4 核燃料解析
先进核燃料的研究与应用
先进核燃料的研究与应用随着全球能源需求的增加和对排放限制的加强，许多国家开始越来越关注先进核能技术的研究和应用。
先进核燃料的研究和应用不仅可以有效地满足国家对能源的需求，而且还可以减少对环境的影响，增加全球能源的可持续性。
本文将围绕先进核燃料的研究和应用展开探讨，旨在了解其发展现状、优点和挑战。
1. 先进核燃料的定义和分类先进核燃料是指相对于传统核能发电方式的新型燃料。
它可以分为以下几类：（1）第四代核燃料：第四代核燃料是指一类当前正在研究中的先进核燃料，主要是为了解决第三代核燃料的一些问题，包括：对核废料的处理问题、对核反应堆的安全问题以及增强核反应堆的正常运行。
第四代核燃料的代表有：钚（Pu）和铀238（U238）。
（2）铀核燃料：铀核燃料是指所用的主要燃料为铀，其主要功效在于增强铀和铀化合物的化学性质，从而提高其热稳定性和化学稳定性，使其更加安全可靠。
（3）核燃料蒸汽发生器：核燃料蒸汽发生器是目前应用较为广泛的几种核燃料之一。
它的主要特点是能够提高反应堆的热效率，提高燃料使用效率，减少核废料的产生。
2. 先进核燃料的优点（1）改善能源结构，减少对化石能源的依赖先进核燃料作为一种清洁能源，可以有效地减少对化石能源的依赖，并且对环境影响较小，不产生二氧化碳等温室气体和大量的化学污染物。
（2）提高发电效率随着技术的发展，先进核燃料可以大大提高核反应堆的热效率和使用效率，从而使其发电能力更加可靠和高效。
（3）减少环境影响相对于传统核燃料，先进核燃料的反应产生的废料较少，同时其处理方式也相对更加科学、合理，使其对环境的影响更加可控和减少。
3. 先进核燃料的挑战（1）技术难度较大先进核燃料相对于传统核燃料而言，其未知因素更多，技术难度也较大，因此在研究过程中需要投入更多科技和时间。
（2）成本相对较高先进核燃料的研究、开发和应用所需要的经费相对较高，这也是其推广应用的一个难题。
（3）政策和安全问题先进核燃料除了技术上的问题，其推广应用还需要考虑到诸多非技术问题，如法律法规和监管政策等，同时在应用方面还需要考虑到核安全问题。
第四代核反应堆系统说明介绍
第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。
预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。
核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。
在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。
这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。
并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。
图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。
对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。
对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。
目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。
第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。
但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。
它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。
有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。
核燃料循环解析
物沉淀
提取铀
（4）将沉淀物洗涤、压滤、干
燥
3.产品
铀化学浓缩物(黄饼)
（1）重铀酸钠
（1）重铀酸氨
含铀量40%-70%仍含大量杂质
黄饼
铀的加工冶炼
