《核燃料循环》PPT课件
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五核燃料循环完ppt课件
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
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
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
《核能》能源与可持续发展PPT课件
核电站： 是利用可控链式反应释放出能量发电。
核心设备是反应堆。
核能 内能 机械能 电能
大亚湾核电站
秦山核电站
二、核能的和平利用－－核电站
1、能量转化：
核能
内能
机械能 电能
2、我国第一座自行设计建造的核电站：
－－秦山核电站
3、存在的问题： －－放射性污染
核能的和平利用――核电站
思考：在电站工作过程中，能是如何转化的？ 核能→内能→机械能→电能
4、核电站的核心是__核__反__应__堆__，它以_铀__为核燃 料，反应堆中放出的__核__能转化为高温蒸汽的
__内____能，通过汽轮发电机转化为__机__械___能。
核电站必须防止_放__射__线__外__泄__，避免造成污染 问题。
一日不读口生，一日不写手生。 如果你很聪明，为什么不富有呢？ 静以修身，俭以养德。——诸葛亮 成功永远属于马上行动的人。
第二十二章 能源和可持续发展 第2节 核能
学习目标：
• (1)知道释放核能的两种方式． • (2)了解铀核链式反应的大致情况和核电
站的大致工作过程．
1945年8月6日名为“小男孩”的原子弹。这 个“小男孩”的巨大毁灭力，令日本广岛核 爆中心方圆2公里内所有建筑物全部被夷为 平地。
我国第一颗原子弹 爆炸时的情景
氢核的聚变：
须让轻 核之间的距离达到10-15米。
常见的聚变形式： 一个氘核和一个氚核结合成一个氦核：
发生的条件：超高温，因此也叫热核反应。
大量氢核聚变可以释放出更多的惊人的能量。
在太阳内部，氢核在极高温度下聚变成氦 核，在这过程中释放出28MeV的能量。不过 这种聚变过程，不是一次反应就能完成的， 要经过几次反应才能把四个氢核聚合成一个 氦核。太阳正是靠这种反应以惊人的巨大功 率，向宇宙空间辐射能量的。
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。
《核能》能源与可持续发展-人教版九年级物理全册PPT课件
第二十二章
知知识识要要点点基基础础练练
综合能力提升练
拓展探究突破练
-3-
知识点2裂变 3．1934年至1938年，科学家曾先后用中子轰击质量比较大的原子核，使其发生裂变， 变成两个质量中等大小的原子核，同时释放出巨大的能量。 4．在原子、原子核、电子、中子、质子中，带负电的有电子。核反应堆是通过可控 裂变( 选填“裂变”或“聚变” )反应释放核能的设备。 知识点3聚变 5．2015年1月，我国著名核物理学家、“氢弹之父”于敏院士，荣获2014年度国家最高 科学技术奖，氢弹利用的是氢核在聚变瞬间释放的能量。 6．海水中蕴藏着丰富的、可以实现聚变的氘核，科学家预言，通过可控聚变来利用 核能，有望彻底解决人类能源问题。
PPT素材：/sucai/ PPT图表：/tubiao/ PPT教程： /powerpoint/ 个人简历：/jianli/ 教案下载：/jiaoan/ PPT课件：/kejian/ 数学课件：/kejian/shu xue/ 美术课件：/kejian/me ishu/ 物理课件：/kejian/wul i/ 生物课件：/kejian/she ngwu/ 历史课件：/kejian/lish i/
第二十二章
知识要点基础练
综合能力提升练
拓展探究突破练
-7-
