方结构 萤石型结晶构造。单位立方 体由中心4个铀原子和外围8 個氧原子组成。
导热率
• 常温下导热率为8.4 W/mK，2000 K时的导热率为 2.0 W/mK。
• 二氧化铀的电阻率隨温度升高而降低。
二氧化铀燃料的堆内行为
混粉
第三章 核燃料
核能－－无穷的能源
核裂变能
铀、钍矿石
如全部利用， 能供使用
2400～2800
年
核聚变能
海洋
氘（来自海水）、锂
40亿万吨
2千多亿吨
如实现可控核聚变， 能供使用上千亿 年
压水堆堆芯
新堆装料
堆芯
换料中
堆腔
本章内容
Q1: 什么是核燃料？ Q2：怎样从矿石中获得可利用的核燃料？ Q3：核燃料的性能与分类怎样？ Q4：UO2芯块的堆内行为怎样？ Q5：UO2陶瓷粉末烧结工艺与性能的关系 如何？ Q6：其它类型的核燃料性能及应用如何？
低温烧结（微氧化烧结）
• 低温烧结工艺主要分为两阶段烧结与三阶段烧结。低温 烧结使用的材料一般为氧铀比2.25的ADU粉末，氧铀比 的调节一般靠掺入U3O8来实现。 • 低温烧结本质上是活化烧结，二氧化铀烧结是扩散控制 过程。由于氧的扩散系数比铀高出几个数量级，故铀原 子是烧结的控制因素。在超化学剂量的二氧化铀中，铀 原子的扩散激活能随过剩氧量的增加呈指数下降。只有 保证了超化学剂量氧在二氧化铀粉末中的存在，才能实 现低温烧结。所以，低温烧结的特点是在微氧化气氛中 烧制含有超化学剂量氧的二氧化铀芯块。
核电厂材料 chapter04 核燃料part2
CANDU堆燃料元件（也叫燃料棒束） • 单棒
-每只CANDU-6型燃料棒束是由37根 单棒组成； -UO2芯块装入壁厚0.4mm的Zr-4合金 包壳管内，其两端由端塞密封焊接组 成单棒； -包壳管内表面涂石墨 ：石墨涂层要 完整、均匀，厚度不小于3μm。石墨 涂层可减少包壳发生SCC的可能性； -37根单棒按照固定位置环形排列， 两侧用端板焊接固定，组成燃料棒束； -燃料单棒之间的间隙靠钎焊隔离块 保持，而棒束和压力管之间的间隙则 靠钎焊于外圈燃料棒表面上的支承垫 来保持。
由于二氧化铀芯块在堆内要发生种 种变化，尤其是径向和轴向变形， 芯块两端要有倒角和碟形
核工业研究生院
CIAE，龙斌
4.2 二氧化铀燃料
4.2.2.6 燃料组件
秦山核电厂 •组件15X15-21， 外形尺寸 为199.3X199.3mm，8层因 科镍定位格架，204根元件棒 •燃料棒长3210mm，活性段2900mm •包壳直径：100.03mm，壁厚 0.70.04mm,材料为Zr-4 •芯块直径8.430.02，高度100.5mm， 双碟形（深度0.35mm) •U-235富集度为：2.4%，2.67%和 3.00% •预充压～1.96MPa，燃耗至 中国原子能科学研究院研究生院 30000MWd/tU CIAE，龙斌
310,000~100,000 MWd/tU • 肿胀 • 固态裂变产物析出 • 由于裂变气体释放，燃料 棒内压开始升高 • 包壳管内表面被腐蚀 • 裂变率降低
4.2 二氧化铀燃料
氧化物燃料的辐照性能
UO2受辐照后的行为
1）芯块开裂 2）芯块密实化 3）重结构（重结晶） 4）辐照肿胀 5） 裂变气体（析出）释放 6）组分及裂变产物的再分布
4.2 二氧化铀燃料
【精品】核燃料化学课件汇总教学资料
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
核燃料化学工艺学
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)
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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。
核聚变是指由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。
链式反应的控制：控制链式反应就是靠低Z材料（如石墨、重水、钠、硼砂等）来吸收中子，使核反应保持临界状态或者次临界状态的。
