核燃料循环复习资料整理
(2021年整理)核燃料循环
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核燃料循环核燃料以反应堆为中心循环使用。
(一)铀的开采、冶炼、精制及转化：铀是比较分散的元素。
世界上重要的产铀国家有：加拿大、美国、独联体、澳大利亚、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。
但是可提供一定铀产量的铀矿石的含铀量的品位较低（10—4~10—2）,掘出的含铀矿石必须经过复杂的化学富集，才能得到可作粗加工的原料。
过去开采铀矿石都采用传统的掘进方式（耗能大、成本高、生产周期长，还有运输、尾矿等问题）。
近来根据铀矿石性质的多样性，又开发了地表堆浸、井下堆浸以及原地浸取等方式.我国的铀矿石属低品位等级,一般在千分之一含量就要开采,成本较高。
为了降低成本，充分利用低品位矿石，80年代以来就积极开发堆浸、地浸技术，现已投产。
例如地表堆浸，处理品位为8×10—4的沙岩矿，成本降低 40%。
原地浸取工程也已经开工。
原地浸取采矿的优点是：成本低(投资只有掘进的1／2）、工艺简单、节约能源（省去了磨碎、运输等工序，可节约能源 60％）、节约劳动力、减轻劳动强度(节约劳动力数十倍，工人进行流体物操作，劳动条件大为改善）、矿山建设周期短、可以充分利用低品位铀资源。
因此受到重视而被称为铀矿冶技术上的一场革命。
浸取液经过离子交换、萃取以富集铀，再经过酸性条件下沉淀（与硷金属及碱土金属分离)和碱性条件下溶解（与过渡元素分离）以进一步净化铀,最后得到铀的精炼物.将此精炼物进一步纯化，并将铀转化成低沸点的UF6（升华温度：1大气压下56℃；0.13大气压下25℃），即可用作浓缩235U同位素的原料。
核反应堆的核燃料循环
核反应堆的核燃料循环从资源有限的角度来看，核燃料的再利用是十分必要的。
核反应堆中所使用的燃料经过一定的反应会产生大量的热能，而未经处理后的核燃料残余品则会对环境产生污染。
而通过核燃料循环，可以将核燃料中的未反应燃料、反应产生的有用物质以及放射性废物分离并作出处理，将其再次利用从而提高燃料利用率，减少对资源的消耗，降低废物对环境的影响。
核燃料循环包括燃料再处理、高效燃料循环和核废料安全处理这三个环节。
其中，燃料再处理是核燃料循环的核心环节。
燃料再处理的过程主要包括浸出、萃取、净化、分离和再生等几个步骤。
首先，通过对核燃料进行浸出，将其中的铀和钚等有用物质分离出来。
这一步骤的操作在化学工艺中是非常基础、常见、技术成熟的处理过程。
其次，萃取。
浸出后，还需要将有用物质中的杂质分离出来，以便于进一步提纯和再利用。
在这一步中，液液萃取技术和溶剂萃取技术是常见的工艺手段。
净化，即对分离出来的核素进行纯化。
纯化的目的在于提高核燃料的利用效率，并且有利于减少其他核素的放射性废物的生成。
分离，将处理好的核燃料元素的异质同种元素分离开，以获得完整和优质的核燃料。
在确定核素及其分离系数的前提下，选择成熟的分离技术和实验条件进行分离。
最后，通过再生将处理好的核燃料元素进行回收，以进行进一步的利用。
这是整个燃料再处理过程的最后一步。
在此基础上，可以进行高效燃料循环，以充分实现核能资源的再利用。
核燃料循环技术的应用，还必须要解决对废物产生的问题。
废物利用和处理是核反应堆运行中需要重点考虑的问题，同时也是关系到反应堆能否稳定、生产是否可持续以及对环境的影响的重要因素之一。
在废物处置方面，目前较为成熟的技术是地下安全处置。
除此之外，还有常见的中间贮存和海洋处置等技术。
其中，中间贮存技术需要满足重点区域的技术要求，确保贮存过程中物料的安全、可靠和环境的稳定。
