核燃料循环第一章(授课)

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1、核燃料循环第一章核燃料循环第二章核燃料循环前段第三章燃料在反应堆的辐照第四章锕系元素及裂变产物元素过程化学第五章核燃料后处理第六章先进燃料循环核能核 燃 料核燃料循环核燃料后处理第一章核燃料循环几千年来人类一直在为扩大能源、提高自己驾驱自然界的能力而奋斗。在掌握原子能以前，人类利用的几乎一切能源，只涉及分子或原子的重新组合，不涉及原子核部结构的变化。人类到 20 世纪初才逐步认识原子核。人为地促使原子核部结构发生变化，释放出其中蕴藏的巨大能量并加以利用，是 20世纪 40 年代才实现的，这就是原子能工业的开端。当核能进入人们的生产和生活后，一种通过原子核变化而产生的新能源从此诞生。就全球围来说

2、，能源是维持人类生存和发展的必要条件。特别是对于发展中国家，要提高人民的生活水平，除了国外的和平环境外，教育、卫生、农业的发展和工业化的实现，均有赖于足够的能源供应，尤其是电力供应。表 各国人均一次能源消耗 (2003 年，单位 : 人均吨当量油 )石油天然气煤核电水电TotalEnergy世界0.5770.3700.4090.0950.0941.545美国3.1211.9351.9590.6210.2087.844日本1.9470.5390.8780.4090.1793.952德国1.5170.9331.0560.4520.0694.027英国1.2911.4410.6580.3380.02

3、53.753法国1.5660.6550.2061.6590.2474.333国2.2150.5071.0710.6140.0364.443中国0.2130.0230.6190.0080.0490.912当前，世界上的主要能源是煤、石油、天然气这些化石燃料，化石燃料不是可再生能源， 用掉一点儿就少一点儿。 燃烧化石燃料向大气排放大量的 “温室气体”二氧化碳、形成酸雨的二氧化硫和氮的氧化物，并排放大量的烟尘，这些有害的物质对环境造成了严重的破坏。核能不产生这些有害物质。1987年，世界卫生组织总干事布伦特兰领导的世界环境和发展委员会提出了“可持续发展”的概念。为了实现可持续发展，人类迫切地需要新的

4、替代能源。在开发新型能源时， 人们往往首先想到除水力资源外的可再生能源，如太阳能、风能、地热能、潮汐能等等。但是这些可再生能源的能量过于分散、间断性，难以收集，因受多种条件限制，只能在一定条件下有限的开发，很难大量利用，估计每种能源在总能源利用中很难超过1。尽管太阳能是一种清洁的、可再生能源，但由于它的能流密度太低，在单位面积上得到的能量很小，一座 1000MW 的太阳能电站， 为吸取太阳能的地面面积大约是 108m2，要把这样大面积的太阳能收取和集中到发电站来所需的技术措施和经济代价都是难以接受的。所以，在可预见的将来，这些可再生能源很难具有竞争性。据推测，在今后 20 年里，这些可再生能源

5、占世界的发电份额仍将低于 3% 。基于这一事实，世界能源委员会还是将注意力转向了核能。 因此，目前唯一达到工业应用、可以大规模替代化石燃料的能源，就是核能。核能的开发利用是人类最终解决能源需求的希望。利用核能发电是核能和平利用的最重要方面，也是解决某些国家和地区当前能源短缺的现实途径。从 1954 年 6 月前联奥布宁斯克核电站 0.5 万千瓦核电机组并网发电，建立了世界上第一座核电站， 人类首次实现了核能的和平利用开始， 许多国家和地区都相继制定了发展核电的规划。 1970 年世界上有核电国家 14 个，核电机组 99 个，装机容量 1. 5 亿千瓦。从此核电与水电平分秋色， 与火电一起成为

