核燃料循环概要

Li S.J. 核燃料循环概要 Radiochemistry Group, College of Chemistry, SCU Outline for Nuclear Fuel Cycle Li S. J. Contents 核燃料循环前端1 燃料元件的使用或燃烧2 核燃料循环前端3 后处理技术的发展趋势4 Li S. J. 前言 ™核裂变能可持续发展涉及三个层次的关键技术: ƒ 改进和提高热堆核能系统水平，从“第二代” 向“第三代”技术发展； ƒ 发展快堆核能系统，实现铀资源利用最优化; ƒƒ 发展核燃料循环和废物处理处置技术（包括发展核燃料循环和废物处理处置技术（包括 核废物嬗变），实现核废物最少化。核废物嬗变），实现核废物最少化。 Li S. J. 前言 ™热堆 (热中子反应堆) ——堆内主要由热中子引起裂变的 反应堆。 ƒ 热堆利用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子 来进行链式反应。 ™由于热中子更容易引起235铀等裂变，这样，用少量裂变 物质就可获得链式裂变反应。 ™慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重 水、铍、石墨、水等 ™冷却剂是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却 剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。 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 ƒ 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. 前言 ™已知，在天然铀中，仅有0.714%的铀同位素—— 235U，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而 占天然铀绝大部分的铀同素— 238U却不能在热中 子的作用下发生裂变反应。 ™而238U在吸收中子后，经过几次核衰变，可以变 成另一种可裂变的核材料239Pu。 ™在热中子反应堆中，产生的239Pu的数量不足以抵 偿消耗的235U 。只有利用快中子来维持链式反 应，使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材 料。 Li S. J. 前言 ™ 235U一次裂变可放出2.43个快中子，钚－239可放出3个快 中子；维持链式反应只有一个中子就够了，余下的1.43个 中子可让238U吸收，使大部分的238U变成239Pu ，其中一小 分中子引起了238U裂变。如果余下的中子全部被238U吸收， 那么，每发生一次核裂变，就可产生一个以上新的核燃 料——239Pu。 ™当这种新产生的核燃料与所消耗的核燃料之比值大于1 时，就称为增殖，其比值称为增殖比。 ™如果这个比值低于1，就称为转换比。 ™对热中子堆，浪费中子较多，这个比值不可能大于1，一 般，对气冷堆约为0.8，对轻水堆约为0.5，而快堆的增殖 比在1.1～1.4之间。也就是说快堆可以增殖核燃料——会 越烧越多。 Li S. J. 前言 ™所以快堆核电站的全称便是快中子增殖反应堆快中子增殖反应堆。 ™易裂变燃料得到增殖，真正消耗的是天然铀中佔99.2%以 上的238U。 ™以压水堆生产的钚，作为快中子增殖堆核电站的初装料， 快堆进行发电、增殖，增殖出来的钚、铀再装新的快堆， 再无限次循环，考虑各种损耗，可将铀资源的利用率提高 到60－70%。 ™由于利用率的提高，更贫的铀矿也值得开采，这样，世界 铀资源的技术，经济可采量将提高千倍。如此，裂变核能 几乎变成取之不竭的能源了。 Li S. J. 前言 ™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。或 ™为核动力反应堆供应燃料和其后的所有处理 和处置过程的各个阶段。 ƒ 该技术可用来生产核燃料，也可用于制造 核武器。 ƒ 核燃料循环工业是建立和发展核工业的基 础。 Li S. J. 前言 ™核燃料循环包括核燃料进入反应堆前的制 备和在反应堆中的裂变及以后处理的整个 过程。 ƒ 进入反应堆前的过程为核燃料循环的前 端， ƒ 从反应堆卸出后的处理和处置为核燃料 循环的后端。 Li S. J. 核燃料循环示意图 核燃料循环示意 Li S. J. 核燃料循环示意图 ●●核燃料循环－从核燃料的矿冶、浓缩、加工、精制到核燃料 后处理、核废物处理处置的整个过程 Li S. J. ™核燃料循环的前端 Li S. J. 核燃料循环的前端 ™第一个环节——铀矿的普查勘探 ™包括查明铀资源，勘探铀矿床，提交铀储量。 