《GBT 4960.3-2010核科学技术术语 第3部分：核燃料与核燃料循环》专题研究报告

《GB/T4960.3-2010核科学技术术语

第3部分：核燃料与核燃料循环》专题研究报告目录从铀矿勘探到乏燃料后处理:全景解码核燃料循环的术语体系与战略价值反应堆内的“凤凰涅槃

”:核燃料燃烧、辐照行为及其产物术语的微观世界与宏观影响安全与防护的“术语盾牌

”:放射性废物分类、处理与处置术语体系构建的安全哲学保障核能的“血液

”供应:铀资源、转化与浓缩术语所揭示的核燃料供应链稳定性挑战从实验室到反应堆:核燃料研发、测试与辐照考验术语所预示的创新方向与技术前沿核燃料“身份证

”深度剖析:铀化合物、二氧化铀芯块与燃料组件制造关键术语的技术内涵核燃料循环“

闭合

”之谜:后处理、

回收与再循环术语如何塑造核能的可持续发展未来材料性能的“度量衡

”:核燃料与包壳材料物理、化学及辐照性能术语的精确界定与应用质量控制的“标尺

”:核燃料制造、检验与服役期间质量相关术语的标准化实践与要求构建行业对话的“通用语

”:GB/T4960.3-2010术语标准对我国核工业协同发展与国际化接轨的深远意铀矿勘探到乏燃料后处理：全景解码核燃料循环的术语体系与战略价值核燃料循环“前端”：资源获取、转化与浓缩的术语基石本部分聚焦从铀矿地质勘探、开采、冶炼（水冶）到化学转化生成六氟化铀（UF6），进而通过气体扩散法或离心法进行铀浓缩的完整前端流程。标准中“铀矿石”、“黄饼”、“转化”、“分离功”等术语，精确定义了各环节的技术节点与产物特征，是理解核燃料供应链起点的关键。这些术语构成了核材料管控与贸易的基础语言，其定义的统一性是保障核材料平衡、防止核扩散的前提，直接关系到国家核能资源的自主保障能力。核燃料元件“制造链”：粉末冶金到组件装配的术语精要本环节涵盖了将浓缩后的UF6还原转化为二氧化铀（UO2）粉末，经压制、烧结成型为燃料芯块，装入包壳管制成燃料棒，再组装成燃料组件的全过程。标准对“燃料芯块”、“包壳”、“燃料棒”、“定位格架”、“燃料组件”等术语的界定，清晰勾勒出核燃料实体产品的制造工艺链。这些术语是核燃料设计与制造质量控制的核心，其精确性直接影响到反应堆运行的安全性与经济性，是连接燃料设计与堆芯工程的桥梁。核燃料在反应堆内经历中子辐照，发生裂变并释放能量，其物理、化学形态及性能发生复杂变化。标准中的“燃耗”、“裂变产物”、“辐照肿胀”、“裂变气体释放”等术语，科学描述了这一动态过程。准确理解这些术语，是评估燃料性能、预测其行为、优化堆芯管理及制定换料策略的基础，对于提升反应堆运行效率和确保安全至关重要。01反应堆内“服役期”：核燃料辐照、燃烧与性能演化的术语描述02核燃料循环“后端”：卸料、后处理与废物管理的术语框架1反应堆卸出的乏燃料，其处理方式决定了核燃料循环是“一次通过”还是“闭合循环”。标准中的“乏燃料”、“后处理”、“铀钚共萃取（PUREX流程）”、“高放废物”、“地质处置”等术语，构建了后端管理的概念体系。这些术语定义了放射性物料的管理路径、关键技术和最终归宿，是核能可持续发展讨论中涉及环境、安全、经济与政策的核心词汇，其标准化有助于形成清晰、理性的公共讨论与技术决策。2核燃料循环“总体观”：开式与闭式循环术语体系的战略分野1“一次通过式循环”与“闭合循环（再循环）”是核燃料循环的两种基本战略模式，相关术语体系体现了不同的技术路线、资源利用理念和废物管理哲学。标准通过对比两套术语，揭示了核能发展中资源利用最大化与废物最小化之间的平衡考量。对这一术语分野的深刻理解，有助于从国家战略层面审视核能长远发展路径，权衡技术可行性、经济成本、防扩散与环境保护等多重目标。2核燃料“身份证”深度剖析：铀化合物、二氧化铀芯块与燃料组件制造关键术语的技术内涵铀化合物的“家族谱系”：从天然铀到钚的化学形态术语辨析核燃料不仅指金属铀或二氧化铀，还涉及一系列铀及超铀元素的化合物。