核燃料循环概要

LiS.J.核燃料循环概要RadiochemistryGroup,CollegeofChemistry,SCUOutlineforNuclearFuelCycleLiS.J.Contents核燃料循环前端1燃料元件的使用或燃烧2核燃料循环前端3后处理技术的发展趋势4LiS.J.前言™核裂变能可持续发展涉及三个层次的关键技术:ƒ改进和提高热堆核能系统水平，从“第二代”向“第三代”技术发展；ƒ发展快堆核能系统，实现铀资源利用最优化;ƒƒ发展核燃料循环和废物处理处置技术（包括发展核燃料循环和废物处理处置技术（包括核废物嬗变），实现核废物最少化。核废物嬗变），实现核废物最少化。LiS.J.前言™热堆(热中子反应堆)——堆内主要由热中子引起裂变的反应堆。ƒ热堆利用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子来进行链式反应。™由于热中子更容易引起235铀等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。™慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等™冷却剂是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。LiS.J.前言™快堆(快中子反应堆)——堆内主要由快中子引起链式反应及裂变的反应堆。™反应过程包括ƒ239Pu—--→释放快中子，转变为U235----→快中子击中238U----→238U转变为239Pu----→239Pu继续放出快中子参与反应™快堆不用慢化剂，仅用液态金属钠作冷却剂LiS.J.前言™已知，在天然铀中，仅有0.714%的铀同位素——235U，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀同素—238U却不能在热中子的作用下发生裂变反应。™而238U在吸收中子后，经过几次核衰变，可以变成另一种可裂变的核材料239Pu。™在热中子反应堆中，产生的239Pu的数量不足以抵偿消耗的235U。只有利用快中子来维持链式反应，使新产生的可裂变材料多于消耗的裂变材料。LiS.J.前言™235U一次裂变可放出2.43个快中子，钚－239可放出3个快中子；维持链式反应只有一个中子就够了，余下的1.43个中子可让238U吸收，使大部分的238U变成239Pu，其中一小分中子引起了238U裂变。如果余下的中子全部被238U吸收，那么，每发生一次核裂变，就可产生一个以上新的核燃料——239Pu。™当这种新产生的核燃料与所消耗的核燃料之比值大于1时，就称为增殖，其比值称为增殖比。™如果这个比值低于1，就称为转换比。™对热中子堆，浪费中子较多，这个比值不可能大于1，一般，对气冷堆约为0.8，对轻水堆约为0.5，而快堆的增殖比在1.1～1.4之间。也就是说快堆可以增殖核燃料——会越烧越多。LiS.J.前言™所以快堆核电站的全称便是快中子增殖反应堆快中子增殖反应堆。™易裂变燃料得到增殖，真正消耗的是天然铀中佔99.2%以上的238U。™以压水堆生产的钚，作为快中子增殖堆核电站的初装料，快堆进行发电、增殖，增殖出来的钚、铀再装新的快堆，再无限次循环，考虑各种损耗，可将铀资源的利用率提高到60－70%。™由于利用率的提高，更贫的铀矿也值得开采，这样，世界铀资源的技术，经济可采量将提高千倍。如此，裂变核能几乎变成取之不竭的能源了。LiS.J.前言™所谓核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。或™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。ƒ该技术可用来生产核燃料，也可用于制造核武器。ƒ核燃料循环工业是建立和发展核工业的基础。LiS.J.前言™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。