核燃料化学工艺学
第一章
1、裂变、聚变、可转换材料定义和种类
裂变材料：含有易裂变核素，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料钍233，铀235，钚239、钚241
聚变材料：
氢2、氢3
可转换材料：俘获中子后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。
钍232，铀234、铀238，钚240
2、核燃料循环的主要过程
采矿—冶炼—转化—浓缩—转化—元件—反应堆—后处理
核燃料循环过程包括：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。
核燃料循环前端：铀的提取、铀的纯化与转化、铀同位素浓缩、核燃料元件制造
核燃料循环使用端：反应堆燃烧
核燃料循环后端：核燃料后处理、核废物处理处置
3、铀循环原理及示意图
核燃料循环按核燃料性质可分为铀系燃料的铀-钚循环方式和钍系燃料的钍-铀循环方式。
铀-钚循环方式：包括热中子堆铀-钚循环和快中子增殖堆铀-钚循。
热中子堆铀-钚循环原理：以235U作为易裂变燃料、以238U作为转换原料、生成239Pu 的燃料循环，称为铀-钚循环。热中子堆铀-钚循环通常以低富集铀（3-5%）为燃料。
快中子增殖堆铀-钚循环原理：快堆以239Pu为燃料，并装载占天然铀99%以上的238U，在堆中238U转化成为239Pu的量大于烧掉的239Pu的量，并通过后处理把钚分离出来，作为快堆燃料的循环使用。
钍循环示意图
原理：以235U（或233U）作为易裂变燃料、以232Th作为转换原料、生成233U的燃料循环，称为钍-铀循环。在热中子堆中把232Th转化为另外一种核燃料233U，通过后处理把233U分离出来返回堆中循环使用。
示意图
第二章
1、裂变、聚变原理
核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀、钍等，这些原子核在吸收一个中子后分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量。
，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。核聚变是指由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。
链式反应的控制：控制链式反应就是靠低Z材料（如石墨、重水、钠、硼砂等）来吸收中子，使核反应保持临界状态或者次临界状态的。一般的核反应堆应该使用的是石墨棒，通过提升和放下该石墨棒组来控制链式反应。
2、235U的裂变及其链式反应
235U+n→236U→144Ba+89Kr+3n
上诉反应所产生的中子，至少有一个用于诱发新的裂变反应，则裂变反应将以链式反应方式进行，称为裂变链式反应。
3、中子截面（散射、吸收、俘获）
中子散射截面：描述微观粒子散射概率的一种物理量。
吸收截面：一个中子通过单位面积的靶核后,被吸收掉的概率。
俘获截面：元素的一个原子核对中子发生俘获反应的几率。
总截面=裂变截面+俘获截面+δn
当激发能比较低时，发射中子的反应截面很小：吸收截面=裂变截面+俘获截面
4、反应堆的结构、组成、类型
组成：堆芯，是反应堆的核心部分，又称为活性区。它由燃料元件、慢化剂（或称中子减速剂）和冷却剂组成。
中子反射层，防止堆芯中子泄漏。
控制系统，确保反应堆安全。
屏蔽层，保护运行人员的安全。
辐射监测系统，保证人员安全，避免环境污染。
类型：1、按用途分：生产堆、研究试验堆（零功率堆、工程研究堆、微形中子源反应堆）、动力堆（轻水反应堆包括：压水反应堆、废水反应堆；重水反应堆；石墨慢化反应堆包括：水冷堆、气冷堆、高温气冷堆；快中子增值堆）2、按燃料布置类型：均匀堆和非均匀堆5、四因子公式
四因子公式：
K∞= η·ε·p·f
η—次级中子数
ε—快中子增值因子
p—逃脱共振吸收几率
f—热中子利用因子
K有效= K∞P
P—中子不泄漏几率
第三章
1、铀钚的水化学特点（水解、歧化、聚合、离解）、相互价态及相互关系
铀的水解：
A、电离势(Z/ r )大的金属离子，具有较强的水解能力
B、铀的水解能力为：
U4+> UO22+ > U3+ > UO2+
C、电离势(Z/ r )大的金属离子，具有较强的水解能力。
D、UO2＋的歧化反应：2UO2＋=UO22＋+U4＋
Pu4+歧化反应（采取措施抑制）：
PuO2+的歧化：
钚的水解与聚合：
水解反应式：
钚离子的水解趋势：Pu4+>PuO23+>Pu3+>PuO2+
2、络合化学的几个基本概念（中心配体、配合物、螯合物）
配位体:与中心离子结合并能提供孤电子对的离子和分子。如NH3、H2O、CO，也可以是阴离子，如CN-、F-、Cl-、SCN-。配体都有孤对电子（∶），如∶NH3、CO∶等
中心离子或中心原子通过配位键与配位体形成的复杂化合物，也叫配位化合物。配合物的内界：（中心原子)和(配位体）
螯合物：含有一个以上配位原子的多齿配体，它与金属离子生成的环状螯合物有较大的稳定性。
3、铀钚络合的化学特点
铀络合：铀络合物稳定性次序
1）金属离子Z2/r愈大，电负性愈大，与配位体形成的络合物愈稳定。
U4+>UO22+>U3+>UO2+
U4+>U3+，UO22+ >UO2+，很少有例外。
2）可与多种阴离子发生络合反应，不同阴离子对UO22+的络合能力大小按下式排列：
Cl-
2）二价阴离子的络合能力比一价阴离子强。
3）强酸弱络合，弱酸强络合
钚络合：
1）任意价态的钚离子比相应价态的铀或镎离子都具有更强的络合能力。Pu4+>U4+>Np4+
2）一般趋势:Pu4+>PuO22+>Pu3+>PuO2+
3）常见的一价阴离子与Pu 4+ 形成络合物能力的递减次序是：F- > NO3- > Cl-> ClO4-
CO32-＞SO32-＞C2O42-＞SO42-
4、络合能力的比较（配位体、中心离子价态、不同的中心离子）
一般规律：a、不同氧化态：Pu4+>PuO22+>Pu3+>PuO2+
B、不同元素：Pu4+>U4+>Np4+>Th4+
C、不同配位体：CO32- >Y4- >HPO42- >C2O42- >SO42- >F - >NO3- >Cl-
D、氯根和硝酸根对MO22+的络合趋势相反
第四章
1、萃取的几个基本概念和计算公式（回收率、萃取（余）率、净化系数、分配系数、分离系数、相比）
1）溶液：有一种或一种以上的物质分散到另一种物质里，形成均一的、稳定的混合物。2）溶剂：能溶解其他物质的物质。
3）TBP-煤油溶液
4）相：有相同物理性质和化学性质的均一部分。
5）相比：在某一萃取单元内，有机相与水相体积比。
6）流比：进入某一接触设备的各物流流量之比。
7）溶剂萃取（液-液萃取）：是一种从溶液中分离、富集、提取有用物质的有效方法，它利用溶质在两种不相混溶的液相之间的不同分配来达到分离和富集的目的。
8）萃取剂:是一种能与被萃物作用生成一种不溶于水相而易溶于有机相的化合物，从而使被萃物从水相转入有机相的有机试剂。
9）萃合物：萃取剂与被萃取物发生化学反应生成的不易溶于水相而易溶于有机相的化合物（通常是一种络合物）称为萃合物。
10）稀释剂:指萃取剂溶于其中构成连续有机相的溶剂。例如磺化煤油。稀释剂虽与被萃物不直接化合，但往往能影响萃取剂的性能。
11）洗涤：为了提高溶剂萃取过程对杂质的去污效果，可以用一定组成的水溶液与萃取液接触，把被萃取到有机相中的杂质部分或全部反萃到水相中去，而所需要被萃取的物质仍然留在有机相中的这个过程。
12)洗涤剂：能反萃萃取液中的杂质，而又基本不使所需要被萃取的物质反萃下来的水溶液.