一般的核反应堆应该使用的是石墨棒，通过提升和放下该石墨棒组来控制链式反应。
2、235U的裂变及其链式反应235U+n→236U→144Ba+89Kr+3n上诉反应所产生的中子，至少有一个用于诱发新的裂变反应，则裂变反应将以链式反应方式进行，称为裂变链式反应。
3、中子截面（散射、吸收、俘获）中子散射截面：描述微观粒子散射概率的一种物理量。
吸收截面：一个中子通过单位面积的靶核后,被吸收掉的概率。
俘获截面：元素的一个原子核对中子发生俘获反应的几率。
总截面=裂变截面+俘获截面+δn当激发能比较低时，发射中子的反应截面很小：吸收截面=裂变截面+俘获截面4、反应堆的结构、组成、类型组成：堆芯，是反应堆的核心部分，又称为活性区。
它由燃料元件、慢化剂（或称中子减速剂）和冷却剂组成。
中子反射层，防止堆芯中子泄漏。
控制系统，确保反应堆安全。
屏蔽层，保护运行人员的安全。
辐射监测系统，保证人员安全，避免环境污染。
类型：1、按用途分：生产堆、研究试验堆（零功率堆、工程研究堆、微形中子源反应堆）、动力堆（轻水反应堆包括：压水反应堆、废水反应堆；重水反应堆；石墨慢化反应堆包括：水冷堆、气冷堆、高温气冷堆；快中子增值堆）2、按燃料布置类型：均匀堆和非均匀堆5、四因子公式四因子公式：K∞= η·ε·p·fη—次级中子数ε—快中子增值因子p—逃脱共振吸收几率f—热中子利用因子K有效= K∞PP—中子不泄漏几率第三章1、铀钚的水化学特点（水解、歧化、聚合、离解）、相互价态及相互关系铀的水解：A、电离势(Z/ r )大的金属离子，具有较强的水解能力B、铀的水解能力为：U4+> UO22+ > U3+ > UO2+C、电离势(Z/ r )大的金属离子，具有较强的水解能力。
D、UO2＋的歧化反应：2UO2＋=UO22＋+U4＋Pu4+歧化反应（采取措施抑制）：PuO2+的歧化：钚的水解与聚合：水解反应式：钚离子的水解趋势：Pu4+>PuO23+>Pu3+>PuO2+2、络合化学的几个基本概念（中心配体、配合物、螯合物）配位体:与中心离子结合并能提供孤电子对的离子和分子。
如NH3、H2O、CO，也可以是阴离子，如CN-、F-、Cl-、SCN-。
配体都有孤对电子（∶），如∶NH3、CO∶等中心离子或中心原子通过配位键与配位体形成的复杂化合物，也叫配位化合物。
配合物的内界：（中心原子)和(配位体）螯合物：含有一个以上配位原子的多齿配体，它与金属离子生成的环状螯合物有较大的稳定性。
3、铀钚络合的化学特点铀络合：铀络合物稳定性次序1）金属离子Z2/r愈大，电负性愈大，与配位体形成的络合物愈稳定。
U4+>UO22+>U3+>UO2+U4+>U3+，UO22+ >UO2+，很少有例外。
2）可与多种阴离子发生络合反应，不同阴离子对UO22+的络合能力大小按下式排列：Cl-<NO3-<F-，CO32->C2O42->SO42-2）二价阴离子的络合能力比一价阴离子强。
3）强酸弱络合，弱酸强络合钚络合：1）任意价态的钚离子比相应价态的铀或镎离子都具有更强的络合能力。
Pu4+>U4+>Np4+2）一般趋势:Pu4+>PuO22+>Pu3+>PuO2+3）常见的一价阴离子与Pu 4+ 形成络合物能力的递减次序是：F- > NO3- > Cl-> ClO4-CO32-＞SO32-＞C2O42-＞SO42-4、络合能力的比较（配位体、中心离子价态、不同的中心离子）一般规律：a、不同氧化态：Pu4+>PuO22+>Pu3+>PuO2+B、不同元素：Pu4+>U4+>Np4+>Th4+C、不同配位体：CO32- >Y4- >HPO42- >C2O42- >SO42- >F - >NO3- >Cl-D、氯根和硝酸根对MO22+的络合趋势相反第四章1、萃取的几个基本概念和计算公式（回收率、萃取（余）率、净化系数、分配系数、分离系数、相比）1）溶液：有一种或一种以上的物质分散到另一种物质里，形成均一的、稳定的混合物。
2）溶剂：能溶解其他物质的物质。
3）TBP-煤油溶液4）相：有相同物理性质和化学性质的均一部分。
5）相比：在某一萃取单元内，有机相与水相体积比。
6）流比：进入某一接触设备的各物流流量之比。
