核燃料循环
核燃料循环技术的原理和应用
核燃料循环技术的原理和应用1. 引言核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，已经在全球范围内得到广泛应用。
核燃料循环技术是核能发展中的重要一环，它能够有效利用核燃料，减少核废料的产生，并提供更多可用的核能资源。
2. 核燃料循环技术的概念核燃料循环技术是一种将使用过的核燃料进行处理和再利用的技术。
它包括以下几个关键步骤：核燃料的提取与加工、核燃料的再处理、核燃料的再利用和放射性废物的处置。
3. 核燃料循环技术的原理核燃料循环技术的原理是将使用过的核燃料中的未燃尽的核燃料和可再利用的核材料分离出来，进行再处理和再利用。
以下是核燃料循环技术的原理步骤：•核燃料的提取与加工：从矿石中提取出铀和钍等核燃料，经过加工得到可用于核反应堆的核燃料。
•核燃料的再处理：将使用过的核燃料中的未燃尽的核燃料和可再利用的核材料分离出来，通常采用化学方法进行分离和提取，以将这些可再利用的核材料进行再利用。
•核燃料的再利用：将再处理得到的可再利用的核材料用于制造新的核燃料，供核反应堆使用。
这样可以充分利用核燃料资源，提高能源利用效率。
•放射性废物的处置：核燃料循环技术中产生的放射性废物需要经过特殊的处理和处置，以保证对环境和人类健康的安全。
4. 核燃料循环技术的应用核燃料循环技术已经在全球范围内得到广泛应用，并取得了一系列的成果。
•提高核燃料利用率：核燃料循环技术可以有效利用核燃料，使得核燃料的利用率大大提高，从而延长了核能资源的使用寿命。
•减缓核废料问题：通过再处理和再利用核燃料，核废料的产生大大减少，减轻了对核废料处理的压力和成本。
•改善能源安全：核燃料循环技术可以降低对进口核燃料的依赖，提高国家能源的自给能力，增强能源安全。
•减少环境污染：核燃料循环技术可以减少核废料的产生，降低核能发电过程中对环境的污染，对保护生态环境具有积极作用。
5. 核燃料循环技术的发展趋势核燃料循环技术在未来的发展中，将面临以下几个重要的趋势：•高效利用核燃料：通过不断改进核燃料循环技术，提高核燃料利用率，进一步延长核能资源的使用寿命。
化学核燃料循环技术
化学核燃料循环技术化学核燃料循环技术（Chemical Nuclear Fuel Cycle Technology）是一种有效利用核燃料资源、降低放射性废物产生和环境影响的核能发展途径。
本文将介绍化学核燃料循环技术的原理、应用和前景。
一、化学核燃料循环技术的原理化学核燃料循环技术是指通过对核燃料进行循环利用，将核废料中可再生的核素重新提取和利用，实现核燃料资源的可持续利用。
其主要原理包括以下几个方面：1.1 核燃料的提炼和制备首先，从乏燃料中提取可再利用的核燃料，如铀、钚等。
这一步骤通常包括浸出、化学分离、纯化等工艺，以获得高纯度的核燃料。
1.2 降低可再处理核废料的放射性可再处理核废料中含有放射性核素，为了降低放射性，通常采用化学方法将这些核素分离出来。
这一步骤需要经过多次循环处理，以提高分离效率。
1.3 核燃料再利用经过前两个步骤，从核废料中提取出的可再利用核素可以用于重新制备核燃料，以供核反应堆使用。
这种循环利用的方式有效地延长了核燃料的使用寿命，减少了核燃料的需求。
二、化学核燃料循环技术的应用化学核燃料循环技术在核能领域具有广泛的应用前景。
下面将重点介绍它在核电站和核武器非扩散方面的应用。
2.1 核电站化学核燃料循环技术在核电站的应用中，可以大幅度提高核燃料的利用效率，降低核废料的产生。
通过对核废料中的可再利用核素进行回收和再利用，可使核燃料的使用寿命延长数倍，降低核燃料的需求，减少核燃料运输和储存的风险。
2.2 核武器非扩散化学核燃料循环技术在核武器非扩散领域有着重要的作用。
通过对核废料的化学处理，可以实现对核燃料中可再利用核素的追踪和监控，避免其被用于核武器的制造。