铀的精制： 1.目的
精制盐过程，生成核纯度的铀 将铀化学浓缩物(重铀酸钠、重铀酸氨) 转化成 易于氢氟化的铀氧化物 2.精制方式 （1）离子交换法 （2）溶液萃取法 （3）分布结晶法 3.产品 铀氧化物(U3O8、UO2等)、四氟化铀（UF4）等 4.煅烧
匀地喷洒，化学试剂在渗滤过程中与铀矿物反应，形 成的含铀溶液经底部集液系统收集，送水冶厂处理， 得到最终产品。 地下堆浸与
地表堆浸不同之处是将矿堆
建在井下。与常规采矿方法 相比，堆浸采铀省去了磨矿 工艺。主要以北方可地浸砂
岩型矿床为主（新疆、东北、 内，蒙古地区）
堆浸提铀
原地爆破浸出采铀
原地爆破浸出是通过爆破手段，将天然埋藏下的铀矿 体原地破碎到一定块度，形成矿堆，再用化学试剂与 矿堆接触并发生化学反应，有选择地浸出铀至溶液中， 最终将含铀溶液收集并输送至水冶厂处理，得到铀产 品的一种采矿方法。这种方法大大减少了矿石运输量 和尾矿库的容积，有利于环境保护。
淋洗、沉淀、压滤，干燥，最终得到合格产品。这种铀
矿开采方法不移动矿石和
围岩，将矿石的开采、选
矿、水冶集于一体。这种
采铀方法与常规采矿相比，
生产成本低，劳动强度小，
但其应用有一定的局限性，
只适用于具有一定地质、
水文地质条件的矿床。
地浸采铀
堆浸采铀
堆浸采铀方法又分为地表堆浸采铀和地下堆浸采铀两
种。地表堆浸采铀是通过常规的井下或露天方法将采 出的矿石破碎至一定粒度，在地表筑起一定高度的梯 形矿堆，通过布置在堆顶面的布液系统将化学试剂均
第四章-核燃料
110
62
24.5 (1000℃）
δδ 负值 4.2（RT）
MOX 2400
Th+UO2
1750 1325 FCC 1325 BCC
11.72（RT）
38 (1000℃） 45(650℃） 241
弹性模量 1011Pa 辐照效应
化学稳定性
生产
尺寸稳定性
1.0-1.7
2.0
2.1
6.9
450℃肿胀 没明显肿胀
墨基体是慢化剂和结构材料。全堆 需27000多个燃料球，每个燃料球 里有8300个燃料颗粒。
另一种燃料是在研究中的快堆燃料。它是 由瑞士的珀尔·雪利研究所研究的。它直接由 后处理产生的铀的硝酸盐，通过溶胶凝胶法 制成不同大小的颗粒，装入包壳，振动密实， 得到所要求的燃料装量，用于快堆。的是UO2和金属铀的混合物， 高温下是UO2和液态金属铀的混合物。
在一个O/U不等于2.0的很宽的区域，系统是 单相。是氧在氧化物中的真正的固溶体。
在各种化合物UaOb的垂线之间存在很多的两 相混合物。
比热容
二氧化铀的比热容是用于事故工况分析中的 一个极为重要的热力学量。对于一个给定的 燃料温度变化，比热容控制了热容量的变化 幅度。
燃料板轧制
燃料板滚压 燃料组件 整体加工
4.1.4 其他形式燃料
还有一些燃料。如小球燃料是一种用于高温 气冷堆的燃料。裂变燃料或增值燃料用溶胶 凝胶法制成小颗粒，外面再包复上多层复合 材料，如多孔碳（储气）、氧化硅（防止裂 变产物逃逸），最后一层是高温热解碳（做 包壳）。
清华的10MW的高温气冷堆的燃料 元件为球形，直径60mm，由50mm 的燃料区和5mm厚的外壳组成。燃 料颗粒均匀弥散在石墨基体中。石
第四代核能系统
第四代核能系统本词条缺少名片图，补充相关内容使词条更完整，还能快速升级，赶紧来编辑吧！第四代核能系统是一种具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。
中文名第四代核能系统提出时间1999年6月提出单位美国能源部包括阿根廷、巴西、加拿大目录1.1概述2.2历程3.3四代核电1.▪设计目标2.▪组成要素3.4核电未来1.5风险控制概述编辑1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。
2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。
会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。
同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。