6、世界电力供应的三大支柱。截止至 2008 年底，全世界 31 个国家共运行 439 座反应堆，总装机容量 372GW ，约占世界发电总量的 17。 (全球核电站分布）核电发展阶段：（ 1）实验示阶段（ 1946-1965 年）军事应用的成功探索了几乎所有堆型（ 2）高速推广阶段（ 1966-1980 年）石油消费大增，对石油依赖的担忧核电技术的发展（ 3）滞缓发展阶段（ 1980-）原油危机，各国经济发展减缓，能源需求下降对核电经济性的乐观估计两次核事故我国核电起步较晚，其核电发展计划始于 1970 年，1985 年 3 月山核电站开工建设、 1991 年 12 月 15 日首次并网发电，结束

7、了中国大陆无核电的历史，并一举成为世界上第七个具备自主设计、 自主建设、自主调试、自主运行管理核电厂的国家。1994 年大亚湾从法国引进的两台 90 万千瓦核电机组投入运行。九五 期间我国核电发展进入了高速发展时期，岭澳、山二、三期、田湾等 8 座核电机组相继开工建设。 预定到 2005 年前后我国将有 11 台核电机组投入运行，装机容量达 870 万千瓦。国家发改委规划到 2020 年将建成核电总装机容量 4000 万千瓦？，从而使我国核电的装机容量占全国电力总装机容量的比例由 2000 年的 1% 上升到 4% 左右。（福岛事故的影响）截止到 2009 年，我国大陆共运行 11 台核电机组

8、（ 9.1GWe ），已开工建设的核电站装机约11.3GWe，已批准建设的核电站装机约23.9Gwe，总装机容量 44.3GW 。核电站计划容量一期开工时间三门6 1 GWe2004.9岭澳二期2 1 GWe2005.126 1 GWe2006山二期20.6 GWe2006红沿河6 1 GWe2007.86 1 GWe2008.2海阳61 GWe2008.9方家山2 1 GWe2008.11福清61 GWe2008.11泽8 1 GWe2009桃花江6 1 GWe2010大畈4 1 GWe2010我国核能发展的方针将坚持热堆（压水堆）快堆聚变堆的路线。按照我国核工业目前的技术状况， 我国由热堆

9、向快堆的过渡很难超越国际上的发展进程，如果我国 2020 年、2030 年的核电装机容量分别达到 40 GWe、60 GWe 的话，则上述装机容量的核电站将全部采用热堆，可以设想 在今后 50 年，热堆电站可能仍将是全世界核电的主体，并在 2050 年之后继续发挥重要作用 。如果我国快堆技术发展顺利，则 2020 年有望建成原型快堆， 2035 年有可能开始进入核能市场并在 2050 年前后得到稳步发展，到 本世纪末快堆核能系统有可能成为我国核电主力 。而通过 核聚变反应 获得巨大能量可谓本世纪人类的最大梦想：人造太阳 。如果可控热核反应研究取得成功， 人类将能利用海水中的重氢获得无限丰富的能

10、源， 它是未来解决世界能源和环境问题最重要的途径之一，对发展中国家和地区具有特别重要的意义。 40 年来，我国先后建成中国环流器一号、中国环流器新一号、 “二号 A”和 EAST 全超导非圆截面托卡马克实验装置等意味着在下个世纪中国人造太阳将横空出世！核能的开发、利用要有核燃料的支撑，核能的持续发展更需要把核燃料不断循环起来，使未燃尽燃料得到充分利用，使新生成的核燃料得以有效利用，使其它有价核素得以广泛应用。地球上蕴藏着数量可观的铀、钍等核裂变燃料资源，如果把它们的裂变能充分利用起来，可满足人类上千年能源需求。1.1 核能的来源和利用核能：一些化学元素的原子核转变为另一些元素的原子核时，所放出