13)极性改善剂（相调节剂）
为了避免萃取或反萃取时产生稳定的乳化或生成第三相，有时还要往有机相加入一些高碳醇或其他有机化合物，增加萃取剂、萃取剂的盐类或萃合物的溶解度。这些有机化合物统称为极性改善剂（相调节剂）。
14)水相料液:指作为萃取原料的含有待分离物质的水溶液。
15）络合剂:指溶于水相且与金属离子生成各级络合物（包括螯合物）的配位体。
16）盐析剂:指溶于水相既不被萃取又不与金属离子络合但能增加萃取率的无机盐。
17）反萃取：萃取过程的逆过程。
18）反萃取剂：能使被萃取物质离开有机相的水相溶液。
19）萃取平衡：当单位时间内转入有机相的铀量和转入水相中的铀量相等时，两相的铀浓度就不再发生变化。
参数：
①分配系数：α=C0/Ca
②萃取率：经过一次或多次萃取后，某物质在萃取液中的总量与该物质在料液中总量的比值。
③回收率：经过某个过程处理后，所提取出来的某物质的总量与原料中该物质总量的比值。
④分离系数β：某两种元素的分离系数，指这两种元素在分离前含量的比值与分离后含量的比值的比值。
⑤净化系数DF：铀/钚/镎产品中对裂片元素去除的程度。
2、分馏萃取流程、示意图和工艺标识
萃取流程：在萃取操作中，常根据物料液 F 与萃取剂S 接触、传质的次数，将其分为单级萃取和多级萃取。有机相从料液中提取，同时加入洗涤剂清洗。
工艺标识
3、燃料元素：锕系、碱、碱土、RE、FP萃取的差异
产率较高，寿命较长，进而对后处理或三废处理过程影响较大的主要有：95Zr、95Nb、103Ru 、99Tc 、某些碱金属(137Cs)、碱土金属(90Sr)以及稀土元素(144Ce 、147Pm)等。其中碱金属与碱土金属均不为TBP所萃取。因此在共去污循环中，他们将基本上留在萃取液内而容易被除去；稀土元素的萃取分配系数也比较小，在共去污循环中，它们与铀、钚的分离也比较好。
在裂片元素中，比较难除去的是锆、铌、钌、鍀，他们在水溶液中的化学行为以及TBP对它们的萃取行为都比较复杂。而后处理的TBP萃取分离通常是在硝酸水溶液中进行的。
挥发性裂片元素碘、氚、氪、氙等对乏燃料的后处理，特别是对动力堆或其他高燃耗的后处理和三废处理带来了一些特殊的问题。
第五章
4、铀的分布、铀矿成因和类型
分布：
①地壳（2-4ppm；1.3×1014t），分布分散，提取困难
②含氧化硅较多的火成岩（花岗岩）：6ppm
③含氧化硅较少的岩石（含铝镁铁较多）：1ppm
④海水（0.002-0.003ppm；4.5×109t）
⑤宇宙空间（陨石）：少量
铀矿成因：
类型：按铀的存在形式及含量：铀矿物/含铀矿物；按矿物的成因：原生矿物，地球形成时由岩浆形成的矿物，通常以二氧化铀，三氧化八铀的形式存在、次生矿物：原生矿物经过各种表面过程（氧化、水合、溶解、沉积），主要以六价状态存在。
2、各过程的化学原理、化学反应式（氧化剂碳酸氢钠）
a.矿石预处理：配矿、破碎、选矿、焙烧和磨矿
b.铀矿石浸取：酸浸法反应：UO3+H+=UO22++H2O
UO 22++SO 42+=UO 2SO 4
UO 2SO 4+SO 42+=UO 2（SO 4）22-
UO 2（SO 4）22-+SO 42+=UO 2（SO 4）34-
铀能以上诉任何一种或几种形式被溶解进入溶液，其量的多少与体系的酸度、温度、铀的浓度及其他配合物形成因素有关。
碱法浸取试剂为碳酸钠和碳酸氢钠，他们将矿石中的铀以碳酸铀酰配阴离子形式进入溶液，反应式为：UO 3+CO 32++H 2O=UO 2(CO 3)34-+2OH -
c. 铀的浓缩与纯化
1、溶剂萃取法提取铀：萃取剂有磷类和胺类；工艺流程：溶剂萃取工艺（萃取-洗涤-反萃取-再生-萃取，加上从水相中回收有机相）、Amex 流程（以长链的三脂肪胺为萃取剂，从硫酸浸出液中萃取铀）、Dapex 流程（以(2-乙基己基)磷酸二脂（D2EHPA ）为萃取剂。）
2、离子交换法提取铀
用于铀水冶厂的典型阴离子交换树脂为强碱性的季铵型树脂。
在硫酸中的浸取
4224221SO UO SO UO k ?→←+-
+
--+?→←+22422422])([22SO UO SO UO k -
-
+
?→←+43422422])([33
SO UO SO UO k 3、铀的沉淀
加入氨水或氢氧化钠溶液作为沉淀剂，并控制反应介质的酸碱度。则铀按下列反应式，以重铀酸铵或重铀酸钠的形式沉淀下来：
4、铀的纯化（精制）与转化
第一步是把浓缩物溶解于硝酸中。
第二步是用溶剂萃取法分离溶解液中的铀和其它金属杂质离子。
5、铀化合物的转化
① 硝酸铀酰转化成UO 3
② UO 3还原为UO 2（UO2既可直接作反应堆燃料，也可作生产其它铀化合物的原料） 还原反应： UO 3 + H 2 →UO 2 + H 2O
③ UO 2氢氟化生产UF 4（UF 4是制备UF 6和金属铀的重要原料。）
UO 2 + 4HF →UF 4 + 2H 2O
④ UF4氟化生产UF 6（UF 6是铀同位素分离的原料）
UF 4+F 2 →UF 6
第六章
1、后处理的重要性及主要任务
重要性
A 、是生产核武器装料239Pu 必需的一步；
B 、对于充分利用核能资源关系极大；
C、对核电经济性将有日益重要的影响；
D、对保障核燃料工业环境安全起关键作用。
主要任务：
1)提取和纯化新生成的可裂变物质；
2)回收和纯化没有用完的可裂变物质和尚未转化的转化材料；
3)提取有用的裂变产物和超铀元素；
4)对放射性废物进行妥善处理和安全处置。
2、Purex流程各种物料标识和各种名称
共去污分离循环：1A,1B,1C 实现铀钚与裂片元素的分离，以及铀钚之间的分离
铀的净化循环：2D,2E 完成第一循环铀产品液的进一步净化
钚的净化循环：2A,2B 完成第一循环钚产品液的进一步净化
(1) 1A(共萃取共去污-萃取槽)
(2) 1B(铀钚分离-萃取槽)
(3) 1C(铀-反萃取槽)
(4)1AF：萃取料液(1.8mol/L U)
（5）1AX：有机萃取剂（30％TBP－煤油）
（6）1AS：洗涤剂（2 mol/L HNO3）
（7）1AW：水相萃残液
（8）1AP：萃取液（有机相-铀钚产品液84g/L U）
（9）1BX：还原反萃剂: 0.57mol/L HNO3
（10）1BS：补充萃取剂: 30％TBP－煤油
（11）1BP：水相反萃液
（12）1BU：含铀有机相
（13）(3) 1CX：铀反萃取剂0.01mol/L HNO3
（14）1CU：含铀水相反萃液
（15）1CW：污溶剂
硝酸萃取钚的过程：开始是盐析作用，后来是排挤作用
低酸容易去除锆、铌，高酸容易去除钌
3、共去污原理和方法（强酸进料除钌，低酸进料除锆）
共去污是铀和钚一起被30%TBP-煤油(正烷烃)经多级逆流萃取，萃入有机相。
大多数裂变产物，因分配系数低，仍留在水相，实现了铀钚和裂变产物分离，达到共去污目的。