总的来说，核燃料循环是提高燃料核能利用率、减少环境污染的可持续性发展需要的一项技术。
核电站运行中的核燃料循环经济分析考核试卷
A.核燃料提取
B.核燃料加工
C.核燃料运输
D.核废料处理
13.以下哪些措施可以提高核燃料循环经济的安全性？（）
A.加强监管和法规制定
B.提高设施的设计和建造标准
C.增强应急响应能力
D.定期进行安全检查和评估
14.核燃料循环经济中，以下哪些做法有助于降低成本？（）
核电站运行中的核燃料循环经济分析考核试卷
考生姓名：__________答题日期：_______年__月__日得分：_________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.核电站中使用的核燃料主要是以下哪种物质？（）
C.核能行业协会
D.世界核能协会（WNA）
10.核燃料循环经济中，以下哪些技术有助于提高核燃料的利用效率？（）
A.先进的燃料组件设计
B.燃料循环再利用技术
C.核燃料的富集技术
D.核燃料的加工技术
11.以下哪些因素影响核废料的处理和处置？（）
A.放射性水平
B.核素的半衰期
C.废料的物理化学性质
D.社会公众接受程度
19. ABCD
20. ABCD
三、填空题
1. 3%
2.铀矿开采、铀浓缩、核燃料制造
3.高级废料、中级废料、低级废料
4.先进的燃料组件设计
5.处理、处置
6.核裂变
7.核燃料循环利用率
8.核废料
9.核能安全和保安
10.使用低浓铀燃料、发展闭式核燃料循环
四、判断题
1. √
2. ×
3. √
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。
核燃料循环各个阶段
核燃料循环各个阶段摘要：一、核燃料循环简介二、铀矿开采三、铀浓缩四、核燃料制造五、核反应堆中的燃料使用六、乏燃料处理七、核燃料循环对环境的影响八、核燃料循环的未来发展正文：核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分，它包括铀资源开发和核燃料加工（前端）、核燃料在反应堆中使用、乏燃料处理（后端）三大部分。
整个核燃料循环过程包括铀矿开采、铀浓缩、核燃料制造、核反应堆中的燃料使用和乏燃料处理等阶段。
一、核燃料循环简介核燃料循环，是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。
核燃料循环包括铀矿开采、铀浓缩、核燃料制造、核反应堆中的燃料使用和乏燃料处理等阶段。
二、铀矿开采铀矿开采是生产铀的第一步。
任务是把工业的铀矿从地下矿床中开采出来，或将铀经化学溶浸，生产液体铀化合物。
铀矿的开采与其他金属物质的开采基本相同，但是由于铀矿有放射性，能放出放射性气体（氡气），品位较低，矿体分散和形态复杂，所以铀矿开采又有一些特殊的地方。
三、铀浓缩铀浓缩是指将铀矿石中的铀-235含量提高至2%~5%的过程。
这一过程是利用铀-235与铀-238的物理性质的差异，通过扩散、离心或激光等技术手段实现的。
铀浓缩是核燃料循环中的关键环节，它直接影响到核燃料的制造和核反应堆的运行。
四、核燃料制造核燃料制造是将铀浓缩物与其他元素（如钚）混合，制成可放入核反应堆中使用的燃料棒。
核燃料制造过程需要在高度洁净的环境中进行，以防止燃料棒受到污染。
五、核反应堆中的燃料使用核反应堆中的燃料使用是指将核燃料棒放入核反应堆中，进行核反应，释放能量的过程。
核反应堆中的燃料使用会消耗掉部分铀-235，形成乏燃料。
六、乏燃料处理乏燃料处理是指对核反应堆中使用过的燃料棒进行处理，提取其中有用的铀和钚，以及去除放射性废料的过程。
