7核燃料循环及核废物处置
核燃料循环完
730
750
750
750
750
712
769
750
827
1500
1500
Malawi
0
0
0
0
0
0
0
104
670
846
1101
Ukraine^
800
800
800
800
800
846
800
840
850
890
960
South Africa
824
758
755
674
534
539
655
563
583
582
81
118
236
8850
推测储量：25Mt
405
590
1180
44250
包括海水中的铀：25Gt
40500
59000
11800
442500
1t天然铀的产能值（MWd/t）
5500*
8000 *
16000 *
600000
折算为标准煤吨数
16225
23600
47200
1770000
按能值折算为标准煤单位：Gt标准煤
我国的铀资源
广东
湖南
江西
云南
广西
浙江
新疆
河北
陕西
我国铀矿分布图
将采冶得到的铀浓缩物中的铀转换为六氟化物(UF6)的物理/化学过程 UF6转化主要厂商：加拿大Cameco, 法国Areva, 美国ConverDyn, 俄罗斯Rosatom, 中国CNNC。年产量5.7万吨UF6 。 六氟化铀 (天然U-235丰度0.711%) 采用天然铀的反应堆则将铀浓缩物转化为UO2。主要厂商是Cameco及为本国提供需要的阿根廷、罗马尼亚、印度和中国的工厂。
核能发电技术的废物处理与处置
核能发电技术的废物处理与处置引言核能作为一种清洁、高效的能源形式，在现代社会中发挥着重要的作用。
然而，核能发电技术所产生的废物也成为了一个亟需解决的问题。
核能废物的处理与处置是一个复杂的过程，涉及到环境、安全、法律等多个方面的考量。
本文将介绍核能废物的分类、处理和处置方法，并讨论相关的安全和环境问题。
核能废物的分类核能废物可以根据不同的标准进行分类。
按照放射性程度，可以分为高放射性废物、中放射性废物和低放射性废物。
高放射性废物是指放射性活度高于一定标准的废物，如核燃料棒和核电站中的部分设备。
中放射性废物活度较低，如医疗设备中使用的封装源。
低放射性废物活度更低，如实验室中使用的一些放射性物质。
另外，核能废物还可以按照其物理状态进行分类。
固体废物是最常见的形式，如使用过的核燃料棒和堆芯结构材料。
液体废物主要是冷却剂和处理过程中产生的液体副产物。
气体废物主要是来自冷却系统和放射性气体的封装源。
核能废物的处理方法核能废物的处理方法主要分为三种：再处理、封装和焚烧。
1. 再处理再处理是指将废物中的可重复利用的物质进行提取和回收。
核燃料的再处理主要包括两个步骤：核燃料的萃取和核燃料的再循环。
首先，核燃料中的铀和钚被提取出来，然后经过处理再循环使用。
这一过程可以减少核燃料的需求量，延长核能资源的利用寿命。
然而，再处理过程中会产生大量的废物，并且会将核燃料中的放射性物质分离出来，增加了辐射源的数量和危险程度。
2. 封装封装是将核能废物进行包装和密封，以防止放射性物质的泄漏和扩散。
封装可以分为两个阶段：初封和终封。
初封是指将核能废物进行初步包装，通常采用铅罐或不锈钢容器进行包装，并在外部添加一层防护层进行固化。
初封后的废物存放在中间贮存设施中，以等待最终处理。
终封是指将初封的核能废物进行最终的包装和密封。
目前常用的方法是将核能废物放入玻璃或陶瓷材料中，并进行高温烧结，形成一种固态玻璃体。
这种玻璃体具有较高的抗辐射性和化学稳定性，可以有效地将放射性物质封存起来。
核燃料循环技术的原理和应用
核燃料循环技术的原理和应用1. 引言核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，已经在全球范围内得到广泛应用。
核燃料循环技术是核能发展中的重要一环，它能够有效利用核燃料，减少核废料的产生，并提供更多可用的核能资源。
2. 核燃料循环技术的概念核燃料循环技术是一种将使用过的核燃料进行处理和再利用的技术。
它包括以下几个关键步骤：核燃料的提取与加工、核燃料的再处理、核燃料的再利用和放射性废物的处置。
3. 核燃料循环技术的原理核燃料循环技术的原理是将使用过的核燃料中的未燃尽的核燃料和可再利用的核材料分离出来，进行再处理和再利用。
以下是核燃料循环技术的原理步骤：•核燃料的提取与加工：从矿石中提取出铀和钍等核燃料，经过加工得到可用于核反应堆的核燃料。
