核燃料循环系统
核能发电内部结构
核能发电内部结构核能发电是一种高效、环保的能源利用方式，其内部结构包括核反应堆、蒸汽发生器、循环泵和冷凝器、涡轮机和发电机、控制系统以及辅助系统等部分。
下面将分别介绍这些组成部分。
一、核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，其主要作用是利用核裂变产生大量热能。
在反应堆内，核燃料通过链式反应产生能量，同时释放出中子和射线等放射性物质。
这些放射性物质可以进一步引发其他核材料的裂变反应，从而实现持续的能量输出。
反应堆中的控制棒可以调节反应速度，以控制整个核反应过程。
二、蒸汽发生器蒸汽发生器是核电站的重要设备之一，其作用是将反应堆产生的热能转化为蒸汽。
在蒸汽发生器中，一回路的高温高压水通过热交换器将热量传递给二回路的普通水，使普通水沸腾变成蒸汽。
这些蒸汽可以驱动涡轮机发电。
三、循环泵和冷凝器循环泵和冷凝器是核电站中的重要辅助设备。
循环泵的作用是推动一回路的水循环，确保热量能够均匀传递到蒸汽发生器中的热交换器。
冷凝器的作用是将蒸汽转化为水，以便循环使用。
在冷凝器中，蒸汽通过散热片降温凝结成水，同时释放出潜热。
四、涡轮机和发电机涡轮机是核电站中的重要设备之一，其作用是将蒸汽的热能转化为机械能。
涡轮机的工作原理是通过高速旋转的叶片将蒸汽的热能转化为机械能，从而驱动发电机发电。
发电机的作用是将机械能转化为电能，供用户使用。
五、控制系统控制系统是核电站中的重要组成部分，其作用是监测和控制核反应堆的运行状态，确保其安全、稳定地运行。
控制系统包括各种传感器、控制阀和计算机等设备，可以监测反应堆的温度、压力、水位等参数，并自动调整控制棒的位置和冷却水的流量等参数，以保持反应堆的稳定运行。
六、辅助系统辅助系统是核电站中的重要组成部分，包括给水系统、润滑油系统、废液处理系统等。
这些系统的作用是保障核电站的正常运行，确保其安全性和可靠性。
例如，给水系统的作用是为蒸汽发生器和涡轮机提供必要的水量；润滑油系统的作用是为各种机械设备提供润滑和冷却；废液处理系统的作用是对核电站运行过程中产生的废液进行处理和净化，确保其符合环保标准。
核燃料循环PPT课件
第五章 核素图和同位素手册
FWHM（60）： 峰康比：64：1 相对效率（60） ：40％
图3 HPGe谱仪60Co能谱图
第五章 核素图和同位素手册
图4 14C标准溶液的液闪谱 图5 90Sr-90Y样品的液闪谱
第五章 核素图和同位素手册
图6 纯化后239Pu 谱图
第五章 核素图和同位素手册
❖ 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）。
于1） G3 增殖堆（核燃料转换比大于1）
H．新堆 型开 发阶 段
H1 实验堆 H2 原型堆 H3 商业示范（验证）堆
I1 重水堆，有压力容器式和压力管式之分
I．结构型 式
I2 钠冷快堆，有池式与回路式之分 I3 高温气冷堆，有球床式与柱床式之分 I4 轻水型研究试验堆，有游泳池式、水罐式与
池内罐式之分
479.5 187W 510.6 & 511.0
1460.8 40K
650
600
550
536.7 184Ta 551.5 187W 567.2 583.2 610.5 615.3 618.4 187W 625.5 187W
654.9
685.8 187W
250
200
150
100
50
30.7 179W 58.0 W-K1 & 59.3 W-K2
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。
核工业基础知识
第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
（四）稳压器 现代大功率压水堆核电站都采用电热式稳压器。 电热式稳压器一般采用立式圆柱形结构。用来 抑制压力升高的喷雾器安置在稳压器上部蒸汽空间 的顶端。限制压力降低的电加热元件安置在稳压器 下部水空间内。
