核燃料循环后端PPT课件
核电厂核燃料ppt介绍原理
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秦山核电厂 15×15－21；外形尺寸为199.3×199.3mm，8层因科镍定位格架。 204根元件棒。 燃料棒长3210mm，活性段长2900mm 包壳直径为10±0.03mm,壁厚0.7±0.04mm,材料为Zr-4。 芯块直径8.43±0.02mm，高度10±0.5mm,双碟形（深度0.35mm）。 铀－5 加浓度为2.40％,2.6725和3.00％。预充压～1.96MPa。燃耗至 30000MWd/tU。 • 大亚湾核电厂 17×17的AFA-2G组件，燃耗为33000MWd/tU。燃料棒直径9.5mm， 长度3859mm。 从2002年使用AFA-3G组件，组件的平均卸料燃耗45000MWd/tU，接 近50000MWd/tU的国际水平。 从AFA-2G至AFA-3G的主要改进是燃料富集度提高至4.45％，采用 Gd2O3-UO2可燃毒物芯块，包壳采用了M-5合金（Zr-1%Nb-0.12%O）, 加大导向管壁厚，降低上下管座的压降，增加3组带有搅混翼的中间跨 距的中间格架，从而提高了包壳管的抗腐蚀、抗辐照、抗弯曲性能和热 工水力裕量。 • 目前法国又有新开发（1999年）的ALLIANCE组件，所有材料（导向 管、包壳管、格架）均用M5合金，燃耗70000MWd/tU。
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表4-1 各种核燃料的性能对比
UO2 U 熔点（℃） 晶体结构 1133 αRT-668 β668774γ774-MP 2865 FCC 2380 FCC 2850 FCC 640 α 2400 1750 1325 FCC 1325 BCC 11.72（RT） UC UN Pu MOX Th+UO2
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
五核燃料循环完ppt课件
核燃料循环
1 核燃料循环 2 铀资源 3 勘探与采冶 4 转化 5 浓缩 6 元件制造 7 堆内使用和暂存 8 核燃料的处理
烧伤病人的治疗通常是取烧伤病人的 健康皮 肤进行 自体移 植，但 对于大 面积烧 伤病人 来讲， 健康皮 肤很有 限，请 同学们 想一想 如何来 治疗该 病人
铀浓缩
铀－235同位素的浓度 天然铀：0.712％（CANDU） 浓缩铀：2(轻水堆)~10％，低浓缩铀、高浓缩铀 贫料铀：0.2%（未料）
铀浓缩 --同位素分离
铀同位素分离扩散机群
Gaseous diffusion
铀同位素离心级联
Ultracentrifugation
烧伤病人的治疗通常是取烧伤病人的 健康皮 肤进行 自体移 植，但 对于大 面积烧 伤病人 来讲， 健康皮 肤很有 限，请 同学们 想一想 如何来 治疗该 病人
世界铀资源分布
加拿大
哈萨克斯坦
美国
价格
南非
澳大利亚
烧伤病人的治疗通常是取烧伤病人的 健康皮 肤进行 自体移 植，但 对于大 面积烧 伤病人 来讲， 健康皮 肤很有 限，请 同学们 想一想 如何来 治疗该 病人
世界铀资源用于反应堆的产能效率
按能值折算为标准煤单位：Gt标准煤
天然铀资源
用于热中子反应堆
6.1 核燃料循环 Nuclear Fuel Cycle
前端
后端
烧伤病人的治疗通常是取烧伤病人的 健康皮 肤进行 自体移 植，但 对于大 面积烧 伤病人 来讲， 健康皮 肤很有 限，请 同学们 想一想 如何来 治疗该 病人
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
核燃料后处理解析ppt课件
资金是运动的价值，资金的价值是随 时间变 化而变 化的， 是时间 的函数 ，随时 间的推 移而增 值，其 增值的 这部分 资金就 是原有 资金的 时间价 值
乏燃料中剩余易裂变燃料和可转换材料只有经后处理分离 净化后才能得到回收复用。 ☞ 对低加浓铀乏燃料中尚含有235U～0.9％、238U～95％和新生 成的易裂变物质239Pu～1％，经后处理可以从中回收有用的 铀和钚，再制成UO2、PuO2或UO2＋PuO2（MOX）燃料返 回热堆或快堆使用，使核燃料得以有效利用，缓解发展核电 与铀资源不足的矛盾。 ☞ 对于燃料的初始235U富集度为3.3％、燃耗为33000 MWd/t 的1000 MWe（即100万千瓦）的压水堆电站，若燃料用后不 再循环，每年需要天然铀（以U3O8计）约200t；而通过后处 理使铀可节约天然铀约15％，铀、钚同时循环使用，可节约 天然铀40％。此外，实现铀循环还可节约分离功6-10％，实 现铀、钚同时循环可节约分离功约40％。如果使用混合氧化 物燃料的快中子增殖堆核燃料闭路循环，对铀资源的利用率 可从热堆的0.5-1％提高到60-70％！
☞ 核弹头的主要装料是239Pu 与235U的生产相比较，用天然铀作原料，在反应堆内将238U
转换为239Pu，然后通过后处理提取军用钚是发展核武器 的更加经济而有效的途径。另一方面，核弹性能上，钚 弹的临界质量要比铀弹要小，同样威力的原子弹用钚量 只有用铀量的1/3-1/4左右。 谁掌握了后处理技术，谁就有可能制造更经济的核武器。
工业上曾先后使用过的主要流程有磷酸铋流程、Redox流 程、Butex流程、Thorex流程和Purex流程。而在各种萃取 流程中性能最好、使用最成功的是以TBP为萃取剂的Purex 流程：目前世界各国用来处理电站辐照核燃料的工艺流程 （而离子交换法则是用于尾端处理，作为钚或镎产品的纯 化、浓缩手段）。
核燃料循环第一章(授课)
核燃料循环第一章核燃料循环第二章核燃料循环前段第三章燃料在反应堆的辐照第四章锕系元素及裂变产物元素过程化学第五章核燃料后处理第六章先进燃料循环第一章核燃料循环几千年来人类一直在为扩大能源、提高自己驾驱自然界的能力而奋斗。
在掌握原子能以前，人类利用的几乎一切能源，只涉及分子或原子的重新组合，不涉及原子核部结构的变化。
人类到20世纪初才逐步认识原子核。
人为地促使原子核部结构发生变化，释放出其中蕴藏的巨大能量并加以利用，是20世纪40年代才实现的，这就是原子能工业的开端。
当核能进入人们的生产和生活后，一种通过原子核变化而产生的新能源从此诞生。
就全球围来说，能源是维持人类生存和发展的必要条件。
特别是对于发展中国家，要提高人民的生活水平，除了国外的和平环境外，教育、卫生、农业的发展和工业化的实现，均有赖于足够的能源供应，尤其是电力供应。
表各国人均一次能源消耗(2003年，单位: 人均吨当量油)当前，世界上的主要能源是煤、石油、天然气这些化石燃料，化石燃料不是可再生能源，用掉一点儿就少一点儿。
燃烧化石燃料向大气排放大量的“温室气体”二氧化碳、形成酸雨的二氧化硫和氮的氧化物，并排放大量的烟尘，这些有害的物质对环境造成了严重的破坏。
核能不产生这些有害物质。
1987年，世界卫生组织总干事布伦特兰领导的世界环境和发展委员会提出了“可持续发展”的概念。
为了实现可持续发展，人类迫切地需要新的替代能源。
在开发新型能源时，人们往往首先想到除水力资源外的可再生能源，如太阳能、风能、地热能、潮汐能等等。
