核燃料化学工艺学
核燃料后处理工学
核燃料后处理工学
核燃料后处理工学是研究用于处理和处理核燃料后产生的放射性废料的学科。
它涉及从核反应堆中提取并处理已使用的核燃料，以及处理和分离放射性废料，以减少对环境和人类健康的影响。
核燃料后处理工程的目标是：
1. 提高核燃料的利用率：通过对已使用核燃料进行处理和再利用，可以提高核燃料的利用率，延长其寿命，并减少新鲜核燃料的需求。
2. 处理放射性废料：对核燃料后处理过程产生的放射性废料进行处理和减量，确保安全处理和最小化对环境的影响。
3. 回收优质物质：核燃料后处理过程中，可以回收包括铀、镎、钍等在内的优质核材料，减少资源的浪费。
核燃料后处理工程涉及的主要技术包括萃取、溶剂萃取、精细分离、裂变产物处理、铀和钍处理等。
这些技术需要综合利用化学、物理、材料等知识，确保处理过程的安全性和高效性，同时遵循辐射安全和环境保护的原则。
第三章 核燃料元件的类型及后处理
铀的最终纯化采用硅胶吸附，钚可用胺类萃取 或阴离子交换。
⑵ 适当调整Purex流程的工艺参数 动力堆乏燃料中钚和钌的含量较高，共去污萃 取器采用高酸（2～3mol/L）进料、高酸（2～ 4mol/L）洗涤的操作方式。 ⑶ 调制共去污料液时，进行氧化预处理 在进行共去污之前，对料液进行预处理是除钌 措施之一。 除钌的三种氧化预处理方法： ① 往料液中通入臭氧，使钌转化为挥发性物质。 Ru4++2O3 +2H2O RuO4 +2O2 +4H+
20%-25% ），
241Pu
（5%-
10%）和242Pu（ 1%-2% ）
7. 铀钚氧化物混合燃料
将铀和钚制成氧化物混合燃料（MOX），其中
钚含量一般为5%-10%，其设计以UO2燃料当量为参 照点。 MOX燃料中，239Pu和241Pu是易裂变核素，240Pu 是中子吸收剂，也能转换成241Pu，242Pu和241Pu的
②
将纯氧通入到温度是100℃的料液中，使某些 易被TBP萃取的钌转变成不易被萃取的钌。
③
往料液中加入KMnO4溶液氧化钌，产物MnO2在
沉淀过程中可吸附载带锆、铌等裂片元素。这
种方法在料液酸度低时才有效。
另外，可以将亚硝气通入料液，使亚硝酰钌的 硝酸根络合物转变成为亚硝酸根络合物，除去 钌。
热中子反应堆中，锆的产额比钌大得多，除锆
缺点：如果堆内水沸腾就会破坏堆运行的稳定性。
堆壳要承受较高的温度和较大的压力，建造投资
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。
16
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。
物理化学核燃料的制造过程
物理化学核燃料的制造过程核能是一种高效、清洁、可持续的能源，具有巨大的发展潜力和广泛的应用前景。
核燃料的制造是核能发展的重要环节之一，而物理化学核燃料制造过程则是其中最为关键的环节之一。
本文将介绍物理化学核燃料制造的基本原理、工艺流程和主要设备，并阐述其优缺点及发展前景。
一、基本原理物理化学核燃料制造是将核燃料元素（如铀、钚等）通过一系列物理化学反应转化为可用于核反应堆的燃料的过程。
其中，最主要的反应包括：氧化、还原、萃取、离心等。
这些反应需要在特定的条件下进行，以达到高效率、高纯度和高安全性的目标。
二、工艺流程物理化学核燃料的制造流程一般包括以下几个步骤：1、原料准备：将矿石或金属氧化物进行破碎、磨细和干燥等处理，以便后续反应的进行。
2、氧化反应：在高温高压条件下，使用氧气或氯气将原料中的金属氧化，生成相应的氧化物。
3、还原反应：在高温高压条件下，使用氢气或碳将氧化物还原成金属单质。
4、精制和提纯：通过萃取、离子交换或色谱法等方法，将金属单质提纯到较高的纯度。
