7核燃料循环及核废物处置
核燃料循环完
730
750
750
750
750
712
769
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827
1500
1500
Malawi
0
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0
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104
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Ukraine^
800
800
800
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850
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960
South Africa
824
758
755
674
534
539
655
563
583
582
81
118
236
8850
推测储量：25Mt
405
590
1180
44250
包括海水中的铀：25Gt
40500
59000
11800
442500
1t天然铀的产能值（MWd/t）
5500*
8000 *
16000 *
600000
折算为标准煤吨数
16225
23600
47200
1770000
按能值折算为标准煤单位：Gt标准煤
我国的铀资源
广东
湖南
江西
云南
广西
浙江
新疆
河北
陕西
我国铀矿分布图
将采冶得到的铀浓缩物中的铀转换为六氟化物(UF6)的物理/化学过程 UF6转化主要厂商：加拿大Cameco, 法国Areva, 美国ConverDyn, 俄罗斯Rosatom, 中国CNNC。年产量5.7万吨UF6 。 六氟化铀 (天然U-235丰度0.711%) 采用天然铀的反应堆则将铀浓缩物转化为UO2。主要厂商是Cameco及为本国提供需要的阿根廷、罗马尼亚、印度和中国的工厂。
核能发电技术的废物处理与处置
核能发电技术的废物处理与处置引言核能作为一种清洁、高效的能源形式，在现代社会中发挥着重要的作用。
然而，核能发电技术所产生的废物也成为了一个亟需解决的问题。
核能废物的处理与处置是一个复杂的过程，涉及到环境、安全、法律等多个方面的考量。
本文将介绍核能废物的分类、处理和处置方法，并讨论相关的安全和环境问题。
核能废物的分类核能废物可以根据不同的标准进行分类。
按照放射性程度，可以分为高放射性废物、中放射性废物和低放射性废物。
高放射性废物是指放射性活度高于一定标准的废物，如核燃料棒和核电站中的部分设备。
中放射性废物活度较低，如医疗设备中使用的封装源。
低放射性废物活度更低，如实验室中使用的一些放射性物质。
另外，核能废物还可以按照其物理状态进行分类。
固体废物是最常见的形式，如使用过的核燃料棒和堆芯结构材料。
液体废物主要是冷却剂和处理过程中产生的液体副产物。
气体废物主要是来自冷却系统和放射性气体的封装源。
核能废物的处理方法核能废物的处理方法主要分为三种：再处理、封装和焚烧。
1. 再处理再处理是指将废物中的可重复利用的物质进行提取和回收。
核燃料的再处理主要包括两个步骤：核燃料的萃取和核燃料的再循环。
首先，核燃料中的铀和钚被提取出来，然后经过处理再循环使用。
这一过程可以减少核燃料的需求量，延长核能资源的利用寿命。
然而，再处理过程中会产生大量的废物，并且会将核燃料中的放射性物质分离出来，增加了辐射源的数量和危险程度。
2. 封装封装是将核能废物进行包装和密封，以防止放射性物质的泄漏和扩散。
封装可以分为两个阶段：初封和终封。
初封是指将核能废物进行初步包装，通常采用铅罐或不锈钢容器进行包装，并在外部添加一层防护层进行固化。
初封后的废物存放在中间贮存设施中，以等待最终处理。
终封是指将初封的核能废物进行最终的包装和密封。
目前常用的方法是将核能废物放入玻璃或陶瓷材料中，并进行高温烧结，形成一种固态玻璃体。
这种玻璃体具有较高的抗辐射性和化学稳定性，可以有效地将放射性物质封存起来。
核燃料循环技术的原理和应用
核燃料循环技术的原理和应用1. 引言核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，已经在全球范围内得到广泛应用。
核燃料循环技术是核能发展中的重要一环，它能够有效利用核燃料，减少核废料的产生，并提供更多可用的核能资源。
2. 核燃料循环技术的概念核燃料循环技术是一种将使用过的核燃料进行处理和再利用的技术。
它包括以下几个关键步骤：核燃料的提取与加工、核燃料的再处理、核燃料的再利用和放射性废物的处置。
3. 核燃料循环技术的原理核燃料循环技术的原理是将使用过的核燃料中的未燃尽的核燃料和可再利用的核材料分离出来，进行再处理和再利用。
以下是核燃料循环技术的原理步骤：•核燃料的提取与加工：从矿石中提取出铀和钍等核燃料，经过加工得到可用于核反应堆的核燃料。
•核燃料的再处理：将使用过的核燃料中的未燃尽的核燃料和可再利用的核材料分离出来，通常采用化学方法进行分离和提取，以将这些可再利用的核材料进行再利用。
•核燃料的再利用：将再处理得到的可再利用的核材料用于制造新的核燃料，供核反应堆使用。