•核燃料的再处理：将使用过的核燃料中的未燃尽的核燃料和可再利用的核材料分离出来，通常采用化学方法进行分离和提取，以将这些可再利用的核材料进行再利用。
•核燃料的再利用：将再处理得到的可再利用的核材料用于制造新的核燃料，供核反应堆使用。
这样可以充分利用核燃料资源，提高能源利用效率。
•放射性废物的处置：核燃料循环技术中产生的放射性废物需要经过特殊的处理和处置，以保证对环境和人类健康的安全。
4. 核燃料循环技术的应用核燃料循环技术已经在全球范围内得到广泛应用，并取得了一系列的成果。
•提高核燃料利用率：核燃料循环技术可以有效利用核燃料，使得核燃料的利用率大大提高，从而延长了核能资源的使用寿命。
•减缓核废料问题：通过再处理和再利用核燃料，核废料的产生大大减少，减轻了对核废料处理的压力和成本。
•改善能源安全：核燃料循环技术可以降低对进口核燃料的依赖，提高国家能源的自给能力，增强能源安全。
•减少环境污染：核燃料循环技术可以减少核废料的产生，降低核能发电过程中对环境的污染，对保护生态环境具有积极作用。
5. 核燃料循环技术的发展趋势核燃料循环技术在未来的发展中，将面临以下几个重要的趋势：•高效利用核燃料：通过不断改进核燃料循环技术，提高核燃料利用率，进一步延长核能资源的使用寿命。
注册核安全工程师-核安全专业实务：7、核燃料循环设施核安全监督管理
行业标准
结合铀矿勘探开采和加工生产及退役治理实际经验和教训，参考国外现行标准，编制颁发铀矿勘探、开采和加工生产辐射防护和环境保 护行业标准。
铀矿勘探开采和加工的安全监督管理 国务院环境保护行政主管闻门和国务院其他有关部门，按照职责分工，各负其责，密切配合，对铀矿开发利用中的放射性污染防治进行监督检 查。
辐射防护大纲基本要求
3）核燃料加工、处理设施在正常运行、检修，以及可能发生事故期间，要采取合理、有儿的辐射防护措施，保证工作人 员所受到的剂量照射低于规定的剂量限值。 4）要对设施所产生的放射性废气、废液和固体废物进行有效的处理，以确保公众所受的剂量达到规定的要求； 5）要建立辐射防护组织机构，对设施的设计、建造、运行和退役期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。
进出口控制：各放射性操作厂房均为镜头的密闭式厂房，在其入口处，设有卫生通过间。卫生通过间设有淋浴间和更衣室。
污染与辐射水平控制：控制水平根据国家和行业标准执行。
后处理厂的辐射防护
辐射安全
必须从工程设计和运行管理上采取各种防护措施，以便在正常运行、异常事件和事故期间将辐射危害减少到最小。
辐射屏蔽
凡事照射水平较高的设备、仪表、管道、试样、产品、废物等均应设置足够的屏蔽层。
第七章 核燃料循环设施核安全监督管理
《核安全专业实务》
绘图：花漾春天
学习要点
了解铀矿开采和加工的辐射安全监督管理、核燃料加工、处理设施的辐射防护、核燃料加工、处理设施的临界安全、非核燃料循环装置的其 他安全和环境问题。
第一节 铀矿勘探开采和加工的辐射安全监督管理
铀矿勘探开采和加工的主要危害因素
铀矿勘探开采和加工是核燃料循环的前端，主要危害因素包括氡及氡子体、放射性铀矿尘等。
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。
核燃料循环课件
685.8 187W
250
200
150
100
50
30.7 179W 58.0 W-K1 & 59.3 W-K2
69.1 W-K1 65.9185mW & 72.0187W & 73.2183Hf 67.2W-K2
94.6185mW 107.9185mW 111.2184Ta
122.1185mW & 122.3
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。
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 核燃料循环
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
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核环燃料实循不环成其为循环。
核电站与和废料处理
