核燃料循环论文

核燃料循环 论文 政研论文下载论文大学下载论文大学下载关于长拳的论文浙大论文封面下载 核燃料循环，也被称为核燃料链，指的是核燃料经过在使用过程中所经过的一系列不同的阶段。它主要包括前端步骤，其中有制造核燃料的过程、使用期间的各个步骤、以及后端步骤，其中有在核燃料使用完毕时或者核燃料再处理或者处理乏核燃料的过程。 核燃料循环有3种主要型式 1一次通过。使用过的燃料元件不进行后处理，而直接作为废物加以处置。 2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。 3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。 在核燃料循环中，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。 核燃料循环从开采铀资源开始。铀是普遍使用的核燃料。天 然铀中只含0.7%的U235，其余为U238。天然铀的这个浓度正好能使核反应堆实现自持核裂变链式反应，因而成为最早的核燃料，功率密度,一般要用U含量大于0.7%的浓缩铀。为了把天然铀中铀235的含量提高到3%,需要进行铀同位素分离即铀的浓缩。当前工业规模的铀的浓缩工厂以六氟化铀为供料，因此需要把前处理的产品八氧化三铀进行还原、氢氟化和氟化转变为六氟化铀，这就是铀的转化过程。在铀的浓缩工厂中，六氟化铀中的铀235含量被浓缩至3%左右。这样得到的六氟化铀须再经过一个转化过程变为二氧化铀，才能送至元件制造厂制成含铀235约3%的低浓铀燃料元件。为了制成核燃料，浓缩后的六氟化铀需要转化为二氧化铀(UO) 粉末，随后制成小颗粒。这些浓缩铀的小颗粒然2 后经过高温烧结，形成坚硬的陶瓷颗粒。这些柱形的小颗粒经过研磨，形成均匀的颗粒。根据反应堆核心的设计要求，这些小颗粒需要堆叠在耐腐蚀的金属合金管中。最后，将这些管道密封起来以保存燃料的颗粒。这些管道被称为燃料棒。制成的燃料棒放在专门的燃料箱中，以建造核反应堆的燃料核心。 核反应堆中取出的乏燃料包含有大量的可裂变物质(如铀-235、钚-239等)、增殖性物质(铀-238)以及其他放射性物质，包括放射性毒素。这也正是燃料需要移除的原因。裂 变性物质和增殖性物质可以通过化学方法从乏燃料中分离并提取出来。根据经济需要和实际情况，分离出来的铀和钚可以回收重新作为核燃料进行利用。刚从反应堆中卸出的乏燃料放射性太强，一般需要在冷却水池中存放3,5年，使放射性大大衰减之后，才送到后处理厂去处理。这个存放步骤称做中间储存。从后处理厂得到的含铀 235约0.85%的铀产品(称做堆后铀)，又须经过转化过程变为六氟化铀,并送至铀的浓缩工厂,浓缩到含铀235约3%，然后再转化为二氧化铀,以便制成燃料元件。从后处理厂得到的钚产品通常是二氧化钚，可储存起来以备将来利用;也可和二氧化铀一起制成混合氧化物燃料，返回压水堆使用，或作为快中子增殖堆的燃料使用。从后处理厂出来的放射性废物，均须经过妥善处理和处置，以确保在长期储存条件下也不转移到生物环境中。其中最重要的是占全部废物放射性约99%的高放废液的处理和处置。处理的方法是先将高放废液在不锈钢大罐中暂时储存一段时间,然后根据各国不同的要求,或将高放废液直接固化成为硼硅酸盐形态的玻璃块，或先将其中极长半衰期(如钚 239需几十万年才能衰变到无害水平)的 α放射性核素移除，加以利用，或单独处置，然后再固化成玻璃块。固化块经包装后一般要求在地面长期储存库储存数十年，待其发热量衰减到较低时，再送至最终处置库，在地下深层永久埋藏起来。 核燃料循环方式 钍循环 ]在快中子反应堆和热反应堆中的钍循环里，钍-232都会吸收一个中子变成钍-233。随后，钍-233通过β衰变迅速转变成镤-233，而镤-233经过半衰期27天的衰变转变成铀-233。由于铀-233可以作为核燃料，钍-232是一种增殖性材料。 核反应堆首先由铀-233或者其他裂变物质如铀-235或钚-239启动，随后创造了一个和铀钚增殖循环类似但是更有效 [21]的增值循环。