标准系统定义了“六氟化铀（UF6）”、“四氟化铀（UF4）”、“二氧化铀（UO2）”、“混合氧化物燃料（MOX燃料）”等关键化合物术语。UF6是铀浓缩的适宜形态；UF4是制备金属铀的中间体；UO2是当前主流商用堆的燃料形式；MOX燃料则体现了钚的再利用。这些术语是核燃料化学领域的基石，明确其物理化学特性是进行工艺设计和安全分析的前提。燃料芯块的“微观世界”：粉末特性、烧结致密化与微观结构术语解读1二氧化铀燃料芯块的性能始于粉末。标准中涉及的“比表面积”、“振实密度”、“烧结密度”、“晶粒度”等术语，精确描述了从粉末到致密芯块的转变过程及最终产品的微观质量指标。这些术语直接关联芯块的导热性能、机械强度以及在辐照下的行为。例如，合适的孔隙率可容纳部分裂变气体，缓解内压。对这些制造工艺术语的标准化，是保证燃料产品批次一致性和可靠性的基础。2包壳与组件的“结构密码”：材料、工艺与功能一体化术语解析1燃料包壳是防止放射性裂变产物释放的第一道屏障。标准对“锆合金包壳”、“芯块-包壳相互作用（PCI）”、“燃料组件骨架”、“导向管”等术语的定义，突出了结构完整性与功能一体化的要求。锆合金因其低中子吸收截面和良好耐腐蚀性被广泛使用；PCI是燃料设计需抑制的关键现象；组件骨架则为燃料棒提供支撑、定位和冷却剂流道。这些术语共同构成了核燃料组件作为复杂工程产品的技术规范核心。2反应堆内的“凤凰涅槃”：核燃料燃烧、辐照行为及其产物术语的微观世界与宏观影响“燃耗”的深度与广度：衡量核燃料“奉献”程度的标尺及其多维术语1“燃耗”是核燃料利用效率的核心指标，标准中可能涉及“比燃耗（MWd/tU）”、“卸料燃耗”等术语。它量化了单位质量核燃料所释放的能量。高燃耗是提高经济性的关键，但同时也对燃料性能提出了更严峻的挑战。深度理解燃耗及相关术语，如“燃耗信任制”，是优化燃料管理、延长换料周期、降低发电成本的技术基础，也关系到乏燃料的放射性特性与后处理策略。2裂变产物的“诞生与归宿”：从气态到固态产物的分类、行为与影响术语核裂变瞬间产生上百种放射性同位素，统称裂变产物。标准按物理化学形态，定义了“裂变气体”（如氪、氙）、“挥发性裂变产物”（如碘、铯）、“固态裂变产物”等术语。裂变气体在晶格中形成气泡，可能释放到芯块-包壳间隙，增加内压；碘可能引发包壳应力腐蚀开裂。对这些产物行为的术语化描述，是分析燃料元件性能劣化机制、评估事故下源项大小的关键。12辐照损伤的“痕迹”：肿胀、蠕变与微观结构演化术语揭示的燃料寿命密码在高通量中子辐照下，燃料和包壳材料会发生原子离位，产生缺陷，导致宏观性能变化。标准中的“辐照肿胀”、“辐照蠕变”、“辐照生长”等术语描述了这些效应。肿胀源于裂变气体聚集和固体裂变产物体积增大；蠕变是在应力和辐照共同下的缓慢变形。准确界定这些术语，是建立材料性能模型、预测燃料元件在堆内尺寸稳定性、力学完整性从而确定其安全运行限值的科学依据。核燃料循环“闭合”之谜：后处理、回收与再循环术语如何塑造核能的可持续发展未来PUREX流程的“化学魔术”：萃取、分离与纯化关键步骤的术语分解1“后处理”是通过化学方法从乏燃料中回收铀和钚的核心环节，标准中的“PUREX流程”、“萃取器”、“共去污循环”、“铀钚分离循环”等术语构成了其技术图谱。流程利用磷酸三丁酯（TBP）萃取剂，在硝酸介质中选择性萃取铀、钚，实现与裂变产物的分离及彼此的分离。这些术语精确描述了化学工程的单元操作与分离序列，是理解后处理厂设计、运行与核材料衡算的基础。2MOX燃料的“重生之路”：从钚产品到新燃料组件的术语链条1“混合氧化物燃料（MOX燃料）”是实现钚在热堆中再循环的关键载体。标准涉及“钚二氧化物”、“粉末混合”、“共研磨”、“MOX燃料芯块/组件”等术语。将回收的钚氧化物与贫化铀或天然铀氧化物混合，经与UO2燃料类似的工艺制成新燃料。这一术语链条体现了“变废为宝”的技术路径，但MOX燃料的热物理性能、辐照行为有其特点，相关术语是进行特殊设计与安全评审的前提。