乏燃料处理包括乏燃料冷却、乏燃料拆卸、铀钚提取、废料处理等步骤。
七、核燃料循环对环境的影响核燃料循环对环境的影响主要体现在铀矿开采、核反应堆运行和乏燃料处理等环节。
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。
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。
核燃料循环各个阶段
核燃料循环各个阶段（实用版）目录一、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、矿石加工（选矿）2.后端：核燃料在反应堆中使用、乏燃料处理三、铀矿地质勘探与开采1.铀矿普查勘探工作的程序2.铀矿开采方法四、铀提取工艺1.铀化学浓缩物2.铀的富集度五、核燃料在反应堆中的使用1.反应堆的作用与构成2.燃料组件的更换与处理六、乏燃料处理1.乏燃料的定义与特性2.乏燃料的处理方法与设施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。
核燃料循环主要包括前端和后端两个部分。
前端主要包括铀矿开采、矿石加工（选矿）等环节。
在这个过程中，地质勘探起着至关重要的作用。
通过对铀矿床的地质条件进行研究，可以有效地指导普查勘探，探明地下的铀矿资源。
铀矿开采方法主要有露天开采、地下开采和原地浸出采铀三种。
在铀矿开采和加工后，铀需要经过提取工艺进行富集。
铀提取工艺的基本任务是将开采出来的矿产加工富集成含铀较高的中间产品，通常称为铀化学浓缩物。
铀的富集度是指铀 -235 同位素在铀总重量中的比例。
富集度的提高可以使铀更加适用于核反应堆的使用。
核燃料在反应堆中的使用是核燃料循环的核心环节。
反应堆中的燃料组件需要定期更换，而更换下来的乏燃料则需要进行处理。
乏燃料是指在反应堆中使用过的、含有放射性核素的燃料。
乏燃料的处理包括冷却、包装、储存和处置等环节。
处理乏燃料的目的是确保放射性物质不会对环境和人类造成危害。
总的来说，核燃料循环是一个复杂且重要的过程，它涉及到铀矿的开采、铀的提取、核燃料在反应堆中的使用以及乏燃料的处理等多个环节。
精选第八章核燃料循环资料
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。
第五章 核素图和同位素手册
3. 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）。
陆上固定式 上可移动式或可拆装式 海上浮动式 海底或空间
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
杨金玲
第八章 核燃料循环
1. 核燃料 2. 反应堆类型 3. 燃料循环 4. 核燃料后处理
核材料复习题及参考答案要点
核材料复习题及参考答案要点(答题时需要适当展开，否则算答案不全)A 核燃料1.可做核燃料的物质同位素有：易裂变元素：233U、235U和239Pu。
动力堆上所使用的天然存在的核燃料只有U-235；通过转化可以作为核燃料的同位素主要有：U-238，Th-2322.对固体核燃料，除了能产生核裂变外，还必须满足如下要求：(1). 良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受深度燃耗后，尺寸与形状的变化能保持在允许的范围内；(2). 良好的热物性（如高熔点、高热导率、低热膨胀系数）、使反应堆能达到高功率密度；(3). 高温下与包壳材料的相容性好；(4). 与冷却剂不发生化学反应或腐蚀；(5). 工艺性能好，制造成本低，便于后处理。