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第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
三、一回路辅助系统 （一）化学和容积控制系统 核电站的化学容积控制系统的作用是调节一回 路系统中稳压器的液位，以保持一回路冷却剂容积； 调节冷却剂中的硼浓度，以补偿反应堆在运行过程 中反应性的缓慢变化；通过净化冷却剂及添加化学 药剂，保持一回路的水质。 （二）主循环泵轴密封水系统 （三）硼回收系统 （四）补给水系统 （五）取样系统及分析室
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核工业基础知识
第二章 核反应堆
反应堆本体的组成和结构
第三节
反应堆总体结构均可分为反应堆本体和回路系统 两部分。 反应堆本体通常由反应堆（压力）容器、堆芯 （活性区）、堆内构件及控制棒驱动机构等几部分组 成，如图3所示。
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核工业基础知识
第二章 核反应堆
图 3 反 应 堆 的 构 成
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核工业基础知识
核工业基础知识核工业基础知识前言第一章核燃料循环第二章核反应堆第三章核电站动力装置第四章核燃料的开采冶炼和浓缩第五章核燃料元件的制造第六章乏燃料后处理第七章带电粒子加速器第八章核聚变装置第九章核设施退役第十章放射性废物的贮存处理和处置核工业基础知识核工业基础知识简要介绍核燃料循环体系核反应堆核动力堆装置核燃料开采冶炼和浓缩核燃料元件制造核燃料后处理带电粒子加速器核聚变装置核设施退役及放射性三废处理处置等
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第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
二、一回路系统及主要设备 压水堆核电站的一回路系统除了反应堆之外的 主要设备有：蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压 器及主管道等。 （一）反应堆压力容器 压力容器是压水堆核电站中最关键的高温高压 设备。
核电站的冷却系统原理
核电站的冷却系统原理核电站是利用核能产生电能的重要设施，其中冷却系统在核电站中起到了至关重要的作用。
冷却系统的主要功能是控制核反应堆的温度，保证核能的稳定释放，并有效保护设施的安全运行。
本文将介绍核电站冷却系统的原理和工作流程。
一、核电站的冷却系统概述核电站的冷却系统主要由循环系统和蒸汽系统组成。
循环系统负责冷却反应堆，并将产生的热量传递至蒸汽系统；蒸汽系统则是将热能转化为动能，带动涡轮发电机产生电能。
二、冷却系统的循环系统核电站的循环系统主要由冷却剂、循环泵和换热器组成。
冷却剂是循环系统的核心，其主要目的是吸收核反应堆产生的热量，并将其带走。
常用的冷却剂有轻水、重水和氦气等。
1. 轻水冷却系统轻水冷却系统是目前最常用的冷却系统。
其基本原理是通过水的循环流动吸收核能释放的热量。
在反应堆中，燃料棒中的核裂变会产生大量热能，轻水冷却系统通过循环泵将冷却剂（轻水）从反应堆中吸收热能后，输送到换热器中，再将冷却剂中的热量传递给蒸汽系统。
2. 重水冷却系统重水冷却系统采用的是重水作为冷却剂。
重水是一种含有重氢的水，对中子的吸收能力较强，具有良好的减速中子效果。
重水冷却系统的工作原理与轻水冷却系统相似，但由于重水的吸收特性，反应堆的控制更为精确，有利于提高核能发电的效率。
3. 氦气冷却系统氦气冷却系统是一种采用高温气体作为冷却剂的新型系统。
该系统常用于高温气冷堆反应堆，可以在极高温度下工作。
氦气冷却系统的冷却原理是通过高温氦气从核反应堆吸收热量后，通过换热器传递给蒸汽系统或直接用于驱动涡轮发电机。
三、冷却系统的蒸汽系统蒸汽系统是核电站冷却系统的另一个重要组成部分。
其主要功能是将循环系统传递过来的热量转化为动能，带动涡轮发电机产生电能。