2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。
2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。
会上各国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。
历程编辑第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热⼒循环第四代核能系统的特点及其热⼒循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利⽤空间，提⾼核安全性、经济性等⽅⾯提出了⼀系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防⽌核扩散以及消除严重事故、避免⼚外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术⽅案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界⽔冷堆（SCWR）SCWR是在⽔的热⼒学临界点以上运⾏的⾼温、⾼压⽔冷堆。
SCWR效率⽐⽬前轻⽔堆⾼1/3，采⽤沸⽔堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采⽤稠密栅格布置以及超临界⽔的热容⼤，因此SCWR只有⼀般轻⽔堆的⼀半⼤⼩。
超临界⽔冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发⽣想变，⽽且采⽤直接循环，可以⼤⼤简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运⾏压⼒25MPa，堆芯出⼝温度510℃，使⽤氧化铀燃料。
SCWR的⾮能动安全特性与简化沸⽔堆相似。
SCWR结合了轻⽔反应堆和超临界燃煤电⼚两种成熟技术。
由于系统简化和热效率⾼（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很⼤竞争⼒。
⽇本提出的热中⼦谱超临界⽔堆系统是较为典型的压⼒容器式反应堆。
该⽅案取消了蒸汽发⽣器、稳压器和⼆回路相关系统，整个装置是⼀个简单的闭式直接循环系统。
超临界压⼒⽔通过反应堆堆芯加热直接引⼊汽轮机发电，实现了直接循环，使系统⼤⼤简化。
系统压⼒约25.0MPa，反应堆的冷却剂⼊⼝温度为280℃，出⼝温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率⾼达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极⾼的温度、压⼒以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作⽤和⽔化学作⽤以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及⾮能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热⼯⽔⼒学和⾃然循环相耦合的不稳定性。
4-核燃料解析
基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等
4.3、二氧化铀燃料
性能优缺点： （1）优点 1）熔点高； 2）高温稳定性和辐照稳定性好； 3）化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相容性
好； 4）在1000 ℃以下能包容大多数裂变气体； 5）有适中的裂变原子密度，非裂变组合元素氧的热中
4.5、MOX燃料及其应用
引入钚燃料带来的问题，主要是材料基本物 理性质的变化。
钚的加入对燃料元件后处理也会有影响，过 多的钚会造成燃料在硝酸中的溶解不完全。
另外，在堆内辐照过程中，铀-235是单纯消 耗，而钚-239是既有消耗（裂变），又有生产 （增殖）的动态过程。
4.6、核燃料循环