但是这些可再生能源的能量过于分散、间断性，难以收集，因受多种条件限制，只能在一定条件下有限的开发，很难大量利用，估计每种能源在总能源利用中很难超过1％。
尽管太阳能是一种清洁的、可再生能源，但由于它的能流密度太低，在单位面积上得到的能量很小，一座1000MW的太阳能电站，为吸取太阳能的地面面积大约是108m2，要把这样大面积的太阳能收取和集中到发电站来所需的技术措施和经济代价都是难以接受的。
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)。
核燃料循环各个阶段
核燃料循环各个阶段（实用版）目录一、核燃料循环的定义与重要性二、核燃料循环的组成部分1.前端：铀矿开采、矿石加工（选矿）2.后端：核燃料在反应堆中使用、乏燃料处理三、铀矿地质勘探与开采1.铀矿普查勘探工作的程序2.铀矿开采方法四、铀提取工艺1.铀化学浓缩物2.铀的富集度五、核燃料在反应堆中的使用1.反应堆的作用与构成2.燃料组件的更换与处理六、乏燃料处理1.乏燃料的定义与特性2.乏燃料的处理方法与设施正文核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分，它涉及到核燃料的获得、使用、处理以及回收利用等多个环节。
为了更好地理解核燃料循环，我们需要对其组成部分进行详细的了解。
核燃料循环主要包括前端和后端两个部分。
前端主要包括铀矿开采、矿石加工（选矿）等环节。
在这个过程中，地质勘探起着至关重要的作用。
通过对铀矿床的地质条件进行研究，可以有效地指导普查勘探，探明地下的铀矿资源。
铀矿开采方法主要有露天开采、地下开采和原地浸出采铀三种。
在铀矿开采和加工后，铀需要经过提取工艺进行富集。
铀提取工艺的基本任务是将开采出来的矿产加工富集成含铀较高的中间产品，通常称为铀化学浓缩物。
铀的富集度是指铀 -235 同位素在铀总重量中的比例。
富集度的提高可以使铀更加适用于核反应堆的使用。
核燃料在反应堆中的使用是核燃料循环的核心环节。
反应堆中的燃料组件需要定期更换，而更换下来的乏燃料则需要进行处理。
乏燃料是指在反应堆中使用过的、含有放射性核素的燃料。
乏燃料的处理包括冷却、包装、储存和处置等环节。
处理乏燃料的目的是确保放射性物质不会对环境和人类造成危害。
总的来说，核燃料循环是一个复杂且重要的过程，它涉及到铀矿的开采、铀的提取、核燃料在反应堆中的使用以及乏燃料的处理等多个环节。
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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）、பைடு நூலகம்的提取、精制、转换、浓缩、元件制 造等；
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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
美国汉福特工厂 英国温斯凯尔工厂
对钚去 污因子
>108 3×108
对铀去 污因子
107 107
铀钚分离系数
U/Pu
>107 1×107
Pu/U
106 3×105
铀回收 钚回收 率（％） 率（％）
99.9 99.9 99.97 99.8
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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
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
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。
2
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
3
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
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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
（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
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 干法后处理尚未实现商业运行
4
• 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
核集团天津理化工程研究院、上海八所、太原七院
铅容器、钢容器、贫铀容器和铸铁容器
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未来后处理厂的改进
世界后处理工业已经有超过30年的运行经验
通过经验的积累、持续的R&D（research and development) 和工程上的努力，工厂性能得到不断改进 —— 环境影响和工作人员辐照持续减少 —— 工艺改进使处理能力增加 —— 工厂可操作性的改进，启动运行所需时间缩短（法 国UP2－400用10年，UP3用5年，UP2－800仅用1年），开 工率提高
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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。
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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。
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）
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果的事 故
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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
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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)。
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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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变核素和可转换核乏素燃以料及后一处些理其他 可利用物质的过程，称为核燃料后处理（nuclear fuel reprocessing）。