第20卷 第3期核科学与工程Vo1.20 No.3 2000年 9月Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Sep. 2000 核燃料循环系统3 刘远松 (中国核工业集团公司核燃料部) 1 前 言 在“核燃料立足于国内”的方针指引下,“九五”计划期间我国核燃料工业与我国核电同步建设、配套发展,“十五”计划期间核燃料系统也必将与我国核电配套发展。在“十五”计划期间的配套建设中,我们将继续走引进与国产化相结合的道路,积极采用先进技术和先进工艺,追求规模效益,把我国核燃料系统建成具有国际竞争能力的行业。然而要实现这一目标,在铀转化、铀浓缩、元件制造、后处理、放射性废物处理和核设施退役这些领域中还有许多重大技术问题有待于解决,还有待于我国核工业的科技人员的相互合作和共同努力。 2 中国核工业集团公司核燃料部所属民用领域简介 氟化转化铀浓缩元件制造 后处理退役、三废处置 3 各领域简介 311 氟化转化 (1)原理 氟化转化是将氧化铀经过氢氟化反应生成四氟化铀,然后经氟化反应转变为六氟化铀的过程。 (2)六氟化铀的用处 1909年德国化学家发现了六氟化铀。由于六氟化铀易于升华以及天然氟只有19F的单一同位素,这使六氟化铀成为同位素分离工厂惟一的工作介质。 312 铀浓缩 提高铀同位素混合物中235U的丰度的过程称为铀浓缩。主要工业铀浓缩方法为扩散法 收稿日期:199928220 作者简介:刘远松,1982年毕业于山东化工学院化工机械专业,1989年获铀同位素专业硕士学位,现任中国核工业集团公司核燃料部副总工程师。 3本文对原报告做了删节。 252
核燃料循环 核燃料以反应堆为中心循环使用。 （一）铀的开采、冶炼、精制及转化：铀是比较分散的元素。世界上重要的产铀国家有：加拿大、美国、独联体、澳大利亚、刚果、尼日利亚等。我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀。但是可提供一定铀产量的铀矿石的含铀量的品位较低（10-4～10-2），掘出的含铀矿石必须经过复杂的化学富集，才能得到可作粗加工的原料。过去开采铀矿石都采用传统的掘进方式（耗能大、成本高、生产周期长，还有运输、尾矿等问题）。近来根据铀矿石性质的多样性，又开发了地表堆浸、井下堆浸以及原地浸取等方式。 我国的铀矿石属低品位等级，一般在千分之一含量就要开采，成本较高。为了降低成本，充分利用低品位矿石，80年代以来就积极开发堆浸、地浸技术，现已投产。例如地表堆浸，处理品位为8×10-4的沙岩矿，成本降低 40％。原地浸取工程也已经开工。原地浸取采矿的优点是：成本低（投资只有掘进的1／2）、工艺简单、节约能源（省去了磨碎、运输等工序，可节约能源 60％）、节约劳动力、减轻劳动强度（节约劳动力数十倍，工人进行流体物操作，劳动条件大为改善）、矿山建设周期短、可以充分利用低品位铀资源。因此受到重视而被称为铀矿冶技术上的一场革命。 浸取液经过离子交换、萃取以富集铀，再经过酸性条件下沉淀（与硷金属及碱土金属分离）和碱性条件下溶解（与过渡元素分离）以进一步净化铀，最后得到铀的精炼物。将此精炼物进一步纯化，并将铀转化成低沸点的UF6（升华温度：1大气压下56℃；0.13大气压下25℃），即可用作浓缩235U同位素的原料。 （二）235U同位素的浓缩：235U是唯一天然存在的易裂变核素。不同设计的反应堆需要不同浓缩度的铀（如：压水堆——当前核电站应用最多的堆型——需要2～3％；游泳池堆需要10%；快堆需要25％；高通量材料试验堆需要90%）。而核弹则需要更高的浓缩度。因此生产浓缩铀是核工业中十分重要的环节。 同一元素的同位素化学性质相同，只在质量上有所差别。利用这一差别可以实现同位素的浓缩／分离。核素越重，质量差别越小（如：氢、氘相差一倍；而235U、238U。则相差～1％）。可见实现235U同位素的浓缩，技术上的难度很大。 利用因质量不同而引起的速度效应或离心力效应可以分离同位素，并已达到工业化的程度。它们分别是气体扩散法和气体离心法，此外空气动力法也有了中间工厂。 ①气体扩散法：这是已实现工业应用多年（1946～）的大规模生产方法。其原理是：不同分子量的气体混合物在热运动平衡时，具有相同的平均动能，因而速度不同。由 M1V12=M2V22可得：
核燃料元件生产中化工转化工艺的评述 吴忠俭 核工业第五研究设计院 450052 摘要：本文对核燃料元件生产中三大化工转化工艺作了评述，系统介绍了IDR工艺的优点，提出了我国今后建厂所采取的工艺路线及现有ADU生产线的利用，并对IDR工艺中所存在的问题提出了建议。 关键词 核燃料 化工转化 IDR工艺 建议 1 前言 在核燃料生产中，铀化合物转化加工占有很大的比重。一般来讲，铀矿石水法冶金和纯化精制是获取核纯物料的手段。但从上述过程中制得的铀化合物的物理、化学性质和核性能尚不能适于核裂变的应用，必须经过化学转化加工，为生产金属铀和铀同位素分离提供适宜的铀化合物。 目前绝大多数核动力反应堆都是采用不同加浓度的铀，所以二氧化铀是生产合乎要求的二氧化铀燃料的重要原料，并且世界各国均随着我国核电事业及其它核动力的发展，对核燃料二氧化铀的需求量越来越大。大家知道，在压水堆核燃料元件生产中，首先必须把含有一定富集度的UF6转化为符合要求的陶瓷级UO2粉末。UO2粉末的性能决定了化工转化工艺。 当今世界上，压水堆核燃料化工转化工艺，用于生产实践的，主要有三种，即ADU工艺，AUC工艺及IDR工艺。ADU工艺是世界上发展最早的湿法工艺，随后西德研究并使用了AUC湿法工艺。IDR工艺是由英国的核燃料公司（BNFL）研究成功并首先使用的一种干法工艺，英国于1971年在斯普林菲尔德厂建造了世界上第一条IDR工艺生产线投入运行，并取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。1975年法国-比利时核燃料公司（FBFC）引进了该项专利，在法国的罗芒建立了IDR工艺生产线，也取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。法国在吸收、
核燃料循环复习资料 1-2 核燃料后处理的任务及其产品形式是什么？ 后处理厂的产品形式，取决于乏燃料中易裂变核素的种类和数量、还取决于产品的用途。钚是后处理厂最主要的产品。 1-3 核燃料后处理厂的特点（书P12）
1-4核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发？（P14） 1-5 简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺流程
2-3 理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。（会计算） ● 分配系数α：某物质在互不相溶的两相间达到萃取平衡时，它在有机相和水相中浓度的 比值。 a C C O =α O C ——某物质在有机相中的平衡浓度 a C ——某物质在水相中的平衡浓度 分配系数越大，平衡时，该物质进入有机相的量越多，而在水相中的量越少。 ● 分离系数β——铀钚彼此间的分离效果 铀中去钚的分离系数βPu/U ： 钚中去铀的分离系数βU/Pu ： ● 净化系数DF ——用于表示铀、钚中对裂片元素的去除程度。