这对于维护全球核安全和防止核扩散具有重要意义。
三、化学核燃料循环技术的前景化学核燃料循环技术作为一种可持续发展的核能发展途径，具有广阔的应用前景。
3.1 资源可持续利用传统的核燃料循环技术只能利用极少部分的核燃料，核废料中大量的可再利用核素被浪费。
核反应堆中的燃料循环
核反应堆中的燃料循环核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
在核反应堆中，燃料循环是一个重要的过程，它涉及到燃料的生产、使用和处理。
本文将介绍核反应堆中的燃料循环的基本原理和流程。
一、燃料生产核反应堆的燃料通常是铀或钚等放射性物质。
燃料生产的第一步是从矿石中提取铀或钚。
铀矿石经过矿石选矿、浸出、萃取等工艺，得到铀浓缩物。
铀浓缩物经过化学反应和物理分离，得到纯度较高的铀。
钚的生产则需要通过核反应堆中的中子轰击铀-238，使其转变为钚-239。
二、燃料装配燃料装配是将生产好的燃料元件组装成燃料组件的过程。
燃料元件通常是由铀或钚的化合物制成的，它们被装入金属或陶瓷材料的包壳中。
燃料组件的设计和装配需要考虑到燃料的寿命、热工性能和安全性等因素。
三、燃料使用燃料使用是核反应堆中的核裂变或核聚变反应发生的过程。
在核反应堆中，燃料元件被放置在反应堆的燃料装置中，通过控制反应堆的运行参数，如中子通量、温度和压力等，来控制燃料的裂变或聚变反应。
燃料的裂变或聚变反应会释放出大量的能量，用于产生蒸汽驱动涡轮发电机组发电。
四、燃料处理燃料处理是核反应堆中燃料使用后的处理过程。
燃料使用一段时间后，燃料中的铀或钚会逐渐耗尽，同时产生大量的放射性废物。
燃料处理的目的是将燃料中的未耗尽的铀或钚回收利用，并处理掉放射性废物。
燃料处理的方法包括化学萃取、溶解、浸出等工艺，通过这些工艺可以将燃料中的铀或钚分离出来，用于再次生产燃料。
五、废物处理废物处理是核反应堆中产生的放射性废物的处理过程。
放射性废物包括燃料使用后的废燃料、燃料处理过程中产生的废液和废气等。
废物处理的方法包括固化、封存、贮存和处置等。
固化是将放射性废物转化为固体形式，通常是将其与玻璃或陶瓷等材料混合，形成固体块状物。
封存是将固化的放射性废物封装在耐久的容器中，以防止辐射泄漏。
贮存是将封存的放射性废物安全地存放在地下设施中，以待最终处置。
六、燃料循环的优势和挑战燃料循环的优势在于可以充分利用铀和钚等资源，延长燃料的使用寿命，减少对自然资源的依赖。
核燃料循环
铀同位素分离扩散机群
铀同位素离心机联
铀的浓缩
--因为同位素有几乎相同的化学特性，不易用化 学分离因此铀的浓缩是精炼油的物理过程
--利用微小质量差分离U238和U235 --浓缩厂的最终产品为UF6
铀浓缩厂
铀的浓缩
1.气体扩散法 最成功、最经典的方法、商业开发的第一个浓缩方法，利用不同质量 的铀同位素在转化为气态时运动速率的差异。 轻同位素气态时移动较快，更快通过多孔分离膜抽取，通过的气体被 送到下一级 ，达到反应堆,需要1000级以上 美国、法国等使用 2.气体离心法 通过重力和离心场分离，重的在外，近轴处的气体被导出送入下一台 离心机，单位分离功耗电只是气体扩散法的5%，成本下降了75% 日本、欧洲等使用 美国当年在日本广岛投放的原子弹就是通过这种技术制成的。 3.气体喷嘴法 高速吹向凹型壁，惯性和离心力使重物近壁 面 喷嘴法的单级分离系数介于气体扩散法和离 心法之间，比能耗和比投资与气体扩散法相当 或略大。由于气体动力学法的比能耗和比投资 都很高，已经成功应用扩散法的国家一般都不 再研制气体动力学方法。
铀矿冶是指从铀矿石中提出、 浓缩和纯化精制天然铀产品的过程。 铀矿冶是核工业的基础。
目的是将具有工业品味的矿石， 加工成有一定质量要求的固态铀化 学浓缩物， 以作为铀化工转换的原 料。
在铀矿冶中，由于铀含量低、 杂质含量高、腐蚀性强，又具有放 射性， 铀的冶炼工艺比较复杂，需 经多次改变形态，不断进行铀化合 物的浓缩与纯化。
