《核燃料循环》PPT课件.ppt

1、第八章 核燃料循环,杨金玲,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235U、239Pu和233U，241Pu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(f

2、ertile material)。主要的可转换核素有238U和232Th，240Pu和234U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(238U占99.274%)和天然钍(232Th)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,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

3、应堆。生产堆主要用于生产易裂变材料239Pu和/或产氚3H。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

4、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。,第五章 核素图和同位素手册

5、,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）。,第八章 核燃料循环,第八章 核燃料循环,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

6、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235U、239

7、Pu和238U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。,第八章 核燃料循环,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235U作为易裂变燃料、以238U作为转换原料、生成239Pu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238U作为转换原料、生成239Pu的燃料循环。 快中子增殖堆铀-钚循环 快堆以239Pu为燃料，并装载占天然铀99%以上的238U，在堆中238U转化成为239Pu的量大于烧掉的239P

8、u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。,第八章 核燃料循环,钍-铀循环方式： 以235U（或233U）作为易裂变燃料、以232Th作为转换原料、生成233U的燃料循环，称为钍-铀循环。在热中子堆中把232Th转化为另外一种核燃料233U，通过后处理把233U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。,第八章 核燃料循环,第八章 核燃料循环,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）。,第五章 核素图和同位素手册,第五章 核素图和同位素手册,第五章 核素图和同位素手册,图2 辐照235U靶溶液的谱图,第五章 核素图和同位素手册,图3 HPGe谱仪60Co能谱图