第四章 核燃料
4.2.1 .1 二氧化铀的物理性能
（1）晶体结构 （2）密度 （3）熔点 （4）比热容 （5）导热率 （6）热膨胀 （7）蒸汽压
二氧化铀的晶体结构
二氧化铀的晶体结构
图4-2 铀——氧系平衡图
相图中的垂线代表化合物UO2(O/U=2.0)和
U4O9 (O/U=2.25) ， O/U比较大的其它化合物 是U3O8 和UO3。
4.2 二氧化铀燃料
优点： a. 熔点高，晶体结构为面心立方（FCC），各向
同性，并且从室温到熔点没有相变。 b. 高温稳定性和辐照稳定性好。 c. 化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相 容性好。 d. 在1000℃以下能包容大多数裂变气体。 e. 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（0.002靶恩）。 缺点： a. 导热系数小，使芯块的温度梯度过大。 b. 机械强度低、脆，在反应堆条件下易裂，且加 工成型困难
232 90
233 233 Th 01n 233 Th Pa 90 91 92 U T 1 2 27.4天 T 1 2 22.2分
238 92
239 239 U 01n 239 U Np 92 93 94 Pu T 1 2 2.35天 T 1 2 23.5分
铀合金
加入适量铜，可以稳定α相；
加入钼、锆、铌可以稳定γ相。 含铀量60%的锆-铀合金曾用于希平港动力反应堆，
U-ZrH用于脉冲堆，
铀- 锆合金仍是一种有希望的金属燃料。美国的快 堆一体化燃料循环研究就是用金属型的铀-钚-10%
锆合金作钠冷快中子堆燃料的。 铀-钼合金也得到很大的重视，开展了深入的研究工 作。
理想的核燃料需具备以下特点
燃料中易裂变原子密度高，即材料中应含有高浓度的裂
变（或增殖）原子，其它组合元素中不应有中子吸收截 面大的原子。 导热性能好，即可以有高的功率密度（每单位堆芯体积 的热功率高），或高的比功率（每单位质量燃料的热功 率高），燃料能承受高的热流而不产生过大的温度梯度， 并能使燃料中心温度保持在熔点以下。 熔点高，熔点以下没有相变，不会因为相变而导致熔点 以下的密度、形状、尺寸及其它变化。 低的热膨胀系数，以保持燃料元件的尺寸稳定。 具有化学稳定性，与包壳材料相容，与冷却剂不发生化 学反应。 辐照稳定性好，即在强辐照下不会因肿胀、开裂和蠕变 等引起变形而失效；机械性能（强度、韧性等）也不应 在辐照下有很大的变化。 材料的物理和力学性能好，易于加工，并能经济地生产。
金属铀
熔点较低 （1133℃）
在熔点下随温度变化而引起相变， 而且α相（正交晶系）各向异性，三个轴向上的热
膨胀系数不同，a向最大（39×10-6/℃）、c向次之 （27.6×10-6/℃）、b向为负（-6.3×10-6/℃） 相变和热膨胀会造成温度循环下的严重扭曲； 金属铀辐照稳定性差，辐照引起的尺寸变化，几何 变形严重，它的堆内寿命短。
4.2（RT）
38 (1000℃） 45(650℃） 241
344-1380
弹性模量 1011Pa 辐照效应
1.0-1.7
2.0
2.1
6.9
450℃肿胀
没明显肿胀
比UO2肿胀 略多 至500℃与 钠不作用,与 水作用 从UO2制得
氮的寄生 俘获 与氧、氢、水作 用 从UO2制得 生物学上有害
U从心部 向边缘迁 移 与空气、水 作用,与钠不 作用 FBR20% PWR35% 易
低温下，O/U<2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。 二氧化铀的比热容按下式随温度变化： Cp=-84.053×10-7T2+48.753×10-3T+36.707 (4-1) 式中，Cp的单位是J•mol-1•K-1, 1065℃<T<2030℃
可以用作核燃料的核素有铀-233、铀-235、 钚-239，其中只有铀-235是天然存在的，天 然铀中仅含0.714%的铀-235，其余为约占 99.28%的铀-238和约占0.006%的铀-234。 铀-233和钚-239是在反应堆中通过钍-232 和铀-238俘获中子后嬗变得到的。其核反应 过程如下：