3.金属铀燃料的主要优缺点是什么？优点：铀密度高，热导率大，工艺性能良好。
缺点：使用温度低（≦668℃），辐照“长大”与“肿胀”明显，辐照稳定性差。
4.裂变气体的产生会造成什么不良后果？裂变气体可引起下列不良后果：(1)引起燃料芯块肿胀；(2)使包壳内的气体由原来的氦气变成了He、Kr、Xe混合气体，导热系数降低，芯块中心温度升高；(3)使包壳内气体的内压增大，如果内压高于冷却剂压力，将会使包壳向外蠕变，可能导致包壳的破损；如果一回路系统发生大破口事故而失压时，包壳可能在内压的作用下发生鼓胀或破损。
5.请给出轻水反应堆UO2核燃料芯块的制造质量要求。
密度95±1.5%理论密度开口孔<1%O/U原子比2.000~2.015晶粒度5～25微米总含氢量 <2μg/gu6.实际使用的二氧化铀为什么通常会有5％左右的孔隙率？芯块中的孔隙可以容纳裂变气体，从而可减少燃料芯块的肿胀量。
孔隙率对芯块的热导率、所能容纳的裂变产物量、燃耗初期的密实化程度等有直接的关系，对于压水堆来说，5％左右的孔隙率可以使燃料特性达到最优。
(对于燃耗更高的快堆来说，为了减少芯块肿胀孔隙率更高)7.压水堆燃料棒中充氦气压力大约是多少？充氦气的作用是什么？充氦的压力约为3MPa (30 Bar左右)，其作用是：(1)改善燃料芯块―包壳之间的传热特性；(2)在燃料棒内部加压，以平衡与冷却剂之间的压差，可以减少包壳的蠕变，从而限制燃料－包壳的相互作用。
《核燃料循环》重点+试题
胡佩卓老师提供的重点：一.定义题1.易裂变核素2.盐析效应3.净化系数4.放射性废物5.放射性废物的处置6.核燃料的燃耗7.放射性废物的处理8.分配系数二.简答题1.核燃料循环的类型及方式2.动力堆乏燃料的特点3.乏燃料元件贮存的作用4.简述硝酸溶解金属铀芯的过程及发生的反应5.用氨基磺酸亚铁还原Pu(Ⅳ)时发生的反应，该法的优缺点6.简述混合澄清槽运行中可能遇到的问题7.简述不同废液的固化类型8.后处理厂从废水中回收硝酸的方法及相关的反应9.简述影响TBP萃取铀的因素10.简述影响TBP萃取钚的因素11.铀钚共萃料液的制备三.大题:1.铀钚共萃取分离工艺流程进料酸性问题，洗涤方面高酸进料，低酸洗涤。
高酸低铀，低酸高铀的作用。
2.铀的净化回收工艺过程（2D,2E）条件，净化图，脱硝还原钚回收UO2，P160--P161的两个图，反应原理，脱硝方程式。
07级辐防/核化工《核燃料循环》考试题：一.定义题1.裂片元素2.盐析效应3.放射性废物4.放射性废物的处置5.分配系数二.简答题1.核燃料循环的类型及方式2.动力堆乏燃料的特点3.简述混合澄清槽运行中可能遇到的问题4.简述不同废液的固化类型5.后处理厂从废水中回收硝酸的方法及相关的反应6.简述影响TBP萃取铀的因素7.铀钚共萃料液的制备三.回答题：1.简述铀钚共去污-分离循环工艺过程及设备（注明料液和洗涤液的硝酸浓度）；写出TBP萃取铀钚的方程式；料液和洗涤液的硝酸浓度组合方式的种类及优缺点。
2.简述铀的净化循环工艺过程及设备（注明料液和洗涤液的硝酸浓度）；简述一步脱销-还原生产二氧化铀的工艺过程、原理及方程式。
核燃料循环概要
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）。
核燃料元件知识点总结高中
核燃料元件知识点总结高中核燃料元件知识点总结高中一、引言核能作为一种可再生、清洁且高效的能源形式，近年来在全球范围内得到了广泛的应用和研究。
而核燃料元件则是实现核能利用的重要组成部分。
本文将对核燃料元件的基本概念、分类、特性等知识点进行总结，旨在帮助高中生更好地了解核能的利用和相关技术。