ƒ 我国核工业部门1958年就向国家提交了第一批铀储 量，1960年先后提交开采基地8处。 ƒ 经过半个世纪的努力，已提交了花岗岩型、火山岩 型、砂岩型和碳硅泥岩型为主的相当可观的铀资源。 近年来，开展了可地浸砂岩型铀矿的找矿工作，并落 实了铀的资源基地。 Li S. J. 核燃料循环的前端 ™第二个环节——铀矿石的采冶 ™包括铀矿石的开采、加工和铀的精制。 ƒ 把具有工业价值的铀矿石从矿床中开采出来，然后加 工成核纯的重铀酸铵、三碳酸铀酰铵、八氧化三铀、 二氧化铀，为进一步制备各类核燃料提供原料。 ƒ 我国在铀矿冶创建初期，就实现了从矿石到二氧化铀 的工业生产。目前，铀的地下浸出、堆浸和原地爆破 浸出新工艺都已投入生产。 Li S. J. 核燃料循环的前端 ™第三个环节——铀的同位素分离 ™即铀－235的富集，以达到所需的富集度。 ™我国铀同位素分离开始采用气体扩散法。 ƒ 首先将固态的二氧化铀（UO2）经过铀转换厂转化成 六氟化铀（UF6）气体。 ƒ 然后利用气体扩散将分子量存在着细微差别的235UF6 和238UF6分开。 ™20世纪90年代，我国完成了由扩散法向离心法的 过渡。采用气体离心法，其单位分离功耗电只是 气体扩散法的5％，成本下降了75％。 Li S. J. 核燃料循环的前端 ™第四个环节——核燃料元件的制造 ™核燃料元件是反应堆的核心部件。 ƒ 在制造核燃料元件之前，需要将一定富集度的气态 UF6转化成固态的UO2或金属铀， ƒ 然后再加工成各种元件及其组件作为反应堆的燃料 ™我国先后研制和生产了生产堆、研究试验堆、 艇核动力堆和核电站用燃料元件 ™实现了小型、中型、大型核电站燃料元件制造 系列化和国产化。 Li S. J. ™燃料元件的使用或燃烧 Li S. J. 燃料元件的使用或燃烧 ™核电站使用的核燃料主要由可裂变的材料和可转 换材料组成。反应堆中“烧”（即发生裂变）的是 可裂变材料，并在裂变过程中主要产生三个效 应： ƒ 释放大量热量，即核能； ƒ 产生裂片，裂片的积累会阻碍可裂变材料的进一步裂 变，累积到一定程度，可使裂变难以发生，即成为乏 燃料，这就需要卸堆进行处理； ƒ 可转换材料转换为可裂变材料—核燃料增殖的基础 。 Li S. J. ™核燃料循环的后端 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™核燃料循环的后端包括 ƒ 1. 反应堆用过的乏燃料的中间贮存 ƒ 2. 乏燃料的处理 ƒ 3. 放射性废物的处理和最终处置等过程 这是世界核能领域头号难 题 快递公司问题件快递公司问题件货款处理关于圆的周长面积重点题型关于解方程组的题及答案关于南海问题 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™根据一个国家核能战略的不同，以及技术 方面的差异，针对反应堆卸下的乏燃料都 有不同的管理措施，主要包括两大类。 ƒ 一次通过战略 ƒ 后处理战略 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™第一类：一次通过战略 ™即乏燃料经过冷却后不进一步处理，而是经中间 贮存后，直接（或经切割）包装后直接作为废物 送入深地质层处置或长期贮存。 ƒ 美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰 到了困难，现在美国已转向了后处理。 ƒ 该战略特点是费用可能较低，概念简单；无高纯钚产 生，核扩散风险低。但缺点是废物放射性及毒性高， 延续时间长达几百万年； ƒ 目前没有工业运行经验。 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： ƒ 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； ƒ 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）。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™以上被称为闭路核燃料循环。此外， ƒ 对次锕系元素等分离后含多种剩余裂变产物（137Cs、 90Sr等）的乏燃料溶解液进行提取、分离、固化及地 质处置——高放废液分离技术D。 ™后处理能够大大减少需长期深地层处置的核废物 体积，而且可使最终废物的放射性大幅度降低。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™™处理途径主要有四种处理途径主要有四种： ƒƒ 热中子堆中再循环热中子堆中再循环—使用过的燃料元件经后处理回收 其中未用完的铀和新产生的钚，返回重新制造元件， 循环使用。 ƒƒ 快中子增殖堆中再循环快中子增殖堆中再循环—快中子增殖堆燃料由钚和贫 化铀构成。