核燃料循环课件.ppt

第八章 核燃料循环杨金玲核燃料循环第八章第八章 核燃料循环核燃料循环1.核燃料核燃料2.反应堆类型反应堆类型3.燃料循环燃料循环4.核燃料后处理核燃料后处理核燃料循环第八章第八章 核燃料循环核燃料循环1.核燃料核燃料 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 核燃料循环v易裂变核素易裂变核素(fissile nuclides)：是指能与慢中子作用而产生裂变的核素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为易裂变材料主要易裂变核素有235U、、239Pu和和233U，，241Pu也具有良好也具有良好的裂变性能的裂变性能v可转换核素可转换核素：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可转换材料(fertile material)主要的可转换核素有主要的可转换核素有238U和和232Th，，240Pu和和234U也能起可转换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，所以天然铀中子后转变为易裂变核素，所以天然铀(238U占占99.274%)和天然钍和天然钍(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核燃料循环第八章第八章 核燃料循环核燃料循环2. 反应堆类型反应堆类型分类的着眼点分类的着眼点名名 称称 和和 特特 点点A．用途．用途A1 动力堆，用于发电、供热和作为推进动力动力堆，用于发电、供热和作为推进动力A2 生产堆，生产裂变燃料生产堆，生产裂变燃料239Pu和（或）和（或）3HA3 研究试验堆研究试验堆A4 特殊用途堆特殊用途堆B．中子能量．中子能量B1 热中子堆，其中裂变反应主要由热中子（能量小于热中子堆，其中裂变反应主要由热中子（能量小于0.1eV）引起）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）引起B3 快中子堆，其中裂变反应主要由快中子（能量超过快中子堆，其中裂变反应主要由快中子（能量超过0.1MeV）引起）引起C．核燃料布置．核燃料布置(限于限于热中子堆和中能中子热中子堆和中能中子堆堆)C1 均匀堆，其中核燃料和慢化剂均匀混合均匀堆，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．核燃料D1 天然铀（限于热中子堆）天然铀（限于热中子堆）D2 低富集铀，或铀钚混合氧化物低富集铀，或铀钚混合氧化物MOXD3 高富集铀，或钚高富集铀，或钚-239D4 钚钚-239+转换原料铀转换原料铀-238（铀钚循环）（铀钚循环）D5 铀铀-233+转换原料钍转换原料钍-232（钍铀循环）（钍铀循环）E．慢化剂．慢化剂E1 石墨石墨E2 重水重水E3 轻水或含氢物质（轻水堆包括压水堆和沸水堆）轻水或含氢物质（轻水堆包括压水堆和沸水堆）E4 铍或氧化物铍或氧化物核燃料循环F．冷却．冷却剂剂F1 气体（空气、气体（空气、CO2、、He、水蒸汽等）、水蒸汽等）F2 液体（水、重水、有机溶液）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）液态金属（钠、钠钾合金、铅，铅铋合金等）G．核燃．核燃料转料转换性换性能能G1 燃烧堆（无明显的核燃料转换）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，但转换比小转换堆（有显著的核燃料转换，但转换比小于于1））G3 增殖堆（核燃料转换比大于增殖堆（核燃料转换比大于1）） H．新堆．新堆型开型开发阶发阶段段H1 实验堆实验堆H2 原型堆原型堆H3 商业示范（验证）堆商业示范（验证）堆I．结构型．结构型式式I1 重水堆，有压力容器式和压力管式之分重水堆，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、水罐式与轻水型研究试验堆，有游泳池式、水罐式与池内罐式之分池内罐式之分J．空间．空间位置位置（除（除作为作为推进推进动力）动力）J1 陆上固定式陆上固定式J2 陆上可移动式或可拆装式陆上可移动式或可拆装式J3 海上浮动式海上浮动式J4 海底或空间海底或空间核燃料循环v从应用的角度看，可把反应堆按用途分为从应用的角度看，可把反应堆按用途分为动力堆动力堆、、生产堆生产堆、、研究试验堆研究试验堆和和特特殊用途堆殊用途堆等四大类。

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变材料239Pu和和/或产氚或产氚3H在上世纪在上世纪50-60年代，美、苏等国为生产军用钚，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计提供数据或兼用于生产放射性核素v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）包括压水堆和沸水堆）核燃料循环按燃料布置型式分类的反应堆按燃料布置型式分类的反应堆v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均匀和和非均匀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核燃料循环第五章 核素图和同位素手册3.核燃料循环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：过程称为核燃料循环这个过程包括：铀（钍）资源开发、矿石加铀（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燃料在反应堆中使用，，乏乏燃料后处理和核废物处理、处置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），后者为开式核燃料循环或一次通过式核燃料循环（图环（图1-2）。

核燃料循环第八章第八章 核燃料循环核燃料循环反应堆反应堆后处理后处理元件制造元件制造中间储存中间储存燃料获取燃料获取铀矿开采铀矿开采废废物物处处理理处处置置乏燃料乏燃料乏燃料乏燃料堆后铀、钚堆后铀、钚新元件新元件钚产品钚产品图图1-1. 闭式核燃料循环示意图闭式核燃料循环示意图核燃料循环新元件新元件反应堆反应堆元件制造元件制造中间储存中间储存燃料获取燃料获取铀矿开采铀矿开采乏燃料乏燃料切割、包装切割、包装最终处置库最终处置库图图1-2. 开式或一次通过式燃料循环示意图开式或一次通过式燃料循环示意图核燃料循环第八章第八章 核燃料循环核燃料循环 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达到一定的燃耗燃耗(burn up)深度，由于燃料的消耗，以及运行期间产生并积深度，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）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。