图1-3 轻水堆电站、铀-钚燃料循环示意图
黄 华
前言
核燃料循环，为核动力反应堆供应燃料和其后的所有 核燃料循环 处理和处置过程的各个阶段。它包括铀的 采矿，加工提纯，化学转化，同位素浓缩，燃料元件 制造，元件在反应堆中使用，核燃料后处理，废物处 理和处置等。
核燃料循环原理
核燃料循环原理1．核工业体系的组成及其流程核工业是一个十分广大的系统工程，其组成体系包括：铀矿勘探、铀矿开采与铀的提取、燃料元件制造、铀同位素分离、反应堆发电、乏燃料后处理、同位素应用以及与核工业相关的建筑安装、仪器仪表、设备制造与加工、安全防护及环境保护。
2．核燃料循环及其组成核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分。
所谓核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。
燃料循环通常分成两大部分，即前端和后端，它包括铀矿开采、矿石加工（选矿、浸出、沉淀等多种工序）、铀的提取、精制、转换、浓缩、元件制造等；后端包括对反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分离的后处理以及对放射性废物处理、贮存和处置。
3．铀矿地质勘探铀是核工业最基本的原料。
铀矿地质勘探的任务，是查明和研究铀矿床形成的地质条件，阐明铀矿床在时间上和空间上分布的规律，运用铀矿床形成和分布的规律指导普查勘探，探明地下的铀矿资源。
地壳中的铀，以铀矿物、类质图象（形成含铀矿物）和吸附状态的形式存在。
由于铀的化学性质活泼，所以不存在天然的纯元素。
铀矿物主要是形成化合物。
目前已发现的铀矿物和含铀矿物有170种以上，其中只有25-30种铀矿物具有实际的开采价值。
铀矿床是铀矿物的堆积体。
铀矿床是分散在地壳中的铀元素在各种地质作用下不断集中而成的，也是地壳不断演变的结果。
查明铀矿床的形成过程，对有效地指导普查勘探具有十分重要的意义。
并不是所有的铀矿床都有开采、进行工业利用的价值。
影响铀矿床工业评价的因素很多，有矿石品位、矿床储量、矿石技术加工性能、矿床开采条件，有用元素综合利用的可能性和交通运输条件等。
其中矿石品位和矿床储量是评价铀矿床的两个主要指标。
铀矿普查勘探工作的程序，包括区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等相互衔接的阶段。
同时还伴随-系列的基础地质工作，如地形测量、地质填图、原始资料编录、岩石矿物鉴定、样品的化学和物理分析、矿石工艺试验等。
核反应堆的核燃料及其循环利用
核反应堆的核燃料及其循环利用核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
核燃料是核反应堆中产生核能的关键物质，它的循环利用对于提高核能利用效率、减少核废料的产生具有重要意义。
本文将介绍核反应堆的核燃料及其循环利用的相关内容。
一、核燃料的种类核燃料主要分为两类：裂变燃料和聚变燃料。
1. 裂变燃料裂变燃料是指能够进行核裂变反应的物质，常见的裂变燃料是铀-235和钚-239。
铀-235是自然界中存在的铀的一种同位素，它具有较高的裂变截面和适中的临界质量，是目前最常用的裂变燃料。
钚-239是通过中子俘获反应产生的，它的裂变截面较大，可以用于制造核武器或者作为核燃料。
2. 聚变燃料聚变燃料是指能够进行核聚变反应的物质，常见的聚变燃料是氘和氚。
氘是氢的同位素，它具有一个质子和一个中子，是目前最常用的聚变燃料。
氚是氢的同位素，它具有一个质子和两个中子，是目前最理想的聚变燃料，但是氚在自然界中非常稀少，需要通过核反应堆产生。
二、核燃料的循环利用核燃料的循环利用是指将已经使用过的核燃料进行处理和再利用的过程。
核燃料的循环利用可以分为以下几个步骤：1. 燃料装卸核反应堆中的核燃料在使用一段时间后会逐渐耗尽，需要进行更换。
