核燃料循环后端
核燃料化学工艺学资料
核燃料化学工艺学第一章1、裂变、聚变、可转换材料定义和种类裂变材料：含有易裂变核素，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料钍233，铀235，钚239、钚241聚变材料：氢2、氢3可转换材料：俘获中子后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。
钍232，铀234、铀238，钚2402、核燃料循环的主要过程采矿—冶炼—转化—浓缩—转化—元件—反应堆—后处理核燃料循环过程包括：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。
核燃料循环前端：铀的提取、铀的纯化与转化、铀同位素浓缩、核燃料元件制造核燃料循环使用端：反应堆燃烧核燃料循环后端：核燃料后处理、核废物处理处置3、铀循环原理及示意图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-钚循环原理：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。
热中子堆铀-钚循环通常以低富集铀（3-5%）为燃料。
快中子增殖堆铀-钚循环原理：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239Pu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。
钍循环示意图原理：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。
示意图第二章1、裂变、聚变原理核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。
只有一些质量非常大的原子核像铀、钍等，这些原子核在吸收一个中子后分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量。
，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。
第六章-核燃料循环PPT课件
铀矿石
铀矿
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15
中国第一块铀矿石
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我国的铀资源
中国是铀矿资源不甚丰富
我国铀矿探明储量居世界第10位之后，不能适应 发展核电的长远需要
矿床规模以中小为主
矿石品位偏低
• 一般在千分之一含量就要开采，成本较高 • 开发堆浸、地浸技术，可降低成本
我国逐步发现了花岗岩型38%、火山岩型22% 、砂 岩型19.5%和碳硅泥岩型16%四大类型的铀矿床
• 北方铀矿区以火山岩型、砂岩型为主地浸 • 南方铀矿区以花岗岩型为主堆浸
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17
我国铀矿分布图
新疆
河北
陕西
云南
江西 浙江 湖南
广西 广东
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我国的铀矿分布
已探明的铀矿
• 大小铀矿床(田)200多个 • 矿床以中小型为主
主要分布
• 江西、广东、湖南、广西，以及新疆、辽宁、云南、河北、内蒙 古、浙江、甘肃等省(区)
铀矿开采与矿冶
铀矿开采 从铀矿中提取、浓缩、纯化精制天然铀产品
铀矿开采
影响铀矿床工业的主要因素
• 矿石品位 • 矿床储量 • 开采条件
普查勘探工作程序
• 区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等 • 地形测量、地质填图、原始资料编录等 • 我国需要5年以上的时间
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铀矿地质勘查
野外勘探
遥感合成图
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铀矿
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铀矿地质勘探
核工业地质局
核工业总公司
核工业北京地质研究院
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20
湖南彬州放射性选矿厂
特点
• 中国第一个铀矿 • 选矿厂位于矿附近 • 苏联技术 • 建于1960年 • 磁选分离