核燃料循环从铀的制取开始，制成 燃料组件，到堆内辐照，乏燃料出堆、 冷却、储存，再从乏燃料或辐照过的增 殖材料中，提取未烧尽的和新生的核燃 料，再返回堆内使用，并将乏燃料处理 过程中产生的剩余废物进行最终处置的 整个过程称为核燃料循环。
芯块裂纹的存在和沙漏状的凸起会导 致包壳应力过大产生裂纹，往往是一。
芯块密实
芯块密实是燃料寿命早期出现的另一组织改变。辐 照条件下的芯块长度减小，密度增加的现象为辐照 密实。 减小密实化的措施： 1）提高芯块的初始密度，芯块密度达94%理论密度 以上时孔隙减少，密实量也显著减小。 2）研制辐照尺寸稳定的芯块，如添加造孔剂，得到 大于5微米的原始孔隙，减少小于1微米的孔隙体 积份额。 3）燃料棒内预充一定压力的氦气，防止包壳管倒塌。
氧及可挥发裂变产物的再分布
1）氧的再分布：CO2从冷区经裂纹和连通的孔隙 扩散到热区，将氧沉积在固体中，同时转变成 CO扩散回冷区，并重复这个过程，逐渐将氧输 送到热区。
核燃料循环与材料
核燃料循环与材料
1 核燃料循环的定义和意义
核燃料循环指的是核燃料的整个寿命期内的加工、使用和后处理等过程。
它的意义在于促进核能的可持续发展。
2 核燃料循环的流程
核燃料循环的主要流程包括：燃料制备、燃料使用、燃料后处理和废物管理等四个阶段。
其中，燃料制备包括铀矿石采选、选冶、浓缩和加工等；燃料使用包括核反应堆中燃料的使用、燃耗分析和辐照损伤评估等；燃料后处理包括燃料元件的分解、提取和分离等；废物管理则包括放射性废物的处理、转运和储存等。
3 核燃料循环的好处
核燃料循环有以下好处：
（1）减少核废物的产生；
（2）提高铀燃料的利用率；
（3）促进核能的可持续发展；
（4）保障能源安全。
4 核燃料循环的挑战
核燃料循环也面临一些挑战，包括：
（1）技术难度高；
（2）投资成本大；
（3）对环境和人体安全的风险不能忽视。
5 材料在核燃料循环中的作用
材料在核燃料循环中扮演着重要的角色。
例如，钢铁、铜、铝、
铝合金等金属材料在核反应堆中用于支撑燃料元件，载体和结构件等。
在燃料后处理过程中，铀、钍等元素需要用到特殊的抽提剂和萃取剂
等化学材料。
此外，石墨、氧化铝等材料也在核燃料循环中发挥着重
要作用。
6 材料与核燃料循环的研究方向
研究方向包括：制备高效的燃料元件，开发新型燃料，设计稳定
可靠的燃料隔离体，加强废物管理的技术，提高材料与核辐射的耐受
性等。
在核燃料循环中的应用材料研究，是核能科技的重要领域之一，也是我国能源安全和国防建设的重要一环。
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重结构
二氧化铀燃料芯块内，由于热导率低， 温度梯度大。当反应堆达到运行功率后， 很快引起芯块微观组织的变化，原始烧结 组织状态将随着时间的延长而改变。最终 形成四个区域（不变晶区、等轴晶长大区、 柱状晶区、中心孔），这种现象称为重结 构。
辐照肿胀 随着燃耗的增加，二氧化铀的密度减 小，体积变大，称为辐照肿胀。易造成包 壳管损坏。 原因：一方面，一个裂变原子分裂后形成 两个质量相对较小的裂变产物原子，造成 体积膨胀；另一方面，裂变产物中的气体 聚集形成气泡，镶嵌在燃料中，使燃料的 密度下降，发生肿胀。
4. 核燃料
4.1 4.2 4.3 4.4 核燃料的分类 二氧化铀燃料 MOX燃料及其应用 核燃料循环
4.1、核燃料
在反应堆中使用的易裂变物质和可转换物质统称 为核燃料。 裂变燃料：铀－235（自然界存在的唯一一种核 燃料 0.714%）; 铀－233； 钚－239 转换燃料：钍－232；铀－238 铀－233和钚－239分别是由钍－232和铀－238 俘获中子而形成的，所以铀－233和钚－239又称 为二次再生燃料。
4.2、核燃料的分类
氧化铀的特点 优点：熔点高，具有高的工作温度，与包 壳和冷却剂的相容性好； 缺点：密度较低，导热性能差，机械强度 低，脆性大。 钚、铀混合物：UO2+PuO2 ; UC+PuC; UN+PuN
4.2、核燃料的分类
3）弥散体燃料 弥散型燃料颗粒均匀分布在非裂变材料的基 体中，从而克服了陶瓷性材料导热和延性的不足。 弥散体燃料的辐照稳定性好，导热性能好，抗腐 蚀，能承受应力，堆内寿命长。 缺点：基体材料所占百分比大，必须使用浓缩 铀 基体材料：铝、不锈钢、锆合金、石墨等