2高放废液的“固化与封印”：玻璃固化体及其地质处置的终极安全术语1后处理产生的高放射性废液需要转化为稳定固体形式。标准中的“高放废液”、“玻璃固化”、“玻璃固化体”、“地质处置库”等术语，描述了废物的终极处理路径。玻璃固化将放射性核素牢固地锁定在玻璃网络结构中；地质处置则是将固化体置于深部稳定的地质层中，利用多重工程和天然屏障实现长期隔离。这些术语承载着核能废物安全管理的终极解决方案理念，其明确与普及关乎公众接受度。2安全与防护的“术语盾牌”：放射性废物分类、处理与处置术语体系构建的安全哲学废物分类的“清晰边界”：按活度、半衰期与形态划分的术语逻辑科学分类是有效管理的基础。标准依据放射性活度水平、半衰期长短、物理形态（气、液、固）等，定义了“高放废物”、“中放废物”、“低放废物”、“极低放废物”、“长寿命废物”、“短寿命废物”等术语。这种多维度分类体系并非随意划分，而是直接关联后续的处理工艺、包装要求、暂存时间以及最终处置方案的选择，体现了分级管理、优化资源配置的安全与经济原则。处理与整备的“屏障构建”：浓缩、固化、固定与包装术语的纵深防御内涵1废物的处理与整备旨在减容、稳定化和安全包装。标准中的“蒸发浓缩”、“水泥固化”、“沥青固化”、“超级压缩”、“高整体性容器（HIC）”等术语，代表了不同的工艺技术。例如，水泥固化将废物包容在水泥基质中，兼具化学稳定性和机械强度；HIC则为废物包提供长期稳定的密封。这些术语共同构成了废物处置前的一道道人工工程屏障，是多重屏障安全理念的具体技术体现。2处置方案的“时空尺度”：近地表处置与地质处置的术语分野与安全考量废物的最终处置方案取决于其危害程度和寿命。标准区分了“近地表处置”和“地质处置”等术语。近地表处置适用于低中放短寿命废物，设施位于地表或浅层；地质处置则针对高放废物和长寿命废物，需选址于数百米深的地质稳定层中。这两种处置路径的术语，反映了基于风险和时间跨度的差异化安全策略，其选择涉及复杂的地质学、工程学、安全评估和社会决策。材料性能的“度量衡”：核燃料与包壳材料物理、化学及辐照性能术语的精确界定与应用热物理性能的“传导密码”：热导率、热膨胀与熔点术语对堆芯热工安全的核心作用01核燃料在堆内处于极端高温和高热流密度环境下，其热物理性能至关重要。标准中“热导率”、“热膨胀系数”、“熔点”等术语是关键指标。UO2的热导率较低且随温度升高而下降，这限制了中心温度；热膨胀影响芯块与包壳的间隙尺寸。包壳材料的热性能同样重要。这些术语的精确测量与定义，是进行堆芯热工水力设计、计算燃料温度场、防止燃料熔化的基础数据。02化学与腐蚀行为的“界面法则”：氧化、氢化与水侧腐蚀术语预示的材料寿命在高温水或蒸汽环境中，燃料包壳材料的腐蚀行为决定其使用寿命。标准涉及的“氧化”、“氢化”、“均匀腐蚀”、“疖状腐蚀”等术语描述了主要失效模式。锆合金氧化生成氧化膜，但过度氧化和吸氢会导致脆化；某些条件下可能发生局部疖状腐蚀。对这些化学交互作用术语的标准化，是评价材料相容性、制定水质化学控制规范、预测包壳破损率及换料周期的科学依据。力学与辐照性能的“强度演变”：蠕变强度、疲劳与脆化术语下的结构完整性挑战01燃料组件在堆内承受机械载荷、热应力、水流冲击以及辐照损伤。标准中的“屈服强度”、“抗拉强度”、“蠕变强度”、“疲劳”、“辐照脆化”等术语，全面描述了其力学性能的演变。辐照导致材料强度升高但塑性下降（脆化），蠕变则影响组件的尺寸稳定性。这些术语是进行燃料组件结构力学分析、评估其在事故工况（如失水事故）下能否保持完整性的核心输入参数。02保障核能的“血液”供应：铀资源、转化与浓缩术语所揭示的核燃料供应链稳定性挑战铀资源评估的“语言基石”：储量、资源量与成本分类术语的地缘政治意涵“铀资源”是核能发展的物质基础。标准可能涉及“可靠资源”、“推测资源”、“成本类别”等源自国际组织的通用分类术语。这些术语不仅具有地质经济意义，更与国家的资源保障战略紧密相连。清晰统一的资源评估术语，是全球铀市场交易、国家长期核能规划以及国际核燃料供应安全保障机制（如IAEA的“铀银行”）得以建立和运行的先决条件，背后牵动着复杂的地缘政治关系。