核电站如何处理核废料,你造吗？
随着核能事业的不断发展，核能发电过程中产生放射性乏燃料的数量也将随之增加，这也将成为核能利用发展道路上急需解决的问题，如何管理好放射性核废料？各国的办法各不相同，本文整理了一些核废料处理方法，以供读者参考。
核废料是指核电站在运行中产生的含有放射性的物质，从技术层面来看，核废料主要分为高放射性、中放射性、低放射性三种，一般可归为高放射性核废料和中低放射性核废料两类。
高放射性核废料主要包括核燃料在发电后产生的乏燃料及其处理物。
这些废料包括铀、钚和高放射性元素裂变过程中产生的废弃物。
大多数高级别废弃物中的放射性同位素具有超强的辐射和极长的半衰期（有的超过10万年），对人体的危害巨大，如只需10毫克钚就能致人毙命，而这些核废料降低到安全放射性水平也需要相当长的时间。
中低放射性核废料一般包括核电站的污染设备、检测设备、运行时的水化系统、交换树脂、废水废液和手套等劳保用品。
中低放射性核废料危害较低，它的放射性级别和放射性同位素的半衰期比较小，通常储存10到50年的时间后，其中的放射性同位素就会衰变，而此时的废物可以作为普通垃圾丢弃。
因此各种核废料处置方法是不一样的。
废弃物的放射性会随着时间减弱，因此处理核废物的原则是将其隔离起来直到它不再构成危险。
这意味着从核电站和核武器产生的废物经过几千年的时间才可以再处理。
目前，核废料的主要处理方法是将低放射性的废料隔离、存储，中放射性的废料近地面处理，那些高放射性的废物则通过深度填埋和变形的方式进行处理。
核废料的初步处理成功将核废料与生物圈隔离需要复杂的处理和管理过程。
这个处理过程伴随着一个包括存贮、处理或将废弃物转化为无毒形式的长期的管理策略。
世界各国政府都在探究废弃物管理和处理的方式，尽管在高级别废弃物的管理方案方面的进展有限。
玻璃化冷冻保存放射性废弃物的长期存储需要将其转化成一个稳定的形式。
其中一种方法是玻璃化冷冻保存。
目前，在塞拉菲尔德的高级别放射物就是先将其和糖混合起来，然后煅烧。
核燃料循环后端 PPT
大家应该也有点累了，稍作休息
大家有疑问的，可以询问和交流
乏燃料：大部分238U(95%)， 235U（小于0.83%）, 一定数量Pu（1％），裂变产物(约3%)
后处理的目的：提高资源利用——回收乏燃料中 的铀、钚进行再循环(MOX) 改进废物管理——减少废物体积， 实施先进燃料循环(P/T)
乏燃料经过冷却之后仍有很强的放射性，并有 很高的衰变热 核燃料循环中的非常重要的活动
—— 受国家和国际法规（IAEA）的限制 —— 受社会的高度关注
IAEA：国际原子能机构
可采用公路、铁路和 海上运输的方式 核运输是非常安全和成熟的商业活动
法国每年运输大约1,500万件危险品，其中: 30万件为放射性物品，15,000件与核燃料循环有 关 ，750件为燃料、乏燃料、HLW（高放废物）
机械设备实验大厅
中国第一座动力堆乏燃料元件后处理中间试验厂 （中试工程），兰州404厂
设计能力为日处理100公斤乏燃料
我国404厂的核燃料处理能力
日本的燃料再处理厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
乏燃料运输 一座1000MWe的PWR每年卸出乏燃料大约30吨，
经过一段时间的冷却之后要运离反应堆（离堆贮 存）
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
中间储存
图1-1. 开式或一次通过式燃料循环示意图
切割、包装 最终处置库
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
钚产品
中间储存
堆后铀、钚
后处理
乏燃料
废物处理处置 图1-2. 闭式核燃料循环示意图
• 我国核燃料循环相关企业情况
核工程导论-第新新四节核燃料循环
核电工程导论
第四章核燃料循环
重庆大学
第四章核燃料循环
⏹4.1 核燃料循环体系
⏹4.2 核燃料循环前端
⏹4.3 堆内燃料循环
⏹4.4 核燃料循环后端
4.1 核燃料循环体系Nuclear Fuel Cycle 前端
后端
Nuclear Fuel Cycle
核燃料循环系统
⏹
铀矿石开采和冶炼⏹
铀转化⏹
铀同位素浓缩⏹
核燃料元件制造⏹
核电站⏹
乏燃料后处理⏹废物处理前端后端
核燃料的制造
六氟化铀
黄饼矿石冶炼
转化
浓缩芯块
烧结组装
4.2 核燃料循环前端
⏹世界铀资源
⏹
⏹铀矿石开采和选冶Mining
⏹铀水冶
Uranium Ore Processing
⏹铀化合物的转化
Conversion (UO2, UO3, UF4, UF6, U3O8, U)
⏹铀的浓缩
⏹
Fuel Fabrication (AGR, FBR, GCR, LWR, MAGNOX, MOX, PHWR,