使用过后，经后处理回收其中铀和钚，返 回循环使用。在这种反应堆中由铀238吸收中子生成的 钚比由于裂变而消耗掉的钚还要多，因此可以实现核 燃料（钚）的增殖。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ƒƒ 分离嬗变分离嬗变——即分离燃料辐照过程中产生的长寿命即分离燃料辐照过程中产生的长寿命 的、含量少而毒性大的锕系核素（即次锕系核素）的、含量少而毒性大的锕系核素（即次锕系核素） 和长寿命裂片产物元素（和长寿命裂片产物元素（129129II、、9999TcTc等），以通过嬗等），以通过嬗 变可能获得更多的能量并可消除其毒性，维护环境变可能获得更多的能量并可消除其毒性，维护环境 安全，实现核能洁净化目标。安全，实现核能洁净化目标。 ƒƒ 放射性废物的处理和最终处置放射性废物的处理和最终处置——含高、中、低水平含高、中、低水平 放射性废物的处理（提取、分离、固化）及地质层放射性废物的处理（提取、分离、固化）及地质层 埋藏处置埋藏处置 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 ƒ 45 吨 高放射性废液及 ƒ 150 吨 中等放射性废液和 ƒ 2000 吨 低放射性废液 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™实际上， ƒ 英国和法国长期以来一直利用国际 协议 离婚协议模板下载合伙人协议 下载渠道分销协议免费下载敬业协议下载授课协议下载 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。 ƒ 日本也同样如此。 ƒ 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 ™乏燃料加工处理代价非常昂贵 ™按西方 标准 excel标准偏差excel标准偏差函数exl标准差函数国标检验抽样标准表免费下载红头文件格式标准下载 ƒ 建一座年加工1000吨的工厂需投资3.5亿美 元，同时 ƒ 还要建一个放射性废液库储存高、中低放 射性废液，其规模要按每加工处理 1 吨 乏 燃料产生 2200 吨放射性废液计算而定，建 库投资达 15 亿美元，还不包含运行费用。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™也就是说， ™一个年处理 1000吨 乏燃料的工厂， ™每年要产生 220万吨 放射性废物， ƒ 包括 7500吨 玻璃化高放射性废物， ƒ 为存放这些固体废物还要建一个超过10亿 美元的永久地下储库。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™乏燃料即便是不经加工处理而采取暂时地上暂时地上 ““干储干储””，代价也不菲，不含运输费和运行费 约为8500美元/吨。 ™2000年，乌方与法国核能公司签署了按“交钥 匙”方式建设切尔诺贝利核电站乏燃料“干储” 库－2号的 合同 劳动合同范本免费下载装修合同范本免费下载租赁合同免费下载房屋买卖合同下载劳务合同范本下载 ，结果乌方白花了9000万欧元 建库，建起来的库成了摆设，无法接纳该站 的乏燃料，如今法方又要求追加1亿欧元进行 改建。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™放射性废物的处理和最终处置 ™™放射性废物的处理放射性废物的处理 ƒ 从“分离嬗变”过程后的高放射性废液中提取 90Sr、137Cs等中长寿命核素（又称高释热核 素）后将其转化为中、低放废液转化为中、低放废液； ƒ 如需要，继续提取裂变产物如95Zr、65Zn、 106Ru、稀土（RE）或镧系核素（Ln）等。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™至于核废液，现在的处理办法也十分有限。 据欧共体数据， ƒ 中等放射性废液用水泥固化处理，成本 1—2万欧元/立方米， ƒ 固化后掩埋处理还需要1—7万欧元/立方 米。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™放射性废物的最终处置 ƒ 最后对短寿命低中放废物短寿命低中放废物采用近地表处置—— 水泥或沥青固化后作浅地层埋藏处置（一般离 地面约30米）； ƒƒ 长寿命低中放废物长寿命低中放废物采用如水力压裂法等 ƒƒ 高放废物高放废物采用玻璃或陶瓷固化后深地层埋藏处 置（离地面约500－1000米的花岗石岩层内） ƒ 对高放废液高放废液也可直接进行玻璃或陶瓷固化后深 地层埋藏处置。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™我国的低放废物沥青固化、水泥固化技术和中放 废物深地层压裂技术均已开发成功并投入运行。 