5、燃料颗粒制备：将金属单质粉末制成一定形状和大小的颗粒，并加入其他元素（如锆或钛），以改善其物理化学性质。
6、燃料棒制造：将颗粒燃料封装在锆合金或其他材料制成的燃料棒中，形成核反应堆的燃料。
三、主要设备物理化学核燃料制造的主要设备包括：反应堆、加热炉、萃取塔、离子交换柱、色谱仪等。
这些设备需要根据不同的工艺流程进行选择和优化，以保证生产过程的连续性、稳定性和高效性。
四、优缺点及发展前景物理化学核燃料制造过程具有以下优点：高能量密度、可持续利用、低环境污染等。
它也具有一些缺点：高成本、难以处理和储存废料、安全风险等。
这些问题的解决需要进一步的技术创新和政策支持。
随着科技的不断进步和应用需求的增加，物理化学核燃料制造过程将会有更广泛的应用前景。
例如，在能源危机日益严重的情况下，核能作为一种清洁、高效的能源，将会在未来的能源结构中占据更加重要的地位。
第四章 核燃料
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。
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)
核燃料后处理工学 PUREX
3
4
5.1 普雷克斯流程概述
共去污分离循环
装置：1A,1B,1C混合澄清槽 任务: 实现铀钚与裂片元素的分离，以及铀钚之间的分离。
铀的净化循环
装置：2D,2E混合澄清槽 任务：完成第一循环铀产品液的进一步净化
钚的净化循环
装置：2A,2B混合澄清槽 任务：完成第一循环钚产品液的进一步净化
提高铀饱和度，导致运行不稳定，造成铀/钚的流失量增大。
•
•
19
5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ⑥ 温度
TBP萃取铀/钚的过程是一个放热反应过程 高温 有利于除钌，改善澄清分相，对铀/钚的收率有好处 低温 有利于除锆/铌 洗涤段加热到50-55℃
• •
34
(4) 污溶剂的净化与复用
真空急骤蒸馏法再生污TBP-煤油 主要设备 TBP精馏塔 用途
从污TBP中出去高沸点降解产物，精馏回收TBP
煤油精馏塔 用途
从污煤油中除去低沸点的降解产物，精馏回收煤油
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5.3 钚的净化循环
任务
对经过初步分离掉铀和裂片元素的钚中间产品液 1BP再进行萃取分离，进一步除去铀和裂片元素， 以便得到较纯净的钚的浓缩液。
(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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(4) 污溶剂的净化与复用
•
• •
① 洗涤剂净化污溶剂
常用方法 酸、碱交替洗涤 碱洗作用
第二章核燃料提取与纯化
中国铀资源分布图
SC 东南部成矿区 YS-L 阴山-辽河成矿区 Q-Q 祁连-秦岭成矿区 Z-TS 准噶尔-天山成矿区 J 靖南成矿区 WY 滇西成矿区
铀在自然界的分布 地壳
平均含量为2.5×10-4%， 分布极为分散。
海水
铀在自然 界的分布
河水
平均为1.3×10-6g/L， 40-50亿吨铀，由于提 取困难和成本昂贵， 暂时还不能利用。
次生铀矿的溶解性能
以六价铀（UO22+）为主， 形成铀酰离子（UO22+）的 各种盐类（磷酸盐、钒酸 盐、硫酸盐、碳酸盐等） 或以铀酰键为特征的铀酸 盐矿物。一般不需要氧化 剂就可以溶解，因此次生 铀矿属于极易溶解的矿物。
含铀矿物 我国已发现70余种。根据铀在含铀矿物中的存 在形式，可将含铀矿物分为两类。 一类是铌、钽、钛复 杂氧化物类矿物，铀 是矿物的固定组分， 往往以类质同象形式 存在。 一类是在一般情况下 含铀量很低，而只在 特定条件下，即铀元 素相对富集的地区才 含有较多的铀 ，因此 这类矿物的含铀量变 化范围较大。