这样可以充分利用核燃料资源，提高能源利用效率。
•放射性废物的处置：核燃料循环技术中产生的放射性废物需要经过特殊的处理和处置，以保证对环境和人类健康的安全。
4. 核燃料循环技术的应用核燃料循环技术已经在全球范围内得到广泛应用，并取得了一系列的成果。
•提高核燃料利用率：核燃料循环技术可以有效利用核燃料，使得核燃料的利用率大大提高，从而延长了核能资源的使用寿命。
•减缓核废料问题：通过再处理和再利用核燃料，核废料的产生大大减少，减轻了对核废料处理的压力和成本。
•改善能源安全：核燃料循环技术可以降低对进口核燃料的依赖，提高国家能源的自给能力，增强能源安全。
•减少环境污染：核燃料循环技术可以减少核废料的产生，降低核能发电过程中对环境的污染，对保护生态环境具有积极作用。
5. 核燃料循环技术的发展趋势核燃料循环技术在未来的发展中，将面临以下几个重要的趋势：•高效利用核燃料：通过不断改进核燃料循环技术，提高核燃料利用率，进一步延长核能资源的使用寿命。
注册核安全工程师-核安全专业实务：7、核燃料循环设施核安全监督管理
行业标准
结合铀矿勘探开采和加工生产及退役治理实际经验和教训，参考国外现行标准，编制颁发铀矿勘探、开采和加工生产辐射防护和环境保 护行业标准。
铀矿勘探开采和加工的安全监督管理 国务院环境保护行政主管闻门和国务院其他有关部门，按照职责分工，各负其责，密切配合，对铀矿开发利用中的放射性污染防治进行监督检 查。
辐射防护大纲基本要求
3）核燃料加工、处理设施在正常运行、检修，以及可能发生事故期间，要采取合理、有儿的辐射防护措施，保证工作人 员所受到的剂量照射低于规定的剂量限值。 4）要对设施所产生的放射性废气、废液和固体废物进行有效的处理，以确保公众所受的剂量达到规定的要求； 5）要建立辐射防护组织机构，对设施的设计、建造、运行和退役期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
进出口控制：各放射性操作厂房均为镜头的密闭式厂房，在其入口处，设有卫生通过间。卫生通过间设有淋浴间和更衣室。
污染与辐射水平控制：控制水平根据国家和行业标准执行。
后处理厂的辐射防护
辐射安全
必须从工程设计和运行管理上采取各种防护措施，以便在正常运行、异常事件和事故期间将辐射危害减少到最小。
辐射屏蔽
凡事照射水平较高的设备、仪表、管道、试样、产品、废物等均应设置足够的屏蔽层。
第七章 核燃料循环设施核安全监督管理
《核安全专业实务》
绘图：花漾春天
学习要点
了解铀矿开采和加工的辐射安全监督管理、核燃料加工、处理设施的辐射防护、核燃料加工、处理设施的临界安全、非核燃料循环装置的其 他安全和环境问题。
第一节 铀矿勘探开采和加工的辐射安全监督管理
铀矿勘探开采和加工的主要危害因素
铀矿勘探开采和加工是核燃料循环的前端，主要危害因素包括氡及氡子体、放射性铀矿尘等。
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。
核燃料循环课件
685.8 187W
250
200
150
100
50
30.7 179W 58.0 W-K1 & 59.3 W-K2
69.1 W-K1 65.9185mW & 72.0187W & 73.2183Hf 67.2W-K2
94.6185mW 107.9185mW 111.2184Ta
122.1185mW & 122.3
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。
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 核燃料循环
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
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核环燃料实循不环成其为循环。
核电站与和废料处理
核电站、核污染及其核废料处理核熔毁与核废料核能外泄又称为核熔毁，是一种发生在核能反应炉故障时，产生的严重的后遗症。
核能外泄所发出的核能辐射虽远比核子武器威力与范围小，但是却能造成一定程度的生物伤亡，影响生态环境。
核能外泄最主要原因，就是核子反应炉核心冷却系统故障，导致控制辐射的相关设备失常。
虽说核能外泄不一定全然包括核子灾害，但是已经是已知核能应用上的最大环保隐忧。
另外，核能外泄虽也可指使用核能发电的航海器具所发生的灾害，尤其是核潜舰，不过一般说来是指用来发电的核能电厂发生的核熔毁事件。
核废料包括核燃料循环缓解上任一点经由正常运输和意外事故而产生出来的放射物质，如铀矿的开采，研磨浓缩、燃料制造、反应器运转、乏燃料再处理（萃取剂）、军事、医药、工业以及中期储存、终期用不回收和运输时放出。
到目前为止，还没有办法中和放射性，所以我们不得不选用一些长期或短期的贮存方法，将那些早晚会污染地球大部分生态的有害物质予以隔离。
主要有三种核废料贮存方式：顶端埋入深矿井中，中间埋入深海中，底下则将其埋入南北极冰帽下与地层岩石紧接处。
深矿贮存深海贮存冰帽贮存三废处理核电厂“三废”处理设施建设严格执行环境影响评价和“三同时”（与主体工程同时设计、同时施工、同时投产）制度。