在蒸汽系统中，高温高压的冷却剂通过换热器将热量传递给工质（常为水）产生蒸汽，然后蒸汽通过高压管道进入涡轮发电机组，推动涡轮快速旋转，最终产生电能。
蒸汽释放完能量后，通过冷凝器冷却成水，再次回到循环系统进行循环。
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。
核工程中的燃料循环与核废料再利用研究
核工程中的燃料循环与核废料再利用研究核工程中的燃料循环与核废料再利用研究摘要：核工程是现代能源领域不可或缺的一部分。
然而，核能发电过程中产生的大量核废料一直是人们关注的焦点。
为了解决核废料问题并更好地利用核能资源，燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。
本论文将介绍核工程中燃料循环的基本原理和技术路线，并探讨核废料再利用的潜力和挑战。
通过对国内外相关研究成果的梳理和分析，本论文旨在为未来核能工程的发展提供借鉴和参考。
关键词：核工程、燃料循环、核废料再利用、放射性废料、可持续能源一、引言核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，在世界各国广泛应用于电力生产、医疗、工业等领域。
然而，核能发电过程中产生的核废料一直是人们关注的焦点。
核废料的长寿命和放射性污染性质使其必须得到妥善处理，否则可能对人类和环境造成严重的影响。
为了解决核废料问题并更好地利用核能资源，燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。
二、燃料循环的基本原理和技术路线燃料循环是核工程中的关键环节，它涉及到核燃料的提取、制备、使用和废料处理等方面。
燃料循环的基本原理是通过对核燃料的回收和再利用，最大限度地提高核燃料的利用效率和核能资源的可持续性。
核燃料的提取是燃料循环的第一步。
目前主要采用的是钚-铀循环和铀-铀循环两种技术。
钚-铀循环通过对使用过的核燃料进行化学处理，提取出可以再利用的钚和铀。
铀-铀循环则是通过对自然铀进行提纯和浓缩，得到适合再利用的铀燃料。
核燃料的制备是燃料循环的第二步。
在核工程中，核燃料是以核燃料元件的形式使用的。
核燃料元件一般由铀或钚化合物制成，并通过化学、物理或冶金方法进行成型和加工。
制备好的核燃料元件可以直接用于核反应堆的运行。
核燃料的使用是燃料循环的第三步。
核燃料一旦放入核反应堆中发生核裂变反应，产生大量的能量和核废料。
在核废料问题得到妥善解决之前，核废料需要进行安全的贮存和处理。
同时，核燃料在使用过程中的变化和衰变也需要进行研究和监测。
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。
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第20卷 第3期核科学与工程Vo1.20 No.3
2000年 9月Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Sep. 2000
核燃料循环系统3
刘远松
(中国核工业集团公司核燃料部)
1 前 言
在“核燃料立足于国内”的方针指引下,“九五”计划期间我国核燃料工业与我国核电同步建设、配套发展,“十五”计划期间核燃料系统也必将与我国核电配套发展。
在“十五”计划期间的配套建设中,我们将继续走引进与国产化相结合的道路,积极采用先进技术和先进工艺,追求规模效益,把我国核燃料系统建成具有国际竞争能力的行业。
然而要实现这一目标,在铀转化、铀浓缩、元件制造、后处理、放射性废物处理和核设施退役这些领域中还有许多重大技术问题有待于解决,还有待于我国核工业的科技人员的相互合作和共同努力。
2 中国核工业集团公司核燃料部所属民用领域简介
氟化转化铀浓缩元件制造
后处理退役、三废处置
3 各领域简介
311 氟化转化
(1)原理
氟化转化是将氧化铀经过氢氟化反应生成四氟化铀,然后经氟化反应转变为六氟化铀的过程。
(2)六氟化铀的用处
1909年德国化学家发现了六氟化铀。
由于六氟化铀易于升华以及天然氟只有19F的单一同位素,这使六氟化铀成为同位素分离工厂惟一的工作介质。
