核燃料循環(huán)

2017/12/14 15:50:02

核燃料進(jìn)入反應(yīng)堆前的制備和在反應(yīng)堆中燃燒后的處理的整個過程。這個名稱反映了核燃料在反應(yīng)堆中只能燒到一定程度就必須卸出并換上新燃料這個特點。乏燃料（即燒過的燃料）中的鈾和钚可以分離出來并返回反應(yīng)堆，作為燃料循環(huán)使用，形成核燃料的循環(huán)。
核燃料進(jìn)入反應(yīng)堆前的制備和在反應(yīng)堆中燃燒后的處理的整個過程。這個名稱反映了核燃料在反應(yīng)堆中只能燒到一定程度就必須卸出并換上新燃料這個特點。乏燃料（即燒過的燃料）中的鈾和钚可以分離出來并返回反應(yīng)堆，作為燃料循環(huán)使用，形成核燃料的循環(huán)。
簡介
核燃料循環(huán)（nuclear fuel cycle），為核動力反應(yīng)堆供應(yīng)燃料和其后的所處理和處置過程的各個階段。它包括鈾的采礦，加工提純，化學(xué)轉(zhuǎn)化，同位素濃縮，燃料元件制造，元件在反應(yīng)堆中使用，核燃料后處理，廢物處理和處置等。核燃料循環(huán)有3種主要型式：①一次通過。使用過的燃料元件不進(jìn)行后處理，而直接作為廢物加以處置。②熱中子堆中再循環(huán)。使用過的燃料元件經(jīng)后處理回收其中未用完的鈾和新產(chǎn)生的钚，返回重新制造元件，循環(huán)使用。③快中子增殖堆中再循環(huán)。快中子增殖堆燃料由钚和貧化鈾構(gòu)成。使用過后，經(jīng)后處理回收其中鈾和钚，返回循環(huán)使用。在這種反應(yīng)堆中由鈾238吸收中子生成的钚比由于裂變而消耗掉的钚還要多，因此可以實現(xiàn)核燃料（钚）的增殖。
核燃料循環(huán)
另一種不常用的核燃料是釷，它來自自然界的釷礦。釷232在反應(yīng)堆中吸收中子后可轉(zhuǎn)化為另外一種核燃料鈾233。因此，由鈾233和釷結(jié)合使用也構(gòu)成核燃料循環(huán)。
核燃料循環(huán)
核燃料循環(huán)
核燃料循環(huán)以反應(yīng)堆為中心，劃分為堆前部分（前段）和堆后部分（后段）。前段指核燃料在入堆前的制備，包括鈾礦的開采、鈾礦石的加工精制（即前處理）、鈾的轉(zhuǎn)化、鈾的濃縮和燃料元件制造等過程。后段指從反應(yīng)堆卸出的乏燃料的處理，包括乏燃料的中間儲存，乏燃料中鈾、钚和裂變產(chǎn)物的分離（即核燃料后處理），以及放射性廢物處理和放射性廢物最終處置等過程。附圖表示壓水堆電站的核燃料循環(huán),其中略去三廢處理中氣體、固體和中低放廢液的處理和處置。
前段
核燃料循環(huán)從開采鈾資源開始。開采出來的鈾礦石經(jīng)過精選，送到前處理廠制成八氧化三鈾。壓水堆核電站以含鈾235約3%的低濃鈾作為燃料，但天然鈾的鈾235含量只有0.720%。為了把天然鈾中鈾