二、核燃料元件的基本概念核燃料元件是指用于装载核燃料并支持核裂变链式反应的结构件。
它在核反应堆中起到贮存、冷却和保护核燃料的作用，同时也是控制反应堆功率和实现稳定运行的关键组件。
核燃料元件一般由燃料棒、堆芯结构和包围层组成。
三、核燃料元件的分类根据核燃料的形式和特性，核燃料元件可以分为固体燃料元件和液体燃料元件两类。
1.固体燃料元件固体燃料元件是将核燃料以固体形式装填在燃料棒中，常见的燃料包括铀、钚以及其化合物。
燃料棒一般采用圆柱形状，其内部装有燃料，外部用包围层包裹，起到防护和冷却的作用。
常见的包围层材料有铌、锆、不锈钢等。
固体燃料元件主要应用于压水堆、沸水堆和重水堆等反应堆中。
2.液体燃料元件液体燃料元件是将核燃料以液体形式装填在容器中，常用的燃料包括液态铀、重水、氦气等。
相比固体燃料元件，液体燃料元件的维护更加方便，易于控制核反应堆的功率和温度。
然而，液体燃料元件也面临着冷却和防护的难题。
目前液体燃料元件主要应用于快中子堆和液体金属钠冷堆等领域。
四、核燃料元件的特性核燃料元件具有以下几个重要的特性。
1.较高的能量密度核燃料所储存的能量密度远远高于化石燃料，能够在小体积内储存大量的能量，这是核能在能源利用上的一大优势。
2.较高的燃料利用率核燃料元件能够充分利用核燃料中的原子核能，有效提高能源的利用率，相比化石燃料更加节能和环保。
3.复杂的运行环境核燃料元件在核反应堆内作业，受到高温、高压、辐射等复杂环境的影响，要求元件具有较好的耐热、耐压和防护性能。
4.长期的运行寿命核燃料元件在核反应堆中的运行寿命较长，一般设计寿命可达几十年甚至更长。
核燃料循环重点
另外还有：分离锶铯的有 CCD-PEG 流程；用冠醚分离锶的 SREX 流程；用杯冠化合物 直接萃取铯的 CSEX 流程。
第四类后处理技术有： 主要采用的是干法后处理技术。主要用于在水溶液中难以溶解的辐照燃料及靶件、金属
元件快堆乏燃料中锕系元素的回收分离。 主要有以下二种方法： 1) 氟化物挥发法： 铀钚的六氟化物易挥发，且有合适差异的沸点。在对铀附加净化 后对裂片元素的去污系数和铀钚分离系数接近水法。可以处理金属或氧化物燃料元 件，尤其适合于熔盐堆的在线后处理。 2) 熔盐电解法：美国的金属锂还原熔盐电解精炼流程；俄罗斯的金属氧化物电沉积流 程。
废物处理与处置的基本原则：（希望大家帮忙找答案）
对反射性废水处理原则是：稀释排放、浓缩贮存和回收利用。
对放射性废气处理原则是：
对反射性固体废物处理原则是：
9-2：放射性废水处理技术有哪些？（书 P204）
答：反射性废水处理技术有：
1) 凝聚沉淀：是一种化学处理方法，其过程是往废水中加入某些称为凝聚剂的化学物质， 使废水中的胶体状物质聚集成细小的可沉淀颗粒，颗粒与颗粒或与废水中的悬浮状物质 组合成绒粒，绒粒具有很大的比表面积和吸附能力，吸附更多的溶质形成絮状物。经过 澄清和机械过滤，将沉淀从水中分离。
件也有关以及悬浮物的组成合燃料及形态。
另外一种答案： 1) 乏燃料溶解液的预处理，除去溶解液中的固体颗粒； 2) 调整酸度以满足高酸流程或低酸流程的要求 3) 调整铀浓度 4) 调整钚的价态，以使铀钚分别处于易于被 TBP 萃取的 U（VI）和 Pu（IV）。
第五章 铀钚共去污—分离循环
5-2：铀钚共去污—分离工艺过程。（书 P101） 答：铀钚共去污—分离循环包括铀钚共萃取共去污、铀钚分离、铀的反萃三个单元操作。其 中萃取净化过程包括萃取、洗涤、反萃三个单元操作。 PS：所对应的框图是在课本 P102，大家自己画。 5-6：铀和钚分离原理是什么？（书 P111） 答：实现铀钚分离原理是：选择合适的还原反萃剂，将钚由 Pu（IV）还原到不被 TBP 萃取 的 Pu（III），使钚从有机相转入水相，而铀仍以铀（VI）保留在有机相中，从而实现铀与钚 的分离。 5-7：第三代、第四代后处理技术有哪些？（PPT） 答：第三代后处理有：