燃料装卸是指将已经使用过的核燃料从反应堆中取出，并进行初步的处理。
2. 燃料后处理燃料后处理是指对已经使用过的核燃料进行化学处理，将其中的有用物质分离出来。
燃料后处理的目的是将核燃料中的可再利用物质分离出来，同时将产生的废物进行处理和处置。
3. 燃料再加工燃料再加工是指对燃料后处理得到的物质进行进一步的处理，使其达到再利用的要求。
燃料再加工的目的是将燃料后处理得到的物质转化为新的核燃料，以便再次使用。
4. 燃料制备燃料制备是指将经过燃料再加工的物质进行加工和制备，使其成为适合于再次使用的核燃料。
燃料制备的过程包括粉末冶金、成型、烧结等工艺。
5. 燃料再循环燃料再循环是指将制备好的核燃料再次装入核反应堆中进行使用。
核电站中的燃料循环过程详解
核电站中的燃料循环过程详解核电站是一种利用核能进行发电的设施，其中的燃料循环过程是核电站正常运行的关键环节。
本文将详细介绍核电站中的燃料循环过程，包括燃料制备、燃料使用和燃料后处理三个主要阶段。
一、燃料制备燃料制备是核电站燃料循环的起始阶段。
主要任务是将天然铀或者贫铀经过浓缩、转化、块化等工艺处理，制备成为符合核反应堆要求的核燃料。
燃料制备的过程中需要保证燃料的纯度、均匀性和形状规整性。
1.浓缩浓缩是通过物理或化学手段将天然铀中的铀235同位素占比提高到适用于核反应的程度。
目前常用的浓缩方法有气体扩散法和离心机法。
气体扩散法是将氟化铀在特定条件下通过膜的扩散作用，使铀235被分离出来。
离心机法则是利用离心机的旋转力使铀同位素按照质量差异分层分离。
2.转化转化是将浓缩后的铀化合物转化为适合核反应堆中使用的化合物。
通常采用的方法是将氟化铀经过还原反应转化为金属铀，再与其他元素进行合金化处理，形成为核燃料所需的合金材料。
转化的过程需要控制反应条件和材料配比，以确保最终制备出符合要求的燃料。
3.块化块化是将转化后的核燃料材料加工成为固定形状和尺寸的燃料块。
常用的方法有热压法和挤压法。
热压法是将燃料粉末加热至高温状态后，通过机械压力将其压制成块。
挤压法则是将燃料粉末通过挤压机挤压成块，然后再进行高温烧结。
二、燃料使用燃料制备完成后，燃料将被运送至核反应堆中进行使用。
燃料使用是核电站燃料循环的核心阶段，主要是指核燃料在核反应堆中进行核反应产生能量的过程。
在核反应堆中，燃料被装入到燃料元件中，燃料元件则组成了燃料组件。
在运行过程中，核反应堆中的燃料会通过核裂变反应释放出巨大的能量，同时产生中子。
这些中子将继续引发其他铀核的裂变，形成连锁反应。
通过控制反应堆中的中子速度和密度，可以实现核反应过程的稳定控制，保持核反应堆处于可控的状态。
三、燃料后处理燃料使用完毕后，核电站还需要对使用过的燃料进行后处理，以将其中的可再利用物质分离并回收，同时将产生的放射性废物进行处理和储存。
核燃料循环各个阶段
核燃料循环各个阶段核燃料循环是指核能产业链中，从天然铀矿石开采、转化到最终核燃料制造的一个完整过程。
在这个过程中，核燃料循环可以分为几个阶段。
下面我们来了解一下这些阶段。
一、铀矿石开采与加工铀矿石是自然界中存在的一种矿物质，它含有很高的铀含量。
铀矿石的采集需要采用各种不同的技术。
一般来说，铀矿石的采集主要依赖于一些专业机械，例如塔式开采机、钻井机等。
这些机械可以进入地下，将铀矿石从地下采掘出来。
铀矿石在采集完毕后，需要进行破碎、磨粉等处理。
在这个过程中，需要使用一系列的磨矿设备，将铀矿石破碎成更小的颗粒。
同时，还需要对破碎后的矿石进行磨矿，使其达到一定的粉末度，以便于下一步的处理。
二、铀的转化铀矿石经过破碎、磨粉等处理后，需要进行铀的转化。
这个过程包括了一系列的化学反应，主要目的是将铀从铀矿石中提取出来，制成更易于制造燃料棒的形式。
铀的转化主要采用两种不同的方法，分别是化学法和物理法。
化学法：这种方法主要是通过一系列的化学反应来实现的，主要原料是氢氧化钠和氧化钠。