7）溶剂萃取（液-液萃取）：是一种从溶液中分离、富集、提取有用物质的有效方法，它利用溶质在两种不相混溶的液相之间的不同分配来达到分离和富集的目的。
8）萃取剂:是一种能与被萃物作用生成一种不溶于水相而易溶于有机相的化合物，从而使被萃物从水相转入有机相的有机试剂。
9）萃合物：萃取剂与被萃取物发生化学反应生成的不易溶于水相而易溶于有机相的化合物（通常是一种络合物）称为萃合物。
10）稀释剂:指萃取剂溶于其中构成连续有机相的溶剂。
例如磺化煤油。
稀释剂虽与被萃物不直接化合，但往往能影响萃取剂的性能。
11）洗涤：为了提高溶剂萃取过程对杂质的去污效果，可以用一定组成的水溶液与萃取液接触，把被萃取到有机相中的杂质部分或全部反萃到水相中去，而所需要被萃取的物质仍然留在有机相中的这个过程。
12)洗涤剂：能反萃萃取液中的杂质，而又基本不使所需要被萃取的物质反萃下来的水溶液.13)极性改善剂（相调节剂）为了避免萃取或反萃取时产生稳定的乳化或生成第三相，有时还要往有机相加入一些高碳醇或其他有机化合物，增加萃取剂、萃取剂的盐类或萃合物的溶解度。
这些有机化合物统称为极性改善剂（相调节剂）。
14)水相料液:指作为萃取原料的含有待分离物质的水溶液。
15）络合剂:指溶于水相且与金属离子生成各级络合物（包括螯合物）的配位体。
16）盐析剂:指溶于水相既不被萃取又不与金属离子络合但能增加萃取率的无机盐。
17）反萃取：萃取过程的逆过程。
18）反萃取剂：能使被萃取物质离开有机相的水相溶液。
19）萃取平衡：当单位时间内转入有机相的铀量和转入水相中的铀量相等时，两相的铀浓度就不再发生变化。
参数：①分配系数：α=C0/Ca②萃取率：经过一次或多次萃取后，某物质在萃取液中的总量与该物质在料液中总量的比值。
③回收率：经过某个过程处理后，所提取出来的某物质的总量与原料中该物质总量的比值。
④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。
⑤净化系数DF：铀/钚/镎产品中对裂片元素去除的程度。
2、分馏萃取流程、示意图和工艺标识萃取流程：在萃取操作中，常根据物料液 F 与萃取剂S 接触、传质的次数，将其分为单级萃取和多级萃取。
有机相从料液中提取，同时加入洗涤剂清洗。
工艺标识3、燃料元素：锕系、碱、碱土、RE、FP萃取的差异产率较高，寿命较长，进而对后处理或三废处理过程影响较大的主要有：95Zr、95Nb、103Ru 、99Tc 、某些碱金属(137Cs)、碱土金属(90Sr)以及稀土元素(144Ce 、147Pm)等。
其中碱金属与碱土金属均不为TBP所萃取。
因此在共去污循环中，他们将基本上留在萃取液内而容易被除去；稀土元素的萃取分配系数也比较小，在共去污循环中，它们与铀、钚的分离也比较好。
在裂片元素中，比较难除去的是锆、铌、钌、鍀，他们在水溶液中的化学行为以及TBP对它们的萃取行为都比较复杂。
而后处理的TBP萃取分离通常是在硝酸水溶液中进行的。
挥发性裂片元素碘、氚、氪、氙等对乏燃料的后处理，特别是对动力堆或其他高燃耗的后处理和三废处理带来了一些特殊的问题。
第五章4、铀的分布、铀矿成因和类型分布：①地壳（2-4ppm；1.3×1014t），分布分散，提取困难②含氧化硅较多的火成岩（花岗岩）：6ppm③含氧化硅较少的岩石（含铝镁铁较多）：1ppm④海水（0.002-0.003ppm；4.5×109t）⑤宇宙空间（陨石）：少量铀矿成因：类型：按铀的存在形式及含量：铀矿物/含铀矿物；按矿物的成因：原生矿物，地球形成时由岩浆形成的矿物，通常以二氧化铀，三氧化八铀的形式存在、次生矿物：原生矿物经过各种表面过程（氧化、水合、溶解、沉积），主要以六价状态存在。
2、各过程的化学原理、化学反应式（氧化剂碳酸氢钠）a.矿石预处理：配矿、破碎、选矿、焙烧和磨矿b.铀矿石浸取：酸浸法反应：UO3+H+=UO22++H2OUO 22++SO 42+=UO 2SO 4UO 2SO 4+SO 42+=UO 2（SO 4）22-UO 2（SO 4）22-+SO 42+=UO 2（SO 4）34-铀能以上诉任何一种或几种形式被溶解进入溶液，其量的多少与体系的酸度、温度、铀的浓度及其他配合物形成因素有关。