请在下面的空格中填上适当的内容： ( 1 )从能量的转化与转移来看，原子反应堆、热交换器、蒸汽轮机中未发生能量转 化的是热交换器； ( 2 )发电机发电时是让线圈在磁场中旋转而产生电流，这种现象在物理学中称之为 电磁感应现象； ( 3 )如果核电站每年需要50 t的核燃料，而同等规模的火电站每年需要6×106 t的煤 炭，则6×106 t的煤炭完全燃烧放出的热量是1．8×1017J( 煤炭的热值为3×107 J/kg )； ( 4 )核电站的核废料具有辐射( 或放射 )性，会对环境造成相当大的危害，因此如何 在开发新能源的同时，又注意环境保护，成为人类面临的一大课题。
《核能》能源与可持续发展PPT课件 (共26张PPT)
核电站： 是利用可控链式反应释放出能量发电。
核心设备是反应堆。
核能
内能
机械能
电能
大亚湾核电站
秦山核电站
二、核能的和平利用－－核电站
1、能量转化：
核能
内能
机械能
电能
2、我国第一座自行设计建造的核电站： －－秦山核电站 3、存在的问题： －－放射性污染
核能的和平利用――核电站
思考：在电站工作过程中，能是如何转化的？ 核能→内能→机械能→电能
例：氢弹、太阳 －－热核反应
氘核 氚核
3、聚变威力更大
一个中子（随 能量释放） 氦核
核能： 当原子核发生聚变或者是裂变时会 出现质量减少，根据爱因斯坦的质能方 程E=mc2，减少的质量会转化为能量， 因此发生聚变和裂变时释放出巨大的能 量。
一个重核分裂成两个中等 裂变 大小的核。
核反应
聚变：两个轻核结合成一个较
原子核内部结构 2、核能是_____________ 发生变化的过程中释放出的 原子 能。获得核能的两条途径是 能量，它又叫________ 重核裂变 和_________ _________ 。 轻核聚变 3、核电站是利用原子核裂变的链式反应所产生 _________________ ______ 的能量来发电的。它的优点是只需消耗很少 电 能。 燃料 ，就可以产生大量的____ _______ 铀 为核燃 核反应堆 ，它以___ 4、核电站的核心是__________ 料，反应堆中放出的____ 核 能转化为高温蒸汽的 内 能，通过汽轮发电机转化为_______ ______ 机械 能。 核电站必须防止___________ 放射线外泄 ，避免造成污染 问题。
大的核。
裂变：
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
核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中燃烧后的处理的整个过程。
这个名称反映了核燃料在反应堆中只能烧到一定程度就必须卸出并换上新燃料这个特点。
乏燃料（即烧过的燃料）中的铀和钚可以分离出来并返回反应堆，作为燃料循环使用，形成核燃料的循环。
核燃料循环（nuclear fuel cycle），为核动力反应堆供应燃料和其后的所有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。
核燃料循环有3种主要型式：①一次通过。
使用过的燃料元件不进行后处理，而直接作为废物加以处置。
②热中子堆中再循环。
使用过的燃料元件经后处理回收其中未用完的铀和新产生的钚，返回重新制造元件，循环使用。
③快中子增殖堆中再循环。
快中子增殖堆燃料由钚和贫化铀构成。
使用过后，经后处理回收其中铀和钚，返回循环使用。
在这种反应堆中由铀238吸收中子生成的钚比由于裂变而消耗掉的钚还要多，因此可以实现核燃料（钚）的增殖。
另一种不常用的核燃料是钍，它来自自然界的钍矿。
钍232在反应堆中吸收中子后可转化为另外一种核燃料铀233。
因此，由铀233和钍结合使用也构成核燃料循环。
核燃料循环以反应堆为中心，划分为堆前部分（前段）和堆后部分（后段）。
前段指核燃料在入堆前的制备，包括铀矿的开采、铀矿石的加工精制（即前处理）、铀的转化、铀的浓缩和燃料元件制造等过程。
后段指从反应堆卸出的乏燃料的处理，包括乏燃料的中间储存，乏燃料中铀、钚和裂变产物的分离（即核燃料后处理），以及放射性废物处理和放射性废物最终处置等过程。
如果将后处理回收的核燃料在热中子堆（热堆）或在快中子堆（快堆）中循环，称为"闭式燃料”循环。
如果乏燃料不进行后处理而直接处置，则称为“一次通过”循环。
前段核燃料在反应堆中使用之前的工业过程称为核燃料循环前段核燃料循环从开采铀资源开始。