这种方法的优势在于，操作简单，可以回收利用，同时可以将铀从铀矿石中分离出来。
物理法：这种方法主要是通过高温和高压下的作用，将铀从铀矿石中分离出来。
这种方法的优势在于，可以实现较高的铀回收率，但操作复杂，成本较高。
三、核燃料的制造核燃料的制造主要分为两个步骤，一是核燃料的制备，二是核燃料的元件制作。
核燃料的制备：核燃料的制备需要将铀从铀矿石中提取出来，制成更易于制造燃料棒的形式。
在这个过程中，需要使用一系列的化学药剂，对铀进行处理，使其成为燃料棒的原材料。
核燃料元件制作：核燃料元件制作主要采用两种方法，一种是将铀直接制成燃料棒，另一种是将铀制成棒材，再进行加工制成燃料棒。
这种方法可以实现较高的铀回收率，但操作复杂，成本较高。
四、核燃料的运输与贮存核燃料在制备完成之后，需要进行运输和贮存。
运输过程中需要采取一系列的安全措施，以确保核燃料的安全。
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核燃料循环核燃料以反应堆为中心循环使用。
（一）铀的开采、冶炼、精制及转化：铀是比较分散的元素。
世界上重要的产铀国家有：加拿大、美国、独联体、澳大利亚、刚果、尼日利亚等。
我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀。
但是可提供一定铀产量的铀矿石的含铀量的品位较低（10-4～10-2），掘出的含铀矿石必须经过复杂的化学富集，才能得到可作粗加工的原料。
过去开采铀矿石都采用传统的掘进方式（耗能大、成本高、生产周期长，还有运输、尾矿等问题）。
近来根据铀矿石性质的多样性，又开发了地表堆浸、井下堆浸以及原地浸取等方式。
我国的铀矿石属低品位等级，一般在千分之一含量就要开采，成本较高。
为了降低成本，充分利用低品位矿石，80年代以来就积极开发堆浸、地浸技术，现已投产。
例如地表堆浸，处理品位为8×10-4的沙岩矿，成本降低 40％。
原地浸取工程也已经开工。
原地浸取采矿的优点是：成本低（投资只有掘进的1／2）、工艺简单、节约能源（省去了磨碎、运输等工序，可节约能源 60％）、节约劳动力、减轻劳动强度（节约劳动力数十倍，工人进行流体物操作，劳动条件大为改善）、矿山建设周期短、可以充分利用低品位铀资源。
因此受到重视而被称为铀矿冶技术上的一场革命。
浸取液经过离子交换、萃取以富集铀，再经过酸性条件下沉淀（与硷金属及碱土金属分离）和碱性条件下溶解（与过渡元素分离）以进一步净化铀，最后得到铀的精炼物。
将此精炼物进一步纯化，并将铀转化成低沸点的UF6（升华温度：1大气压下56℃；0.13大气压下25℃），即可用作浓缩235U同位素的原料。
（二）235U同位素的浓缩：235U是唯一天然存在的易裂变核素。
不同设计的反应堆需要不同浓缩度的铀（如：压水堆——当前核电站应用最多的堆型——需要2～3％；游泳池堆需要10%；快堆需要25％；高通量材料试验堆需要90%）。
而核弹则需要更高的浓缩度。
因此生产浓缩铀是核工业中十分重要的环节。
同一元素的同位素化学性质相同，只在质量上有所差别。
利用这一差别可以实现同位素的浓缩／分离。
核素越重，质量差别越小（如：氢、氘相差一倍；而235U、238U。
则相差～1％）。
可见实现235U同位素的浓缩，技术上的难度很大。
利用因质量不同而引起的速度效应或离心力效应可以分离同位素，并已达到工业化的程度。
它们分别是气体扩散法和气体离心法，此外空气动力法也有了中间工厂。
①气体扩散法：这是已实现工业应用多年（1946～）的大规模生产方法。
其原理是：不同分子量的气体混合物在热运动平衡时，具有相同的平均动能，因而速度不同。
由M1V12=M2V22可得：，即轻分子运动速度稍大于重分子运动速度，从而实现同位素分离。
由于升华温度适当（工作时可呈气态，存储及运输时可呈固态），UF6是唯一可用的工作介质。