三废处理的原则是合理可尽量低，即把放射性气态流出物和液态流出物的排放降至最低的水平。
气体废物经处理和监测合格后向高空排放；低放射性废水经过处理，监测合格后排放；放射性活度较大的液体废物转化成固体废物，固体废物进行贮存处置。
排放方式和排放量，严格按国家规定。
地方环保部门和核电厂同时对排放和环境进行“双轨”制监测，以确保核电厂的排放低于国家批准的限值和保证环境的安全。
例如，秦山核电厂运行以来的实测表明，秦山核电厂向环境排放的气体和液体是在严格的处理和控制下进行的。
地方环境保护部门和核电厂环境监督站对核电厂周围环境中的放射性进行了严密的监测，两者监测的结果都表明：环境放射性水平与各种环境介质中的放射性核素含量均未见异常。
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。
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。
核废物的地质处置
废物贮存室如右图所示。
处置的基本原理
有两种基本方法可用来处置任何类型的废物。一种方法是在所要 求的时间内尽量将废物保存在同一个地方；另一种方法则是让废物通 过自然过程无害地迁移和扩散。前者统称为“包容”（或浓集和约束 ），显然长时期的包容是十分困难的；后者通常称为稀释和扩散。对 于那些毒性能保留极长时间的废物来说，第二种方法有明显的可取之 处，它能使这些废物通过自然过程以多种扩散形式达到稀释的目的， 而且稀释后的浓度不存在不可接受的危害。 目前，一个越来越普遍的倾向是在单个废物处置系统中采用两种 处置方案。一般将短寿命的废物隔离贮存足够多的半衰期，以使废物 中的放射性浓度达到非常低的水平。对于极长寿命的废物来说，究竟 隔离贮存多少个半衰期合适很难论证清楚。因此这类系统也允许这些 长寿命的核素在经过了一定时间的贮存之后进行缓慢地迁移和扩散。 究竟贮存多长时间，完全取决于废物的种类和处置环境的预期行为。 因此，处置的基本原理就是选择处置环境和确定处置废物的工程系 统。该系统提供了所要求的包容和（或）扩散。废物处置的一般要求 是保证处置点远离人类环境。
在长寿命废物的地质处置研究中，深部钻孔处置与矿山式库 (mined repository)处置时两个重要的竞争方案。国际上大部分研究 成果与矿山式库处置有关，然而近年来深部钻孔引起了极大的重 视。 任何类型的长寿命废物处置库，都应使废物包装物贮存在地 下一个可以控制并可重复运行的设施中。该设施最终应能够退出、 回填、密封和抛弃。库的设计应使废物的贮存活动在库的整个运 行期间内能常规运行；并在确保安全运行和可靠质量的前提下， 运行应尽可能简单。另一方面，库的设计应从根本上保证废物的 长期隔离。 因此，贮存库要包括天然屏障和工程屏障以防止或控制废物 从包装物中泄露出来，以及随后放射性核素想生物圈迁移。所设 计的屏障是为了阻止或减少导致废物释放的自然过程，在某些情 况下也减少人员误入处置区所造成的影响。
核废料的处理
核废料的处理核电大建设席卷中国沿海和内陆，涉及重大安全的核废物处置环节却在核电产业链上留下空白。
中国对于核电的规划正在不断刷新数字。
在2007年的《核电中长期发展规划(2005-2020年)》中，2020年核电装机容量为4000万千瓦，根据正等待国务院批准的《新兴能源产业发展规划》，这一数字将被改写为8600万千瓦。
截至9月底，国务院已核准34台核电机组，装机容量3692万千瓦，其中已开工在建机组达25台、2773万千瓦，是全球核电在建规模最大的国家。
作为中国核工业北京地质研究院副院长，王驹有一个特殊的使命——研究高放射性核废物地质处置。
核能虽是清洁能源，但其产生的废物不仅不清洁，甚至非常危险。
根据放射性的不同，核废物分为高放废物和中低放废物。
其中，反应堆用过的核燃料称为乏燃料，具有极高放射性，核电站使用过的工作服、手套、废弃退役的仪器设备等则属于中低放废物。
尽管乏燃料只占废物的1%，但却对人体危害极大。
其中一种被称为钚的核素，只需摄入10毫克就能致人死亡。
王驹告诉《瞭望东方周刊》，根据规划，我国2020年建成的70个反应堆，加上当时在建的30个反应堆，全寿期(60年)产生的乏燃料将为14 万吨。
而目前，由于中国的高放射性核废物的处置研究还属于初级阶段，所有的乏燃料都暂存在核电站自建的硼水池中，急切等待一个永久性的处置库安身。
处置核废物最好的办法便是让它们“ 入土为安”。
“简单说就是：挖个坑，把废物埋进去，然后封起来。
”王驹说。
中国对中低放废物已经有了较为成熟的处置技术，不论是固体核废料还是液体核废料，都先进行固化处理，然后装进200升的不锈钢桶，放在近地表的处置库。
目前，中国已建成了两个中低放废物处置场：位于甘肃玉门隶属于中国核工业集团的西北处置场、位于广东北龙由中国广东核电集团建造的华南处置场。
高放废物的处置则是一个世界性难题。
乏燃料中的众多放射性元素都拥有数以万年计的半衰期，长的约为210万年，短的也有近500年。
核电站运行的基础知识