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）件称为卸出的燃料元（组）件称为乏燃料乏燃料(spent fuel)，其中含有大量的易裂变核，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，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，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，把乏燃料中尚存的的铀资源，把乏燃料中尚存的235U、、239Pu和和238U等统统废弃不用，付等统统废弃不用，付诸永久埋存，这种不经后处理的循环实不成其为循环诸永久埋存，这种不经后处理的循环实不成其为循环 核燃料循环第八章第八章 核燃料循环核燃料循环核燃料循环按核燃料性质可分为核燃料循环按核燃料性质可分为铀系燃料的铀铀系燃料的铀-钚循环方式钚循环方式和和钍系燃料的钍钍系燃料的钍-铀铀循环方式。

循环方式铀铀-钚循环方式：包括热中子堆铀钚循环方式：包括热中子堆铀-钚循环和快中子增殖堆铀钚循环和快中子增殖堆铀-钚循钚循热中子堆铀热中子堆铀-钚循环钚循环 以以235U作为易裂变燃料、以作为易裂变燃料、以238U作为转换原料、生成作为转换原料、生成239Pu的燃料循环，称为铀的燃料循环，称为铀-钚循环而轻水堆（热中子堆）铀钚循环而轻水堆（热中子堆）铀-钚循环通常以低富集钚循环通常以低富集铀为燃料、以铀为燃料、以238U作为转换原料、生成作为转换原料、生成239Pu的燃料循环的燃料循环 快中子增殖堆铀快中子增殖堆铀-钚循环钚循环 快堆以快堆以239Pu为燃料，并装载占天然铀为燃料，并装载占天然铀99%以上的以上的238U，在堆中，在堆中238U转化成为转化成为239Pu的量大于烧掉的的量大于烧掉的239Pu的量，并通过后处理把钚分的量，并通过后处理把钚分离出来，作为快堆燃料的循环使用因此，从最大限度利用铀资源的角度来看，离出来，作为快堆燃料的循环使用因此，从最大限度利用铀资源的角度来看，应充分利用快堆铀应充分利用快堆铀-钚循环方式的优势钚循环方式的优势核燃料循环第八章第八章 核燃料循环核燃料循环钍钍-铀循环方式：铀循环方式：以以235U（或（或233U）作为易裂变燃料、以）作为易裂变燃料、以232Th作为转换原料、作为转换原料、生成生成233U的燃料循环，称为钍的燃料循环，称为钍-铀循环。

在热中子堆中把铀循环在热中子堆中把232Th转化为另外一种核燃料转化为另外一种核燃料233U，通过后处理把，通过后处理把233U分离分离出来返回堆中循环使用从我国钍资源较为丰富的角度来看，出来返回堆中循环使用从我国钍资源较为丰富的角度来看，也应充分利用热中子堆钍也应充分利用热中子堆钍-铀循环方式的优势铀循环方式的优势核燃料循环第八章第八章 核燃料循环核燃料循环~0.85%反应堆反应堆元件制造元件制造化工转化化工转化铀的浓缩铀的浓缩中间储存中间储存铀的转化铀的转化铀矿开采铀矿开采铀的转化铀的转化前处理前处理后处理后处理暂时储存暂时储存处理处置处理处置长期储存库长期储存库钚产品钚产品最终处置库最终处置库乏燃料乏燃料 乏燃料乏燃料堆后铀堆后铀UO2UF6≈0.72% 235U 天然铀天然铀 ≈0.72% 235U UF6 ≈3% 铀元件铀元件放放 射射 性性 废废 物物UF6图图1-3 轻水堆电站、铀轻水堆电站、铀-钚燃料循环示意图钚燃料循环示意图前前 段段后后 段段核燃料循环第八章第八章 核燃料循环核燃料循环3.4. 核燃料后处理核燃料后处理乏燃料是指在核反应堆中乏燃料是指在核反应堆中，辐照达到计划卸料的比燃耗后从堆中卸，辐照达到计划卸料的比燃耗后从堆中卸出，且不再在该堆中使用的核燃料。

出，且不再在该堆中使用的核燃料对反应堆中用过的核燃料所进行的化学处理，以除去裂变产物等杂对反应堆中用过的核燃料所进行的化学处理，以除去裂变产物等杂质并回收易裂变核素和可转换核素以及一些其他可利用物质的过程，质并回收易裂变核素和可转换核素以及一些其他可利用物质的过程，称为核燃料后处理（称为核燃料后处理（nuclear fuel reprocessing）核燃料循环第五章 核素图和同位素手册核燃料循环第五章 核素图和同位素手册核燃料循环第五章 核素图和同位素手册图图2 辐照辐照235U靶溶液的靶溶液的 谱图谱图 核燃料循环第五章 核素图和同位素手册图图3 HPGe谱仪谱仪60Co能谱图能谱图FWHM（（60Co,1.33MeV）：）：1.85keV峰康比：峰康比：64：：1相对效率（相对效率（60Co,1.33MeV）） ：：40％％核燃料循环第五章 核素图和同位素手册图图4 14C标准溶液的液闪谱标准溶液的液闪谱 图图5 90Sr-90Y样品的液闪谱样品的液闪谱 核燃料循环第五章 核素图和同位素手册图图6 纯化后纯化后239Pu  谱图谱图核燃料循环。