下图是气体扩散法的示意图。
由图可见：轻分子碰撞扩散膜的次数比重分子多，由于膜上有允许UF6分子通过的微孔，穿过膜的UF6中，235U同位素略有浓缩（浓缩程度用上述的表示，称为分离系数a；这里应为：。
这只是理论值，实际值远低于此，一般不超过1.002）。
由于单级的分离效果很小，为了达到一定的浓缩度，需要串联许多级才能完成（3％需要一千多级，90%需要几千级）。
扩散膜是气体扩散法的关键技术。
它的孔径在0.01-0.03μ，每平方厘米有几亿个微孔，还要能经受住UF6的腐蚀和两端的压差；由于需不断压缩穿透过膜的低压UF6，继续进行扩散分离，所以要消耗大量电能；压缩气体消耗的功，转变成了废热需要排除，所以要消耗大量冷却水（大型扩散厂每公斤分离功单位约需消耗2500～3000kw／hr的电能，一座年产量9000吨分离功单位的扩散厂，需要附设240万kw容量的电站；排除压缩废热相当于电站排热量的1／2）。
②气体离心法：在强离心力的作用下，可以实现轻、重同位素的分离。
在离心力作用下，重分子在离心机的外周浓集，轻分子在轴线浓集。
分别引出气体流，便可得到贫化和加浓两种流份。
离心法比扩散法的分离系数高（外周线速度300米／秒时，α～1.058），因此只需要较少的级数便可得到扩散法同样的分离效果。
如为了获得3％的235U只需要100级左右。
但因为单级离心机的生产量很小，所以每一级需要联合多台机器，才能实现一定的产量。
一座年产6000～10000吨分离功的大型分离厂，需要一二百万台离心机，可见它的维修工作量是很大的。
它的突出优点是电能消耗小，约为扩散法的1／10，现正在逐步取代扩散法。
高转速的离心机是本方法的技术关键，（理论上，单位时间内的分离功数量与转筒外周速度的四次方成正比，与转筒长度成正比）一般要求达到300～500米／秒的外周速度，当转筒直径为10厘米时，相当于6～10万转／分。
这需要开发高强度的材料（如高强度合金、纤维复合材料）和长寿命的离心机。
③激光分离同位素：上述两种方法虽然都已具有工业应用的意义，但是他们也有共同的问题，即：（1）必须把许多分离效果很小的单元串连成庞大的系统；（2）消耗相当大的电能。
这些都使分离功的成本很高（轻水堆核电站燃烧费中，铀加浓约占1／3，其中60％是电费，35%是基建费），因此人们不断地研究新的分离方法。
激光法就是目前被认为最有希望的方法。
在原子或分子中，各同位素的吸收光谱有细微的差别。
利用单色性好的激光有选择地激发某一种同位素至特定的激发态，然后与未被激发的同位素分离。
例如对于金属铀蒸气，许多吸收谱线都很窄。
可以用单色性好的激光束选择性地激发235U 原子使其电离，而不激发（电离）238U原子。
电离了的235U原子经过电磁场被偏转而与238U 分离。
它有以下显而易见的优点：（1）有很大的分离系数，单级分离即可生产出轻水堆用的浓缩铀（天然铀→6％）；（2）贫料丰度能降到很低；（3）可以用其他分离方法已不能用的尾料（2％→3％235U）作进料。
④其它方法：热扩散法，质量扩散法，空气动力法等都是曾经研究过的方法。
其中南非的UCOR法（一种空气动力法）已经在大型中间工厂中实现。
（三）燃料元件的制造：核燃料的燃烧过程和化学燃料的燃烧过程相似，是一个不断消耗燃料、产生废物的过程。
但是核燃料是具放射性的物质，核反应产生的废物具有更强的放射性，都不能像化学燃料那样直接与环境相接触，而需要加以密封包装，制成燃料元件才能进入反应堆。
不同类型的反应堆，需要的燃料形式和燃料元件形式不同。
现以目前建造数量最多的核电站压水堆说明燃料元件及其制造：动力压水堆普遍采用低浓度UO2陶瓷燃料（235U浓缩度1.66～4.4％的难熔化合物如：铀的碳化物UC，氧化物UO2）。
将烧结、磨光的UO2陶瓷芯块（芯块的高度／直径～1：1.5）装入包壳管（=10～15mm；L～4m），使芯块在管内叠成柱形。