2)压缩强度－晶粒尺度在0-20μm的二氧化铀的压缩强度在420到980Mpa之 间。 3) 弹性模量－与温度、气孔率有关。室温时约为2.1-2.3×105MPa,随温度 增加，该值呈直线下降，系数为3.09×10-2/K；随气孔率增加，弹性模 量减小。关系式如下： EP = E0（1-2.62P） （4-3） 式中： P为气孔率，E0为室温时理论密度的UO2的弹性模量，为 2.26×105MPa。 4)高温蠕变－高温时的变形可用机制来描述。二氧化铀的高温蠕变可用下 式来表示：
4.1.2 陶瓷型燃料
铀、钚、钍与非金属元素（氧、碳、氮等） 的化合物组成了陶瓷型核燃料。由于这些燃 料有很高的熔点，无相变，与包壳和冷却剂 相容性好，辐照稳定性好等有利条件，动力 堆普遍采用这类材料作核燃料。 陶瓷型核燃料有氧化物型、碳化物型及氮化 物型。氧化物型应用最普遍。各种的性能对 比参见表4-1。
ε
= （A1ζ/G2）exp（-Q1/RT） + A2ζ4.5exp （-Q2/RT）+CF ζ （4-4）
式中：A1、A2、C为常数与裂变率有关； Q1、Q2 是蠕变激活能 ；ε是稳 定蠕变速率；ζ是施加的应力；G是晶粒尺寸；R是气体常数；T是温度； F是裂变率。
二氧化铀的机械性能
图4-3 UO2断裂应力、应变与温度的关 系
4.2.1.2 力学性能
UO2在常温下是脆性陶瓷体，断裂强度约为 110MPa，在韧脆转变温度（～1400℃）以上，随 着温度升高，强度急剧降低，同时出现塑性。 1)断裂强度－二氧化铀在脆性范围内的断裂强度与密 度、晶粒度、温度有关。 ζf = 170×[1-2.62（1-D）]1/2 G-0.047exp （-1590/RT） （4-2） 式中 ζf—断裂强度（MPa）；D—密度；G—晶粒尺 寸（μm）；T—绝对温度；R—气体常数 （8.134J/Mol．K）。
4.1 燃料的分类
固体燃料可以分为金属型、陶瓷型和弥散体
型。
4.1.1 金属型燃料
（1）金属铀 从室温到熔点有三个同素异构体，分别为 α、β、γ相。 优点是裂变原子密度高；导热性能好；加工 性能好。 缺点是熔点低（1133℃），有相变，辐照稳
定性差 ，几何变形严重，化学性质活泼与水， 空气，氢气在常温下反应。
第四章
核燃料
内容提要
燃料的分类
金属型燃料,陶瓷型燃料,弥散体型,MOX燃料 板状燃料元件,小球燃料,振动密实燃料
二氧化铀燃料 二氧化铀的性能 二氧化铀燃料的制造 二氧化铀燃料的堆内行为
核燃料
在反应堆中使用的易裂变物质和可 转换物质称为核燃料。核燃料中必
须包含有易裂变的核素，当它们在 反应堆内工作时，可以维持链式反 应，并释放裂变能。
芯体组坯
燃料板轧制
C A R R 燃 料 组 件 制 造 工 艺 图 解
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）。
弥散型燃料
弥散型燃料具有熔点高、与包壳相 容性好、抗腐蚀、抗辐照、导热性
能好等优点。 弥散性燃料主要用于实验堆，也用 于动力堆和生产堆做燃料。
板状元件
板状元件是一种弥散体燃料。它是一种 “三明志”的结构，两边是金属（铝）包壳， 中间是燃料颗粒弥散在金属（铝）基体中。 弥散体燃料颗粒可以是氧化物，也可以是 硅化物。如CARR堆燃料芯体是由U3Si2弥散 在铝基体中形成的。这种燃料克服了导热性 能差的缺点，也对燃料的抗肿胀性能有所提 高。由于它一般使用铝合金为包壳，不能用 于动力堆，是用于研究堆的。现在也有用锆 合金作包壳的用于动力堆。
几何尺寸变化的因素
在450℃以下，变形主要由α相的各向异性所
引起； 大于450℃，变形主要源于辐照肿胀，体积增 大，密度减小 。 因此堆内寿命(堆龄）只有几千MWd/tu
金属铀不能用于水堆
金属铀有很强的化学活性，即使在 常温下也能与空气、水、氢气发生
反应。 早期的英国、法国反应堆曾采用它 作反应堆燃料，用二氧化碳气体冷 却。
金属钚---缺乏实用价值
由于熔点低（640℃）
熔点以下有六种同素异构形式:α、β、γ、δ、
δ ‘ 、ε）， 化学稳定性不好， 并且生物学上有毒性。
金属铀
α相：室温到668℃，属正交晶系，
密
度为19.06Mg/m3； β相：668℃到774℃，属四方晶系， 密 度为18.81Mg/m3，相变时体积增大1.15% ； γ相：774℃到熔点1133℃，属BCC晶系，密 度为18.06Mg/m3，从β相到γ相体积增加 0.71%。
表4-1 各种核燃料的性能对比