裂变气体释放 核裂变中产生的惰性气体氙、氪的份额较 大，这些气体释放后，会使燃料棒的内压 升高；而且这些气体的导热很差，它们释 放到间隙里会降低间隙的导热性，使芯块 温度升高，所以裂变气体释放是有关安全 运行的重要研究课题。 影响裂变气体释放的最主要因素是温 度，同时与燃耗及原始组织等也有关。
影响裂变气体释放的因素：
氧及可挥发裂变产物的再分布
1）氧的再分布：CO2从冷区经裂纹和连通的孔隙 扩散到热区，将氧沉积在固体中，同时转变成 CO扩散回冷区，并重复这个过程，逐渐将氧输 送到热区。 2）可挥发性裂变产物的再分布：裂变产物中可挥 发性产物铯、铷、碘、碲等元素往冷端迁移， 特别是铯的迁移是一种蒸馏过程，铯冷凝在锆 包壳管壁上，对锆包壳有侵蚀性，使包壳管壁 受到侵蚀及应力腐蚀开裂。
4.4、二氧化铀燃料的堆内行为
二氧化铀燃料在反应堆内产生热能，由于其 导热性能差，燃料棒内沿径向的温差较大，芯 块中心温度高达2000℃以上，而外缘温度只有 500-600 ℃，形成大的温度梯度。 运行初期，芯块就由于热应力大而开裂， 随着燃耗的加深，还将出现燃料的密实化，裂 变产物析出，肿胀，裂变气体释放等。
4.3、二氧化铀燃料
性能优缺点： （1）优点 1）熔点高； 2）高温稳定性和辐照稳定性好； 3）化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相容性 好； 4）在1000 ℃以下能包容大多数裂变气体； 5）有适中的裂变原子密度，非裂变组合元素氧的热中 子俘获截面低。
4.3、二氧化铀燃料
（1）缺点 1）热导率小，使芯块的中心温度高，温度梯度过 大； 2）机械强度低、脆，在反应堆条件下易裂，且加 工成型困难。
4.1、核燃料
一般把铀－235含量富集度等于或低于5%的称为低浓 铀，把富集度等于或高于80%的称为高浓铀，中间部 分称为中间铀。 现在国际上推广低浓铀计划，即在试验堆内使用的燃 料的铀-235富集度要求在20%以下。经同位素分离后 的尾料，铀-235的含量降低到0.3%或0.25%，称为贫 铀。 动力堆一般使用富集度为1-5%的低浓铀，压水堆中使 用的是约含3%铀-235的低浓缩铀。
4.2、核燃料的分类
固体核燃料： 1）金属型：金属铀与铀合金
特点：密度高、热导率大、工艺性能好；辐照型：氧化物、碳化物、氮化物
氧化物的使用研究最多，轻水、重水、改进型气冷、 快堆等均使用烧结的氧化物圆柱小块。高温气冷堆使用 氧化物或碳化物作成的包覆颗粒在石墨基体中的弥散体。
1）温度：低于1000 ℃，裂变气体基本上都包容在二 氧化铀基体内。大于1800 ℃，裂变气体全部释放。 2）燃耗：随着燃耗的增加，裂变气体释放率也增加。 3）原始组织：晶粒尺寸大，裂变气体被晶界捕获的概 率小，释放率相应的也小。 4）堆功率变化：堆功率提升或下降时，芯块温度发生 突然的变化，热应力使已脆化了的晶界开裂。这样， 裂变气体就会随着开裂而释放。因此，伴随着每次 功率变化，气体释放量就增加。
芯块开裂
辐照时燃料芯块内的温度梯度可达103104℃/cm，热应力超过了燃料的断裂强度。 因此初期芯块径向将产生裂纹。 芯块开裂使芯块与包壳之间的间隙减 小，热导率增加，这时燃料芯块中心的温 度有所下降。 芯块裂纹的存在和沙漏状的凸起会导 致包壳应力过大产生裂纹，往往是包壳管 内应力集中的部位，也是造成燃料棒破损 的原因之一。
芯块密实
芯块密实是燃料寿命早期出现的另一组织改变。辐 照条件下的芯块长度减小，密度增加的现象为辐照 密实。 减小密实化的措施： 1）提高芯块的初始密度，芯块密度达94%理论密度 以上时孔隙减少，密实量也显著减小。 2）研制辐照尺寸稳定的芯块，如添加造孔剂，得到 大于5微米的原始孔隙，减少小于1微米的孔隙体 积份额。 3）燃料棒内预充一定压力的氦气，防止包壳管倒塌。
4.1、核燃料
对固体核燃料的要求： 1）燃料中易裂变原子密度高； 2）具有良好的辐照稳定性，保证燃料元件在经受 深度燃耗后，尺寸和形状的变化能保持在允许的范 围之内； 3）具有良好的热物性（熔点高，热导率大，热膨 胀系数小），使反应堆能达到高的功率密度； 4）在高温下与包壳材料的相容性好； 5）工艺性能好，制造成本低，便于后处理。