2-4 理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀钚的因素 答：影响TBP 萃取铀的因素：水相中UO2(NO3)2浓度；有机相铀饱和度；硝酸浓度；TBP 浓度；共存的络合剂；温度 影响TBP 萃取钚的因素：硝酸浓度；TBP 中的铀饱和度；TBP 浓度；温度；TBP 降解产物的影响 2-5 磷酸三丁酯对裂变元素的萃取性能。P52 2-6 有机溶剂的降解产物及其对萃取工艺的影响(PPT) 降解产物：磷酸二丁酯、磷酸一丁酯、磷酸、其它。磷酸二丁酯产额最高。 降解产物对萃取工艺的影响： 1）形成DBP·TBP萃取络合物，增大有机相粘度。 2）钚的萃取物很难反萃，降低了钚回收率。 3）增加界面乳化，增加分离难度。 3-1简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响（轻水堆+快中子堆,见P70）
CANDU堆元件现状与发展张杰崔振波王世波 包头核燃料元件厂 2005年5月
摘要 摘要 本文介绍了重水堆核电站用燃料棒束发展里程和CANDU-6燃料棒束的技术特性，介绍了重水堆核电燃料棒束的技术改进方向和发展现状以及我国在CANDU燃料循环方面的发展设想。 关键词 重水堆燃料元件、CANDU堆燃料元件、发展、燃料循环、CANFLEX燃料棒束。
1 CANDU重水堆核电概况 CANDU型重水堆经过40多年的改进和发展，已成为当前比较成熟的堆型之一。历经几十年的商业运行已充分证明，就技术指标、经济性、安全性等方面而言，CANDU堆可称为当今世界上一种较为领先的核电技术。 我国秦山三期重水堆核电站就是引进加拿大原子能有限公司两台CANDU-6重水堆核电机组，总装机容量为2×728Mwe，设计年容量因子为85%，设计寿命40年。两台机组已分别于2002年12月和2003年7月投入商业运行。 同时，为了实现重水堆燃料元件国产化，满足秦山三期核电站换料节点要求，1998年12月8日经由中核原子能公司，二零二厂与加拿大ZPI公司签定了CANDU-6型燃料棒束制造技术转让合同。该项目于2000年4月1日破土动工，工程历时33个月，于2002年12月建成了我国第一条重水堆核燃料棒束生产线——包头核燃料元件厂。包头核燃料元件厂设计生产能力为年产200吨（铀）CANDU-6型核燃料棒束（约10400-10600只燃料棒束），以满足秦山三期两座728 Mwe商用核电站的年换料要求。2003年3月27日首批国产化燃料棒束入堆，目前堆内运行状态良好。 2 CANDU重水堆燃料元件 2.1 CANDU堆燃料元件 2.1.1 燃料元件的基本结构 CANDU堆燃料元件是由天然UO2陶瓷芯块，Zr-4合金包壳管、端塞、隔离块、支承垫和端板等部件组成的棒束。图2-1是一个典型的CANDU-6型燃料棒束。 图2-1 CANDU-6型燃料棒束外形 1-端塞；2-端板；3-包壳管；4-芯块；5-石墨涂层；6-支承垫；7-隔离块；8-压力管芯块是由天然陶瓷UO2粉末经压制成型、高温烧结制成圆柱形，其密度≥10.45克/厘米3，氧铀比为2.000～2.015。高密度燃料芯块可使燃料在堆内有尽可能多的可裂变材料和尽可能小的体积变化。芯块端面呈碟形，芯块端部有倒角。芯块柱面要经磨床磨削，以得到较高的光洁度，可以保证芯块与包壳有良好的接触及有利于热传导。 每只CANDU-6型燃料棒束是由37根单棒组成。UO2芯块装入壁厚0.4mm的Zr-4合金包壳管内，其两端由端塞密封焊接组成单棒。37根单棒按照固定位置环形排列，两侧用端板焊接固定，组成燃
中核北方核燃料元件有限公司中核北方核燃料元件有限公司（二○二厂），创建于1958年，是我国核工业最早创建的“五厂三矿”之一，是我国核材料、核燃料元件研制和生产的重点军工企业，是我国核电燃料元件主要的生产科研基地。 企业规模 公司地处被誉为“鹿城”“花园式城市”的内蒙古自治区包头市，占地8.13平方公里。公司现有职工3049人，各级各类专业技术人员939人，研究员级高级工程师42人、高级专业技术人员162人，高级技师35人。其中，中国工程院院士1人，享受国务院政府特殊津贴人员29人。 科研实力 公司具有“厂所合一”企业结构和雄厚的科技创新实力，拥有中国核工业重点实验室、国防科技工业企业技术中心、博士后科研工作站、核燃料材料联合实验室、内蒙古自治区钍基燃料研究工程技术中心和国家及国防实验室等，公司被认定为国家高新技术企业。 公司承担了以大型先进压水堆核电站、高温气冷堆核电燃料元件和新一代核材料、核燃料关键技术研究为核心的国家科技重大专项、装备探索、核能开发等科研课题，形成了军、核、民技术相互融合的研发格局。公司成功研制了我国
首件CAP1400自主化燃料组件样件、首个环形燃料辐照考验元件、首套医用钴调节棒组件等一系列产品，在国家能源示范工程海洋核动力平台燃料组件研制、城市供热堆燃料组件研制、大型核电站主泵高性能贫铀飞轮研制以及航天、医疗、强放射源贫铀屏蔽体研制等方面，取得了重要技术突破。 从事领域 公司先后建成了重水堆核电燃料元件生产线、压水堆核电燃料元件生产线、AP1000核电燃料元件生产线和高温气冷堆核电燃料元件生产线等四条核电燃料元件生产线，形成了国内品种最多、技术最全、规模最大的核电燃料元件制造产业格局；开发了钴调节棒、医疗堆燃料元件、民用放射源特种材料屏蔽体、航天器特种材料屏蔽体等多种民用产品。 企业已形成集铀化工转化、铀冶金、铀粉末冶金、压力加工、机械加工、真空焊接、金属表面处理、理化分析、无损检测、辐射防护等诸多专业领域于一身的核燃料元件、核材料科研生产体系，获得了一批具有较强应用价值的可以军民两用的研究成果，建成了一套较完整的技术体系和质量保证体系，具有较强的研发能力和创新能力，发展潜力巨大。 您的加入必将使中核北方核燃料元件有限公司更加朝 气蓬勃、焕发活力，也将使中核北方核燃料元件有限公司如虎添翼、加速发展。中核北方核燃料元件有限公司真诚欢迎莘莘学子的加入
CNIC201846 SINRE20167 Ti35钛合金与低碳不锈钢在 硝酸溶液中的电化学腐蚀对比研究 商佳程 王晓敏 盛钟琦 (中国核动力研究设计院,核燃料与材料国家级重点实验室,成都,610041) 摘 要 从电化学角度对Ti35合金(Ti25%Ta)和超低碳不锈钢在硝酸溶液中的抗腐蚀性能进行了对比评价。对不同温度、不同浓度、不同添加离子等条件下的阳极极化曲线进行了测试。得到结论:在相同温度下,硝酸溶液浓度的变化导致了钛合金的腐蚀加剧。在相同浓度下,随着温度的升高,钛合金腐蚀越来越不明显。Cr6+离子浓度对钛合金腐蚀能力的影响不大。铀酰离子的作用较弱,加了铬和钌离子后表现出对阳极反应的明显抑制作用。通过表面微观形貌的观察,发现不锈钢对硝酸浓度的变化更为敏感,氧化性离子的综合作用对于不锈钢的耐蚀性影响很大。研究结果表明,Ti35合金具有比不锈钢优异得多的抗腐蚀性能,有希望取代000Cr25Ni20不锈钢而用于后处理设备。 关键词:乏燃料后处理 Ti35 电化学