核电站、核污染及其核废料处理核熔毁与核废料核能外泄又称为核熔毁，是一种发生在核能反应炉故障时，产生的严重的后遗症。
核能外泄所发出的核能辐射虽远比核子武器威力与范围小，但是却能造成一定程度的生物伤亡，影响生态环境。
核能外泄最主要原因，就是核子反应炉核心冷却系统故障，导致控制辐射的相关设备失常。
虽说核能外泄不一定全然包括核子灾害，但是已经是已知核能应用上的最大环保隐忧。
另外，核能外泄虽也可指使用核能发电的航海器具所发生的灾害，尤其是核潜舰，不过一般说来是指用来发电的核能电厂发生的核熔毁事件。
核废料包括核燃料循环缓解上任一点经由正常运输和意外事故而产生出来的放射物质，如铀矿的开采，研磨浓缩、燃料制造、反应器运转、乏燃料再处理（萃取剂）、军事、医药、工业以及中期储存、终期用不回收和运输时放出。
到目前为止，还没有办法中和放射性，所以我们不得不选用一些长期或短期的贮存方法，将那些早晚会污染地球大部分生态的有害物质予以隔离。
主要有三种核废料贮存方式：顶端埋入深矿井中，中间埋入深海中，底下则将其埋入南北极冰帽下与地层岩石紧接处。
深矿贮存深海贮存冰帽贮存三废处理核电厂“三废”处理设施建设严格执行环境影响评价和“三同时”（与主体工程同时设计、同时施工、同时投产）制度。
三废处理的原则是合理可尽量低，即把放射性气态流出物和液态流出物的排放降至最低的水平。
气体废物经处理和监测合格后向高空排放；低放射性废水经过处理，监测合格后排放；放射性活度较大的液体废物转化成固体废物，固体废物进行贮存处置。
排放方式和排放量，严格按国家规定。
地方环保部门和核电厂同时对排放和环境进行“双轨”制监测，以确保核电厂的排放低于国家批准的限值和保证环境的安全。
例如，秦山核电厂运行以来的实测表明，秦山核电厂向环境排放的气体和液体是在严格的处理和控制下进行的。
地方环境保护部门和核电厂环境监督站对核电厂周围环境中的放射性进行了严密的监测，两者监测的结果都表明：环境放射性水平与各种环境介质中的放射性核素含量均未见异常。
核电站如何处理核废料,你造吗？
随着核能事业的不断发展，核能发电过程中产生放射性乏燃料的数量也将随之增加，这也将成为核能利用发展道路上急需解决的问题，如何管理好放射性核废料？各国的办法各不相同，本文整理了一些核废料处理方法，以供读者参考。
核废料是指核电站在运行中产生的含有放射性的物质，从技术层面来看，核废料主要分为高放射性、中放射性、低放射性三种，一般可归为高放射性核废料和中低放射性核废料两类。
高放射性核废料主要包括核燃料在发电后产生的乏燃料及其处理物。
这些废料包括铀、钚和高放射性元素裂变过程中产生的废弃物。
大多数高级别废弃物中的放射性同位素具有超强的辐射和极长的半衰期（有的超过10万年），对人体的危害巨大，如只需10毫克钚就能致人毙命，而这些核废料降低到安全放射性水平也需要相当长的时间。
中低放射性核废料一般包括核电站的污染设备、检测设备、运行时的水化系统、交换树脂、废水废液和手套等劳保用品。
中低放射性核废料危害较低，它的放射性级别和放射性同位素的半衰期比较小，通常储存10到50年的时间后，其中的放射性同位素就会衰变，而此时的废物可以作为普通垃圾丢弃。
因此各种核废料处置方法是不一样的。
废弃物的放射性会随着时间减弱，因此处理核废物的原则是将其隔离起来直到它不再构成危险。
这意味着从核电站和核武器产生的废物经过几千年的时间才可以再处理。
目前，核废料的主要处理方法是将低放射性的废料隔离、存储，中放射性的废料近地面处理，那些高放射性的废物则通过深度填埋和变形的方式进行处理。
核废料的初步处理成功将核废料与生物圈隔离需要复杂的处理和管理过程。
这个处理过程伴随着一个包括存贮、处理或将废弃物转化为无毒形式的长期的管理策略。
世界各国政府都在探究废弃物管理和处理的方式，尽管在高级别废弃物的管理方案方面的进展有限。
玻璃化冷冻保存放射性废弃物的长期存储需要将其转化成一个稳定的形式。
其中一种方法是玻璃化冷冻保存。
目前，在塞拉菲尔德的高级别放射物就是先将其和糖混合起来，然后煅烧。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
我国铀矿分布图
新疆 河北
陕西
江西
湖南 云南 广西 广东
浙江
我国的铀矿分布