(3) 铀的含水氧化物
此类矿物是由沥青铀矿或晶质铀矿经氧化作用和 水合物作用形成的。主要为六价铀的矿物，个别 矿物中也含有四价铀。常见的矿物有： 水铀矿 UO3· nH2O 水斑铀矿 U(UO2)5O2[OH]10· nH2O 橙水铅铀矿 Pb[(UO2)7O2(OH)12]· 6H2O 红铀矿 Pb[(UO2)4O2(OH)6]· 4H2O
湖水
铀矿物
含氧矿物 简单氧化物 复杂氧化物 不存在
晶质铀矿 （铀氧化物） 沥青铀矿 （铀钍氧化物）
硫化物 卤化物 硝酸盐 金属铀矿
铀的钛、铌、钽矿 物，它们的成分复 杂多变，种类繁多
核燃料生产过程.docx
图解核燃料生产过程铀矿石中含铀量普遍不高，其放射性主要来自伴生的镭和氡，铀本身的放射性是相当有限的;所以，矿山开采，做好通风是必要的(带走氡);而镭等则在水冶厂生产过程中，被甩到尾渣里了(尾矿坝)。
水冶厂出来的产品，因为矿石成分不同，采取的工艺也有差别，黄饼是通行的称呼，但重铀酸铵或者三碳酸铀酰铵(钠)等也是常见产品;其中杂质也和矿石、工艺有关，除杂比较好的可以称为核能纯产品。
核能纯产品纯化很简单，否则就要经过再纯化，以进一步去除产品中的杂质离子(和放射性元素无关，比如铁钙镁钒等)。
这个就是黄饼，比较干燥，131潮湿一些，样子有点像鸡蛋黄。
这个是装黄饼的桶，可以看看工作人员有什么特别防护没有。
类似的产品桶，咱以前常靠着吸烟(主要是为了让学员放松一些，倒不是真要在产品库吸烟)。
装运产品的产品桶，咱也靠着打过盹和吃过饺子，那是很多年前在运送产品的专列上。
纯化后的铀化合物，经过几个步骤，逐步转化成六氟化铀，以便于利用气体离心机进行分离浓缩(六氟化铀加热后就成为气态，冷却后就是结晶，这个是个非常好的特性)。
分离浓缩想必大家都清楚，就是通过气体离心机的级联，将天然铀中丰度0.7%左右的铀235，逐步浓缩到4.5%左右;这个过程是以六氟化铀形势存在的，浓缩后的低浓缩铀丰度4.5%左右，而分离后的尾料就是贫料(贫铀)，其中含有0.2--0.3%的铀235。
低浓缩铀，必须再次经过转化，变成氧化铀，然后制胚、烧结成氧化铀陶瓷，也就是所谓的核燃料(芯块)了;氧化铀陶瓷具有非常好的强度和热工性能。
姑且算是一粒柴吧。
这个是制胚这个是烧结燃料芯块，按照一定要求装入锆管中，加上相应附件(气室、弹簧的等，理工科的容易理解，这东西可是高温下使用的，还会产生少量气体)，封装后就成了燃料棒。
这就是一根柴了。
燃料棒，按照一定位置，逐支插入、固定在燃料组件(一个框架，其中包含有控制棒导管、搅浑格架和锁紧机构等)中，安装相应附件就成了核燃料组件。
清华大学工程物理系课程介绍
清华大学工程物理系课程介绍课程号：00320012课程名：世界能源的困境与出路Seek Ways to Solve Energy Crisis学时：32 学分：2 开课院系：工物系开课教师：贾宝山从利用薪炭燃料跨入到利用化石燃料，导致了人类发展史上的第一次工业革命。
人类精神文明和物质文明的推进对能源需求的高速增长，石油、煤、天然气等不可再生化石燃料的快速消耗及显现出的能源短缺，地球上以争夺石油等资源未背景所发生的战争，向人类敲响了必须从根本上解决能源供应问题的警钟。
什么是化石燃料的可替代能源？水能、太阳能、核能、风能、地热能、潮汐能、波浪能、海水温差等，哪个是人类能源供应的顶梁柱？人类能否一劳永逸地解决能源供应地问题？这些将作为新生研讨课地主义内容。
课程说明及先修课要求：新生研讨课课程号：00320021课程名：等离子体技术及应用Plasma Technology and Applications学时：16 学分：1 开课院系：工物系开课教师：包成玉李和平等离子体的研究在科学研究领域是一个十分活跃的领域，有着广泛的应用。