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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？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）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。
（会计算）● 分配系数α：某物质在互不相溶的两相间达到萃取平衡时，它在有机相和水相中浓度的比值。
aC C O =α O C ——某物质在有机相中的平衡浓度a C ——某物质在水相中的平衡浓度分配系数越大，平衡时，该物质进入有机相的量越多，而在水相中的量越少。
● 分离系数β——铀钚彼此间的分离效果铀中去钚的分离系数βPu/U ：钚中去铀的分离系数βU/Pu ：● 净化系数DF ——用于表示铀、钚中对裂片元素的去除程度。
2-4 理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀钚的因素答：影响TBP 萃取铀的因素：水相中UO2(NO3)2浓度；有机相铀饱和度；硝酸浓度；TBP 浓度；共存的络合剂；温度影响TBP 萃取钚的因素：硝酸浓度；TBP 中的铀饱和度；TBP 浓度；温度；TBP 降解产物的影响2-5 磷酸三丁酯对裂变元素的萃取性能。
P522-6 有机溶剂的降解产物及其对萃取工艺的影响(PPT)降解产物：磷酸二丁酯、磷酸一丁酯、磷酸、其它。
磷酸二丁酯产额最高。
降解产物对萃取工艺的影响：1）形成DBP·TBP萃取络合物，增大有机相粘度。
2）钚的萃取物很难反萃，降低了钚回收率。
3）增加界面乳化，增加分离难度。
3-1简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响（轻水堆+快中子堆,见P70）1.轻水堆乏燃料后处理重点研究领域2.重水堆乏燃料铀-235、钚的含量较低，后处理在经济上部值得。
可回收氚。
3.高温气冷堆燃耗深，后处理困难，处于研究阶段。
4.快中子堆后处理技术难度大，目前只有英、法建成了公斤级后处理装置。
5.MOX燃料原则上可在轻水堆乏燃料后处理厂进行，但需控制燃料中钚的含量。
3-2核燃料后处理工艺原理流程框图（注：常老师说了不要跟书本一模一样）PUREX流程的主要工艺步骤见书P743-4 乏燃料元件运输中要考虑哪些问题？答：考虑的问题有：●首先要考虑运输方案。
可用汽车、火车或者轮船运输乏燃料元件，如果核电站（或乏燃料中间贮存库）与后处理厂均有铁路专线及相应的运输设备，则铁路运输成为首选方案。
因为铁路的运费比汽车低，而且一列军用列车可运输额定功率为1GW的核电站一年卸出的核燃料。
海上运输主要受后处理厂和核电站在地里分布上的制约。
●由于运输乏燃料沿途可能要经过居民区，因此，确保运输安全是头等大事。
不但要确保货包在正常状态下完好无损，而且在发生事故的条件下，仍要确保不泄漏反射性物质。
运输容器是发燃料元件的关键设备，它具有安全性要求高、结构复杂、质量大的特点。
容器壳体的选材，要考虑结构材料、屏蔽材料和中子屏蔽材料。
