燃料循环

供应燃料和其后的所有处理过程

燃料循环指的是核燃料从铀矿地质勘探开始，经历的一系列工艺过程。核燃料循环的存在由裂变能源的特点决定。核燃料不能一次耗尽，必须定期从堆内卸出，经后处理、再富集和再制造，构成一个循环过程。

形式分类

核燃料循环有3种主要形式：

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。在反应堆使用过的燃料中往往仍然含有一些可裂变物质，包括原来装入的裂变物质中未燃烧的部分和新生成的裂变物质。因此，将这些用过的燃料取出，经过复杂的加工过程，重新制成新的燃料，而在堆内重新加以利用的过程叫做燃料循环。一次通过式燃料循环则是只让燃料通过反应堆一次，不再对它进行后处理的循环方式。

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。

循环方式

可用于在反应堆中进行链式反应的易裂变核素为235U (铀)、239Pu和233U。铀和钍为可转换核素，在吸收中子后它们分别通过以下反应可变成易裂变核素239Pu、233U。

因此，核燃料循环有两个体系，一是铀-钚燃料循环，一是钍-铀燃料循环。前者是由天然铀开始，利用235U作为核燃料，使238U在堆内吸收中子后转换成239Pu，再以Pu作为新核燃料的循环; 后者先由钍矿提炼钍，并置于堆内吸收中子后转换为233U，再以U作为新核燃料的循环。

铀-钚循环是当前已在工业规模上实现了的燃料循环体系，而钍-铀循环则还处在研究和试验之中，距工业规模生产尚有很大距离，但由于钍的蕴藏量比较丰富，239U又是具有良好核性能的裂变燃料，所以钍-铀循环也将会得到发展。在后处理过程中既要分离235U与Th，又要从Th中萃取233U，还要分离裂变产物。另外，乏燃料中混有少量放射性很强的232U，与233U很难分离。所以其后处理工艺比铀-钚循环的要复杂得多。

工艺过程

核燃料循环中的工艺过程包括：

（1）铀矿地质勘探；（2）铀矿石开采；（3）铀的提取和精制；（4）铀的化学转化；（5）铀的富集；（6）燃料组件制造；（7）反应堆内使用 (燃烧)；（8）乏燃料储存；（9）乏燃料运输；（10）核燃料后处理；（11）放射性废物处理和放射性废物处置。以上（1）至（6）称为燃料循环前段，（8）至(11)称为燃料循环后段。

核燃料循环关键环节包括天然铀的勘探与生产、U同位素的富集、乏燃料的储存及运输、核燃料后处理。

勘探与生产

天然铀是核工业的基本原料。铀元素虽然分布很广，但铀矿床却很有限，勘探是确定铀矿床的手段。矿石品位和矿床储量是评价铀矿床的主要指标;加工性能、开采条件、能否综合利用及运输条件是工业评价的依据。

铀矿开采是生产铀的第一步。含铀在千分之一以上的铀矿就有开采价值，对露天矿或开采、加工条件较好的矿床，品位略低一些的也可开采(见铀矿石开采)。如矿石中掺有较多废石，会加大矿石运输量及化学试剂的消耗，在化学处理前应先经选矿。铀矿加工是先将矿石浓集成含铀量较高的化学浓缩物U3O8，俗称黄饼。黄饼一般含U3O840%～80%。湿法化学处理通称水冶(见铀的提取和精制)，通常应尽可能在矿山附近进行水冶，制成铀化学浓缩物后外运。铀化学浓缩物仍含有大量杂质，需进一步提纯，以达到要求的核纯度。精制品有多种化学形式，为便于储存和运输，往往选用铀的氧化物作为产品。

同位素富集

天然铀含238U 99.28%，235U0.71%及234U 0.006%。要用铀同位素分离技术提高235U的富集度，以满足核电的需要。工业规模生产富集铀的方法主要有扩散法和离心法。气体扩散利用六氟化铀中不同铀同位素气体分子的质量差加以分离(见铀的富集)。扩散法已有约50年的历史，技术成熟可靠，缺点是耗电过大，以美国的扩散厂为例，电费约占单位分离功成本的70%，但扩散法仍是生产富集铀的主要方法。气体离心法是利用离心力将气态六氟化铀的同位素分离。离心法是最近30多年发展起来的，20世纪90年代已用于工业生产。主要优点是耗电少，只占扩散法的5%左右，但投资较大。激光分离铀同位素是很有前途的方法，但仍处于试验阶段。全世界铀同位素分离工业生产的总能力可满足今后核电发展的需要。

储存及运输

不论对何种核燃料循环乏燃料储存都是必要的步骤。乏燃料的比活度很高，还释放大量的衰变热，必须储存一段时间待放射性和余热降到一定程度后再进行操作及处理。从反应堆中卸出的乏燃料首先在堆旁水池储存几个月到几年，然后再运到离堆较远的地方储存。这中间需要进行乏燃料的运输。乏燃料由于具有很强的放射性，因此，乏燃料运输不仅技术复杂，费用大，而且必须在严格的控制下进行，以确保运输的安全。

后处理

轻水堆核电厂卸出的乏燃料约含0.8%的U和近1%的工业钚。分离所得的工业钚可用作热中子堆或快中子堆的燃料。

核燃料后处理已有约50年历史。溶剂萃取流程已通用于工业生产，不仅可处理天然金属铀乏燃料和低富集铀氧化物燃料，改进后有可能用于快堆乏燃料的处理。世界各主要核工业国如法国、英国、俄罗斯、日本等均已拥有一定的核燃料后处理能力，为今后核资源的循环利用提供了初步条件。

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