P arallel E lectrochemical Corrosion Study of Ti35and Low C arbon Stainless Steel in Nitric Acid (I n Chi nese) S HAN G Jiacheng WAN G Xiaomin S H EN G Zhongqi (National Key Lab.for Nuclear f ual and Materials, Nuclear Power Instit ute of China,Chengdu,610041) ABS TRAC T The corro sion resistance of Alloy Ti35(Ti25%Ta)in t he nitric acid solu2 tion f rom t he view of electrochemical factor is evaluated.Tested t he anodic po2 larization curves in different temperat ure,concentration and additional ions. The result s showed:In t he same temperature t he increase of concentration of nit ric acid enhanced t he corro sion of Ti;in t he same concentration,t he increase of temperat ure rest rained t he corro sion.The concent ration of Cr6+didn’t influ2 ence t he result s acutely.Cr6+,Ru3+restrained t he corro sion greatly despite t he affection of uranium is weak.After t he surface observation,t he SS were found more sensible to t he concent ration of HNO3t han Ti35;t he oxiding ions influ2 enced corro sion resistance of t he SS harder.It indicated t hat t he Ti35could in2 stead t he SS to be used on t he rep rocessing equip ment s because of t he better corro sion resistance. K ey w ords:Rep rocessing,Ti35,Elect rochemical corro sion
镎化学 镎(Np)的原子序数为93，是紧位于铀之后的元素。早在1940年E．McMillan和P．H．Abelson利用中子轰击薄铀片研究裂变产物的射程时，发现大部分裂变产物自薄片上反冲出来，但半衰期为23．5rain的239U和另一种半衰期为2．3d左右的放射体留在薄片内，进而证明该放射体即是93号元素的同位素。它是按下列核反应生成的： 此元素被命名为镎(Neptunium)，是从海王星(Neptune)取意来的。 自然界中的镎量是很少的，因为寿命最长的237Np其半衰期也比地球的年龄短许多，即使当初有，几乎都衰变掉了；只是由于铀俘获中子的结果，连续不断地生成镎，所以它才能以极少量的形式存在于自然界中。镎的发现是很重要的，它揭开超铀元素领域的面纱，而且它首次启示5f电子存在的可能性，即涉及锕后元素在周期表中的位置问题。 镎的化学性质表明，它与锕系中相邻近的元素铀和钚有明显的差别，两者比较起来，更接近于铀，特别是水溶液中的化学行为如此。目前已经以公斤量生产长寿命的237Np，它的半衰期虽长达2.14x106a，但它的比活度仍为天然铀的2000倍左右。由于研究它们时需要复杂的设备，以及超铀元素的毒性作用，因而对镎化学在许多方面尚待深入研究。 目前已知镎有18种同位素，都具有放射性，其中最有实用价值的是239Np和237Np。前者是从238U通过中子辐照生产裂变核燃料238Pu中间核素；而后者则是热中子反应堆乏燃料中的一个核素，它是生产238Pu的靶料。 1.金属镎及其化合物 在1200℃下用钡蒸汽作用于NpF3可制得微量金属镎。镎是银白色重金属，密度为20.45g/cm3，熔点为640±1℃。金属镎易溶于盐酸、硫酸和含F-的硝酸中，室温时，金属镎在干燥空气中由于表面形成一种氧化膜而显得十分稳定。 镎的还原性很强，可以与很多非金属元素起反应，鉴于篇幅原因，本文仅对镎的卤化物及镎的氧化物做简要介绍。 1.1 镎的卤化物 1.1.1 氟化物 紫色的NpF3和绿色的NpF4是分别在H2与O2存在下，将二氧化镎于500℃时通氟化氢制成的： 其中NpO2可由镎的氢氧化物、碳酸盐、草酸盐或硝酸盐代替。NpF4在氢气流中加热可还原成NpF3。这两种氟化物都不溶于水和稀酸，因而也能从水溶液中用沉淀法制得。 NpF6固态时为橙色，气态时无色。它可在300一500℃时以BrF3，BrF5或单质氟对NpO2或NpF4进行氟化而得。NpF6同PuF6一样见光便分解。由于237Np的比活度低，它的自辐解作用也弱。NpF6遇到痕量水分便迅速分解为氟化镎酰NpO2F2，较纯的NpO2F2是由NpO3·H2O
核燃料化学工艺学 第一章 1、裂变、聚变、可转换材料定义和种类 裂变材料：含有易裂变核素，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料钍233，铀235，钚239、钚241 聚变材料： 氢2、氢3 可转换材料：俘获中子后能直接或间接地转变为易裂变核素的核素。 钍232，铀234、铀238，钚240 2、核燃料循环的主要过程 采矿—冶炼—转化—浓缩—转化—元件—反应堆—后处理 核燃料循环过程包括：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。 核燃料循环前端：铀的提取、铀的纯化与转化、铀同位素浓缩、核燃料元件制造 核燃料循环使用端：反应堆燃烧 核燃料循环后端：核燃料后处理、核废物处理处置 3、铀循环原理及示意图 核燃料循环按核燃料性质可分为铀系燃料的铀-钚循环方式和钍系燃料的钍-铀循环方式。 铀-钚循环方式：包括热中子堆铀-钚循环和快中子增殖堆铀-钚循。 热中子堆铀-钚循环原理：以235U作为易裂变燃料、以238U作为转换原料、生成239Pu 的燃料循环，称为铀-钚循环。热中子堆铀-钚循环通常以低富集铀（3-5%）为燃料。 快中子增殖堆铀-钚循环原理：快堆以239Pu为燃料，并装载占天然铀99%以上的238U，在堆中238U转化成为239Pu的量大于烧掉的239Pu的量，并通过后处理把钚分离出来，作为快堆燃料的循环使用。