3-5 简述快中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤（框图见书P79）3-5-1简述热中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤热中子堆乏燃料后处理工艺原理流程由从进料准备水池提升燃料组件、元件切断-浸取首端处理，铀钚共萃取共去污-分离循环，钚的净化与尾端处理，铀的净化与尾端处理等部分组成。
3-6 乏燃料组件放置（冷却）贮存的目的是什么？4-1 水法核燃料后处理工艺的首段处理包括那些步骤？（P83）答：预先将燃料包壳除去，然后必须将燃料组件解体、燃料溶解，最后调试制成符合工艺流程要求的原料液。
4-2 乏燃料元件的脱壳方法有哪几种？简述各种优缺点及其实用性(ppt)答：脱壳方法主要有：化学去壳发、机械去壳法、包壳和芯体同时溶解法及机械—化学去壳法四大类。
化学去壳法：优点：设备及操作简单，成本低；缺点：溶解速度慢且不稳定腐蚀严重、燃料芯体部分损失，产生了大量高盐分的高放射性废液。
实用性：曾用于生产堆燃料原件的去壳，主要用于铝燃料原件的包壳脱除。
机械去壳法：优点：不增加废液量，有利于后续萃取分离；缺点：机械设备复杂，成本高；易造成芯体损失；实用性：现阶段倾向于使用这种方法。
包壳和芯体同时溶解法：优点：适用于多种不同燃料原件处理；芯体不会损失；缺点：增加放射性废液；对设备腐蚀大；实用性：现阶段较少使用。
机械—化学去壳法：优点：不产生放射性废液；不会造成芯体燃料损失；剪切机结构简单；成本低；缺点：切割设备依旧复杂且需要遥控操作。
实用性：使用于处理包壳材料不溶于硝酸的燃料原件，用于处理锆及其合金包壳、不锈钢包壳的氧化物燃料元件的去壳，是动力堆乏燃料元件代表性方法。
4-4 1AF料液制备中要考虑那些问题?(P97)答：为了保证共去污萃取设备的联系运行，达到规定的铀钚净化系数及分离系数必须进行澄清处理并按照第一萃取循环的工艺条件调制料液。
因此要考虑乏燃料溶解液中含有的一些由难溶组分形成的沉淀、悬浮物及胶体、溶解条件也有关以及悬浮物的组成合燃料及形态。
铀钚共萃取料液的制备包括：1) 乏燃料溶解液的预处理，除去溶解液中的固体颗粒；2) 调整酸度以满足高酸流程（硝酸浓度>2mol/L）或低酸流程（硝酸浓度为0.5mol/L左右）的要求3) 调整铀浓度。
对天然铀，1AF中铀浓度为1.5—1.8mol/L，对U235富集度较高的燃料，因受临界安全限制，1AF中铀浓度较低4) 调整钚的价态，以使铀钚分别处于易于被TBP 萃取的U（VI ）和Pu（IV ）。
4-5试比较生产堆、动力堆和其他堆型乏燃料首端处理的特点和工艺要求动力堆：①燃料组件有多种形式，尺寸差别较大，但共同点是燃料UO2填充在金属或合金管内。
由于切断后用硝酸浸取、溶解UO2芯片，因此在切断操作中有下列要求：1）切除端头，使金属材料尽可能少得进入溶解池。
2）切成30-50mm的小段。
3）每一小段的两端不密闭4）剪切室维持负压，防止放射性气体与粉尘溢出。
②动力堆乏燃料组件因燃耗较深，其大型组件的总放射性活度水平可达8.57×109MBq，且对剪切热室的α粒子密封要求严格。
在溶芯时仅有极微量的裂变产物未被溶解。
③溶芯时大部分挥发性的裂变产物惰性气体被排入溶解尾气。
只有131I比较特殊，当硝酸浓度比较高时，已挥发的碘大部分又在冷凝器中回流，有一部分进入溶解尾气，需要在尾气系统进行处理。
④溶解后，需进行料液调制，即用稀硝酸调节料液的铀浓度，用浓硝酸调节料液的硝酸浓度，有时还需要调节钚镎的价态，以满足后续工序对料液的要求。
⑤动力堆燃料元件中带入的硅量不明显，故仅需在过滤上予以重视，不必进行絮凝处理。
生产堆：溶芯时，燃耗较低、冷却时间较长，131I基本衰变掉了，不需要在尾气系统进行处理；元件溶芯产品液中存在有亚硝酸，故在供料前料液调制过程中不进行调价也能满足随后溶剂萃取工艺对铀钚价态的要求；生产堆燃料元件中黏结剂带入的硅量较多，因此进入萃取设备前的絮凝操作是非常必要的。