11、的能量称为原子能。 或者更确切一些称之为原子核能。或定义为原子核中的核子重新分配时释放出来的能量。核能的来源带负电的电子带正电的原子核原子由带正电的 原子核和环绕它回转的若干 外围电子 所组成。? 在正常的 中性原子 中，外围电子数 正好等于该元素在元素周期表中的 原子序数 Z ，它决定了该元素的化学性质和大部分物理性质。?原子核（ atomic nucleus）是原子的中心部分，为原子直径的10-4，但其质量却占整个原子质量的 99.9% 以上；原子核由 N 个中子 +Z 个质子 =A 个核子所构成，质子带正电，每个质子所带的电量同一个电子的电量e 相等，符号相反。中子不带电。?质子（ pr

12、oton ）是带正电荷的核子，也是最轻化学元素氢原子核。到目前为止的实验表明，质子是稳定粒子。?中子（ neutron ）是不带净电荷的核子，也是构成原子核的重要组元。中子的质量同质子的质量很相近，分别为电子质量的1839 倍和 1836 倍。没有中子参与，两个或两个以上的质子不可能稳定地存在于原子核部。中子的静止质量为1.0086649u，略大于氢原子的质量1.0078250u。自由中子是不稳定的，它能自发地转变成一个 质子，一个电子 （称粒子）和一个电子反中微子 ，并释放出 0.782MeV 的能量。其半衰期为 614.6 1.3s。? 质子和中子统称为核子 。原子核中的 质子数必然等于

13、原子序数 ，因为在中性原子中，原子核所带的正电荷 Z e 应与全部外围电子所带的负电荷 Ze 相互抵消。由于原子的质量几乎全部集中于原子核中，核子数又称为 质量数，它是同该原子的原子量最相近的 整数。具有相同的质子数 Z 和不同的中子数 N 的原子，叫做 同位素 。? 同一元素的几种同位素，用化学方法无法区分，但可利用质谱仪可测出它们的不同质量。?我们用 AZ X这样的符号来表示原子序数Z 和质量数 A 的某种同位素， X 是元素的化学符号。由于每一种元素的原子序数是一定的，下标 Z 常可略去。? 具有一定的原子序数 Z 和质量数 A 的某种原子，又称为 核素 。最轻的氢原子核 11 H 仅有

14、一个质子。（氕）（氕是氢的同位素之一，是氢的主要成份，普通氢中含有99.98%的氕）? 它的同位素重氢 (又叫氘 )的原子核 21 H (或 D)由一个质子和一个中子构成。? 同位素超重氢 (又叫氚 )的原子核 31 H (或 T) 含有一个质子和两个中子。 氚核是不稳定的，就是说，它是一种放射性同位素。氚原子核不断地放射出电子，同时以 12.3 年的半衰期衰变为另一种原子核 (氦核 )。一般地说，仅当中子与质子的数目之比值 (N:Z) 在一定围时，原子核才稳定。? 这比值对于 轻原子核 接近于 1，但它随着原子序数的增加而逐渐加大，对于最重的稳定核 达到大约 1.5。? 凡质子或中子过多的原

15、子核， 皆不稳定，即带有放射性。在已知的大约 2700 种核素中，有 300 多种是稳定的，其余都是放射性的。原子序数 Z 83 的天然存在的元素，由于核质子数太多，静电斥力太大，没有稳定同位素，都具有放射性。 （Po，钋 Z=84 ）铀的常见同位素23592U 和 23892 U ，也都是不稳定的。?它们都不断地衰变，只不过衰变率很低，半衰期分别为7 亿年和 45 亿年，同地球的年龄约46 亿年相比，不算很短，所以地球上尚见其存在。? 比铀更重的元素 (超铀元素 )，一般地说，没有这样长寿命的同位素，因此在地球上没有天然的存在。? 但例外情况有 24494 Pu ，它的半衰期为 0.83 亿