包壳材料用锆合金（Zr-4合金：Zr-Sn合金中添加少量Fe、Cr），壳厚～0.7mm。
为防止芯块变形挤涨包壳，两者间留有微小空隙（～0.1mm），为改善因此而发生的传热性能变坏，管内充以氦气（20～30大气压）。
最后焊封包壳管（是阻止放射性物质外泄的第一道屏障），成为燃料棒。
将若干根燃料棒按一定的排列方式组合在一起即成为（棒束型）燃料元件。
压水堆采用14×14～17×17的正方形。
燃料元件是在十分苛刻的条件下工作的（核燃料的能量高度集中，在反应堆中燃烧的时间又很长，核电站中大约3～4年，核潜艇中可达十年以上）。
在反应堆中长时间地受到强中子流的辐照，高流速、高温度冷却剂的冲刷，裂变产物的辐照和化学侵蚀等诸多作用下，还要求燃料元件在整个工作期间保持其性能、形状、尺寸稳定。
因此所用的燃料元件（核燃料及包壳管）必须耐高温、耐辐照、耐腐蚀并有良好的机械性能和核物理性质。
这不仅要求选用特殊材料，而且还要求材料有很高的纯度（如硼含量需在10-7）。
为了确保燃料元件安全可靠，新元件还要在完全仿真的条件下进行运行考验。
可见燃料元件制造成本很高，这一费用约占燃料费的30％。
（四）在反应堆中燃烧：功率为100万千瓦压水堆核电站所用反应堆中，上下堆芯板间插入193根燃料组件，为反应堆堆芯，初装料共约80吨铀（浓缩度2.6％），元件在堆内停留时间三年。
堆芯置于厚重的压力壳内（也是阻止放射性物质外泄的第二道屏障），使热水（用作冷却剂及中子慢化剂）在120～160大气压，300～330℃下将核燃料产生的热带出，在一回路产生蒸汽。
一回路和堆本体又都包在安全壳（或混凝土材料）内，成为阻止放射性物质外逸的第三道屏障。
有此三道屏障，使核电站安全有了保证。
（五）乏燃料后处理：燃料在堆中燃烧（即铀裂变成为中等质量的核素），产生吸收中子的毒物，235U浓缩度减小，燃料元件也可能发生变形、肿胀等现象，到了一定程度，必须将燃料元件取出反应堆。
这种燃料称为乏燃料。
乏燃料的组分主要是：235U（浓缩度0.83％），238～242Pu，Np，Am，Cm，及裂变产物。
其中235U和239U，241Pu是核燃料，可以回收再用作反应堆进料；同时也可提取其他核素供科学研究或工、农、医学之用。
这一主要以回收U，Pu为目的的过程称为乏燃料后处理。
其简要过程为：1．乏燃料元件的“冷却”：燃料元件从堆中卸出后，必须放置一段时间，才能保证所得产品的纯度或产率，也才能使化学分离操作在较低的放射性水平下进行。
如：为了保证分离出的铀中无237Np，需冷却到237U衰变完全，（237U经β衰变生成237Np，T1／2=6.75天）；为了得到239PU的最大产率，需冷却到239Np衰变完全（239Np经β衰变生成239Pu，T1／2=2.35天）等。
考虑到放射性毒素和挥发性都很强的131I的T1／2=8.05天，将碘的完全衰变作为控制冷却时间的主要因素。
对压水堆核电站的乏燃料一般至少需冷却150天左右。
这时，只剩下十几种较长半衰期的裂变产物核素和U、Np、Pu、Am、Cm的长寿命核素。
较长半衰期裂变产物的放射性强度约下降30倍（3.76×109Ci→1.14×108Ci）。
燃料元件一般放在特制的水池中冷却。
2．乏燃料元件的首端处理：为了进行乏燃料的化学分离，需将燃料元件组合体先行解体，然后除去包壳，将芯块溶解。
这个过程称为首端处理。
组合的燃料元件，从水池中取出后，首先用机械切割法（锯、铣）分解，以卸除非燃料构件部分如：端件、定位格架、元件盒等。
分解得到的元件棒被切割成短段（2～5厘米），使芯块暴露出来，然后选择适当的化学试剂（可用硝酸使能溶解芯块而不溶解元件包壳）使芯块（U、Np、Pu、Am、Cm、及裂变产物）溶解，而锆合金包壳不溶。
溶解液经过调整价态（如钚呈4价，钌、铈呈3价）以便下一步分离。
3．化学分离：将可重新进入核燃料循环的铀、钚与燃烧中生成的裂变产物分开并达到必须的纯度，是乏燃料后处理的主要内容。