RBMK, Pellets)。
法国核燃料循环后端方案设想-Orano
UP2 -UP3
UOX再循环
2
UP5
快堆-MOX再循环
1
UP4
轻水堆-MOX再循环 快堆-MOX制造
பைடு நூலகம்快堆
不同燃料循环绩效评估
(1) 核材料
开式循环
一次再循环 两次再循环 多次再循环 轻水堆 轻水堆–(快堆) 轻水堆–快堆
多次再循环 不需要铀 快堆
快堆占比 (GWe %)
天然铀消耗 (吨/年)
钚净产量 (吨/年)
现有核 电机组
2020
轻水堆
2
1
快堆
3 3
快堆MOX
钚
钚
轻水堆-MOX
快堆-MOX
钚
钚
第三阶段：只用MOX燃料 不需要天然铀 需要更多快堆 (约大于40 GWe)
2050
快堆部署：
现行方案研究
EDF-AREVA-CEA 联合研究
约60 GWe
现有核 电机组
轻水堆
1
3
第三阶段：只用MOX燃料 不需要天然铀 需要更多快堆(约大于40 GWe)
当前法国的燃料循环 (轻水堆)
哪种过渡方案
快堆部署：
先前的观点
(?)
约60 GWe
延寿
现有核 电机组
快堆
轻水堆
# 2040
快堆部署：
现行方案研究
约60 GWe
现有核 电机组
2020
轻水堆
第一阶段：回收轻水堆中的MOX乏燃料 需要少数快堆(3 – 5 GWe?) 轻水堆MOX乏燃料量稳定
天然铀
轻水堆-UOX 钚 轻水堆-MOX
2
第二阶段：快堆MOX多次再循环 需要更多快堆( 约20 GWe) 钚量稳定
MOSART核燃料循环前端与后端工艺简介
燃料循环前端使用干法：其处理方法与MSR的在线后处理类似。在后处理的初始阶段， 利用氟化挥发工艺可以将U，Pu，Np从乏燃料中分离出来，而其它次锕系核素特别是 Am，Cm的无法分离，需要增加新的高温化学工艺流程。目前来看可选的工艺有熔盐 电化学技术和液态金属萃取技术（Molten-salt Electrochemical Processes or the Moltensalt / Liquid mes）
MOSART的熔盐在线净化b
该流程基于FLiNaBe盐，熔盐净化大体分为两个阶段第一阶段使用液态金属Bi萃取技 术，将绝大部分的次锕系核素分离出来，重新回堆燃烧。第二阶段利用蒸馏工艺将镧 系杂质从熔盐溶剂中去除。净化后的熔盐重新送回反应堆。目前第二阶段还在设计和 实验过程中。
MOSART的熔盐在线净化的优缺点
MOSART核燃料循环前端与后端 工艺简介
• MOSART的设计目标主要是为了嬗变压水堆乏 燃料中的超铀元素，其设计的燃料成分中以Pu 为主，含有10%-20%左右次锕系核素（主要为 Np和Am）a。 • MOSART燃料循环前端可采用的PWR乏燃料后 处理技术有湿法和干法两种b（湿法可采用 U/Pu共萃取技术，但是U/Pu共萃取技术不适用 于MOSART，因其主要是用来嬗变TRU）。其 核燃料前端防核扩散性能与目前核工业一致。 • MOSART核燃料循环的后端将采用干法后处理 技术。包括：He鼓泡系统，材料表面电镀 （plating），过滤，氟化，还原萃取，蒸馏， 共结晶（co-crystallization）等技术。详见表1。
表1 MOSART 干法熔盐在线净化方案a
MOSART燃料循环流程示意图---前端湿法b
燃料循环前端采用湿法模式，使用已有的核燃料后处理流程， 制备适合于MOSRART的燃料。其燃料中含有Pu的各种同位素 以及MA。文献b中给出了不同核素的分离提取效率。
我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安
次循环的物料衔接角度考虑，全分离流 程适应性更强。
需要指出的是，俄、法、日、印、韩等 国均规划了快堆的发展计划，积极开发 先进后处理-快堆嬗变（也可增殖）核燃 料循环技术。2008 年至 2012 年欧洲 12 个国家发起了由 34 个研究机构参与的 ACSEPT（分离-嬗变使锕系再循环）计 划，主要开展水法和干法先进分离技术 研究。在新萃取剂合成、组分离、锕/镧 分离和锶/铯分离流程开发以及干法分 离等方面均取得了阶段进展。韩国在 干法后处理研究中也取得了较大成绩， 2012 年完成了干法后处理示范设施的 建设（PRIDE），目前正在开展干法流程 铀试验；日、法等则在快堆嬗变次锕系 的元件制造和干法后处理等方面开展 大量研究。
3.后处理科技项目研究进程 自上世纪开始，国内即开展先进 无盐 PUREX 两循环流程、高放废液 分离等研究。在此基础上，提出了具 有自主知识产权、具有第三代后处理 技术特点的先进无盐全分离流程。 该流程中的先进无盐两循环 APOR 流程，进行了十多次全流程台 架 温 试 验 验 证 与 改 进 ，结 果 表 明 ， APOR 流程具有良好的适应性，适宜 高燃耗乏燃料处理。铀钚分离使用 的二甲基羟胺还原剂和单甲基肼支 持还原剂具有良好稳定性。