开采出来的铀矿石经过精选，送到前处理厂制成八氧化三铀。
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可转换核素：是指俘获中子后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。 通常又把含有一种或几种可转换核素的材料称为可转换材料(fertile material)。主要的可转换核素有238U和232Th，240Pu和234U也能起可转换核 素的作用。可转换核素本身虽不易为慢中子所分裂，但因它们能在吸收中 子后转变为易裂变核素，所以天然铀(238U占99.274%)和天然钍(232Th)乃是 最基础的核燃料。天然铀是目前最主要的核燃料来源，它既可直接用作生 产堆和重水型动力堆的燃料，也可通过同位素分离获得用途更广泛的浓缩 铀。
H．新堆型 开发阶段
H1 实验堆 H2 原型堆 H3 商业示范（验证）堆
I．结构型式
I1 重水堆，有压力容器式和压力管式之分 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
J．空间位置 （除作为 推进动力）
J1 J2 J3 J4
第五章 核素图和同位素手册
3. 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）。
E1 石墨 E2 重水 E3 轻水或含氢物质（轻水堆包括压水堆和沸水堆） E4 铍或氧化物
F．冷却剂
F1 气体（空气、CO2、He、水蒸汽等） F2 液体（水、重水、有机溶液） F3 液态金属（钠、钠钾合金、铅，铅铋合金等）
G．核燃料转 换性能
G1 燃烧堆（无明显的核燃料转换） G2 转换堆（有显著的核燃料转换，但转换比小于1） G3 增殖堆（核燃料转换比大于1）
第杨金八玲 章 核燃料循环
第八章 核燃料循环
1. 核燃料 2. 反应堆类型 3. 燃料循环 4. 核燃料后处理
第八章 核燃料循环
1. 核燃料
含有易裂变核素，能够在反应堆内实现自持链式核裂变反 应的物质叫做核燃料。它主要由易裂变核素和可转换核素两种成分 组成。
易裂变核素(fissile nuclides)：是指能与慢中子作用而产生裂变的核素。 通常又把含有一种或几种易裂变核素并在适当条件下能达到临界的材料称 为易裂变材料。主要易裂变核素有235U、239Pu和233U，241Pu也具有良好的裂 变性能。
不同用途的反应堆对工艺参数的要求大不一样，如研究试验堆主要要求有较 高的中子通量；生产堆最重要的是有大的转换比；而动力堆则要求有较高的 热功率和燃料辐照深度。由此进而对反应堆的结构和燃料体系提出了不同的 要求。如对生产堆而言，堆结构和燃料体系的选择应尽可能满足提高转换比 的需要，因而世界各国普遍采用天然铀石墨反应堆来进行钚的生产；但对于 动力堆，为了加深燃耗和增大功率，目前各国采用以低浓铀为燃料的轻水堆 （包括压水堆和沸水堆）。
C．核燃料布置(限于 热中子堆和中能中子 堆)
C1 均匀堆，其中核燃料和慢化剂均匀混合(如铀混合物溶解或悬浮在慢化 剂中，形成溶液、悬浮液或浆液；铀与聚乙烯或氢化锆弥散混合物) C2 非均匀堆，其中固体或液体核燃料（如熔盐）与慢化剂不相混合
D．核燃料 E．慢化剂
D1 天然铀（限于热中子堆） D2 低富集铀，或铀钚混合氧化物MOX D3 高富集铀，或钚-239 D4 钚-239+转换原料铀-238（铀钚循环） D5 铀-233+转换原料钍-232（钍铀循环）
按燃料布置型式分类的反应堆 从核燃料后处理的角度看，按堆芯燃料布置型式，把反应堆划分为均匀
和非均匀两大类更有实际意义。对此两种类型反应堆的辐照材料有完全 不同的后处理方式。对均匀堆而言，多为流体性燃料，一般可采用连续 后处理方式，进而大大简化了处理流程。而对非均匀堆，燃料通常以固 体燃料元件方式装卸，只能是分批进行后处理。由于多方面的原因，目 前广泛使用和建造的反应堆多数仍属非均匀堆，均匀堆还只是处于试验 阶段。
第八章 核燃料循环
2. 反应堆类型
分类的着眼点 A．用途
B．中子能量
名称和特点