已探明的铀矿 大小铀矿床(田)200多个 矿床以中小型为主 主要分布 江西、广东、湖南、广西，以及新疆、辽宁、云南、河北、内 蒙 古、浙江、甘肃等省(区) 主要的铀矿床 相山铀矿田、郴县铀矿床、下庄铀矿田、产子坪铀矿田、青龙 铀矿田、腾冲铀矿床、桃山铀矿床、小丘源铀矿床、黄村铀矿 床、连山关铀矿床、蓝田铀矿床、若尔盖铀矿床、芨岭铀矿床、 伊犁铀矿床、白杨河铀矿床 已经建成和新建的厂矿 衡阳铀矿、郴州铀矿、大浦街铀矿、上饶铀矿、抚州铀矿、乐 安铀矿、翁源铀矿、衢州铀矿、澜河铀矿、仁化铀矿、本溪铀 矿、蓝田铀矿、伊犁铀矿等
黄饼
六氟化铀
铀转化工厂
中国有三座铀转化厂，主要集中在中国的西北地区
即将建成在四零四厂的中国最大的集中铀转化厂，是我国规模 最大的六氟化铀生产厂
铀化合物的转化
铀的多形态化合物
铀氧化物、碳化铀、氮化铀、氢化铀、卤化物、六氟化 物 热中子堆燃料常见：铀的氧化物、铀的卤化物
铀化合物转换
将水冶产品铀浓缩物中的铀转换成核纯级铀金属或六氟 化物的全部物理－化学过程
核工业总公司
我国铀矿石杂质分离的生产方式
堆浸
矿石开采后运至处理厂（mill）浸出 主要以北方可地浸砂岩型矿床为主（新疆、东 北、内，蒙古地区）
地浸
直接在矿井中浸出 以南方硬岩为主
堆浸提铀
矿石浸出
目的 在一定的工艺条件下，借助于一些化学溶剂 或其它手段，将矿石中有价值的组份，选择 性地浸出或者浸取 浸出方式 地浸 in situ leaching 直接在矿中浸出溶液的方式 堆浸heap leaching 在矿地将矿石堆在一起，用溶液浸出的 方式 原地爆破浸出工艺 先将矿石原地爆破破碎后浸出的方式 搅拌浸出（池浸） 将矿石运至水冶厂，在专用搅拌浸出池 中进行的方式 浸出液 酸法：硫酸 碱法：碳酸钠、碳酸氨、碳酸氢钠等 细菌浸出法：将矿石中的硫化物变成硫酸 浸出时间：3~10h, 几十小时不等 浸出率：85%~97%(搅拌浸出), 5%~15%(堆浸) 浸出的矿浆 经固液分离得到含铀的清液或稀矿浆
铀矿开采与矿冶
铀矿开采 从铀矿中提取、浓缩、纯化精制天然铀产品
铀矿开采
浸出
提铀
核纯铀
形态
矿石
矿浆
粉末
陶瓷等 75%
铀含量
0.1%~0.2%
40%~70%
我国的铀矿开采和矿石提炼能力
中国有几十座矿山、铀水冶厂、铀开采联合企业 中国的铀处理厂在矿山附近。主要在
广东、江西、湖南等
据IAEA信息，中国有1200tU/y的冶炼能力 正在运行的矿石处理工厂
7.2 核燃料循环前端
世界铀资源 铀矿地质勘查 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 Uranium Enrichment 核燃料元件制造
铀矿地质勘查
地位和作用 不属于核燃料循环 提供铀矿储量信息 铀矿种类和价值 已发现170多种铀矿床及含铀矿物 具有实际开采价值只有14-18% 一般铀含量0.1-0.3%, 水银的50倍，黄金的1000倍 最高的含量21%,加拿大 主要在花岗岩中 影响铀矿床工业的主要因素 矿石品位 矿床储量 开采条件 普查勘探工作程序 区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等 地形测量、地质填图、原始资料编录等 我国需要5年以上的时间
地下开采：井巷掘进
用于埋藏较深的矿体 凿岩爆破 井巷工程：决定了矿山基建时间
原地浸出（地浸）
通过地表钻孔将化学反应剂注入矿带，通过化学反应选择性地溶 解矿石中的铀，并将浸出液提取出地表 具有生产成本低，劳动强度小 仅适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床（砂岩型）
湖南彬州放射性选矿厂
核燃料循环及核废物处置
韩奎华
hkh@
山东大学能源与动力工程学院 2010年5月
第七章
核燃料循环及核废物处置
7.1核燃料循环体系 7.2核燃料循环前端 7.3核燃料循环后端 7.4核废物分类与来源 7.5核废物的管理与处置 7.6中国核废物处置进展
核燃料循环 Nuclear Fuel Cycle
特点 • 中国第一个铀矿 • 选矿厂位于矿附近 •苏联技术 • 建于1960年 • 磁选分离
铀矿石的加工－冶炼
Uranium Ore Processing
铀含量 铀矿石中的铀含量只有千分之二
铀矿石平均含铀品位为：0.15％ 富矿：>0.4%
铀的矿冶工艺 从铀矿中提取、浓缩、纯化精制天然铀产品的过程 提炼方式 铀的选矿