钍循环示意图 原理：以235U（或233U）作为易裂变燃料、以232Th作为转换原料、生成233U的燃料循环，称为钍-铀循环。在热中子堆中把232Th转化为另外一种核燃料233U，通过后处理把233U分离出来返回堆中循环使用。 示意图 第二章 1、裂变、聚变原理 核裂变是一个原子核分裂成几个原子核的变化。只有一些质量非常大的原子核像铀、钍等，这些原子核在吸收一个中子后分裂成两个或更多个质量较小的原子核，同时放出二个到三个中子和很大的能量。 ，又能使别的原子核接着发生核裂变……，使过程持续进行下去，这种过程称作链式反应。核聚变是指由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。 链式反应的控制：控制链式反应就是靠低Z材料（如石墨、重水、钠、硼砂等）来吸收中子，使核反应保持临界状态或者次临界状态的。一般的核反应堆应该使用的是石墨棒，通过提升和放下该石墨棒组来控制链式反应。 2、235U的裂变及其链式反应 235U+n→236U→144Ba+89Kr+3n 上诉反应所产生的中子，至少有一个用于诱发新的裂变反应，则裂变反应将以链式反应方式进行，称为裂变链式反应。 3、中子截面（散射、吸收、俘获） 中子散射截面：描述微观粒子散射概率的一种物理量。 吸收截面：一个中子通过单位面积的靶核后,被吸收掉的概率。 俘获截面：元素的一个原子核对中子发生俘获反应的几率。 总截面=裂变截面+俘获截面+δn 当激发能比较低时，发射中子的反应截面很小：吸收截面=裂变截面+俘获截面 4、反应堆的结构、组成、类型 组成：堆芯，是反应堆的核心部分，又称为活性区。它由燃料元件、慢化剂（或称中子减速剂）和冷却剂组成。 中子反射层，防止堆芯中子泄漏。 控制系统，确保反应堆安全。 屏蔽层，保护运行人员的安全。 辐射监测系统，保证人员安全，避免环境污染。 类型：1、按用途分：生产堆、研究试验堆（零功率堆、工程研究堆、微形中子源反应堆）、动力堆（轻水反应堆包括：压水反应堆、废水反应堆；重水反应堆；石墨慢化反应堆包括：水冷堆、气冷堆、高温气冷堆；快中子增值堆）2、按燃料布置类型：均匀堆和非均匀堆5、四因子公式 四因子公式： K∞= η·ε·p·f η—次级中子数 ε—快中子增值因子 p—逃脱共振吸收几率 f—热中子利用因子
核能与先进核燃料循环技术发展动向孔二峰 摘要：从核裂变能可持续发展的角度,分析了各种核燃料循环方式的特点,指出了核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略。为了充分利用铀资源并实现核废物的最少化,快堆燃料闭式循环是核裂变能可持续发展的根本出路。 关键词：核裂变能；热堆燃料循环；快堆燃料循环；可持续发展 1核燃料循环是先进核能系统的重要组成部分 1.1核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略 核燃料循环(本文指铀燃料循环)指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程。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;核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程,称为核燃料循环后段。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。 应该说,“一次通过”循环是最简单的核燃料循环方案。但该方案存在如下问题:①铀资源问题。根据最新公布的数据,地球上已知常规铀资源(开采成本低于130美元/kg)的铀储量为4.59×106t。按目前全世界核电站的燃料使用规模((6～7)×104t/a),这些铀资源仅能使用60～70a。当然,随着勘探技术的改进,今后有可能发现更多的经济可开采的铀资源,但其总量毕竟有限。“一次通过”循环方式的铀资源利用率低于1%,而作为废物处置的乏燃料中仅有3%～4%为高放废物(裂变产物(FP)及次锕系核素(MA)),96%～97%为可利用的U和Pu,将乏燃料中大量的资源与少量的废物一起直接处置,将不仅大大增加废物处置体积,还将浪费宝贵资源。②环境安全问题。由于乏燃料中包含了所有的放射性核素,要在处置过程中衰变到低于天然铀矿的放射性水平,需要10万年以上。所以,“一次通过”方式对环境安全的长期威胁极大,不符合核能可持续发展战略。 1.2先进核燃料循环是实现核能可持续发展的必要条件 核能可持续发展必须解决两大主要问题,即铀资源利用的最优化和核废物的最少化。目前国际上已达到商用水平的热堆燃料循环可部分地实现分离Pu和U的再循环,从而适度地提高铀资源的利用率和减少核废物体积。从上世纪90年代开始研究开发的“先进核燃料循环”体系是对现有核能生产及其燃料循环体系的进一步发展,是现有的热堆燃料循环与将来的快堆或加速器驱动的次临界系统(Accelerator-DrivenSystem,ADS)燃料循环的结合。随着快堆和ADS燃料循环的逐步引入,今后的先进后处理技术将能够处理热堆和快堆-ADS乏燃料,实现U,Pu和MA 的闭式循环,从而在充分利用铀资源的同时,实现核废物体积和毒性的最少化。 2闭式燃料循环是核能可持续发展的保证 2.1核燃料循环概念 核能系统的核燃料循环(本文指铀/钚燃料循环)指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程,它以反应堆为界分为前、后两段。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,它包括铀矿勘查开采、矿石加工冶炼、铀浓缩和燃料组件加工制造;核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程,称为核燃料循环后段,它包括乏燃料中间储存、乏燃料后处理、回收燃料(Pu和U)再循环、放射性废物处理与最终处置。回收燃料可以在热中子堆(热堆)中循环,也可以在快中子堆(快堆)中循环,统称核燃料闭式循环。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。众所周知,热堆核燃料一次通过循环的铀资源利用率低于1%;热堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高02~03倍;快堆核燃料闭合循环可使
对于核化与核燃料工程专业的认识及大学 期间的规划 学号：201406110122 姓名：罗佳 经过了高三的艰苦打磨，我怀着万分美好的心情来到了大学，亢奋的同时带着一丝丝忐忑，疑问，疑问在哪里呢？在来学校之前，当我得知我读的专业是核化工与核燃料工程时，家人，好友对这个专业抱有怀疑的态度，有的甚至否定，他们说这个专业太危险，搞不好就会出人命，说坏的大过于说好的，我的内心也非常纠结，于是造成了我许多的困扰，直到来到了大学，听过了我校的发展历史，中广核集团的知识讲座，教授对该专业的深刻解析以及去九院参观后的心得，我心中的困扰终于解开了，我流连于核学科的魅力，惊讶于核的威力，我相信我当初的选择没有错，我一定要把它学好，必须把它学好。 首先是对于该专业的认知，核化工与核燃料专业既具有理工结合的专业特点，又有较多的专业应用方向，它是以国防发展为背景的一个新星学科，当今21世纪世界的主要能源还是以化石能源为主，随着人类的大量开采，市场出现供不应求得局面，开采的同时也带来一系列的环境污染问题，而且，石油，天然气资源早晚会被用竭，世界由此会引发能源危机，为解决该危机，定会发展核能，大家都知海水在地球上所占的比例极其大，从海水中每提取出200公斤重水，就能供应全球一年的所需能源，加之海水中氘氚元素含量极为丰富，为核能的发展创造了有利的条件，并且在我国发射的探月飞行器中，已验证月球表层含有极为丰富的氦·3元素，氦·3作为核反应的原料，如若能够获取该资源，那么能源危机就能得到很大程度的缓解，因而这又进一步为发展核能创造了一个良好的条件，核能的优点在于无污染，可控，利用能效高，原料易得，现在我国所遭受的雾霾问题，有一部分诱因就是过度使用化学燃料，造成空气污染，国家为此耗费大量财力物力治霾，而核能不仅无有毒物质排放，核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输储存都很方便，一座1000百万瓦的核能电厂一年只需30公吨的铀燃料，一航次的飞机就可以完成运送，核电的发展成本中，燃料费用所占比例较低，核能发电的成本不易受国际经济形势影响，发电成本较其他发电方法稳定。