16、年，在地球上尚有微量存在。据说远在 18 亿年前，至少有 6 座天然反应堆断断续续地运行了几十万年。化学反应中释放的能量，主要起源于将原子保持在分子中的力，而这种力仅同原子的外围电子结构相关。? 当两个以上原子组成分子时，各原子的电子云会发生变形，把合拢在一块的所有原子核笼罩在。? 由于化合物的分子的能量总是低于它所包含的各原子的能量之和，所以这外围电子重新组合的过程会放出能量来，这就是 化学结合能 。? 但这种靠化学反应中原子间的电子交换来获得的化学能的能量是很小的。例如煤或石油燃烧时，每个碳或氢原子与氧结合成二氧化碳或水的过程，只能释放出来 几个或十几个 eV 能量 。与此类似， 原子能起

17、源于将核子保持在原子核中的很强的作用力，叫做核力，它能克服质子之间的静电斥力，把各核子凝聚在一起。? 当质子和中子组织成原子核时，像在化学反应中一样，也会放出能量，这就是核结合能 。? 这种核结合能比化学结合能要大得多。例如每一个铀原子核裂变时，就能释放出 200MeV 能量。? 原子核的能量总是低于它所有质子和中子的能量之和。按照爱因斯坦(Einstein) 的能量 E 与质量 m 相互联系的规律：E=mc 2式中 E 以 J 计； m 以 kg 计； c=3108 m/s 是真空中的光速。这一公式表明少量的质量能转换为十分巨大的能量，它揭示了核能来源的物理基础。? 由于原子核的质量总是小于

18、它所有质子和中子的质量之和，我们可从这质量亏损算出核结合能。? 核力比原子核同外围电子的相互作用力要强大得多， 核反应中释放的能量，就参与反应的同等质量的物质而言，要比化学反应中释放的化学能大几百万倍。例如 1kg 煤燃烧释放的能量约为 8 kW h，而 1kg 235U 裂变消耗释放的能量达到 19,500,000 kWh。等量的核聚变燃料 （氘和氚）释放出来的 聚变能，比裂变能又要大 4-5 倍。? 各种原子核结合的紧密程度是不一样的。我们之所以可能利用核能，就是因为一些原子核结合得比其它原子核更紧密些。? 原子核结合的紧密程度，用结合能除以核子数 A 得出的核子平均结合能来表示。中等质量

19、的原子核结合得最紧，平均结合能最大；较重的和较轻的原子核的平均结合能都略为减小。? 如果一个重核，例如质量数为 235 的铀原子核分裂两部分，那么生成的两个较轻核的结合能之和就会大于原来铀核的结合能。将前后平均结合能之差乘以两个较轻核的核子总数，即得出裂变过程释放的能量。? 另一方面，两个轻核合成一个较重核的聚合过程，由于核子在这个较重核中，结合得更紧了，也会释放出能量来。例如，氘核、氚核和4He 核的平均结合能分别为、2.8和7.1MeV ，由氘核与氚核聚合成氦 -4 核的聚变1.1过程，将释放出41.1+3MeV 的能量。7.1-(22.8)17.6? 因此，核能分为两类，一类称 裂变能，

20、它是指重元素（如铀或钚等）的原子核分裂时释放出来的能量。 另一类叫 聚变能，它是指轻元素 （如氘和氚）的原子核发生聚变反应时释放出来的能量。? 重核的裂变一般地要靠中子来激发。就是说，当吸收一个中子所获得的结合能连同该中子的动能足以打破原来的核平衡时，重核才会分裂。? 在这里，各种核素的情况有所不同：对 质子数 Z 为偶数，中子数 N 为奇数的铀 -235 核吸收动能不大的慢中子便很容易分裂； 而对于 Z 和 N 均为偶数的铀 -238 核，仅当中子的能量大于一定的阈值时，才能引起核裂变。这是因为铀 -238 核裂变所需能量超过了一个中子的结合能，须靠中子动能来补足。核裂变能是通过核裂变反应获