312 铀浓缩
提高铀同位素混合物中235U的丰度的过程称为铀浓缩。
主要工业铀浓缩方法为扩散法
收稿日期:199928220
作者简介:刘远松,1982年毕业于山东化工学院化工机械专业,1989年获铀同位素专业硕士学位,现任中国核工业集团公司核燃料部副总工程师。
3本文对原报告做了删节。
252
和离心法,目前世界上正在探索激光法。
(1)扩散法
根据六氟化铀2235和六氟化铀2238气体分子通过微孔扩散速度不同来分离铀同位素。
基本分离元件是带有大量微孔的分离膜。
(2)离心法
根据质量不同的六氟化铀2235和六氟化铀2238气体分子在离心机离心力场中的平衡分布不同来分离铀同位素。
离心机分为亚临界离心机和超临界离心机两种。
(3)激光法
利用铀同位素谱线的位移现象,选择合适的激光束照射要分离的分子或原子蒸气,使其中一种铀同位素组分离解或被电离而达到铀同位素分离的效果。
313 元件制造
(1)压水堆元件
首先将铀浓缩厂的产品———U F6转化为UO2粉末,然后经UO2芯块制备、燃料棒制造及组件部件制造和最终组件组装而制成压水堆元件。
(2)重水堆元件
直接将水冶厂的产品———铀浓缩物转化为UO2粉末,之后的制造过程与压水堆元件的UO2芯块制备、燃料棒制造及组件部件制造和最终组件组装过程基本相同。
314 乏燃料后处理
(1)作用
提取和纯化铀和钚,并提取有用的裂变产物和其它超铀元素。
(2)Purex(普雷克斯)流程
目前世界上普遍认为Purex(普雷克斯)流程即水法磷酸三丁酯(TBP)萃取流程是一个经济可靠的乏燃料后处理方法,已被普遍应用。
Purex(普雷克斯)流程的主体大多由共去污2分离循环、钚净化循环和铀净化循环组成。
共去污2分离循环实现铀、钚与裂变产物的分离以及铀与钚的分离,钚净化循环和铀净化循环进一步纯化和浓缩钚和铀的硝酸溶液。
硝酸钚经沉淀和煅烧转化成PuO2产品,硝酸铀酰经湿法或干法转化成UO2产品。
(3)特点
由于乏燃料的强放射性,必须采用远距离操作、控制和检测的方法,必须考虑射线对后处理工厂选用物质的辐照效应。
临界问题也是十分重要的问题。
315 放射性废物处理和核设施退役
(1)放射性废气处理
一般采用过滤吸附的方法,即废气中的放射性核素被过滤器吸附,而通过的气体被大气稀释。
(2)放射性废液处理
放射性废液分为:弱放、低放、中放和高放废液四类。
目前国际上通常采用的处理工艺为:
弱放———稀释排放。
低放和中放———化学沉淀、离子交换、蒸发浓缩、絮凝过滤等方法将其中的放射性核素浓缩,浓缩的放射性废物(高放废物除外)通常用水泥固化在金属筒中。
高放———目前尚无满意的方案可供使用,但倾向于减容后进行玻璃固化、沥青固化、聚合固化
352
或水泥固化。
(3)放射性固体处理
低放———切割、去污、压缩减容、焚烧和封装。
中放———压缩减容、焚烧和封装等。
高放———最终处置。
对含超铀元素等长寿命的放射性废物的最终处置,倾向于深地层长期存储。
(4)核设施退役
核设施种类很多,退役采用的方式不同。
反应堆的退役废物主要为中子活化部件,而后处理厂退役废物主要由放射性污染造成的。
(上接第243页,Continued from page243)
为了形象地描述这些研究手段与研究对象之间的关系,可以以模拟氢弹物理过程为例,用图解来表示:
氢弹的物理过程大致可分为初级中的高能炸级爆轰、内爆、裂变燃烧、助爆燃烧、辐射流、次级的内爆、燃烧(聚变和裂变)和爆炸、各种效应的产生等八个阶段。
在建模和模拟时,必须结合地面实验(A GEX)中全尺寸、全能量密度或真实核材料的实验数据,理论和实验室规模的科学研究和实验数据;结合档案中以往核试验数据以及专为检验建模和模拟有效性而进行的实验。
这样反复实验,不断改进,最后得到有关核武器安全性、可靠性的准确预言。
总起来说,在禁核试之后,美国将通过“SBSS”“ASCI”等计划的实施,对核武器物理过程的规律性作更深入、更精细、更确切的研究和了解,这与以往主要靠核试验提供综合信息相比,要求更高了,也更费钱。
所以有人指出,禁核试之后,有核国家围绕核武器研究将在一个更高水平上,更深的层次、更难、更复杂的条件下展开新的竞争。
452。