在美国，由于使用核能代替其他的能源，发电厂每年减少147,000,000吨二氧化碳排放量。这使得我们能够更好的呼吸新鲜空气，其他国家也发现了核能对环境的诸多好处。比如法国，与80年代相比，发展了近3倍的核能源，与此同时，法国由于发电导致的污染减少了80%~90%。核能的优势不言而喻，核能作为一门朝阳产业，其发展空间定会无限大。 然而，大学作为走向社会的一个跳板，在大学的四年时光至关重要，学得好与坏决定了我们以后的人生，所以，作为刚进大学的新生，必须合理安排自己的时间，及时，及早的规划自己的人生。 关于这四年的规划，大一所学的公共基础课全部过关，将高数，大英，物理
核能与先进核燃料循环技术发展动向 发表时间：2018-05-14T17:26:12.640Z 来源：《电力设备》2017年第34期作者：马新春[导读] 摘要：中国是世界第一能源生产大国，是第一能源消费大国，第一人口大国，也是世界二氧化碳第一排放大国，还是二氧化硫、氮氧化物、雾霾污染严重的国家之一。 （中电华元核电工程技术有限公司烟台分公司山东省烟台市 265100）摘要：中国是世界第一能源生产大国，是第一能源消费大国，第一人口大国，也是世界二氧化碳第一排放大国，还是二氧化硫、氮氧化物、雾霾污染严重的国家之一。可是中国能源资源不足，不到世界人均占有量的二分之一，石油对外依存度逼近60%，已达到严重不安全程度。为此，我国必须发展清洁能源、低碳能源、新能源，积极推进我国完整、强大的核能(电)产业体系建设，以保证我国能源安全、经 济安全、环境安全，提高幸福指数，推进社会生态发展。 关键词：核能；先进核燃料技术；发展动向 1.核能产业体系的特征 核能产业体系(简称核能体系)是指与核能资源链、产品链、产业链、物流链、技术链、服务链(如研发、设计)、价值链密切相关且相互链接的核能研究、开发、建设、生产、退役、废物处置的核事业、核产业、核企业群的构成与系统。它有如下特点： 1.1以核能开发利用为特色，并具有放射性 核能产业体系是以原子核能利用为特色的产业。既继承又发展了化工、机械、冶金、电子传统产业，是一个新产业。包括核燃料、核发电、核供热、核推进动力；包括核工业、核农学、核医学、核科技、核军工、辐射技术等。核产业具有放射性，从地质、采矿、冶金、放化、堆工、后处理、废物处置都有放射性。由于核安全、辐射安全和核环境安全的特殊要求，对所用的材料、设备以及制造和建筑安装作业均有不同于常规工业的严格质量要求，如高纯度、高精度、耐辐照、耐腐蚀、高清洁度、高密封性等。需要建立和贯彻执行严格的质量保证体系和安全文化体系。 1.2以核能研究为先导，具有知识技术密集性 核能(电)体系是技术、知识密集型产业体系。如堆型开发，铀同位素分离技术的成熟，都要经过十几年，几十年的时间；聚变能的可控开发要经过一个世纪以上。核能研发试验经费在法国一直占核能经济投入的1/3。科学技术是生产力，核科学、核技术是引导核产业发展的第一生产力。所以，必须把从事核能基础理论、应用研究、核能战略、规划、设计、经济管理研究，核能专用人才培养等服务事业、产业纳入这个体系推进“产、学、研”一体化。 1.3一个综合的跨行业体系 核工业是在原有工业和科学技术的基础上发展起来的，必须最大限度地利用已有技术、工艺和成就，其范围包括地质勘探、采矿、冶金、化工、电力、机械制造、建筑、机电、电子、精密仪表、环境保护等产业和物理、化学、生物学、地质学、气象学、计算机、自动控制、材料科学、传热学、医学、心理学、经济管理等科学。核能体系是一个综合的、跨行业的体系，它利用和发展了上述行业的技术、工艺、生产过程。一个聚集多产业、事业、服务业为一体的经济体系。 2.先进核燃料循环是实现核能可持续发展的必要条件 2.1核燃料循环概念 核能系统的核燃料循环(本文指铀/钚燃料循环)是指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程,它以反应堆为界分为前、后两段。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,它包括铀矿勘查开采、矿石加工冶炼、铀浓缩和燃料组件加工制造;核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程,称为核燃料循环后段,它包括乏燃料中间储存、乏燃料后处理、回收燃料(PU和U)再循环、放射性废物处理与最终处置。回收燃料可以在热中子堆(热堆)中循环,也可以在快中子堆(快堆)中循环,统称核燃料闭式循环。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。 众所周知,热堆核燃料一次通过循环的铀资源利用率低于1%；热堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高0.2-0.3倍；快堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高50-60倍甚至更多。目前,国际上对于采用核燃料闭合循环还是一次通过循环尚无共识。尽管按照目前的铀价和估计的铀资源,一次通过循环的经济性略优于闭合循环,但从可持续发展的角度出发,为了充分利用铀资源和减少核废物体积及其毒性,核燃料闭合循环(或循环经济)是必由之路。 2.2核燃料与核燃料循环体系 核燃料与核燃料循环体系，是指核燃料生产与循环利用的系统，包括裂变核燃料与聚变核燃料体系。它是核能的燃料、动力，是核工业的基础。核能(电)的核心就是使燃料裂变或聚变成能源、电力、动力。 裂变核燃料产业主要有、、裂变核燃料的生产，包括铀矿、钍矿的开采、冶炼、铀的富集、燃料元件加工、乏燃料元件处理回收铀钚。天然存在，是由在反应堆中辐照、转变得到的；是由转换得到的。核燃料与化工燃料相比是一个复杂得多的工艺阶段，是可循环使用的产业体系。 3.对于我国核电技术发展的启示 ①从战略、从长远对核能产业作国家发展定位包括核能源、核电战略，核燃料战略，核战略，辐射技术用于科研、军工、工、农、医、社、环境、生态的战略定位，特别是对核电大国、强国的定位； ②根据战略定位制定核能产业规划提出对核电、核燃料、辐射技术、核科技发展等产业规划； ③根据核产业规划提出推进核能各产业发展方针、政策、措施； ④国家对核能产业、事业、经济的领导、管理体制要改革，做好顶层设计。在市场与政府二者作用中找到一个平衡、统一点，才利于这种军民结合，敏感产业的发展； ⑤合力推进我国三代自主化核电“落地”与“走出去”战略； ⑥增加核科技人力、物力、资金投入； ⑦核能产业发展仍需要融资，需要税收、定价、舆论等政策的支持。 4.我国核燃料循环科技工业的发展战略