对长寿命强放射性的高放废物，正在进行深地层 埋藏的场址预选，并通过钻探取得了阶段性的成 果。与此同时，正在研发最终处理高放废物的先 进 方法 快递客服问题件处理详细方法山木方法pdf计算方法pdf华与华方法下载八字理论方法下载 —分离－嬗变法，并取得了具有国际先进 水平的成果。 ™有的国家采用“一次通过式”，即不进行后处理， 而是将乏燃料经中间贮存后，直接（或经切割 后）包装，埋藏在深地层最终处置。 Li S. J. 核燃料循环的后端 ™后处理战略的优点： ƒ 铀资源利用率提高，可以充分利用现有资源， 保障核电可持续发展； ƒ 使放射性废物减容，减少了高放废物处置量； 降低了处置成本并降低其毒性。 ™缺点 ƒ 费用可能较高； ƒ 可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。 Li S. J. 核燃料循环 ™™总的来说，核燃料循环包括：总的来说，核燃料循环包括： ™™铀的采矿铀的采矿→→加工提纯加工提纯（由矿石提取加工成氧化（由矿石提取加工成氧化 铀）→铀）→化学转化化学转化（将氧化铀转化成氟化铀）→（将氧化铀转化成氟化铀）→同同 位素浓缩位素浓缩（（235235UU的浓缩）→的浓缩）→燃料元件制造燃料元件制造（将浓（将浓 缩后的含较高含量的缩后的含较高含量的235235UU的铀原料做成的铀原料做成UOUO22陶瓷元陶瓷元 件）→件）→元件在反应堆中使用元件在反应堆中使用→→核燃料后处理核燃料后处理（即（即 乏燃料的处理）→乏燃料的处理）→核废物处理和处置核废物处理和处置等。等。 Li S. J. AD. ORIENT CycleAD. ORIENT Cycle--有用核素再利用循环有用核素再利用循环 ™ Advanced Optimization by Recycling Instructive Elements Cycle Li S. J. 核燃料循环 ™™另一种不常用的核燃料是另一种不常用的核燃料是钍钍，它来自自然，它来自自然 界的钍矿。界的钍矿。 ™™钍钍232232在反应堆中吸收中子后可转化为另在反应堆中吸收中子后可转化为另 外一种核燃料外一种核燃料铀铀233233。。 ™™因此，由因此，由铀铀233233和钍结合和钍结合使用也构成核燃使用也构成核燃 料循环。料循环。 Li S. J. ™后处理技术的发展趋势 Li S. J. 后处理技术的发展趋势 ™在后处理技术发展早期，干法流程一度被认为 优于水法流程，后来水法工艺PUREX流程成为 后处理技术的主流。 ™迄今，工业化后处理厂采用的都是水法技术。 ™水法后处理的主导工艺是Purex流程，这一流 程经过几十年的发展，并没有发生根本性的改 变，但一直在朝着更安全、经济的目标发展。 Li S. J. 后处理技术的发展趋势 ™干法工艺研究一直很活跃，特别是对于快堆乏 燃料的后处理，干法工艺是一种不可或缺的技 术路线。 ™从近期来说，技术上成熟的水法工艺PUREX 流程是主要的前进方向，干法被认为是辅助或 备用工艺。 ™从较长远发展看，对先进反应堆(液态金属快 堆、气冷堆、熔盐堆等等)乏燃料的处理，倾 向于干法后处理技术的利用。 Li S. J. 后处理技术的发展趋势 ™水法后处理工艺三步法示意： Li S. J. 后处理技术的发展趋势 Li S. J. 后处理技术的发展趋势 ™进一步开发水法后处理工艺所追求的几个 主要目标是： ƒ 尽量减少待处置废物总体积和活度； ƒ 回收长寿命的放射性核素供特殊的处置 或嬗变； ƒ 提高防扩散能力； ƒ 无盐流程开发和减少循环数。 Li S. J. 后处理技术的发展趋势 ™现有工艺的改进对工厂运行很重要。例如， ƒ 英国核燃料有限公司开发的轻水堆燃料和包壳通过电 解法直接溶解，为提高材料分离和纯化的效率正在进 行大量的工作。 ƒ 日本核循环开发研究所（JNC）正在研究增加一个结 晶阶段供钚分离之用。 ƒ 为了减少废物量，无盐试剂的使用已经得到广泛的研 究，例如法国原子能委员会(CEA)对高浓度硝酸溶液 催化调节脱硝作用的研究。在锕系元素分离工艺这个 领域，大部分工作目前正在进行。 Li S.J. Add your company slogan 核燃料循环概要 Contents 前言 前言 前言 前言 前言 前言 前言 前言 核燃料循环示意图 核燃料循环的前端 核燃料循环的前端 核燃料循环的前端 核燃料循环的前端 燃料元件的使用或燃烧 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环的后端 核燃料循环 AD. ORIENT Cycle-有用核素再利用循环 核燃料循环 后处理技术的发展趋势 后处理技术的发展趋势 后处理技术的发展趋势 后处理技术的发展趋势 后处理技术的发展趋势 后处理技术的发展趋势