U 熔点（℃） 晶体结构 1133 αRT-668 β668774γ774-MP UO2 UC UN Pu MOX Th+UO2
2865 FCC
2380 FCC
2850 FCC
640 α
第四章反应性变化与控制
五、反应性补偿与控制 (2)
反应性补偿与控制的手段：
–
– – –
控制棒：速度快，但造成通量扰动。 硼酸：均匀，但速度较慢，对温度系数可能造成 负面影响。 固体可燃毒物：均匀，不可调节，只使用与补偿 燃耗造成的反应性损失。 其他：如减少慢化剂、移动反射层等，在研究堆 中有一些特殊的办法。
结 束
三、裂变产物中毒(4)
当反应堆处于稳态运行时，I和Xe的密度都不再随时 间变化，处于所谓的平衡态。这时Xe的原子密度为： Nx = (wI + wx)∑fΦ / (σxΦ + λx) 氙瞬态问题：功率阶跃变化时Xe的原子密度有一个 瞬态变化过程，从而造成了倍增因子的瞬态变化。 典型情况：停堆时的“碘坑”现象。 氙振荡：氙密度随反应堆功率之间在空间上存在正 反馈机制的振荡现象。在大尺寸通量高的反应堆中 有可能出现。
三、裂变产物中毒(2)
三、裂变产物中毒(3)
反应堆中135Xe主要来源于裂变产物135I的 衰变，一小部分直接通过裂变产生。 135Xe 一方面强烈吸收中子变成136Xe，一方面通过 β 衰变转变成135Cs。设任意时刻I和Xe的核密 度分别为NI和NX，则可以列出关于它们的微 分方程：
dNI/dt = wI∑fΦ －λ INI dNX/dt = λ INI＋wX∑fΦ －λ XNX－NXσ XΦ
有效增值系数随燃耗深度变化曲线
四、燃耗分析(6): 堆内燃料管理
堆内燃料管理：为使堆内燃耗深度尽可能均 匀而采取一些技术措施，如分区装料、用硼 酸或可燃毒物代替控制棒、优化的控制棒运 行程序、优化的换料方案等等。进行优化的 堆内燃料管理可以增加反应堆换料周期、提 高燃耗深度，从而明显提高电站的经济效益。
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
9
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。
10
核工业基础知识
第二章 核反应堆
图 3 反 应 堆 的 构 成
11
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。
反应堆结构与核燃料
第四章反应堆结构与核燃料反应堆是核电站中的热源，其内部装有可以进行可控链式核反应的核燃料，源源不断地释放出能量。
核反应产生的热能通过载热剂传给汽轮机作功，汽轮机带动发电机，产生的电能被输送到电网。
反应堆由堆芯、压力容器、上部堆内构件和下部堆内构件等几部分组成。
反应堆安置在反应堆厂房（也称为安全壳）的正中，它的六条进出口接管管嘴支撑在作为一次屏蔽的混凝土坑（即堆坑）内，而堆坑位于一个大约10米深的反应堆换料水池的底部。
参见图4.1。
图4.1 反应堆位置- 35 -- 36 -图4.2 反应堆剖面图- 37 -图4.2是压水堆的结构简图，它可分为以下四部分：● 反应堆堆芯● 堆内构件● 反应堆压力容器和顶盖● 控制棒驱动机构4.1 反应堆堆芯4.1.1 堆芯布置核反应堆的堆芯位于压力容器中心，由157个几何形状及机械结构完全相同的燃料组件构成，核反应区高3.65m ，等效直径3.04m 。
燃料核裂变释放出来的核能立即转变成热能，并由冷却剂导出。
在典型的燃料管理方案中，初始堆芯按燃料组件浓缩度分成三个区。
所谓燃料浓缩度也称富集度或丰度，是指燃料中235U 同位素在铀的总量中所占比例。
在堆芯外区放置浓缩度高的燃料组件，浓缩度较低的燃料组件则以棋盘状排列在堆芯的内区，如图4.3所示。
通常每年进行一次换料，更换约三分之一燃料组件，称为一个燃料循环。
换料原则是将燃耗最深的燃料组件取走，在外区加入新燃料组件，而其余组件在堆芯中央重新布置，使功率分布尽可能均匀。
在第六循环之前新加入燃料的浓缩度均为3.25％。
为满足不断增长的发电需求，从第七循环开始新换燃料的富集度改为3.7% 。
按照规划，今后还将采用长燃耗循环，即18个月换料方式，届时新换燃料的富集度将提高到4.45% 。