在某些熔盐反应堆设计中，循环中产生的镤-233会被提取出来，经过放置让其衰变为铀-233，以防止其被中子照射后产生镤-234并衰变为铀-234。这样做是为了增加反应堆的增值比例。和快中子反应堆相比，熔盐反应堆的增值比例较低。 快堆铀-钚循环 从最大限度利用铀资源的角度来看，应发展快中子增殖堆。这种堆以钚239为燃料,并装载铀238,在堆中所装铀238转化成为钚239的量大于烧掉的钚239的量，将占天然铀99%以上的铀238也利用起来，进行铀-钚循环。铀-钚循环就是在快堆中将铀 238转化为钚239，并通过后处理把钚分离出来,作为快堆的燃料循环使用。在发展初期， 可用压水堆后处理得到的钚作为装料;发展到一定规模后，就可用快堆自己增殖的钚作为燃料。 开放核燃料循环 严格来说，开放核燃料循环并不是一个循环。这种情况下，核燃料仅仅使用一次，所得的乏燃料便被储存起来，而不经过进一步地处理。以下六个国家主要使用这种循环:美国、 [15]加拿大、瑞典、芬兰、西班牙和南非。某些国家，如瑞典和加拿大，设计了仓库对乏燃料进行储存，以备将来在需要的时候可以重新利用，而其他国家 计划 项目进度计划表范例计划下载计划下载计划下载课程教学计划下载 将乏燃料永久的深埋在地质处置库中。例如美国就有丝兰山核废料处置库对核废料进行储存。 钍-铀循环 指在热中子堆中把钍232转化为另外一种核燃料铀233，通过后处理把铀233分离出来返回堆中循环使用。适于采用这种核燃料循环的堆型是高温气冷堆，其科研开发工作现已接近商业化阶段。在重水堆甚至轻水堆中，也可采用这种燃料循环方式，科研工作尚处于开始阶段。 次要锕系元素循环 除了利用钚燃料以外，也可以使用次锕系元素来作为临界核 [16]反应堆的燃料。实验已经证明镅可以作为核燃料。 一些反应堆的设计已经采用这种非常不同的燃料循环了，比如整体式快速反应堆。从原理上说，这种设计可以通过任何一种锕系元素的裂变中获得能量。经过仔细设计，燃料中所有的超铀元素都可以被利用，余下的仅仅是半衰期比较短的较轻的元素。然而这些设计仅仅有原型 方案 气瓶 现场处置方案 .pdf气瓶 现场处置方案 .doc见习基地管理方案.doc关于群访事件的化解方案建筑工地扬尘治理专项方案下载 ，在真正的大规模核反应堆中还从未采用过这些设计。第一个采用这种能消耗所有锕系元素的反应堆最早也要到2015年才能完商业部署。由于这种技术会形成具有中子辐射的化合物，使用这些技术的核反应堆很有可能需要通过先进的遥控技术进行再处理。例如，锔在中子照射下会形成非常非常重的锕系元素锎和镄，这两种元素会自发裂变。因此，若不采用遥控手段，对包含锔的乏燃料进行中子辐射会对循环后处理的人员有极大的威胁。这是这种核燃料循环的缺点之一，但是另一方面，这也使得核原料难以被盗窃或者分散，有助于防止核扩散。 由于很多锕系元素的中子反应截面随着中子能量的增加而减小，但是裂变与中子俘获的比例又随着中子能量的增加而增加。因此只要中子能量足够高，就可以击碎原子核而不产生更重的元素，直接发生裂变。这将使得对乏燃料中的锕系元素后处理更加容易。 在核燃料循环过程中，只有通过核燃料的闭式循环，才能提高铀资源的利用率，减少高放废物体积。这其中快堆和后处理两个环节最为关键。快堆可以利用其中子能谱比较硬的特点，将铀238转换成钚239，同时将长寿命次量锕系元素进行嬗变。后处理可以将乏燃料中的铀、钚、次量锕系元素和裂变产物分开，从而加以分别利用和处置。目前，国际上主要核能国家(如法、英、俄、日、印、中)均选择核燃料闭式循环的技术路线。热堆核电站乏燃料经后处理提取的铀和钚，如果返回热堆中循环使用，则铀资源的利用率仅能比原有利用率有少许提高，核废物的体积和毒性分别降低约4倍;如果在快堆中多次循环使用，则铀资源利用率总体可提高至60%，核废物的体积和毒性可降低1—2个数量级。这意味着，采用快堆技术及其相应的先进核燃料闭式循环，可以使地球上低开采成本的铀资源利用几千年，并有利于实现废物最少化和废物安全地质处置。由此可见，热堆闭式循环还不足以实现核裂变能可持续发展，只有通过快堆及其燃料闭式循环(或快堆核能系统)才能实现核裂变能可持续发展。