铀浓缩的“分离艺术”：分离功、丰度与尾料丰度术语背后的技术与经济平衡铀浓缩是核燃料前端的技术核心与资本密集环节。标准中的“分离功（SWU）”、“浓缩铀丰度”、“尾料丰度”等是核心经济与技术参数。分离功是衡量分离能力的单位；选择合适的尾料丰度（即贫化铀的U-235含量）是优化运行经济性的关键。这些术语构成了浓缩服务贸易、成本计算和技术竞争（如离心法与激光法）的基础语言，其波动直接影响核燃料成本。供应链“韧性”的术语映射：战略库存、二次资源与多元化供应渠道的词汇表达1为确保核燃料供应不受地缘政治或市场剧烈波动影响，“供应链韧性”成为关键概念。与此相关的术语包括“铀战略库存”、“二次铀资源”（如乏燃料中回收铀、武器级高浓铀稀释料）、“供应渠道多元化”等。这些术语反映了从被动依赖市场到主动构建安全供应体系的战略思维转变。其标准化和广泛认知，有助于推动建立国家乃至区域层面的核燃料供应保障政策与协调机制。2质量控制的“标尺”：核燃料制造、检验与服役期间质量相关术语的标准化实践与要求制造过程的“规范语言”：技术条件、工艺规程与批记录术语的追溯性要求01核燃料制造是高度精密和严格受控的过程。标准中或关联的“技术条件”、“工艺规程”、“批生产记录”、“可追溯性”等术语，构成了质量保证体系的基础。技术条件明确了产品必须满足的要求；工艺规程规定了每一步骤的操作参数；批记录实现了全流程信息可追溯。这些术语的严格执行，确保任何偏离都能被及时发现和纠正，是产品一致性和可靠性的制度保障。02检验与试验的“判定准则”：无损检测、破坏性检验与验收标准术语的客观依据从粉末到组件的每个环节都需经过严格检验。标准涉及的“无损检测（NDT）”（如超声检测、涡流检测）、“破坏性检验”（如金相分析、力学性能测试）、“抽样方案”、“验收标准”等术语至关重要。它们定义了检验方法、样本选择和合格与否的客观判据。统一的术语避免了检验结果的歧义，是供需双方进行合格判定、处理质量争议的共同技术语言，也是核安全监管的重要抓手。服役性能的“监测词汇”：在役检查、破损探测与性能数据库术语的反馈价值01燃料在反应堆内运行期间，其状态需通过“在役检查”和“破损探测”进行监测。相关术语包括“啜漏试验”、“裂变产物监测”、“燃料可视化检查”等。发现的任何异常，如燃料棒破损，需用标准术语准确记录和报告。这些数据汇入“燃料性能数据库”，为改进燃料设计、优化运行策略和修订制造标准提供宝贵的反馈信息，形成质量持续改进的闭环。02从实验室到反应堆：核燃料研发、测试与辐照考验术语所预示的创新方向与技术前沿新型燃料体系的“概念集群”：事故容错燃料、环形燃料与弥散体燃料的术语探索1为追求更高安全性和经济性，新型燃料研发方兴未艾。标准虽基于当时技术，但相关术语体系为描述新型燃料提供了框架，如“事故容错燃料（ATF）”、“环形燃料”、“弥散体燃料”。ATF旨在提升在严重事故下的表现；环形燃料可降低中心温度；弥散体燃料将裂变物质弥散在惰性基体中。这些新兴术语代表了燃料研发的前沿方向，其定义的逐步标准化将推动技术走向成熟和应用。2测试与表征技术的“精密词汇”：热室操作、Post-IrradiationExamination术语的微观洞察01辐照后检验是研发的关键环节。标准中的“热室”、“辐照后检验（PIE）”、“微观结构分析”、“裂变气体收集与分析”等术语，描述了在强放射性环境下对辐照燃料进行精细解剖和诊断的技术。通过PIE，可以直观验证燃料在辐照下的实际行为是否与设计预测相符。这些术语代表着连接辐照实验与实际性能认知的桥梁，是燃料设计验证与模型修正不可或缺的手段。02研发平台的“设施术语”：研究堆、材料试验堆与辐照考验回路的功能定位01燃料研发离不开专用的irradiation平台。标准可能涉及“材料试验堆（MTR）”、“辐照考验回路”、“辐照罐”等设施术语。MTR提供高通量中子辐照环境；考验回路可模拟压水堆、沸水堆