课程共分8章。
第一章，概论，内容包括等离子体的基本概念，等离子体的特性，等离子体的分类，等离子体的产生方法和等离子体的主要应用领域简介。
本章由教师主讲。
其余7章均为等离子体应用专题，由学生主讲。
第二章，等离子体在能源科学中的应用（包括磁约束和惯性约束核聚变）；第三章，等离子体在消毒灭菌中的应用；第四章，等离子体在环境治理中的应用（包括汽车和工厂排放的尾气治理，核废料处理）；第五章，等离子体在微纳米材料合成中的应用（包括生物相容性材料和储能材料）；第六章，等离子体在材料表面处理（包括喷涂、表面改性）中的应用。
第七章，等离子体在微电子工业中的应用及等离子体显示技术；第八章，航空航天领域中的等离子体推进技术。
课程号：00320032课程名：等离子体、激光与电子束Plasma,Laser and E-beam学时：32 学分：2 开课院系：工物系开课教师：蒲以康唐传祥该课程以讨论国内外相关领域前沿进展为主线，采用深入浅出的方式讲述相关物理基本概念和基本试验手段。
核燃料化学工艺学课后答案
核燃料化学工艺学课后答案
一、为了降低烃分压，通常加入稀释剂，试分析稀释剂加入量确定的原则是什么？
1、裂解反应后通过急冷即可实现稀释剂和裂解气的分离，不会增加裂解气的分离负荷；
2、水蒸气热容量大，是系统有较大热惯性，当操作供热不平衡时，可以起到稳定温度的作用，保护炉管防止过热；
3、抑制裂解原料所含硫对镍铬炉管的腐蚀；
4、脱除积碳，炉管的铁和镍能催化烃类气体和生碳反应。
二、裂解气预分馏的目的和任务是什么？
1、经预分馏处理，尽可能降低裂解气的温度从而保证裂解气压缩机的正常运转，并降低裂解气压缩的功耗；
2、尽可能分馏出裂解气的重组分，减少进入压缩分离系统的负荷；
3、将裂解气中的稀释蒸汽以冷凝水的形式分离回收，减少污水的排放用以再发生稀释蒸汽；
4、继续回收裂解气低能位热量。
铀钚燃料循环的工艺过程
铀钚燃料循环的工艺过程
铀钚燃料循环是一种核燃料循环过程，旨在利用铀和钚作为核燃料来发电。
以下是铀钚燃料循环的工艺过程：
1.采矿：从地壳中开采铀矿石，通常为铀化合物。
2.铀矿石加工：将铀矿石进行破碎、浸出等处理，将铀从矿石中提取出来。
3.浓缩和制取铀：提取出的铀需要进一步经过化学处理，使其浓缩到一定程度，可以作为核燃料使用。
4.制取钚：一部分铀可以通过铀-钚循环进一步加工制取钚。
在短暂的中子辐照下，铀-238核素会转化为钚-239核素。
5.燃料元件制造：将浓缩和制取得到的铀和钚制成燃料元件，通常是金属或氧化物形式。
6.核反应：将燃料元件装入核反应堆中，通过核裂变和核反应链引发核反应，产生热能。
7.热能转化：核反应释放的热能被转化为蒸汽，用于驱动涡轮发电机。
8.燃料处理：核反应堆中的燃料元件使用一段时间后，会产生放射性废料和去耦燃料元件。
这些燃料需要进行处理，包括废料处理和燃料再处理。
9.废料处理：处理和贮存废料，以最大程度上减少对环境的影响。
10.燃料再处理：将废料中的可再处理核素重新提取出来，减少核燃料的浪费，并进行燃料循环。
11.燃料再利用：将再处理得到的可再处理核素和新的铀或钚混合使用，制造新的燃料元件，进一步利用核燃料。
铀钚燃料循环的工艺过程可以提高核燃料的利用效率，降低放射性废料产生，并减少对自然铀矿石的依赖。
然而，钚的生产和再处理都具有核扩散风险和安全风险，因此需要严格监管和控制。
核能开发及应用05 核燃料与核燃料循环
气体离心法