清华大学工程物理系课程介绍 课程号：00320012课程名：世界能源的困境与出路Seek Ways to Solve Energy Crisis 学时：32 学分：2 开课院系：工物系开课教师：贾宝山从利用薪炭燃料跨入到利用化石燃料，导致了人类发展史上的第一次工业革命。人类精神文明和物质文明的推进对能源需求的高速增长，石油、煤、天然气等不可再生化石燃料的快速消耗及显现出的能源短缺，地球上以争夺石油等资源未背景所发生的战争，向人类敲响了必须从根本上解决能源供应问题的警钟。什么是化石燃料的可替代能源？水能、太阳能、核能、风能、地热能、潮汐能、波浪能、海水温差等，哪个是人类能源供应的顶梁柱？人类能否一劳永逸地解决能源供应地问题？这些将作为新生研讨课地主义内容。 课程说明及先修课要求：新生研讨课 课程号：00320021课程名：等离子体技术及应用Plasma Technology and Applications 学时：16 学分：1 开课院系：工物系开课教师：包成玉李和平 等离子体的研究在科学研究领域是一个十分活跃的领域，有着广泛的应用。课程共分8章。第一章，概论，内容包括等离子体的基本概念，等离子体的特性，等离子体的分类，等离子体的产生方法和等离子体的主要应用领域简介。本章由教师主讲。其余7章均为等离子体应用专题，由学生主讲。第二章，等离子体在能源科学中的应用（包括磁约束和惯性约束核聚变）；第三章，等离子体在消毒灭菌中的应用；第四章，等离子体在环境治理中的应用（包括汽车和工厂排放的尾气治理，核废料处理）；第五章，等离子体在微纳米材料合成中的应用（包括生物相容性材料和储能材料）；第六章，等离子体在材料表面处理（包括喷涂、表面改性）中的应用。第七章，等离子体在微电子工业中的应用及等离子体显示技术；第八章，航空航天领域中的等离子体推进技术。 课程号：00320032课程名：等离子体、激光与电子束Plasma,Laser and E-beam 学时：32 学分：2 开课院系：工物系开课教师：蒲以康唐传祥 该课程以讨论国内外相关领域前沿进展为主线，采用深入浅出的方式讲述相关物理基本概念和基本试验手段。涉及的前沿科研领域包括：等离子体与纳米材料相互作用，等离子体与激光相互作用，激光与电子束相互作用，生物材料的等离子体改性。 课程号：10320013课程名：软件设计Software Design 学时：48 学分：3 开课院系：工物系开课教师：俞冀阳、张丽在了解类和对象的概念基础上，掌握类的继承和导出、数据封装和数据隐藏，了解面向对象技术。
核燃料循环，也被称为核燃料链，指的是核燃料经过在使用过程中所经过的一系列不同的阶段。它主要包括前端步骤，其中有制造核燃料的过程、使用期间的各个步骤、以及后端步骤，其中有在核燃料使用完毕时或者核燃料再处理或者处理乏核燃料的过程。 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。 在核燃料循环中，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。 核燃料循环从开采铀资源开始。铀是普遍使用的核燃料。天
然铀中只含0.7%的U235，其余为U238。天然铀的这个浓度正好能使核反应堆实现自持核裂变链式反应，因而成为最早的核燃料，功率密度,一般要用U含量大于0.7%的浓缩铀。为了把天然铀中铀235的含量提高到3%,需要进行铀同位素分离即铀的浓缩。当前工业规模的铀的浓缩工厂以六氟化铀为供料，因此需要把前处理的产品八氧化三铀进行还原、氢氟化和氟化转变为六氟化铀，这就是铀的转化过程。在铀的浓缩工厂中，六氟化铀中的铀235含量被浓缩至3%左右。这样得到的六氟化铀须再经过一个转化过程变为二氧化铀，才能送至元件制造厂制成含铀235约3%的低浓铀燃料元件。为了制成核燃料，浓缩后的六氟化铀需要转化为二氧化铀（UO2) 粉末，随后制成小颗粒。这些浓缩铀的小颗粒然后经过高温烧结，形成坚硬的陶瓷颗粒。这些柱形的小颗粒经过研磨，形成均匀的颗粒。根据反应堆核心的设计要求，这些小颗粒需要堆叠在耐腐蚀的金属合金管中。最后，将这些管道密封起来以保存燃料的颗粒。这些管道被称为燃料棒。制成的燃料棒放在专门的燃料箱中，以建造核反应堆的燃料核心。 核反应堆中取出的乏燃料包含有大量的可裂变物质（如铀-235、钚-239等）、增殖性物质（铀-238）以及其他放射性物质，包括放射性毒素。这也正是燃料需要移除的原因。裂
中国核工业的创建与核燃料循环体系 核工业是20世纪产生和发展起来的新兴产业，是世界最伟大的工程成就之一。中国是世界上少有的具有完整的核工业体系的国家之一。 1955年1月，中央作出了中国要发展原子能事业的伟大战略决策，开始创建我国的核工业。从此，炎黄子孙在华夏热土上开始了前所未有的伟大工程。 1958年我国建成了第一座研究性重水反应堆和第一台回旋加速器，标志着我国进入了原子能时代。而后相继建立了铀水冶厂、同位素分离厂、铀转换厂、核燃料元件制造厂、后处理厂和一批研究设计院所。1964年10月，我国成功地爆炸了第一颗原子弹；1967年6月，又成功地爆炸了第一颗氢弹。从原子弹爆炸试验成功到氢弹爆炸试验成功，我国用了两年零8个月的时间，比美国、苏联、英国、法国快得多。与此同时，1971年，我国第一艘核潜艇顺利建成下水。这些举世瞩目的成就，大大提高了我国的国际地位和综合国力。1999年9月18日，中共中央、国务院、中央军委授予为研制“两弹一星”做出突出贡献的23位科技专家“两弹一星功勋奖章”，其中有10位是核科学家。 核燃料循环工业是建立和发展核工业的基础。核燃料循环包括核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中的裂变及以后处理的整个过程。进入反应堆前的过程为核燃料循环的前段，而从反应堆卸出后的处理和处
置为核燃料循环的后段。核燃料循环前段的第一个环节是铀矿的普查勘探，包括查明铀资源，勘探铀矿床，提交铀储量。我国核工业部门1958年就向国家提交了第一批铀储量，1960年先后提交开采基地8处。经过半个世纪的努力，已提交了花岗岩型、火山岩型、砂岩型和碳硅泥岩型为主的相当可观的铀资源。近年来，开展了可地浸砂岩型铀矿的找矿工作，并落实了铀的资源基地。 第二个环节是铀矿石的采冶，包括铀矿石的开采、加工和铀的精制。把具有工业价值的铀矿石从矿床中开采出来，然后加工成核纯的重铀酸铵、三碳酸铀酰铵、八氧化三铀、二氧化铀，为进一步制备各种类型的核燃料提供原料。我国在铀矿冶创建初期，就实现了从矿石到二氧化铀的工业生产。目前，铀的地下浸出、堆浸和原地爆破浸出新工艺都已投入生产，其产量占我国天然铀年总产量的70%。 第三个环节是铀的同位素分离，即铀-235的富集，以得到所需富集度的铀-235。我国的铀同位素分离开始采用的是气体扩散法。在进行气体扩散前，首先要将固态的二氧化铀(UO2)经过铀转换厂转化成六氟化铀(UF6)气体。然后利用气体扩散将分子量存在着细微差别的235UF6和238UF6分开。20世纪90年代，我国完成了由扩散法向离心法的过渡。采用气体离心法，其单位分离功耗电只是气体扩散法的5%，成本下降了75%。 第四个环节是核燃料元件的制造。核燃料元件是反应堆的核心部件。在制造核燃料元件之前，需要将一定富集度的气态UF6转化成固态