核电站运行的基础知识目录1. 核电站概述 (3)1.1 核能的特性 (3)1.2 核电站的基本组成 (5)1.3 核电站的发电原理 (6)2. 核燃料与反应堆 (7)2.1 核燃料的种类 (8)2.2 核燃料的处理与储存 (9)2.3 反应堆的类型与设计 (11)3. 核反应堆操作与控制 (13)3.1 反应堆启动与运行 (14)3.2 反应堆冷却剂系统 (15)3.3 反应堆控制系统的功能 (16)4. 核能安全 (17)4.1 核事故的原因与分类 (18)4.2 核电站的紧急响应与事故处理 (20)4.3 核电站的安全标准与监管 (21)5. 核废料处理与核燃料循环 (23)5.1 放射性废物的处理 (24)5.2 者其他二次放射性废物的处理 (26)5.3 核燃料循环与乏燃料管理 (27)6. 核电站的环境影响 (28)6.1 辐射环境监测 (30)6.2 核电站周边环境影响 (31)6.3 环境保护措施及法规 (32)7. 核电站的建设与维护 (34)7.1 核电站项目的规划与设计 (35)7.2 施工技术与安全管理 (37)7.3 核电站的日常维护与检修 (39)8. 全球核能发展概况 (41)8.1 各国核电站的发展状况 (42)8.2 核能的国际合作与政策 (44)8.3 核能的未来发展趋势 (45)9. 核电站运行中的问题与挑战 (46)9.1 模型不确定性与测量误差 (48)9.2 冗余与容错设计 (49)9.3 人工智能在核电站安全管理中的应用 (50)10. 结语与展望 (51)10.1 核电站运行的未来 (53)10.2 对核电站运行人员的发展要求 (54)1. 核电站概述核电站是一种利用核裂变反应产生高温，进而带动蒸汽产生动力推动的发电设施。
与火力发电站不同，核电站不依靠燃烧化石燃料，而是利用铀等核燃料的原子核裂变释放的巨大能量。
在这个过程中，核燃料在控制棒的作用下进行核裂变，释放出大量热能。
2024年民用核燃料循环设施安全规定
2024年民用核燃料循环设施安全规定第一章总则第一条为了保障公众和环境的安全，规范民用核燃料循环设施的安全管理，根据《核安全法》和其他相关法律法规，制定本规定。
第二条本规定适用于所有民用核燃料循环设施的设计、建设、运行和废弃管理。
第三条民用核燃料循环设施安全是保障公众和环境安全的基本要求，建设、运行中的民用核燃料循环设施应当始终以人员安全和环境保护为首要目标。
第四条民用核燃料循环设施应当依法取得核安全许可，并按照核安全许可要求和技术规范进行设计、建设和运行。
第二章设计与建设第五条民用核燃料循环设施的设计和建设应当符合相关国家标准和技术规范的要求，确保设施与周围环境的兼容性。
第六条民用核燃料循环设施的设计和建设应当采用先进的技术和设备，并考虑到设施在正常、事故和紧急情况下的安全性。
第七条设计和建设中，应当充分考虑设施的长期安全性和可持续发展。
设施的更新和改造应当及时进行，以保证设施的安全性能和技术水平不断提高。
第三章运行管理第八条民用核燃料循环设施应当设立专门的核安全管理机构，负责设施的日常监管和安全管理工作。
第九条民用核燃料循环设施应当建立健全的安全管理体系和安全控制措施，确保设施运行过程中的核安全风险得到有效控制。
第十条设施操作人员应当具备相应的资质和经验，并按照规定接受培训，熟悉设施的操作规程和应急预案。
第十一条民用核燃料循环设施应当建立合理的设备检修和维护计划，定期进行设备的检测和维修，确保设备的正常运行和安全性能。
第十二条设施应当定期进行安全状况评估和演练，测试设施对各类事故和突发事件的应对能力。
第四章废弃管理第十三条民用核燃料循环设施废弃物的管理应当符合国家标准和相关技术规范的要求。
废弃物应当进行分类、储存、运输和最终处置，防止对人员和环境造成伤害。
第十四条废弃物的处理和处置应当采用最佳可行的技术和方法，确保废弃物的安全处置和环境保护。
第十五条废弃物处置场应当设立专门的管理机构，负责监督废弃物的运输和最终处置。
核废料处理综述
核废料处理方法的综述一、核废料定义核废料[1]（nuclear waste material）,是指在核燃料生产、加工或核反应堆用过的，含有α、β和γ辐射的不稳定元素，并伴随有热产生的无用材料。
核废料含有一定放射性，可以对生物体细胞的分裂和生长造成影响，甚至杀死细胞。
核废物进入环境后，可以通过呼吸、饮食、皮肤接触等途径进入人体,当放射性辐射超过一定程度时，便可以损害机体的健康。
研究表明，长年受放射性污染的人，癌症、白内障、失明、生长迟缓、生育力降低等病症的发病率要远远高于常人。
另外，如果母亲在怀孕初期腹部受过 x 光照射,她们生下的孩子可能出现胎儿畸形、流产、死产等遗传效应，而且与母亲不受 x 光照射的孩子相比, 死于白血病的概率要大 50%。
因此，核废料具有极大的危害。
二、核废料的分类核废料按物理状态可以分为固体、液体和气体三种；按比活度又可分为高水平（高放）、中水平（中放）和低水平（低放）三种。
高放废料是指从核电站反应堆芯中换下来的燃烧后的核燃料[2]。
中放和低放主要指核电站在发电过程中产生的具有放射性的废液、废物，占到了所有核废料的99％。
按半衰期不同，将放射性核素分为长寿命（或长半衰期）放射性核素、中等寿命（或中等半衰期）放射性核素和短寿命（或短半衰期）放射性核素。
三、核废料的特征[3]1.放射性。
核废料的放射性不能用任何的物理、化学和生物等人工方法消除，只能靠自身的衰变而减少，而其半衰期往往长达数千年、数万年甚至几十万年。
也就是说，在几十万年后!这些核废料还能伤害人类和环境。
2.射线危害。