图4.3 堆芯分区布置（第一循环）- 38 -4.1.2 燃料组件大亚湾核电站目前所用的AFA-2G 型燃料组件由骨架和燃料棒组成，呈17×17正方形栅格排列，总共有289个栅格，其中264个装有燃料棒。
核燃料后处理及核废物处置(第三章和第四章)
用4-6mol/L的热硫酸溶解不锈钢包壳。
Fe H 2 SO 4 FeSO 4 H 2
Cr 1 .5 H 2 SO 4 0 .5Cr 2 ( SO 4 ) 3 1 .5 H 2
Ni H 2 SO 4 NiSO 4 H 2
化学溶解去壳法的缺点
（1）溶解速度慢，且不稳定，硝酸根对不锈钢包壳
东华理工大学 化学生物材料科学学院 张志宾
首端处理的目的：将不同种类的乏燃料组（元）件加工 成具有特定的物理、化学状态的料液，供铀钚共萃取共
去污工序使用。
首端处理对后处理试剂的消耗量、三废的产生量及运行费有很 大的影响，而且直接关系到萃取工艺工程能够顺利进行。
因此，首端处理是后处理工艺的重要组成部分。
优 点：（1）产生的废物包壳处于固态状态，克服
了化学法溶解包壳那样产生过多的放射性废液， （2）也解决了机械脱壳可能将少量芯体夹带在包
壳中而失去核燃料。
缺 点：切割设备较复杂，需遥控操作。 应 用：用于处理锆及其合金包壳、不锈钢包壳， 是动力堆乏燃料元件有代表性的去壳方法。
1 乏燃料元件的剪切
乏燃料剪切的要求： （1）切除元件端头，使不含铀芯的金属材料尽可能
铝包壳的元件
在同一溶解器中先用碱溶壳，再用硝酸溶芯的溶解 过程。
2 Al 2 NaOH 2 H 2 O 2 NaAlO
2
3H 2
氢气与空气的爆炸极限为4% ～75%（范围较宽，爆炸难控制）， 在NaOH溶液中添加适量NaNO3可以一直氢气的产生。
8 Al 5 NaOH 3 NaNO 3 2 H 2 O 8 NaAlO
溶解器出现正压造成放射性物质泄漏的危险。
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。
第四章核能材料.解析
4.改进型水冷动力反应堆材料
4.1 压水堆堆芯新材料 压水堆堆芯部件的工作条件十分苛刻，因而 对其运行的可靠性、经济性和安全性要求越来越 高。为了满足这种要求，一方面堆芯设计不断更 新，另一方面制造部件所使用的材料也将随之改 进。目前没根据核能发展需要而开发的压水堆堆 芯新型材料最具有典型的锆合金包壳材料。水冷 动力堆堆芯的另一种改进型材料是可燃毒物材料 。研究表明，Gd2O3是一种良好的材料。
4.1.2 锆-2.5铌合金
锆-2.5铌合金主要成分是2.5%-2.8%（质量） Nb和1000×10-6-1300×10-6O.添加Nb可以使合 金得到强化并提高耐蚀性，少量的氧也可以强化 合金，在合金重要严格的控制有害杂质氢和碳、 氯和磷。前者容易造成合金氢化开裂；后者会降 低其断裂韧性。 锆-2.5铌合金主要性能： 微观组织和断裂韧性 晶粒结构由β-Zr薄膜围绕α晶粒组成。该薄膜 可以连续或轻度破损；α粒子基极基本上呈现平行 于周向的织构；位错密度等于10-14，断裂韧性大 于250MPa.m1/2。
核能就是指原子能，即原子核结构发生变化时释放出的 能量,包括重核裂变或轻核聚变释放的能量。1938年德国化 学家哈恩首次揭示了核裂变反应，他通过研究发现，铀235在中子的轰击下分裂成两个原子核，同时放出三个中 子，这一过程伴随着能量的放出，这个过程就是核裂变反 应，放出的能量就是核能。物质所具有的原子能比化学能 大几百万倍以至上千万倍。
238U和232Th资源丰富，为核能的利用提供 了广阔的材料来源。此外，由于铀238和钍232是 能够转换成易裂变核素的重要原料，且其本身在 一定条件下也可产生裂变，所以习惯上也称其为 核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚，锂和 其它化合物等。核工程材料是指反应堆及核燃料 循环和核技术中用的各种特殊材料，如反应堆结 构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化 剂、冷却剂、屏蔽材料等等。核材料必须置于设 有多重实体屏障的保护区内，并实行全面管制与 统计，防止损失与扩散。
第四章 堆的热源及其分布--2010版
部件(除堆芯外)释热量的相当大的份额。 因此停堆后也必须排热。因为发生断电事故时需要快速停堆，所