21、得的。目前，世界上已经成功地利用核裂变能建造核电站，并已达到工业规模的应用。核电已经达到技术成熟、经济实惠、安全可靠的商用阶段，受到世界各国的普遍重视。核聚变能是通过氘 -氚等轻核的聚变反应获得的。 核聚变反应必须在几千万度以上的高温和一定的等离子体密度条件下方能实现。目前，各国科学家正在努力向最终目标前进，并取得了可喜的成果。核能的开发利用是人类最终解决能源需求的希望。地球上蕴藏着数量可观的铀、钍等核裂变燃料资源，如果把它们的裂变能充分利用起来，可满足人类上千年能源需求。海水中含有 3.51013t 氘，如果将聚变能充分利用起来， 可满足人类上百亿年的能源需求。核能是军、民两用的能源，它既可

22、用于军事目的、也可用于和平目的。核能的利用大致包括以下三个方面。核能的利用核动力（ 1）发电电力是现代生活的物质基础，是衡量生活水平和工业化程度的重要标志。在原子能对经济发展的贡献中， 以利用反应堆的热能来发电， 即核能的和平利用最为重要；同时也是解决某些国家当前能源短缺的现实途径。核电厂比常规火电厂的主要优点是：能量高度集中，燃料费用低廉，使核电具有经济竞争力。 1kg235 U 或 239 Pu 提供的热量在理论上相当于约 2300t 无烟煤，在现阶段的实际应用中， 1kg 天然铀可代替 2040t 煤，因而大大节省燃料的费用。在每 kW h 的发电成本中，核电的燃料费仅占 1/4 不到，

23、煤电的燃料费占 40% 60% ，气电的燃料费占 60% 75% ，因此核电的经济性不像火电那样易受燃料价格（波动）的影响；因数量小而不受燃料运输或贮存的限制。 在一些幅员广袤而煤炭分布不均匀的国家中远离煤田的地区，燃煤电厂的发展已受到铁路运输容量的严重限制，而核电厂无此问题。对于一些靠外部供应化石燃料的国家，核燃料的易于贮存大大有助于避免和缓解燃料供应危机；污染环境较轻。 核电厂日常运行的放射性废气与废液的排放量很小，且处于严密的监督和控制之下，周围居民由此受到的辐射剂量小于来自天然本底的 1% ；而大量释放出放射性物质的严重事故，则发生的几率极低；核电厂不向外排放 CO ，SO2， NOx

24、 等有害气体和固体尘粒，也不排放 CO2 等温室气体，而 CO2 涉及全球气候变暖问题， 已成为当今国际关注的重点；替换出的有机燃料，可更加合理地利用。 煤、石油和天然气是塑料、制药、染料、合成氨、合成纤维、合成橡胶等有机化学工业的宝贵原料，在自然界中的储量有限，目前还没有旁的东西能够代替它们。在当今的世界能源结构中，各种能源所占份额分别为石油39% 、煤 24% 、天然气 22% 、水力 6.9% 、核能 6.3% 以及其他少量可再生能源。我国以燃煤为主， 1998 年我国煤电所占份额高达 73% 。且不说大量化石燃料的使用所造成的严重环境污染和温室效应，而对化石能源供应的持久时间已屈指可数

25、了。根据地球上已探明石油、天然气、和煤的储量，按目前的利用水平计，可分别持续 42 年、 62 年和 224 年。也就是说，在地壳中沉睡了若干亿年的化石燃料，被人类燃烧了几百年就消耗殆尽。由于化石燃料的可利用时间不会持续很久，以化石燃料为主的世界能源结构将在今后的几十年里有所变化。为了满足人类不断增长的能源需求，必须开发可持续利用的能源。在开发新型能源时，人们往往首先想到除水力资源外的可再生能源，如太阳能、风能、地热能、生物质能等等。但是这些可再生能源的能量过于分散，难以收集，且太阳能、风能都是间断性的，所以，在可预见的将来，这些可再生能源很难具有竞争性。据推测，在今后20 年里，这些可再生能

