核燃料循环资料讲解.ppt

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1、核燃料循环易裂变核素(fissilenuclides)：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。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(fertilematerial)。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

2、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。第八章核燃料循环2.反应堆类型分类的着眼点名称和特点A．用途A1动力堆，用于发电、供热和作为推进动力A2生产堆，生产裂变燃料239Pu和（或）3HA3研究试验堆A4特殊用途堆B．中子能量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

3、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D1天然铀（限于热中子堆）D2低富集铀，或铀钚混合氧化物MOXD3高富集铀，或钚-239D4钚-239+转换原料铀-238（铀钚循环）D5铀-23

4、3+转换原料钍-232（钍铀循环）E．慢化剂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）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

5、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）J1陆上固定式J2陆上可移动式或可拆装式J3海上浮动式J4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

6、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。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

7、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）。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。

8、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）。第八章核燃料循环反应堆后处理元