全分离技术的要点是改进 PUREX 流程，除了分离铀、钚外，同时分离镎、 锝、碘，然后进一步分离高放废液中剩 余的铀、钚和次锕系元素以及锶、铯，分 别得到上述元素的单个产品。部分分 离指分别得到铀和铀/钚（或铀/超铀）混 合产品。部分分离由于得到的是锕系 混合物，只能用于均匀嬗变。在干法后 处理中，钚与其他锕系元素一般难以分 开，属于部分分离。
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机械设备实验大厅
中国第一座动力堆乏燃料元件后处理中间试验厂
（中试工程），兰州404厂
设计能力为日处理100公斤乏燃料
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我国404厂的核燃料处理能力
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日本的燃料再处理厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
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乏燃料运输 一座1000MWe的PWR每年卸出乏燃料大约30
吨，经过一段时间的冷却之后要运离反应堆（离 堆贮存）
乏燃料的处理
辐照过的燃料元件从堆内卸出时，无论是否达到设计 的燃耗深度，总是含有一定量裂变燃料（包括未分裂和 新生的）。回收这些宝贵的裂变燃料（铀-235，铀-233和 钚）以便再制造成新的燃料元件或用做核武器装料，是 后处理的主要目的。
此外，所产生的超铀元素以及可用作射线源的某些放 射性裂变产物（如铯-137，锶-90等）的提取，也有很大 的科学和经济价值。
乏燃料经过冷却之后仍有很强的放射性，并有 很高的衰变热 核燃料循环中的非常重要的活动
—— 受国家和国际法规（IAEA）的限制 —— 受社会的高度关注
IAEA：国际原子能机构
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可采用公路、铁路和 海上运输的方式
核运输是非常安全和成熟的商业活动
法国每年运输大约1,500万件危险品，其 中: 30万件为放射性物品，15,000件与核燃料 循环有关 ，750件为燃料、乏燃料、HLW（高 放废物）
美 国 汉 福 特 工 厂> 1 0 8 1 0 7 英 国 温 斯 凯 尔 工 厂 3 × 1 0 8 1 0 7
> 1 0 7 1 0 6 9 9 .9 9 9 .9 1 × 1 0 7 3 × 1 0 5 9 9 .9 7 9 9 .8
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对乏燃料进行处理，对铀、钚回收，并重返燃料循环
后处理厂检修大厅
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乏燃料：大部分238U(95%)， 235U（小于0.83%）, 一定数量Pu（1％），裂变产物(约3%)
后处理的目的：提高资源利用——回收乏燃料中 的铀、钚进行再循环(MOX) 改进废物管理——减少废物体积，实施先 进燃料循环(P/T)
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MOX燃料（Mixed Oxide Fuel）钚铀氧化物混 合燃料的简写，是由二氧化铀（UO2）和二氧 化钚（PuO2）构成的氧化铀钚燃料。
废物处理处置 图1-2. 闭式核燃料循环示意图
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• 我国核燃料循环相关企业情况
中核集团拥有我国核燃料循环相关的所有企业。 采矿：新疆、内蒙、江西等矿冶企业 铀浓缩： 504、405、814厂 核燃料元件制造：202、812 前后处理： 404、821（中核四川环保工程有限责任公司） 相关研究院： 401、北京二院、石家庄四院、郑州五院、中
钚除用于制备核武器外，还可以制成核燃料， 用作和平目的，其中最有效的利用就是钚铀混 合氧化物燃料，即MOX燃料。
法国有1/3的核电站用MOX燃料。
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MOX燃料
天然铀
低浓铀（发电前） 低浓铀（发电后） MOX燃料
U235
Pu239
U238
U238等
FP（Fission Product） 裂变产物