研究试验堆和材料试验堆的乏燃料元件待处理量不大，但燃料元件的形状很复杂；或者芯体材料在硝酸中难溶解；或者在处理高富集铀燃料元件时，为确保高富集铀燃料芯体在机械脱壳时无夹带损失，最好同时溶解包壳和芯体。
5-2理解、记忆铀钚共去污-分离工艺(P101)答：铀钚共去污—分离循环包括铀钚共萃取共去污、铀钚分离、铀的反萃三个单元操作。
其中萃取净化过程包括萃取、洗涤、反萃三个单元操作。
PS：所对应的框图是在课本P102，大家自己画。
5-3简述几种还原钚（IV）实现铀钚分离的方法，针对这些方法的优缺点，你能提出什么新创意？（P115）●Fe2+还原钚（IV），实现铀钚分离氨基磺酸亚铁硝酸亚铁-肼●铀（IV）还原钚（IV），实现铀钚分离●硝酸羟氨还原钚（IV）●电解还原钚（IV）（P123）6-1 简述钚净化循环步骤及主要任务（P126，框图在P125）答：实现铀钚分离原理是：选择合适的还原反萃剂，将钚由Pu（IV）还原到不被TBP 萃取的Pu（III ），使钚从有机相转入水相，而铀仍以铀（VI）保留在有机相中，从而实现铀与钚的分离。
流程图见P126钚净化循环的任务是进一步去除共去污分离循环钚产品液及钚的第二萃取循环的钚产品液中的铀和裂片元素，同时将钚溶液浓缩。
7-1 简述铀净化循环流程通常的铀净化循环为：铀萃取流程+铀反萃流程+硅胶吸附流程（1）铀萃取流程：强化钚、镎、锆、铌、钌的去除。
这一流程中最重要的添加物是肼。
（2）铀的反萃：采用稀硝酸做反萃液。
（3）硅胶吸附：用于除去锆和铌（γ放射性活度的主要来源），经硅胶吸附流程处理后，其γ放射性活度降低到可直接加工的水平。
7-2 在什么情况下需用三个萃取循环净化铀？在什么情况下只需用两个萃取循环加硅胶柱吸附净化铀？答：在Purex 流程中，经过两个萃取循环后的硝酸铀酰溶液，其反射性污染仍超过产品允许标准。
那么就要将铀溶液经过硅胶柱进行吸附处理，可使铀得到进一步净化，使其放射性活度降低到可直接加工的水平；若前面的两个萃取循环步骤所得的铀/ 钚的纯度已经很高了，且放射性已经满足要求了，那么就可以不用硅胶吸附了，而改用三个萃取循环的方法。
7-3 为什么要进行硝酸铀酰的脱硝和还原？答：经溶剂萃取和硅胶吸附净化工艺得到的合乎质量要求的硝酸铀酰溶液，不能直接进入和燃料循环或长期贮存。
为便于加工成金属铀或其他的铀化合物形式，必须将硝酸铀酰转化为氧化铀，该过程就叫做硝酸铀酰的脱硝和还原9-1 后处理厂放射性三废的来源，废物处理、处置的基本原则，提出你的减量设想（P202、203、PPT）答：反射性三废来源：核燃料后处理厂的废物，是从乏燃料后处理中回收铀、提取钚的过程中伴随产生含有不同数量的裂片元素、超铀元素的水相和有机相溶液、气体和气溶胶、固体物质和粉尘。
放射性废物的管理原则：减量化、资源化、无害化废物处理与处置的基本原理：放射性不受外界条件（如物理、化学、生物方法）的影响，在放射性废物处理过程中：1、靠放射性物质的衰变性质使其放射性衰减，降低放射性危害；2、将放射性物质从废物中分离出来，浓集、减容、固化，以达安全处置的目的。
对放射性废水处理原则是：稀释排放、浓缩贮存和回收利用。
对放射性废气处理原则是：对放射性固体废物处理原则是：9-2 放射性废水的处理技术(P204)答：反射性废水处理技术有：1) 凝聚沉淀：是一种化学处理方法，其过程是往废水中加入某些称为凝聚剂的化学物质，使废水中的胶体状物质聚集成细小的可沉淀颗粒，颗粒与颗粒或与废水中的悬浮状物质组合成绒粒，绒粒具有很大的比表面积和吸附能力，吸附更多的溶质形成絮状物。
经过澄清和机械过滤，将沉淀从水中分离。