第十章---核燃料循环1.ppt

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,*,第八章 核燃料循环,核燃料,反应堆类型,燃料循环,核燃料后处理,第八章 核燃料循环,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,235,U,、,239,Pu,和,233,U,，,241,Pu,也具有良好的裂变性能可转换核素,：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,238,U,和,232,Th,，,240,Pu,和,234,U,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,(,238,U,占,99.274%),和天然钍,(,232,Th),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第八章 核燃料循环,2.,反应堆类型,分类的着眼点,名 称 和 特 点,A,用途,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,239,Pu,和（或）,3,H,A3,研究试验堆,A4,特殊用途堆,B,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,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,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,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）,E,慢化剂,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、,CO,2,、,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,）,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）,J1,陆上固定式,J2,陆上可移动式或可拆装式,J3,海上浮动式,J4,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,239,Pu,和,/,或产氚,3,H,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）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,）反应堆,后处理,元件制造,中间储存,燃料获取,铀矿开采,废物处理处置,乏燃料,乏燃料,堆后铀、钚,新元件,钚产品,图,1-1.,闭式核燃料循环示意图,新元件,反应堆,元件制造,中间储存,燃料获取,铀矿开采,乏燃料,切割、包装,最终处置库,图,1-2.,开式或一次通过式燃料循环示意图,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,235,U,、,239,Pu,和,238,U,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核燃料循环按核燃料性质可分为,铀系燃料的铀,-,钚循环方式,和,钍系燃料的钍,-,铀循环方式铀,-,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,热中子堆铀,-,钚循环 以,235,U,作为易裂变燃料、以,238,U,作为转换原料、生成,239,Pu,的燃料循环，称为铀,-,钚循环。

而轻水堆（热中子堆）铀,-,钚循环通常以低富集铀为燃料、以,238,U,作为转换原料、生成,239,Pu,的燃料循环快中子增殖堆铀,-,钚循环 快堆以,239,Pu,为燃料，并装载占天然铀,99%,以上的,238,U,，在堆中,238,U,转化成为,239,Pu,的量大于烧掉的,239,Pu,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，应充分利用快堆铀,-,钚循环方式的优势钍,-,铀循环方式：,以,235,U,（或,233,U,）作为易裂变燃料、以,232,Th,作为转换原料、生成,233,U,的燃料循环，称为钍,-,铀循环在热中子堆中把,232,Th,转化为另外一种核燃料,233,U,，通过后处理把,233,U,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，也应充分利用热中子堆钍,-,铀循环方式的优势0.85%,反应堆,元件制造,化工转化,铀的浓缩,中间储存,铀的转化,铀矿开采,铀的转化,前处理,后处理,暂时储存,处理处置,长期储存库,钚产品,最终处置库,乏燃料,乏燃料,堆后铀,UO,2,UF,6,0.72%,235,U,天然铀,0.72%,235,U UF,6,3%,铀元件,放 射 性 废 物,UF,6,图,1-3,轻水堆电站、铀,-,钚燃料循环示意图,前 段,后 段,由图,1-3,可见，核燃料循环以反应堆为中心，划分为堆前部分（前段）和堆后部分（后段）。

前段是指核燃料在入堆前的制备，包括铀矿的开采、铀矿石的加工精制（即前处理）、铀的转化、铀的浓缩和燃料元件制造等过程；后段是指从反应堆卸出的乏燃料的处理，包括乏燃料的中间储存，乏燃料中铀、钚和裂变产物的分离（即核燃料后处理），以及放射性废物处理和放射性废物最终处置等过程尽管每种反应堆的燃料循环所包含的工艺过程不完全一样，但其中的许多工艺步骤与从矿物中提取、加工核燃料的工艺步骤基本一致的，所以人们常广义地把核燃料提取、浓缩、加工和后处理等工艺过程都包括在核燃料循环范围内核燃料循环从铀矿开采开始，开采出来的铀矿石经精选，在前处理厂得到铀的化学浓缩物由于轻水堆电站以含,235,U,约,3%,的低浓铀作为燃料，需将天然铀（其中,235,U,含量仅占,0.7204%,）进行铀同位素分离，即铀的浓缩，而当前工业规模的铀的浓缩工厂以六氟化铀（,UF,6,）为供料，因此需要将铀的化学浓缩物进行还原、氢氟化和氟化转变为,UF,6,，然后再进行铀的浓缩过程从浓缩厂得到的含,235,U,约,3%,的,UF,6,，须再经过一个转化过程变为二氧化铀（,UO,2,），才能送至元件制造厂制成含,235,U,约,3%,的低浓铀燃料元件。

反应堆是核燃料循环的中心环节，除了提供能量以外，还能再生核燃料从轻水堆卸出的乏燃料中，,235,U,含量仍有,0.85%,左右，高于天然铀，而且每吨乏燃料还含有约,10,公斤钚，其中可作为核燃料的,239,Pu,和,241,Pu,约占,7,公斤因此，如将这些易裂变核素分离出来，作为燃料返回到反应堆，既可节约天然铀，又可节约分离功4.,核燃料后处理,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（,nuclear fuel reprocessing）核燃料在反应堆中燃烧，不是一次烧尽的，为维持反应堆的正常运行，堆中要留有最低数量的核燃料；积累的裂变产物也会吸收中子而影响反应堆的正常运行因此，核燃料在反应堆中燃烧一段时间后，就应从反应堆中卸出卸出的核燃料经过后处理才有可能重新利用其中有用的物资核燃料在反应堆中燃烧的过程实质上就是核燃料中的易裂变核素（如铀235、钚239和铀233）在中子流的轰击下发生自持的核裂变反应的过程。

随着核反应的进行，初期核燃料中的易裂变核素逐渐减少，俘获中子的裂变产物逐渐增加；随着燃耗的加深，反应性逐步降低，为了维持反应堆中全活性区的有效增殖系数大于1，需调整控制棒位置以增加反应性当最后调整控制棒不能维持链式反应时，这个时间就是核燃料的物理寿命，核燃料必需从堆内卸,出同时，随着燃耗的加深，燃料包壳受热和中子影响以及裂变产物积累的影响而变形，因此还要考虑包壳的寿命但实际上核燃料从堆内卸出的时间，要根据燃料的辐照性能、力学性能以及燃料的浓缩度的相互匹配，提出最经济的燃耗值来确定的因此，为了维持反应堆的正常运行，卸出。