核废料放出的射线通过物质时，发生电离和激发作用，对生物体会引起辐射损伤。
而且在这些射线当中，有相当一部分具有极强的穿透力，甚至能穿过几十厘米厚的混凝土。
3.热能释放。
核废料中放射性核素通过衰变放出能量，当放射性核素含量较高时，释放的热能会导致核废料的温度不断上升，甚至使溶液自行沸腾，固体自行熔融，比如福岛核电站的堆芯就是这样熔毁的。
核燃料循环与放射性废物处理技术
核燃料循环与放射性废物处理技术核能是一种非常清洁、高效的能源形式，它被视为是世界能源领域内的新领域，它必须得到大力推广。
然而，核能在发展之路上仍面临着一个棘手的问题：核废料的处理。
核废料因为其辐射具有很高的危险性，需要采取高水平的技术手段进行处置，否则会对环境和人类健康造成极其严重的影响。
为了解决这一问题，研究人员们开展了大量的研究和实践，探索出了一系列核燃料循环和放射性废物处理技术，下面通过介绍三种主要的处理技术来对此进行深入探讨。
1、用来处理放射性废物的技术：地下永久储存首先，关于废物处理的技术，我们需要对永久储存技术有所了解。
永久储存是现代社会的一种新技术，其将一些物质埋入地下层，或是将这些物质存储在一些专门的容器中。
在这个过程中，人们通过一系列的手段，以尽可能的确保这些物质永久地没有任何危害。
这些异物能够安全地保管在地下或者储存容器中，是因为地下的环境、层压和化学条件，与地表的条件有着很大的不同，并且这些条件可以很好地隔离和管制这些异物。
2、涉及核燃料循环的技术：混合氧化物燃料（MOX燃料）MOX是一种使用已经使用过的核燃料中的钚进行再加工后形成的一种燃料类型，这种燃料的特点是可以用于替代自然铀，为不可伸缩的燃料提供一种高效的替代物。
3、涉及核燃料循环的技术：循环使用后处理腐蚀物的技术（PUREX技术）纯净交换（PUREX）技术又称作JNC PUREX技术。
这是一种用来从核燃料中提取可再用的产品的技术，提取后的产品可被重复使用。
它可以用来从使用过的核燃料中提取铀和与钚，并且可以通过一系列的工艺流程将这些产品分离，去除杂质，保证产品的纯度。
在这三种处理技术中，永久储存技术是一个高水平的技术，可以用于低或中程度的放射性废物。
而在处理中和高程度放射性废物方面，MOX和PUREX技术是比较常用的方法。
当然，我们也可以采用其他的技术来处理放射性废物。
例如，可以采用镇压骨水泥技术（LLW），将放射性废物混合在砂浆或水泥中，变成不可外泄的状况。
核废料的处理方法
核废料的处理方法【摘要】核能的飞速发展有效地缓解了世界能源日益匮乏的现状。
在发达国家，核电已经成为电力总容量比重最高的能源。
但是，核能的快速发展，必将产生大量的高水平放射性废物（高放废物）。
由于其高放射性与长半衰期特征，因此对人类会产生很大的危害，所以对高放核废料的处理就成为一大难题。
目前，对于核废料的处理鉴于以下几个方面：使用液压笼、封入合成岩、海床下储存、冰冻处理核废料、埋入潜没区、送入太空宇宙。
但是，经过科学家的研究发现，深地层埋藏法被认为是处理核废料最切实可行的方法。
这种方法，把放射性废物形成了四道屏蔽，保险可靠，不会对环境产生有害影响。
【关键词】核废料；高放射性；处理方法；深地层埋藏法0.引言核能的飞速发展有效地缓解了世界能源日益匮乏的现状。
在法国等发达国家，核电已经成为电力总容量比重最高的能源；而在我国，核电仅占电力总容量的2%。
因此，核电将是我国能源未来发展的一个重要方向。
根据我国核电发展规划，到2020年，我国核电容量将达到（3.2～4）×107kW，占电力总容量的4%[1，2]。
随着核能的快速发展，必将产生大量的高水平放射性废物（高放废物）。
据估算，到2015年，我国核电发展产生的高放废物将达到2000吨；2020年后，高放废物将以每年近千吨的产生速度增长[2]。
高放废物中可能含有锝、铯、锶等高放射性核素和钚、镅、镎等超铀元素，具有高放射性，其半衰期也较长，会对人类的生存环境产生极大的危害[3]。
因此，高放废物的安全处置问题已成为核技术发展的一个壁垒，引起了世界各国的关注。
1.核废料的定义与处理原则1.1核废料的定义核废料：泛指在核燃料生产、加工和核反应堆用过的不再需要的并具有放射性的废料。
也专指核反应堆用过的乏燃料，经后处理回收钚239等可利用的核材料后，余下的不再需要的并具有放射性的废料。
它分为高放、中放和低放三种类型。
具有放射性，射线危害，热能释放三种特征。
并且它危害性强，难运输，难储存，难降解。
核废料的再利用与循环经济
核废料的再利用与循环经济核废料的再利用与循环经济核能是一种高效可靠的能源形式，但它也带来了核废料的问题。
核废料的再利用与循环经济成为了当前的研究热点和挑战之一。
本文将就核废料再利用和循环经济的概念、意义以及目前的挑战进行探讨。
一、核废料再利用的概念和意义核废料再利用是指将核废料中有价值的物质重新提取利用的过程，以减少核废料的数量和危害性。
核废料中包含了可再利用的铀、钚等重要核燃料。
通过再利用这些物质，不仅可以减少能源资源的消耗，而且还可以提高核能的利用效率，减少对其他能源的需求。
此外，核废料再利用还能减少核废料的处理和储存成本，对环境和人类健康具有积极的意义。
二、核废料再利用的方法和技术核废料再利用的方法主要包括核燃料循环、高温堆与快堆燃烧、放射性核素分离与减量等。