ƒ进入反应堆前的过程为核燃料循环的前端，ƒ从反应堆卸出后的处理和处置为核燃料循环的后端。LiS.J.核燃料循环示意图核燃料循环示意LiS.J.核燃料循环示意图●●核燃料循环－从核燃料的矿冶、浓缩、加工、精制到核燃料后处理、核废物处理处置的整个过程LiS.J.™核燃料循环的前端LiS.J.核燃料循环的前端™第一个环节——铀矿的普查勘探™包括查明铀资源，勘探铀矿床，提交铀储量。ƒ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。ƒ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。LiS.J.核燃料循环的前端™第二个环节——铀矿石的采冶™包括铀矿石的开采、加工和铀的精制。ƒ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，为进一步制备各类核燃料提供原料。ƒ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。LiS.J.核燃料循环的前端™第三个环节——铀的同位素分离™即铀－235的富集，以达到所需的富集度。™我国铀同位素分离开始采用气体扩散法。ƒ首先将固态的二氧化铀（UO2）经过铀转换厂转化成六氟化铀（UF6）气体。ƒ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％。LiS.J.核燃料循环的前端™第四个环节——核燃料元件的制造™核燃料元件是反应堆的核心部件。ƒ在制造核燃料元件之前，需要将一定富集度的气态UF6转化成固态的UO2或金属铀，ƒ然后再加工成各种元件及其组件作为反应堆的燃料™我国先后研制和生产了生产堆、研究试验堆、艇核动力堆和核电站用燃料元件™实现了小型、中型、大型核电站燃料元件制造系列化和国产化。LiS.J.™燃料元件的使用或燃烧LiS.J.燃料元件的使用或燃烧™核电站使用的核燃料主要由可裂变的材料和可转换材料组成。反应堆中“烧”（即发生裂变）的是可裂变材料，并在裂变过程中主要产生三个效应：ƒ释放大量热量，即核能；ƒ产生裂片，裂片的积累会阻碍可裂变材料的进一步裂变，累积到一定程度，可使裂变难以发生，即成为乏燃料，这就需要卸堆进行处理；ƒ可转换材料转换为可裂变材料—核燃料增殖的基础。LiS.J.™核燃料循环的后端LiS.J.核燃料循环的后端™核燃料循环的后端包括ƒ1.反应堆用过的乏燃料的中间贮存ƒ2.乏燃料的处理ƒ3.放射性废物的处理和最终处置等过程这是世界核能领域头号难题LiS.J.核燃料循环的后端™根据一个国家核能战略的不同，以及技术方面的差异，针对反应堆卸下的乏燃料都有不同的管理措施，主要包括两大类。ƒ一次通过战略ƒ后处理战略LiS.J.核燃料循环的后端™第一类：一次通过战略™即乏燃料经过冷却后不进一步处理，而是经中间贮存后，直接（或经切割）包装后直接作为废物送入深地质层处置或长期贮存。ƒ美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处理。ƒ该战略特点是费用可能较低，概念简单；无高纯钚产生，核扩散风险低。但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年；ƒ目前没有工业运行经验。LiS.J.核燃料循环的后端™第二类：后处理战略™对乏燃料中所含大部分有用核燃料进行分离并回收利用™主要目的：ƒ回收辐照（乏）燃料中宝贵的可裂变材料（235U,233U和钚）和可转换材料，以便再制造成新的燃元件；ƒ核燃料在反应堆中辐照时所产生的超铀元素（即次锕系核素）的提取，也有很大的科学和经济价值A；如通过分离嬗变法处理（见后）。LiS.J.核燃料循环的后端™以上被称为闭路核燃料循环。此外，ƒ对次锕系元素等分离后含多种剩余裂变产物（137Cs、90Sr等）的乏燃料溶解液进行提取、分离、固化及地质处置——高放废液分离技术D。™后处理能够大大减少需长期深地层处置的核废物体积，而且可使最终废物的放射性大幅度降低。