核燃料循环后端

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核工业基础知识

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第三章核电站动力装置
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（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
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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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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。
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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
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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。

中国核燃料循环执行“闭计划”

中国核燃料循环执行“闭计划”作者：暂无来源：《环境与生活》 2016年第9期本刊主笔季天也前些时，一则有关“核燃料循环项目选址”的消息，引发舆论热议。

然而多数人并不了解核燃料循环是个“神马东东”。

那么从科学的角度看，所谓的核燃料循环是个什么项目？建它干吗用呢？世界核燃料循环方法有两种核燃料循环，指的是核燃料从铀矿开采冶炼后的纯化转化开始，到反应堆中发电、核燃料后处理厂回收利用、废物处置的整套过程。

以核电站反应堆为过程分界线，铀纯化转化，铀浓缩及燃料加工制造等，被称为核燃料循环前端；用过的核燃料（即乏燃料）从反应堆里卸出来后，经历的冷却储存、后处理、回收复用或最终处置等过程，则称为后端。

乏燃料的安全出路有两条，一是“一次通过”策略，即乏燃料不再用了，将其按照高放射性废物的处置方法，把乏燃料经冷却和特殊包装后长期贮存，或进行500 ～ 1000米的深埋，以屏蔽放射性和衰变热。

这种方法属于开式循环，采用此方法代表国家有美国、加拿大、西班牙、瑞典、芬兰等。

二是后处理策略，即回收乏燃料中还没烧完和仍有利用价值的铀、钚等放射性核素，其余的再按放射性等级分门别类进行处理，属于闭式循环，代表国家有法国、中国、英国等。

采用哪种循环方案，是由成本、安全性、地理条件等诸多因素综合决定的，各国都有基于各自国情的考虑，方案本身并没有绝对的好坏之分，都是需要高标准、严要求的技术活。

关于处理放射性废物的更多信息，《环境与生活》2015年8月号《处理好的核废物辐射小于X光》一文有详细介绍，这里就不再赘述啦。

铀资源开发冶炼难度不低，总量也不大。

出于省“铀”和废物减排的考虑，我国早在上世纪80年代核电发展之初，就确定了闭式燃料循环方案。

核循环厂辐射相当每年两次胸透我国拟建的核燃料循环项目，就是负责闭式循环后端环节的后处理部分。

2013年，中核集团与世界核燃料循环后端的龙头企业法国阿海珐集团（Areva），签署了大型商业后处理-再循环工厂项目合作意向书。

核燃料循环检测考核试卷

核燃料循环检测考核试卷
考生姓名：__________答题日期：__________得分：__________判卷人：__________
一、单项选择题（本题共20小题，每小题1分，共20分，在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）
1.核燃料循环中，以下哪个过程是用于提取铀矿物的？（）
A.矿石开采
B.矿石破碎
C.铀提取
D.尾矿处理
2.下列哪项不属于核燃料循环的前端？（）
A.矿石开采
B.燃料制造
C.核反应堆运行
D.核燃料浓缩
3.核燃料循环中，铀-235的浓缩过程属于以下哪个环节？（）
A.前端
B.后端
C.中端
D.侧端
4.以下哪种类型的核反应堆最常用在核电站中？（）
A.轻水反应堆
B.重水反应堆
C.高温气冷堆
A.铀提取
B.燃料制造
C.核燃料浓缩
D.核燃料后处理
14.以下哪种核燃料循环后处理方法可以将核废料转化为稳定的固体形式？（）
A.溶剂萃取
B.离子交换
C.玻璃固化
D.水泥固化
15.核燃料循环中的核燃料后处理主要包括以下哪些步骤？（）
A.酸浸出
B.溶剂萃取
C.电子束焊接
D.离子交换
16.以下哪个选项不属于核燃料循环中的核废料处理方法？（）
C.核废料处理技术
D.环境因素
8.以下哪些类型的燃料可以被用于快中子反应堆？（）
A.铀-235
B.钚-239
C.钍-232
D.铀-238
9.核燃料循环的管理和监督旨在以下哪些方面？（）
A.防止核扩散
B.确保核安全
C.保护环境
D.促进核能发展