以有必要针对此种情况采取冷却反应堆的措施。可以采用备用发电设 备(比方说柴油机)向冷却剂泵供电。或者专门设计主冷却剂回路，使 它具有的自然驱动压头大到足以维持充分的冷卸剂流量。在动力堆的 情况下，无论如何也不应将冷却剂完全排净作为快速停堆的一个措 施。
和裂变产物的几级放射性衰变引起的过程。这些过程在停堆以后一段 时间内还要继续释出热量。
过剩中子引发的能量
Ⅲ类描述的是过剩中子在燃料结构、慢化剂、冷却剂、包壳等材 料中的非裂变吸收所引起的过程，它们大约释放出7兆电子伏的能量。
这样，每次裂变在活性区内总计产生大约200兆电子伏的能量。 大致的射程(表4-1的第四栏)表示某种粒子在其能量耗尽并转换为 热能之前自起点所走过的大致距离。 例如，裂变碎片在非常短的距离之内(小于0.01毫米)就慢化了，因 而可以认为它们的动能转换为热能是在燃料内裂变处发生的。 裂变中子，包括瞬发中子和缓发中子，在连续的散射过程中逐步 慢化(在热堆内)。它们的射程是中等的(从几分之一吋到几吋)，其能量 转换为热能是在与它相互作用的各种反应堆材料中发生的。 粒子也是短射程类。 能量具有长射程，其中大部分完全从反应堆活性区泄漏出去，而 为反应堆容器的屏蔽材料所吸收。 在发射出来的各种粒子中，中微子与反应堆材料不起反应，它们 携带的占总数百分之五的能量无法回收的。其余的百分之九十五，虽 有一部分是长射程的，但都是可能回收的。 即使是这种长射程的能量，也必须对围筒、屏蔽、容器等部件进 行冷却，将此能量排走。不过有时无法用主冷却剂来冷却这些部件， 因而这些部件中释出的热量不能用来发电。
(4-7)
式中为堆芯内任一位置(r，z)处的体积释热率；为堆芯最大体积释热 率，
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
核燃料后处理工程课后习题
第一章1-1.核燃料的内涵是什么,核燃料循环这一概念是如何形成的?1-2.核燃料后处理的任务及其产品形式是什么?1-3.简述核燃料后处理厂的特点.1-4.核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发?1-5.简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺过程.第二章2-1.理解、记忆铀、钚、次锕系元素的重要化学性质。
2-2.理解、记忆裂变碎片元素的重要化学性质。
2-3.理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。
2-4.理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀、钚的因素。
2-5.了解磷酸三丁酯对裂片元素的萃取性能。
2-6.理解磷酸三丁酯及稀释剂化学分解和辐射降解的过程，降解产物的种类及其对Purex工艺的影响。
2-7.理解多级逆流萃取-洗涤过程及其定量描述方法。
第三章3-1.简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响。
3-2.理解并记忆核燃料后处理工艺原理流程框图。
3-3.简述世界各国应用Purex工艺流程概况。
3-4.乏燃料元件运输过程中要考虑哪些问题？3-5.简述快中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤。
3-6.乏燃料组件放置（冷却）贮存的目的是什么？第四章4-1.水法核燃料后处理工艺的首段处理包括哪些步骤？4-2.乏燃料元件的脱壳方法有哪几种？简述各种脱壳方法的优缺点及其实用性。
4-3.理解、掌握乏燃料芯体溶解反应、溶解过程及操作要点。
4-4. 1AF料液制备中要考虑哪些问题？4-5.试比较生产堆、动力堆和其他堆型乏燃料首段处理的特点和工艺要求。
4-6.可以采取哪些措施来降低溶芯过程的酸耗？第五章5-1.为什么说，确保共去污-分离循环的安全稳定运行是后处理厂的关键环节之一？5-2.理解、记忆铀钚共去污-分离工艺过程；5-3.简述几种还原钚（Ⅳ）实现铀钚分离的方法，针对这些方法的优缺点，你能提出什么新创意？5-4.你能对1A槽（柱）和1B槽（柱）的运行提出什么建议吗？5-5.循环经济在铀钚共去污-分离循环流程中有哪些体现？第六章6-1.理解、记忆制定钚的萃取净化循环流程时各参数的依据。