核燃料循环是目前较为主流的核废料再利用方法，它包括核废料的切割和提取，对其中可利用的核材料进行分离和回收。
其中，铀和钚是两种主要重要的核材料。
通过核燃料循环，可以将核废料中的铀和钚重新提取出来，用于生产新的核燃料。
高温堆与快堆燃烧是另一种常见的核废料再利用方法。
这种方法利用不同类型的反应堆，将核废料中的可燃物质进行燃烧和消耗，进一步减少核废料的数量和危害性。
放射性核素分离与减量是一种将核废料中的放射性核素进行分离和减量的方法。
这种方法通过化学、物理等手段将核废料中的放射性核素分离出来，并降低其活性，减少对环境和人体的伤害。
三、核废料再利用的挑战和问题核废料再利用虽然有诸多优势和潜力，但目前仍面临着一些挑战和问题。
首先，核废料再利用需要高度的技术支持和成本投入。
当前，对核废料再利用的具体方法和技术还需要进一步研究和开发，以提高利用效率和经济性。
其次，核废料再利用涉及到对放射性物质的管理和控制。
放射性物质对环境和人体健康有潜在的危害，因此在再利用过程中需要严格控制和管理，以确保安全性。
再次，核废料再利用还涉及到政策、法律和国际合作等方面的问题。
L-20110610-核燃料循环
Deffeyes’ Model for Distribution of Uranium in the Earth
Relative Uranium Cost vs Cumulative Gwe-yr of Nuclear Electricity
总结
还没有足够的知识对未来最优的燃料循环作出选择； 不需要现在就对未来的燃料循环作出选择；
Generic Solvent Extraction Process
Scrub scrub
Product (organic)
Theory
Di = distribution coefficient for species i
Aqueous feed extraction
Aqueous phase
Organic phase
Rankine steam cycle
325oC
Turbine generator
condenser
Cooling water
Electromagnetic pump
core
Intermediate heat exchanger
Reactor in pool vessel
14
Variation of with Energy for 233U，235U，239Pu and 241Pu
For the longer term, there are multiple viable fuel cycle options with different economic, waste management, environmental, resource utilization, safety and security, and non- proliferation benefits and challenges. A significant research agenda is needed to explore, develop and demonstrate the advanced technologies to the point of allowing informed future market place and policy choices.
核燃料循环
核燃料循环简介核燃料循环是指将核燃料在核电站中经历一系列的处理和利用过程，以最大限度地利用核燃料资源和减少放射性废物的产生。
核燃料循环通过将已燃用核燃料中的可重复利用的核素回收并再利用，同时将不能再利用的部分进行妥善处理，实现了核能资源的可持续开发利用。
步骤核燃料循环包括以下几个主要步骤：1. 燃料制备核燃料循环的第一步是燃料制备，即将天然铀或过氢化铀等原材料加工成核燃料。
通常情况下，核燃料是以铀氧化物（UO2）的形式存在的，它具有较好的化学稳定性和机械强度。
2. 核燃料使用核燃料使用是指将核燃料装载到核反应堆中进行核裂变或核聚变反应，产生热能以及额外的中子。
在核裂变反应中，核燃料中的铀核经过中子轰击后裂变成两个较小的核，并释放出大量的热能和中子。
核燃料使用过程中，除了热能的产生外，还会产生一些放射性废物。
3. 燃料后处理燃料后处理是核燃料循环的关键步骤之一。
在燃料后处理过程中，燃料中的可重复利用的核素如铀和钚等被提取出来，用于制备新的核燃料。
同时，无法再利用的部分被分离并进行适当的储存和处理，以减少放射性废物的危害。
4. 放射性废物处理与储存放射性废物处理与储存是核燃料循环的另一个重要步骤。
在燃料后处理过程中，产生的不能再利用的核燃料残渣以及其他放射性废物需要进行妥善的处理和储存。
目前，常用的方法包括深地贮存和转运至长期储存设施等。
5. 核燃料再处理核燃料再处理是核燃料循环的最后一步，也是最具挑战性的一步。
在核燃料再处理中，将已使用过的核燃料中的残留可重复利用的核素进行提取和分离，用于制备新的核燃料。
这一步骤的实施需要复杂而昂贵的设备和技术支持。
优势和挑战优势核燃料循环的主要优势包括：•最大限度地利用核燃料资源，减少对天然铀等原材料的需求；•降低核燃料的耗尽速度，延长核能资源的利用寿命；•减少放射性废物的产生，并能够转化部分废物为可重复利用的核素；•降低核电站运行成本，提高经济效益。
