《核燃料循环》PPT课件

陆上固定式 陆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。
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。
不同用途的反应堆对工艺参数的要求大不一样，如研究试验堆主要要求有较 高的中子通量；生产堆最重要的是有大的转换比；而动力堆则要求有较高的 热功率和燃料辐照深度。由此进而对反应堆的结构和燃料体系提出了不同的 要求。如对生产堆而言，堆结构和燃料体系的选择应尽可能满足提高转换比 的需要，因而世界各国普遍采用天然铀石墨反应堆来进行钚的生产；但对于 动力堆，为了加深燃耗和增大功率，目前各国采用以低浓铀为燃料的轻水堆 （包括压水堆和沸水堆）。
可转换核素：是指俘获中子后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。 通常又把含有一种或几种可转换核素的材料称为可转换材料(fertile material)。主要的可转换核素有238U和232Th，240Pu和234U也能起可转换核 素的作用。可转换核素本身虽不易为慢中子所分裂，但因它们能在吸收中 子后转变为易裂变核素，所以天然铀(238U占99.274%)和天然钍(232Th)乃是 最基础的核燃料。天然铀是目前最主要的核燃料来源，它既可直接用作生 产堆和重水型动力堆的燃料，也可通过同位素分离获得用途更广泛的浓缩 铀。
C．核燃料布置(限于 热中子堆和中能中子 堆)
C1 均匀堆，其中核燃料和慢化剂均匀混合(如铀混合物溶解或悬浮在慢化 剂中，形成溶液、悬浮液或浆液；铀与聚乙烯或氢化锆弥散混合物) C2 非均匀堆，其中固体或液体核燃料（如熔盐）与慢化剂不相混合
D．核燃料 E．慢化剂
D1 天然铀（限于热中子堆） D2 低富集铀，或铀钚混合氧化物MOX D3 高富集铀，或钚-239 D4 钚-239+转换原料铀-238（铀钚循环） D5 铀-233+转换原料钍-232（钍铀循环）
H．新堆型 开发阶段
H1 实验堆 H2 原型堆 H3 商业示范（验证）堆
I．结构型式
I1 重水堆，有压力容器式和压力管式之分 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
J．空间位置 （除作为 推进动力）
J1 J2 J3 J4
第八章 核燃料循环
铀矿开采
新元件
反源自文库堆
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1-1. 闭式核燃料循环示意图
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1-2. 开式或一次通过式燃料循环示意图
切割、包装 最终处置库
第八章 核燃料循环
由于装在堆内的易裂变燃料必须经常保持（或大于）临界质量，否 则不可能维持链式反应。为了要在一定运行周期内发出额定功率，堆内需 留有超过临界质量的易裂变燃料，使反应堆活性区具有后备反应性。当燃 料达到一定的燃耗(burn up)深度，由于燃料的消耗，以及运行期间产生 并积累的裂变产物的毒化效应，使后备反应性接近消失时，虽然燃料元 （组）件中尚含有相当数量的易裂变燃料，也得把它从堆内卸出，换入新 燃料。卸出的燃料元（组）件称为乏燃料(spent fuel)，其中含有大量的 易裂变核素和可转换核素，包括原先装入未燃耗的和运行周期中在堆内转 换生成的，均属价值贵重的能量资源。因此，需要经过后处理，将裂变产 物分离出去，并回收这些易裂变核素和可转换核素，重新制成可用的燃料 元（组）件返回反应堆复用，以构成核燃料循环。而一次通过式核燃料循 环，它仅利用0.5%的铀资源，把乏燃料中尚存的235U、239Pu和238U等统统 废弃不用，付诸永久埋存，这种不经后处理的循环实不成其为循环。
E1 石墨 E2 重水 E3 轻水或含氢物质（轻水堆包括压水堆和沸水堆） E4 铍或氧化物
F．冷却剂
F1 气体（空气、CO2、He、水蒸汽等） F2 液体（水、重水、有机溶液） F3 液态金属（钠、钠钾合金、铅，铅铋合金等）
G．核燃料转 换性能
G1 燃烧堆（无明显的核燃料转换） G2 转换堆（有显著的核燃料转换，但转换比小于1） G3 增殖堆（核燃料转换比大于1）
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）。
第八章 核燃料循环
2. 反应堆类型
分类的着眼点 A．用途
B．中子能量
名称和特点
A1 动力堆，用于发电、供热和作为推进动力 A2 生产堆，生产裂变燃料239Pu和（或）3H A3 研究试验堆 A4 特殊用途堆
B1 热中子堆，其中裂变反应主要由热中子（能量小于0.1eV）引起 B2 中能中子堆，其中裂变反应主要由超热中子（能量约为1-10keV）引起 B3 快中子堆，其中裂变反应主要由快中子（能量超过0.1MeV）引起
第杨金八玲 章 核燃料循环
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
第八章 核燃料循环
1. 核燃料
含有易裂变核素，能够在反应堆内实现自持链式核裂变反 应的物质叫做核燃料。它主要由易裂变核素和可转换核素两种成分 组成。
易裂变核素(fissile nuclides)：是指能与慢中子作用而产生裂变的核素。 通常又把含有一种或几种易裂变核素并在适当条件下能达到临界的材料称 为易裂变材料。主要易裂变核素有235U、239Pu和233U，241Pu也具有良好的裂 变性能。