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

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。

核燃料循环行业现状分析报告及未来五至十年发展趋势

核燃料循环行业现状分析报告及未来五至十年发展趋势近年来，核燃料循环行业在全球范围内受到了广泛的关注。

核能作为一种清洁、高效的能源形式，被认为是解决能源问题和实现可持续发展的重要途径。

核燃料循环作为核能发展的重要组成部分，具有资源高效利用、辐射废物管理和军民融合等方面的优势。

在这篇文章中，我们将对核燃料循环行业的现状进行分析，并展望未来五至十年的发展趋势。

一、核燃料循环行业现状分析1. 发展背景和态势核燃料循环作为核能发电的后续环节，具有回收再利用核燃料、减少核废料、提高核安全等重要优势。

当前，全球核燃料循环行业发展态势良好。

日本、法国、美国等国家在核燃料循环技术方面取得了显著进展，建立了完备的核燃料循环体系。

同时，中国也将核燃料循环列为国家战略，加大了对核燃料循环技术的研发和应用力度。

2. 技术进展和创新核燃料循环行业在技术方面取得了长足进展。

核燃料再处理、核燃料制备和核燃料储存等关键技术得到了不断完善。

在核燃料再处理领域，国内外企业积极推进核燃料再处理工厂的建设，提高核燃料的再循环利用率。

同时，核燃料制备领域的技术也取得了显著突破，新型核燃料的开发应用逐渐成为行业的新热点。

3. 国际合作与交流在核燃料循环行业的发展中，国际合作与交流起到了重要的推动作用。

各国在核燃料技术、政策法规、安全管理等方面进行广泛合作和交流，加强了核燃料循环行业的国际合作。

例如，中国与法国、俄罗斯等国就核燃料再处理、核燃料制备等方面进行了深入合作，推动了核燃料循环技术的发展。

4. 产业规模和市场前景核燃料循环行业的产业规模不断扩大，市场前景广阔。

目前，核燃料循环行业已经形成了完整的产业链条，包括核燃料再处理、核燃料制备、核燃料储存等多个环节。

全球核能装机容量的增加和核燃料循环技术的发展，将进一步推动核燃料循环行业的发展，市场潜力巨大。

二、未来五至十年发展趋势展望1. 技术创新和突破未来五至十年，核燃料循环行业将继续加强技术创新和突破。

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

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。

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

部分分离由于不能得到“纯钚”，可以防“扩散”，因而近年来国际上较为热门，但从工程可行性、快堆嬗变需要多
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

?在制造核燃料元件之前需要将一定富集度的气态uf6转化成固态的uo2或金属铀?然后再加工成各种元件及其组件作为反应堆的燃料?我国先后研制和生产了生产堆研究试验堆艇核动力堆和核电站用燃料元件?实现了小型中型大型核电站燃料元件制造系列化和国产化
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。

核燃料循环及后处理技术的研究进展

核燃料循环及后处理技术的研究进展核能是一种清洁、高效的能源形式，被广泛应用于发电、医疗、工业和科研领域。

然而，核能的运用也带来了核废料的产生，这些废料对环境和人类健康构成了潜在的威胁。

为了解决这一问题，核燃料循环及后处理技术应运而生。

核燃料循环是指将核燃料经过使用后的再处理和回收利用过程，从而减少放射性废料的量。

这个过程中核燃料被分离提取、再加工，以便重新使用。

它需要高度复杂的技术和设备，以确保废料处理不会对环境和人类健康产生不可挽回的损害。

核燃料循环的关键步骤包括核燃料浸出、分离提取、再加工和后处理。

核燃料浸出是将使用过的核燃料接触溶剂，以提取核材料。

分离提取是通过溶剂萃取法、离子交换法、溶剂萃取-离子交换法等技术，将核燃料中的铀、钚等重要材料与废料分离出来。

再加工是对分离的核材料进行处理，使其符合再利用的要求。

后处理是将再利用后的核燃料进行处理，以提高核燃料的安全性。

近年来，核燃料循环及后处理技术在全球范围内得到了广泛研究和发展。

一方面，研究人员致力于提高核燃料循环和后处理技术的效率和安全性。

另一方面，他们也在研究新的材料、方法和技术，以改进核燃料循环和后处理过程。

在核燃料循环方面，国际上已经建立了多个核燃料再处理厂和实验室，如法国的La Hague再处理厂、日本的Rokkasho再处理厂等。

这些设施以各自独特的技术和方法，进行核燃料的浸出、分离、再加工和后处理。

通过对这些设施的研究和实践，可以不断改进核燃料循环技术，提高其效率和安全性。

在后处理技术方面，研究人员正在致力于开发更高效、更安全的核废料处理方法。

例如，放射性废料的固化技术是目前研究的热点之一。

固化技术主要利用陶瓷、玻璃等材料对放射性废料进行封存和固化，以防止辐射泄漏。

此外，还有一些新兴的后处理技术，如电化学处理、超临界流体萃取等，也吸引了研究者的关注。

除了技术改进，核燃料循环及后处理技术的可持续性也正在研究的重点之一。

为了实现可持续发展，研究人员探索了核燃料循环过程中的中子平衡、资源利用效率和废物减排等问题。