挑战核燃料循环面临的主要挑战包括：•高度安全性要求：核燃料循环过程中需要严格控制和管理放射性物质，确保安全运行和环境保护；•技术难题：核燃料循环的各个步骤都依赖于复杂的化学和物理过程，需要高度专业的技术支持；•资源和经济因素：核燃料循环需要大量的资金和资源投入，同时还需要解决与废物处理和储存相关的经济问题。
核能安全监管体制研究考核试卷
1. ×
2. ×
3. √
4. √
5. √
6. ×
7. √
8. √
9. ×
10.×
五、主观题（参考）
1.核能安全监管的任务和目标是确保核能利用的安全性，防止核事故发生，保护公众和环境不受放射性危害。它在保障核能安全中起着关键作用，通过制定和执行严格的安全标准和法规，监督核设施的安全运行，以及应对核事故等。
15. ABCD
16. ABCD
17. ABCD
18. ABC
19. ABCD
20. ABCD
三、填空题
1.安全
2.国家核安全局
3.预防为主
4.预防、准备、响应
5.设计安全、运行安全
6.燃料生产、燃料加工、燃料运输
7.最小化、安全处置、永久隔离
8.监管法规、监管能力、公众参与
9.核能安全监管
10.环境友好、资源节约
10.核能安全监管的目标之一是确保核能产业的经济效益最大化。（）
五、主观题（本题共4小题，每题10分，共40分）
1.请结合核能安全监管体制的实际情况，阐述核能安全监管的主要任务和目标，并分析其在保障核能安全中的作用。
2.请详细描述核能安全监管体制中，核设施从选址到退役的全过程，并说明每个阶段监管的重点和难点。
A.监管法规
B.监管机构
C.监管人员和设施
D.监管资金
3.以下哪些是核能安全监管的国际合作机制？（）
A.国际原子能机构（IAEA）
B.欧洲原子能共同体（Euratom）
C.经济合作与发展组织（OECD）
D.世界核能协会（WNA）
4.核能安全监管中，对核设施的安全要求包括哪些？（）
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我国铀矿分布图
新疆 河北
陕西
江西
湖南 云南 广西 广东
浙江
我国的铀矿分布
已探明的铀矿 大小铀矿床(田)200多个 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(区) 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
黄饼
六氟化铀
铀转化工厂
中国有三座铀转化厂，主要集中在中国的西北地区
即将建成在四零四厂的中国最大的集中铀转化厂，是我国规模 最大的六氟化铀生产厂
铀化合物的转化
铀的多形态化合物
铀氧化物、碳化铀、氮化铀、氢化铀、卤化物、六氟化 物 热中子堆燃料常见：铀的氧化物、铀的卤化物
铀化合物转换
将水冶产品铀浓缩物中的铀转换成核纯级铀金属或六氟 化物的全部物理－化学过程
核工业总公司
我国铀矿石杂质分离的生产方式
堆浸
矿石开采后运至处理厂（mill）浸出 主要以北方可地浸砂岩型矿床为主（新疆、东 北、内，蒙古地区）
地浸
直接在矿井中浸出 以南方硬岩为主
堆浸提铀
矿石浸出
目的 在一定的工艺条件下，借助于一些化学溶剂 或其它手段，将矿石中有价值的组份，选择 性地浸出或者浸取 浸出方式 地浸 in situ leaching 直接在矿中浸出溶液的方式 堆浸heap leaching 在矿地将矿石堆在一起，用溶液浸出的 方式 原地爆破浸出工艺 先将矿石原地爆破破碎后浸出的方式 搅拌浸出（池浸） 将矿石运至水冶厂，在专用搅拌浸出池 中进行的方式 浸出液 酸法：硫酸 碱法：碳酸钠、碳酸氨、碳酸氢钠等 细菌浸出法：将矿石中的硫化物变成硫酸 浸出时间：3~10h, 几十小时不等 浸出率：85%~97%(搅拌浸出), 5%~15%(堆浸) 浸出的矿浆 经固液分离得到含铀的清液或稀矿浆
铀矿开采与矿冶
铀矿开采 从铀矿中提取、浓缩、纯化精制天然铀产品
铀矿开采
浸出
提铀
核纯铀
形态
矿石
矿浆
粉末
陶瓷等 75%
铀含量
0.1%~0.2%
40%~70%
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。主要在
广东、江西、湖南等
据IAEA信息，中国有1200tU/y的冶炼能力 正在运行的矿石处理工厂
7.2 核燃料循环前端
世界铀资源 铀矿地质勘查 铀矿石开采和选冶 Mining 铀水冶
Uranium Ore Processing
铀化合物的转化
Conversion (UO2, UO3, UF4, UF6, U3O8, U)
铀的浓缩 Uranium Enrichment 核燃料元件制造
铀矿地质勘查
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170多种铀矿床及含铀矿物 具有实际开采价值只有14-18% 一般铀含量0.1-0.3%, 水银的50倍，黄金的1000倍 最高的含量21%,加拿大 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
地下开采：井巷掘进
用于埋藏较深的矿体 凿岩爆破 井巷工程：决定了矿山基建时间
原地浸出（地浸）