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（1） 方式：公路、铁路、海上 （2） 容器：应考虑防止临界、传热、屏蔽和机械强度
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乏燃料后处理的发展历史
最初目的：提取武器级钚
尝试过多种方法，先用沉淀法，最终选择萃取法
用过多种萃取剂（二乙醚、甲基异丁基酮等）， 美国发展Purex（普雷克斯）流程（以磷酸三丁酯 TBP为萃取剂）， 1954年在Savannah River运行， 60年代实现商业应用
目前世界上的后处理厂都采用Purex流程
核燃料循环后端
—乏燃料后处理
核化131班吴福海
2015.4.28
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1
何为核燃料循环？
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
前端包括铀矿开采、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；
干法后处理尚未实现商业运行
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11
乏燃料后处理具有放射性强，毒性大，有发生临界事故 的危险等特点，因而必须采取严格的安全防护措施。后处 理工艺可分下列几个步骤： （1）冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件 包壳，溶解燃料芯块等。 （2）化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从Ｕ-Pu中 清除出去,然后用溶剂萃取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰 和硝酸钚溶液形式提取出来。 （3）通过化学转化还原出铀和钚。 （4）通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二 氧化钚)。
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萃取流程图
U、Pu 共萃
U/Pu 分离
Pu萃取
Pu反萃
Pu产品
U反萃
U萃取
U反萃 U产品
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PUREX已成功实现工业运行
Purex流程的去污因子及回收率
后 处 理 厂
对 钚 去 对 铀 去 铀 钚 分 离 系 数 铀 回 收 钚 回 收
污 因 子 污 因 子 U /P u P u /U率 （ ％ ） 率 （ ％ ）
核集团天津理化工程研究院、上海八所、太原七院
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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
5
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乏变燃核料素后和处可理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）。
根据1975－1997的统计：每年平均发生一起 可能造成局部影响的事故。
在OECD（经济合作与发展组织）国家，燃料、乏燃
料和HLW的运输没有发生过一起造成放射性后
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21
核运输要遵从的基本原则：
——利用能够保证达到所要求的安全水平并独立于运输 手段的容器
——对容器安全水平的要求由可能的风险决定、
运输安全的评估：考虑碰撞风险(车辆、下落物体）、火 灾、爆炸、火灾和其他事故的共同作用、水淹等等
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。
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铀矿开采
新元件
反应堆
燃料获取
元件制造
图1-1. 开式或一次通过式燃料循环示意图
乏燃料 中间储存 切割、包装 最终处置库
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铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
钚产品
中间储存
堆后铀、钚
后处理
乏燃料