核燃料循环(秋).ppt

1、1,反应堆材料与核燃料循环,秋穗正,2,经过约50多年的研究与开发，迄今获得成功的或仍在继续发展的堆型不过十几种。 发电动力堆集中于压水堆、沸水堆、CANDU堆、高温气冷堆、快中子增殖堆等少数几个堆型。 各种堆型最基本的区别在于中子能量： 热中子堆： 优点：可能使用天然铀作燃料；使用富集铀可降低临界质量；易于控制；设计和选材自由度大 缺点：不能增殖；燃料转换比和铀238利用率低 快中子堆 优点：无慢化剂，中子吸收损失小；可增殖；能更有效的利用工业钚，销毁军用钚；反射性废物处理 缺点：燃料富集度很高；临界质量较大；堆芯体积小，热流密度高；冷却剂材料的选取（纳，铅，氦）；控制复杂 中能中子堆：裂变

2、反应主要由能量为1 eV10 keV的中能中子引起。在用铀233为裂变燃料的情况下，有可能在欠慢化的轻水堆中达到1.011.02的微小增值比，实现以钍代铀,3,核燃料 燃料组(元)件的非燃料构件：包壳管，定位格架，控制棒导向管，中子测量管，上下管座等 慢化剂：快堆无 冷却剂 发射层或外围再生区 控制棒组件及其驱动机构：可染毒物组件，中子源组件，阻力塞组件等 压力容器及堆内构件 中子通量和其它参量的测量仪器 热屏蔽和辐射屏蔽,反应堆的构成,4,固体核燃料 1 良好的辐照稳定性 2 良好的热物理性能：熔点高，热导率高 3 良好的力学性能 4 化学稳定性 5 易于加工，成本低 6 后处理成本低 没有

3、一种材料满足上述所有要求。 目前的核燃料：金属型(合金)，陶瓷型(氧化物，碳化物)，弥散体型(金属陶瓷),对反应堆各部分材料的要求,5,1良好的核性能：中子吸收小 2 良好的力学性能 3 裂变产物的化学稳定型，化学腐蚀的稳定性 4 良好的耐中子辐照性能 5 热导率高，热膨胀小，熔点高 6 易加工，焊接性能好。 中子吸收少熔点高：铝、铍、镁、锆 铝:蠕变强度低，耐高温腐蚀差 铍:化学性能差，剧毒 镁：石墨气冷堆燃料包壳材料 锆：锆2 、锆4合金 广泛应用,包壳材料、燃料组件构件和其它堆内材料,6,1 良好的常温和高温力学性能：韧性、强度 2 良好的加工和焊接性能 3 良好的抗中子辐照脆化性能,压

4、力容器,慢化剂和反射层材料,热中子吸收截面小，散射截面大 原子密度锆 与冷却剂相容 良好的热稳定性和辐照稳定性 良好的传热性能 对固体慢化剂要求强度高 容易制造加工,液态：谁，重水，碳氢化合物，液态金属，氟化物， 气体：空气，氦气，二氧化碳，水蒸气,7,1 吸收中子能量强 2 熔点高和具有适当的力学强度 3 同冷却剂相容性好 4 具有良好的热稳定性和辐照稳定性 5 良好的热导率 6 易于制造成本低廉,控制材料,硼，镉，铪等材料,8,1 密度大，能有效吸收一次和二次伽马射线， 2 含有足够多的氢元素，能有效地慢化热中子 3 铀足够的力学强度，机械稳定性热稳定性和化学稳定性 4 价格低廉，易于加工

5、建造 铁，水，混凝土等,屏蔽材料,9,几种通常型反应堆的构成,10,核燃料的增殖： C=1时，天然铀中的铀238理论上可以全部转变为钚239，比单烧铀235扩大裂变能量资源一百倍以上，很难实现。 C=1时，经过无数次循环，理论上被利用的转换原料对于初始投料之比为C/(1-C).,核燃料的转换与增殖,核燃料的转换： 以铀235为裂变燃料的天然铀或低富集铀反应堆中，存在大量的铀238，铀238俘获中子后，经过两次 衰变，生成新的裂变燃料钚239，这种过程称为核燃料的转换，铀238称为转换原料，每消耗一个易裂变核素(铀235)所生成的易裂变核素(钚239)的数目，称为转换比C，C=1时称为增殖比,C