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）
湖南彬州放射性选矿厂
核燃料循环及核废物处置
韩奎华
hkh@
山东大学能源与动力工程学院 2010年5月
第七章
核燃料循环及核废物处置
7.1核燃料循环体系 7.2核燃料循环前端 7.3核燃料循环后端 7.4核废物分类与来源 7.5核废物的管理与处置 7.6中国核废物处置进展
核燃料循环 Nuclear Fuel Cycle
特点 • 中国第一个铀矿 • 选矿厂位于矿附近 •苏联技术 • 建于1960年 • 磁选分离
铀矿石的加工－冶炼
Uranium Ore Processing
铀含量 铀矿石中的铀含量只有千分之二
铀矿石平均含铀品位为：0.15％ 富矿：>0.4%
铀的矿冶工艺 从铀矿中提取、浓缩、纯化精制天然铀产品的过程 提炼方式 铀的选矿
铀的精制
目的 精制盐过程，生成核纯度的铀 铀精制厂 转化成易于氢氟化的铀氧化物 精制方式 离子交换法 溶液萃取法 分布结晶法 原料 铀化学浓缩物(重铀酸钠、重铀酸氨) 产品 铀氧化物(U3O8、UO2等)、四氟化铀（UF4）等 煅烧 制取U3O8或UO2陶瓷
铀水冶产品--黄饼
水冶后的固态铀化学浓缩物 重铀酸铵，黄饼 精制后的铀氧化物产品 U3O8，黄饼 UF4 天然铀的原料 直接上国际市场 国际价格 20~100$/kg U3O8
yellow cake
铀转换 conversion
将水冶产品铀浓缩物中的铀转换成核纯级铀金属或六氟 化物(UF6)的全部物理－化学 过程
复用钚
用于快中 子反应堆
81 405 40500 5500* 16225
118 590 59000 8000 * 23600
236 1180 11800 16000 *
8850 44250 442500 600000
按能值折算为标准煤单位：Gt标准煤
*: 分离工厂贫铀中U－235含量取0.2％
47200 1770000
7.1核燃料循环体系
Nuclear Fuel Cycle
前端
后端
Nuclear Fuel Cycle
核燃料循环系统
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
前端
后端
核燃料的制造
冶炼 转化
矿石
黄饼
六氟化铀
浓缩
组装
烧结
芯块 组件
核工业总公司
铀矿石
种类 沥青铀矿 钾钒铀矿 铀含量 铀矿石平均含铀品位为：0.15％ 富矿：>0.4% 储量测量 航空测量 铀矿石 谱仪 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
贫料铀：0.2%（未料）
铀同位素分离扩散机群
Gaseous diffusion
铀同位素离心级联
Ultracentrifugation
日本的浓缩厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
铀同位素分离扩散机群 Gaseous diffusion
铀的浓缩
用于大多数核电站 动力反应堆铀燃料的主要形式：UO2 铀－235同位素的浓度 天然铀：0.712％（CANDU） 浓缩铀：2(轻水堆)~10％，低浓缩铀、高浓缩铀 贫料铀：0.2%（未料） 因为同位素有几乎相同的化学特性，不易用化学分离 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 需首先将氧化物转换成六氟化铀气体:UF6 浓缩厂的最终产品为UF6
我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀
世界铀资源分布
加拿大 哈萨克斯坦
美国
价格
南非
澳大利亚
世界铀资源用于反应堆的产能效率
用于热中子反应堆
天然铀资源
勘定储量：5Mt 推测储量：25Mt 包括海水中的铀：25Gt
1t天然铀的产能值（MWd/t） 折算为标准煤吨数
不回收核 燃料
回收核燃料 并复用钚
黄饼yellow cake
含铀量40%~70% 仍含大量杂质
湖南衡阳铀水冶厂
• • • • • • 中国第一座且最大的大型铀水冶纯化厂 又名414厂、272厂 建于1958年 容量：1100tU/y，正常产量：500tU/y 用 A/IX (acid leaching/ion exchange)处理方法，磁选分离 产品： U308 product
矿浆浓密池
浸出
磨矿
矿石准备
江西抚州铀矿和铀矿加工厂
• 中国两大铀矿之一 Hengjian铀矿加工厂 建于1976年 产品： U308 product 用 A/IX (acid leaching/ion exchange)处理方法， 磁选分离 • 容量：200tU/y，正常产量：300tU/y
核纯标准
以硼当量的百万分之几的基准计算 当核燃料中有俘获中子的“杂质”时，将会降低核燃料 的效能
铀浓缩 enrichment
U235
天然铀 （0.7%U235）
低浓缩铀 （3~5%U235）
铀－235同位素的浓度 天然铀：0.712％（CANDU）
铀浓缩
铀浓缩 --同位素分离
浓缩铀：2(轻水堆)~10％，低浓缩铀、高浓缩铀
衡阳铀水冶厂，414厂，后改为272厂 （1000t/y） 抚州 hengjian铀水冶厂 （200t/y）
两个关闭