LiS.J.核燃料循环的后端™™处理途径主要有四种处理途径主要有四种：ƒƒ热中子堆中再循环热中子堆中再循环—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。ƒƒ快中子增殖堆中再循环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。LiS.J.核燃料循环的后端ƒƒ分离嬗变分离嬗变——即分离燃料辐照过程中产生的长寿命即分离燃料辐照过程中产生的长寿命的、含量少而毒性大的锕系核素（即次锕系核素）的、含量少而毒性大的锕系核素（即次锕系核素）和长寿命裂片产物元素（和长寿命裂片产物元素（129129II、、9999TcTc等），以通过嬗等），以通过嬗变可能获得更多的能量并可消除其毒性，维护环境变可能获得更多的能量并可消除其毒性，维护环境安全，实现核能洁净化目标。安全，实现核能洁净化目标。ƒƒ放射性废物的处理和最终处置放射性废物的处理和最终处置——含高、中、低水平含高、中、低水平放射性废物的处理（提取、分离、固化）及地质层放射性废物的处理（提取、分离、固化）及地质层埋藏处置埋藏处置LiS.J.核燃料循环的后端™乏燃料加工是一个既需要资金又需要技术的领域：™加工1吨乏燃料至少要生成ƒ45吨高放射性废液及ƒ150吨中等放射性废液和ƒ2000吨低放射性废液LiS.J.核燃料循环的后端™实际上，ƒ英国和法国长期以来一直利用国际协议中的漏洞，把自己加工后的放射性废物直接倒进北大西洋，并且有证据表明他们至今仍在这样做。ƒ日本也同样如此。ƒ俄罗斯则是把废液泵入地下或倒入露天池里存放。LiS.J.核燃料循环的后端™乏燃料加工处理代价非常昂贵™按西方标准ƒ建一座年加工1000吨的工厂需投资3.5亿美元，同时ƒ还要建一个放射性废液库储存高、中低放射性废液，其规模要按每加工处理1吨乏燃料产生2200吨放射性废液计算而定，建库投资达15亿美元，还不包含运行费用。LiS.J.核燃料循环的后端™也就是说，™一个年处理1000吨乏燃料的工厂，™每年要产生220万吨放射性废物，ƒ包括7500吨玻璃化高放射性废物，ƒ为存放这些固体废物还要建一个超过10亿美元的永久地下储库。LiS.J.核燃料循环的后端™乏燃料即便是不经加工处理而采取暂时地上暂时地上““干储干储””，代价也不菲，不含运输费和运行费约为8500美元/吨。™2000年，乌方与法国核能公司签署了按“交钥匙”方式建设切尔诺贝利核电站乏燃料“干储”库－2号的合同，结果乌方白花了9000万欧元建库，建起来的库成了摆设，无法接纳该站的乏燃料，如今法方又要求追加1亿欧元进行改建。LiS.J.核燃料循环的后端™放射性废物的处理和最终处置™™放射性废物的处理放射性废物的处理ƒ从“分离嬗变”过程后的高放射性废液中提取90Sr、137Cs等中长寿命核素（又称高释热核素）后将其转化为中、低放废液转化为中、低放废液；ƒ如需要，继续提取裂变产物如95Zr、65Zn、106Ru、稀土（RE）或镧系核素（Ln）等。LiS.J.核燃料循环的后端™至于核废液，现在的处理办法也十分有限。据欧共体数据，ƒ中等放射性废液用水泥固化处理，成本1—2万欧元/立方米，ƒ固化后掩埋处理还需要1—7万欧元/立方米。LiS.J.核燃料循环的后端™放射性废物的最终处置ƒ最后对短寿命低中放废物短寿命低中放废物采用近地表处置——水泥或沥青固化后作浅地层埋藏处置（一般离地面约30米）；ƒƒ长寿命低中放废物长寿命低中放废物采用如水力压裂法等ƒƒ高放废物高放废物采用玻璃或陶瓷固化后深地层埋藏处置（离地面约500－1000米的花岗石岩层内）ƒ对高放废液高放废液也可直接进行玻璃或陶瓷固化后深地层埋藏处置。LiS.J.核燃料循环的后端™我国的低放废物沥青固化、水泥固化技术和中放废物深地层压裂技术均已开发成功并投入运行。对长寿命强放射性的高放废物，正在进行深地层埋藏的场址预选，并通过钻探取得了阶段性的成果。与此同时，正在研发最终处理高放废物的先进方法—分离－嬗变法，并取得了具有国际先进水平的成果。™有