铀的精制
目的 精制盐过程，生成核纯度的铀 铀精制厂 转化成易于氢氟化的铀氧化物 精制方式 离子交换法 溶液萃取法 分布结晶法 原料 铀化学浓缩物(重铀酸钠、重铀酸氨) 产品 铀氧化物(U3O8、UO2等)、四氟化铀（UF4）等 煅烧 制取U3O8或UO2陶瓷
铀水冶产品--黄饼
水冶后的固态铀化学浓缩物 重铀酸铵，黄饼 精制后的铀氧化物产品 U3O8，黄饼 UF4 天然铀的原料 直接上国际市场 国际价格 20~100$/kg U3O8
yellow cake
铀转换 conversion
将水冶产品铀浓缩物中的铀转换成核纯级铀金属或六氟 化物(UF6)的全部物理－化学 过程
复用钚
用于快中 子反应堆
81 405 40500 5500* 16225
118 590 59000 8000 * 23600
236 1180 11800 16000 *
8850 44250 442500 600000
按能值折算为标准煤单位：Gt标准煤
*: 分离工厂贫铀中U－235含量取0.2％
47200 1770000
7.1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
冶炼 转化
矿石
黄饼
六氟化铀
浓缩
组装
烧结
芯块 组件
核工业总公司
铀矿石
种类 沥青铀矿 钾钒铀矿 铀含量 铀矿石平均含铀品位为：0.15％ 富矿：>0.4% 储量测量 航空测量 铀矿石 谱仪 铀储量 探明储量：经过地质勘探，计算分析，得到的具体储量 预测储量：铀的矿床、矿田和成矿区域中比较有利的地区，根 据这些地区的成矿条件推算出来的
贫料铀：0.2%（未料）
铀同位素分离扩散机群
Gaseous diffusion
铀同位素离心级联
Ultracentrifugation
日本的浓缩厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
铀同位素分离扩散机群 Gaseous diffusion
铀的浓缩
用于大多数核电站 动力反应堆铀燃料的主要形式：UO2 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） 因为同位素有几乎相同的化学特性，不易用化学分离 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 需首先将氧化物转换成六氟化铀气体:UF6 浓缩厂的最终产品为UF6
我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀
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
世界铀资源用于反应堆的产能效率
用于热中子反应堆
天然铀资源
勘定储量：5Mt 推测储量：25Mt 包括海水中的铀：25Gt
1t天然铀的产能值（MWd/t） 折算为标准煤吨数
不回收核 燃料
回收核燃料 并复用钚
黄饼yellow cake
含铀量40%~70% 仍含大量杂质
湖南衡阳铀水冶厂
• • • • • • 中国第一座且最大的大型铀水冶纯化厂 又名414厂、272厂 建于1958年 容量：1100tU/y，正常产量：500tU/y 用 A/IX (acid leaching/ion exchange)处理方法，磁选分离 产品： U308 product
矿浆浓密池
浸出
磨矿
矿石准备
江西抚州铀矿和铀矿加工厂
• 中国两大铀矿之一 Hengjian铀矿加工厂 建于1976年 产品： U308 product 用 A/IX (acid leaching/ion exchange)处理方法， 磁选分离 • 容量：200tU/y，正常产量：300tU/y
核纯标准
以硼当量的百万分之几的基准计算 当核燃料中有俘获中子的“杂质”时，将会降低核燃料 的效能
铀浓缩 enrichment
U235
天然铀 （0.7%U235）
低浓缩铀 （3~5%U235）
铀－235同位素的浓度 天然铀：0.712％（CANDU）
铀浓缩
铀浓缩 --同位素分离
浓缩铀：2(轻水堆)~10％，低浓缩铀、高浓缩铀
衡阳铀水冶厂，414厂，后改为272厂 （1000t/y） 抚州 hengjian铀水冶厂 （200t/y）
两个关闭