A1 动力堆，用于发电、供热Байду номын сангаас作为推进动力 A2 生产堆，生产裂变燃料239Pu和（或）3H A3 研究试验堆 A4 特殊用途堆
B1 热中子堆，其中裂变反应主要由热中子（能量小于0.1eV）引起 B2 中能中子堆，其中裂变反应主要由超热中子（能量约为1-10keV）引起 B3 快中子堆，其中裂变反应主要由快中子（能量超过0.1MeV）引起
第八章 核燃料循环
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1-1. 闭式核燃料循环示意图
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1-2. 开式或一次通过式燃料循环示意图
切割、包装 最终处置库
第八章 核燃料循环
由于装在堆内的易裂变燃料必须经常保持（或大于）临界质量，否 则不可能维持链式反应。为了要在一定运行周期内发出额定功率，堆内需 留有超过临界质量的易裂变燃料，使反应堆活性区具有后备反应性。当燃 料达到一定的燃耗(burn up)深度，由于燃料的消耗，以及运行期间产生 并积累的裂变产物的毒化效应，使后备反应性接近消失时，虽然燃料元 （组）件中尚含有相当数量的易裂变燃料，也得把它从堆内卸出，换入新 燃料。卸出的燃料元（组）件称为乏燃料(spent fuel)，其中含有大量的 易裂变核素和可转换核素，包括原先装入未燃耗的和运行周期中在堆内转 换生成的，均属价值贵重的能量资源。因此，需要经过后处理，将裂变产 物分离出去，并回收这些易裂变核素和可转换核素，重新制成可用的燃料 元（组）件返回反应堆复用，以构成核燃料循环。而一次通过式核燃料循 环，它仅利用0.5%的铀资源，把乏燃料中尚存的235U、239Pu和238U等统统 废弃不用，付诸永久埋存，这种不经后处理的循环实不成其为循环。
陆上固定式 陆上可移动式或可拆装式 海上浮动式 海底或空间
从应用的角度看，可把反应堆按用途分为动力堆、生产堆、研究试验堆和特 殊用途堆等四大类。动力堆主要用于核能发电、供热和作为推进动力。目前 世界各国正在大力建造的各种类型的动力反应堆。生产堆主要用于生产易裂 变材料239Pu和/或产氚3H。在上世纪50-60年代，美、苏等国为生产军用钚， 曾大批建造这种类型的反应堆，但到了70年代末期，军用钚的储量已达到相 当规模，因此这些国家也不再发展这类反应堆了。研究试验堆主要用作强中 子源和从事物理、材料及生物等方面的试验研究工作；也可为反应堆工程设 计提供数据或兼用于生产放射性核素。
H．新堆型 开发阶段
H1 实验堆 H2 原型堆 H3 商业示范（验证）堆
I．结构型式
I1 重水堆，有压力容器式和压力管式之分 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
J．空间位置 （除作为 推进动力）
J1 J2 J3 J4
第五章 核素图和同位素手册
3. 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）。
E1 石墨 E2 重水 E3 轻水或含氢物质（轻水堆包括压水堆和沸水堆） E4 铍或氧化物
F．冷却剂
F1 气体（空气、CO2、He、水蒸汽等） F2 液体（水、重水、有机溶液） F3 液态金属（钠、钠钾合金、铅，铅铋合金等）
G．核燃料转 换性能
G1 燃烧堆（无明显的核燃料转换） G2 转换堆（有显著的核燃料转换，但转换比小于1） G3 增殖堆（核燃料转换比大于1）
第杨金八玲 章 核燃料循环
第八章 核燃料循环
1. 核燃料 2. 反应堆类型 3. 燃料循环 4. 核燃料后处理
第八章 核燃料循环
1. 核燃料
含有易裂变核素，能够在反应堆内实现自持链式核裂变反 应的物质叫做核燃料。它主要由易裂变核素和可转换核素两种成分 组成。
易裂变核素(fissile nuclides)：是指能与慢中子作用而产生裂变的核素。 通常又把含有一种或几种易裂变核素并在适当条件下能达到临界的材料称 为易裂变材料。主要易裂变核素有235U、239Pu和233U，241Pu也具有良好的裂 变性能。