6、-1称为增殖增益，把增殖堆生产出来足以启动另一座同样反应堆的投料量所需时间定义为燃料倍增时间。,11,对低富集度压水堆而言，铀钚复用模式可将铀资源的利用率从不到0.6提高到近1，效益十分可观。,几种堆型的铀资源利用率,12,在天然铀或低富集铀反应堆内生成的钚239钚241，等于裂变燃料的增量。它们增加了燃耗深度，提高了核燃料的利用率。 在轻水堆中，运行周期内生成的钚大致有50以上发生裂变，所贡献的裂变能量约占总量的1/3。剩余的钚可从乏燃料中回收。 大亚湾电厂压水堆的平均卸料燃耗深度为33000MWd/tU，相当于4U，明显超过初装料的铀235含量，就是由于一部分钚的贡献所致。但相对于铀235

7、和铀238的总量来说，铀资源利用率还是很低的。 回收的钚既可以用于快中子堆，也可以用于热中子堆。但钚240在超热能区存在强烈共振俘获峰，对热中子堆内的中子平衡十分不利。1kg钚在快堆中的使用价值至少是热堆中的1.4倍。此外，铀238在快堆中也有15%以上的贡献，而在热堆中只有很微小的快中子裂变效应。 所以，在一定条件下，把当前核电厂中产出的钚储存起来，留待将来快中子堆技术成熟是应用于快堆，最为有利。对于缺乏铀资源的国家来说，在热堆中复用铀和钚，只能减少天然铀进口量，只有加快发展快堆，才能最终摆脱对外来铀供应的依赖。,钚燃料的利用,13,地壳中的钍含量为铀的3倍，但探明可用的钍资源仅相当于铀的1

8、/3。 钍本身不是列便能物质，经中子辐照转变为铀233后才能成为裂变材料。因此，钍必须于裂变材料（铀235、钚239）合用才能实现核燃料的转换。 几乎所有的热堆都研究过采用钍铀循环，研究的最多的是高温气冷堆，但它不能实现裂变燃料的增殖。就增殖性能而言，不论是热堆还是快堆，采用钍-铀循环都远比不上快堆铀-钚循环。 钍-铀循环的乏燃料具有很强的伽马辐射，给后处理和燃料元件的再制造带来很大困难。其它的一些技术工艺也不太成熟，目前世界范围内铀供应充裕，核能增长缓慢，钍铀循环的开发研究只在印度和加拿大小规模的进行。,钍燃料的利用,14,反应堆的燃料装载量远远超过临界质量。装载燃料的富集度取决于堆型和燃耗

9、深度。决定燃耗深度的主要因素是反应性损失和材料的辐照损伤。 加深燃耗可以降低换料频率，节省燃料组(元)件的制造费用和乏燃料的后处理费用，降低发电成本。因此，无论哪种堆型的设计，都很注意再燃料组件元件的设计、制造、实验、运行和辐照性能研究各方面下功夫以提高燃耗深度。 反应堆的年换料量与燃耗成反比,反应堆的初装料和换料需要量,15,重水堆的初装燃料需要量最小，天然铀石墨气冷堆的燃料需要量最大。 高温气冷堆和钠冷快堆极低的燃料需要量是由于其燃料转换比(增殖比)高已以及生成裂变燃料的复用。,几种动力堆型的燃料需要量,16,生产富集铀的必要性和重要性. 把一定量的铀富集到一定的铀235丰度所需投入的工作

10、量叫做分离功，表达为千克分离功单位、多少吨分离功单位和多少百万分离功单位。 F、P、W分别分别代表产品、供料和尾料的质量，S代表分离功，则，供料比F/P和生产单位产品所需分离功S/P都是产品、供料和尾料的铀235富集度的函数，如右图所示。,富集铀的生产,17,世界上主要的分离功供应能力,18,气体扩散法 离心机法 分离喷嘴法,生产富集铀的几种主要方法,三种工业用的铀同位素分离方法示意图,19,富料流,气体扩散法,贫料流,20,离心机法,分离喷嘴法,21,三种方法的经济性比较,22,单个分离单元的分离效果很小，要把天然铀中仅占0.71的铀235富集到390的各种富集度，必须把很多分离单元(分离级)互相联接起来，形成级联装置。 把每一级的贫料返回前面的分离级中再加以处理，形成与不断富集的主料流反向流动的贫料流，称为逆流循环机联。 理想机联的各级流量是连续变化的，在供料点处最大，向产品端和尾料端逐渐减小，形成锥形级联，如右图虚线所示。 通常采用有限几种型号的的机器，按流量