又叫离心法，是用强离心力场作用实现轻、重同位素分离 的方法。在高速旋转的离心机中，轻、重同位素的气体混 合物在离心力的作用下，较重的分子靠近离心机的外周浓 集，较轻的分子在靠近轴线处浓集，因而可以分别引出略 为贫化和略为浓缩的两种流分。 离心机的转速越高，分离系数越大，生产能力也越大。因 此要求离心机能达到很高的转速，一般要求其外周速度为 300-500m/s，对于直径10cm的转筒，这相当于转速高达每 分钟6万-10万转，因而对转筒的材料要求很高。转筒材料 可用特殊铝合金钢、钛合金和高强度纤维复合材料等。 分离铀同位素离心法远比扩散法有效。使用外周速度为 300m/s的离心机，分离系数可达1.058．把铀-235富集到3 ％，只需要不到100级。 能耗约为扩散法的1/7-1/10，是离心法的突出优点。 但由于离心机的生产能力太小，要达到一定的生产规模， 需要使用多台离心机并联。一座年产6000-10000t分离功的 大型铀同位素分离厂，需要安装9万-10万台离心机。若单 台离心机平均寿命为3年，则平均每天需更换上百台。
第二章核燃料提取与纯化
(1)铀黑
其主要化学组成为：UO3>9.8－40.4%，UO2微量 －11.7%，ThO2< 3%。 铀黑也是提取铀的重要原料，通常与原生铀矿 物一起开采。
(2)铀云母类矿物
其化学通式为： R(UO3)2· (MO4)2· n H 2O 式中，R——Ca，Cu，Fe，Ba，K等元素 M——P，As，V等元素 n——矿物结合水分子的数目 由此可见，铀云母类矿物是六价铀的磷酸盐、砷 酸盐或矾酸盐。
磨矿流程
磨矿产品的粒度由矿石中铀矿物赋存的粒度 而定。为了使铀矿物充分暴露，通常需要把铀 矿石磨到200目（0.074 mm）占50 % 以上。控 制磨矿产品的合适粒度，既避免过粉碎造成泥 化，又可以降低能耗。 30mm
粗磨 细磨 超细磨
0.15 mm ~ 3mm 0.02 mm ~0.15mm
< 10μm ，通常为0.05μm ~ 1μm
浸出体系
酸性溶液浸出
铀 矿 浸 出
碱性溶液浸出 盐溶液浸
细菌浸出
1酸法浸取
硫酸浸出
其反应式为： UO3 H 2 SO4 UO2 SO4 H 2O
UO2 SO4 SO
2 4
[UO2 (SO4 )2 ]
2
2 [UO2 (SO4 )2 ]2 SO4 [UO2 (SO4 )3 ]4
选矿
使铀矿物和脉石矿物尽可能分离，以便充分、合理 和经济地利用矿产资源。 提高需要加工的铀矿石的品位，减少需要 加工的铀矿石量，降低铀矿加工成本。 使伴生元素的矿物与铀矿物分离，达到综 合回收的目的。 减少消耗浸出剂（酸或碱）的脉石矿物，降 低浸出剂的消耗。
由铀矿物在矿 石中分布的不 均匀性决定的
选 矿 目 的
核燃料
核燃料
核燃料简介
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 。
钚(Pu)是人工易裂变材料，临界质量比铀小，在有水的情况下,650克的钚即可发生临界事故。钚的熔点很低(64 0℃),一般都以氧化物与UO2混合使用。钚与U组合可以实现快中子增殖，因而使钚成为着重研究的核燃料。
钍吸收中子后可以转换为易裂变的U,它在地壳中的储量很丰富，所能提供的能量大约相当于铀、煤和石油全 部储量的总和。钍的熔点较高，直至1400℃才发生相变，且相变前后均为各向同性结构，所以辐照稳定性较好，这是 它优于铀、钚之处。钍在使用中的主要限制为辐照下蠕变强度很低。一般以氧化物或碳化物的形式使用。在热中子反 应堆中利用U-Th循环可得到接近于1的转换比,从而实现“近似增殖”。但这种循环比较复杂，后处理也比较困难，因 此尚未获得广泛应用。
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此普遍用于轻水堆中。但是UO2的热导率较低，核燃料的密度低，限制了反应堆参数进一步提高。在这方面，碳化铀 (UC)则具有明显的优越性。UC的热导率比UO2高几倍,单位体积内的含铀量也高得多。它的主要缺点是会与水发生反 应，一般用于高温气冷堆。