235的含量提高到3%,需要進(jìn)行鈾同位素分離即鈾的濃縮。當(dāng)前工業(yè)規(guī)模的鈾的濃縮工廠以六氟化鈾為供料，因此需要把前處理的產(chǎn)品八氧化三鈾進(jìn)行還原、氫氟化和氟化轉(zhuǎn)變?yōu)榱�氟化鈾，這就是鈾的轉(zhuǎn)化過程。在鈾的濃縮工廠中，六氟化鈾中的鈾235含量被濃縮至3%左右。這樣得到的六氟化鈾須再經(jīng)過一個轉(zhuǎn)化過程變?yōu)槎�氧化鈾，才能送至元件制造廠制成含鈾235約3%的低濃鈾燃料元件。至此，核燃料循環(huán)的前段完成。
后段
從壓水堆卸出的乏燃料中,鈾235的含量仍有0.85%左右，高于天然鈾；而且每噸乏燃料中還含有約10千克的钚,其中可作為核燃料的钚239和钚241約占7千克。因此，如將這些易裂變核素分離出來，作為燃料返回反應(yīng)堆，既可
核燃料循環(huán)
節(jié)約天然鈾，又可節(jié)約分離功。據(jù)估計，將鈾循環(huán)使用，可節(jié)約天然鈾約20%,節(jié)約分離功4%左右。如將鈾和钚都循環(huán)使用，可節(jié)約天然鈾約40%，節(jié)約分離功15%左右。
為了進(jìn)行鈾和钚的循環(huán)，須將乏燃料中的鈾和钚分離并凈化到所含裂變產(chǎn)物的放射性低到人們可以接近的水平，這就是后處理工廠的任務(wù)。剛從反應(yīng)堆中卸出的乏燃料放射性太強，一般需要在冷卻水池中存放3～5年，使放射性大大衰減之后，才送到后處理廠去處理。這個存放步驟稱做中間儲存。從后處理廠得到的含鈾 235約0.85%的鈾產(chǎn)品（稱做堆后鈾），又須經(jīng)過轉(zhuǎn)化過程變?yōu)榱�氟化�?并送至鈾的濃縮工廠,濃縮到含鈾235約3%，然后再轉(zhuǎn)化為二氧化鈾,以便制成燃料元件。從后處理廠得到的钚產(chǎn)品通常是二氧化钚，可儲存起來以備將來利用；也可和二氧化鈾一起制成混合氧化物燃料，返回壓水堆使用，或作為快中子增殖堆的燃料使用。
核燃料循環(huán)
從后處理廠出來的放射性廢物，均須經(jīng)過妥善處理和處置，以確保在長期儲存條件下也不轉(zhuǎn)移到生物環(huán)境中。其中最重要的是占全部廢物放射性約99%的高放廢液的處理和處置。處理的方法是先將高放廢液在不銹鋼大罐中暫時儲存一段時間,然后根據(jù)各國不同的要求,或?qū)⒏叻艔U液直接固化成為硼硅酸鹽形態(tài)的玻璃塊，或先將其中極長半衰期（如钚 239需幾十萬年才能衰變到無害水平）的 α放射性核素移除，加以利用，或單獨處置，然后再固化成玻璃塊。固化塊經(jīng)包裝后一般要求在地面長期儲存庫儲存數(shù)十年，待其發(fā)熱量衰減到較低時，再送至最終處置庫，在地下深層永久埋藏起來。至此，核燃料循環(huán)的后段就完成了。
循環(huán)方式
除了前面講到的壓水堆（輕水堆）的鈾（钚）循環(huán)方式以外，還有快中子增殖堆(簡稱快堆)的鈾-钚循環(huán)方式以及釷-鈾循環(huán)方式等。
核燃料循環(huán)
快堆鈾-钚循環(huán) 從最大限度利用鈾資源的角度來看，應(yīng)發(fā)展快中子增殖堆。這種堆以钚239為燃料,并裝載鈾238,在堆中所裝鈾238轉(zhuǎn)化成為钚239的量大于燒掉的钚239的量，將占天然鈾99%以上的鈾238也利用起來，進(jìn)行鈾-钚循環(huán)。鈾-钚循環(huán)就是在快堆中將鈾 238轉(zhuǎn)化為钚239，并通過后處理把钚分離出來,作為快堆的燃料循環(huán)使用。在發(fā)展初期，可用壓水堆后處理得到的钚作為裝料；發(fā)展到一定規(guī)模后，就可用快堆自己增殖的钚作為燃料。
核燃料循環(huán)
釷-鈾循環(huán) 　指在熱中子堆中把釷232轉(zhuǎn)化為另外一種核燃料鈾233，通過后處理把鈾233分離出來返回堆中循環(huán)使用。適于采用這種核燃料循環(huán)的堆型是高溫氣冷堆，其科研開發(fā)工作現(xiàn)已接近商業(yè)化階段。在重水堆甚至輕水堆中，也可采用這種燃料循環(huán)方式，科研工作尚處于開始階段。
一次通過
有些國家考慮對壓水堆電站乏燃料不進(jìn)行后處理，而直接包裝或經(jīng)切割后包裝，然后送到深地層的最終處置庫永久儲藏起來。這樣未經(jīng)后處理也就是沒有封閉的核燃料循環(huán)，稱做一次通過。加拿大核發(fā)電用的是重水堆,燃料用天然鈾，燒過后其中鈾235含量只有 0.3%，所以對核燃料循環(huán)一直采取一次通過的方針。有些國家對于壓水堆電站的核燃料循環(huán)也考慮采取一次通過的方針，這是因為這些國家的后處理和高放廢液處理的費用十分高。當(dāng)前國際市場上天然鈾價格疲軟，濃縮鈾市場飽和，而商業(yè)钚價格既低，又未商品化。因此，對于這些國家來說，

 搞一次通過在經(jīng)濟(jì)上較為合算。但是，一個1000兆瓦的壓水堆電站卸下燃料中所含錒系元素的α 放射性高達(dá)10萬居里左右，把這樣大量的極長半衰期的α 放射性核素長期埋在地下能否保證安全尚未肯定，把大量可以利用的鈾238和钚239埋在地下廢棄不用也是不合理的。因此，大多數(shù)國家如英、法、聯(lián)邦德國、日本、意大利、蘇聯(lián)、阿根廷和印度等皆采用核燃料循環(huán)的方針，對于壓水堆電站乏燃料進(jìn)行后處理，以大大減少需要最終處置的α 放射性核素，并把鈾和钚循環(huán)使用。