不同用途的反应堆对工艺参数的要求大不一样，如研究试验堆主要要求有较 高的中子通量；生产堆最重要的是有大的转换比；而动力堆则要求有较高的 热功率和燃料辐照深度。由此进而对反应堆的结构和燃料体系提出了不同的 要求。如对生产堆而言，堆结构和燃料体系的选择应尽可能满足提高转换比 的需要，因而世界各国普遍采用天然铀石墨反应堆来进行钚的生产；但对于 动力堆，为了加深燃耗和增大功率，目前各国采用以低浓铀为燃料的轻水堆 （包括压水堆和沸水堆）。
C．核燃料布置(限于 热中子堆和中能中子 堆)
C1 均匀堆，其中核燃料和慢化剂均匀混合(如铀混合物溶解或悬浮在慢化 剂中，形成溶液、悬浮液或浆液；铀与聚乙烯或氢化锆弥散混合物) C2 非均匀堆，其中固体或液体核燃料（如熔盐）与慢化剂不相混合
D．核燃料 E．慢化剂
D1 天然铀（限于热中子堆） D2 低富集铀，或铀钚混合氧化物MOX D3 高富集铀，或钚-239 D4 钚-239+转换原料铀-238（铀钚循环） D5 铀-233+转换原料钍-232（钍铀循环）
按燃料布置型式分类的反应堆 从核燃料后处理的角度看，按堆芯燃料布置型式，把反应堆划分为均匀
和非均匀两大类更有实际意义。对此两种类型反应堆的辐照材料有完全 不同的后处理方式。对均匀堆而言，多为流体性燃料，一般可采用连续 后处理方式，进而大大简化了处理流程。而对非均匀堆，燃料通常以固 体燃料元件方式装卸，只能是分批进行后处理。由于多方面的原因，目 前广泛使用和建造的反应堆多数仍属非均匀堆，均匀堆还只是处于试验 阶段。
第八章 核燃料循环
2. 反应堆类型
分类的着眼点 A．用途
B．中子能量
名称和特点
A1 动力堆，用于发电、供热Байду номын сангаас作为推进动力 A2 生产堆，生产裂变燃料239Pu和（或）3H A3 研究试验堆 A4 特殊用途堆
B1 热中子堆，其中裂变反应主要由热中子（能量小于0.1eV）引起 B2 中能中子堆，其中裂变反应主要由超热中子（能量约为1-10keV）引起 B3 快中子堆，其中裂变反应主要由快中子（能量超过0.1MeV）引起
第八章 核燃料循环
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1-1. 闭式核燃料循环示意图
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1-2. 开式或一次通过式燃料循环示意图
切割、包装 最终处置库
第八章 核燃料循环
由于装在堆内的易裂变燃料必须经常保持（或大于）临界质量，否 则不可能维持链式反应。为了要在一定运行周期内发出额定功率，堆内需 留有超过临界质量的易裂变燃料，使反应堆活性区具有后备反应性。当燃 料达到一定的燃耗(burn up)深度，由于燃料的消耗，以及运行期间产生 并积累的裂变产物的毒化效应，使后备反应性接近消失时，虽然燃料元 （组）件中尚含有相当数量的易裂变燃料，也得把它从堆内卸出，换入新 燃料。卸出的燃料元（组）件称为乏燃料(spent fuel)，其中含有大量的 易裂变核素和可转换核素，包括原先装入未燃耗的和运行周期中在堆内转 换生成的，均属价值贵重的能量资源。因此，需要经过后处理，将裂变产 物分离出去，并回收这些易裂变核素和可转换核素，重新制成可用的燃料 元（组）件返回反应堆复用，以构成核燃料循环。而一次通过式核燃料循 环，它仅利用0.5%的铀资源，把乏燃料中尚存的235U、239Pu和238U等统统 废弃不用，付诸永久埋存，这种不经后处理的循环实不成其为循环。
陆上固定式 陆上可移动式或可拆装式 海上浮动式 海底或空间
从应用的角度看，可把反应堆按用途分为动力堆、生产堆、研究试验堆和特 殊用途堆等四大类。动力堆主要用于核能发电、供热和作为推进动力。目前 世界各国正在大力建造的各种类型的动力反应堆。生产堆主要用于生产易裂 变材料239Pu和/或产氚3H。在上世纪50-60年代，美、苏等国为生产军用钚， 曾大批建造这种类型的反应堆，但到了70年代末期，军用钚的储量已达到相 当规模，因此这些国家也不再发展这类反应堆了。研究试验堆主要用作强中 子源和从事物理、材料及生物等方面的试验研究工作；也可为反应堆工程设 计提供数据或兼用于生产放射性核素。