26、源占世界的发电份额仍将低于 3% 。基于这一事实，世界能源委员会还是将注意力转向了核能。利用核能发电是核能和平利用的最重要方面，也是解决某些国家和地区当前能源短缺的现实途径。核电与水电平分秋色，与火电一起成为世界电力供应的三大支柱。此外，用核裂变热能通过热电转换方式， 为运行于外层空间的空间飞行器、太空基地（如月球基地、火星基地等）提供电力和向地面输送电力的核电站称为空间核电站。为空间飞行器提供电力的核电站也称为空间核电源系统。空间核电源一般具有功率大 （从数百瓦到兆瓦级）、体积小、重量轻、寿命长、可靠性高、抗电磁波干扰和耐辐射能力强、不受航天器所处轨道位置及方向的影响等独特的优势。空间反应堆

27、可采用以高富集铀为燃料、氢化锆为慢化剂、铍为反射层的热中子或超热中子堆，也可采用快中子堆，用液态金属锂或钠钾合金作为冷却剂，通过热电能量转换器把裂变热能转换成电能。热电能量转换方式有静态的热电偶转换器和热电子转换器，及动态的蒸汽或气体透平发电机等。静态转换器的技术比较成熟，但热电偶转换器的能量转换效率较低，不到5% ，而热电子转换效率可达10% 左右，是目前最有吸引力的热电转换方式。（ 2）推进动力将反应堆的热能转变为机械能，可用作为运输工具的推进动力。目前核潜艇在使用核动力推进方面已取得了很大的成功，其他应用核动力推进的实例还有核动力航空母舰、核动力破冰船等。作为空间核推进装置是利用核能作为

28、航天器推进初级能源的核动力装置。航天器的核能推进方式可分为核电推进（电火箭）和核热推进（核火箭）两种。核电推进装置 是将从核能转换的电能提供给电火箭，使推进剂（例如汞或氙）电离、加速，成为等离子态的推进剂以高速排出喷管，产生推力。电火箭具有高比冲、小推力、长寿命、高精度、高可靠性的特点，适用于各种航天器的位置保持、姿态控制、轨道修正（辅助推进）以及星际航行、星际探索、轨道转移（主推进）等用途。利用电火箭将航天器从低的地球轨道转移到高地球轨道，比用运载火箭直接发射，可把有效载荷的质量提高几倍到几十倍。用于侦察卫星或空间武器的变轨，在军事上更具有重要意义。根据分析，要实现卫星变轨， 需要几十千瓦以

29、上大功率的空间电源。核电推进装置的开发难度大， 要求同时进行空间核反应堆和电火箭的研究、设计和试验。可用的核反应堆有热离子反应堆和脉冲堆。核热推进装置 即核火箭发动机，是用核反应堆取代液体燃料火箭发动机燃烧室，用核能取代化学能，将推进剂（氢、氦或氮）加热至极高温度，经排气喷管高速排出，产生很大的推动力，能把几十吨重的载荷送入地球轨道。核火箭发动机的比冲量很高，能大大减少推进剂用量。核火箭适用于星际航行，如载人火星探索等。但其实现尚需较长时间。美、俄两国正在合作研制这类推进装置。（ 3）供热利用核反应堆产生的能量直接供热，应当有十分广阔的市场，目前远未充分开发。核能的低温供热（500）的可能用户

30、有石油开采和炼制、 煤的气化和液化、 化工、冶金、制氢等。核能供热的优点类似于核能发电，即燃料运输量小、在一定条件下供热成本相对地低、 对环境污染小。 利用核反应堆直接给工业提供热能已经实现。但是，反应堆供热的温度受到冷却剂温度的限制，因而核能的这种应用方式主要用于低温供热的场合。 海水淡化在一些缺水地区也已经实现，并很有推广应用的前景。核武器核武器亦原子武器，又称为核弹。核武器是利用某些重元素（如铀和钚）的原子核裂变或轻元素（氘和氚）的原子核聚变反应，在极短时间释放出巨大能量形成爆炸的一种大规模杀伤、破坏性武器。核反应释放的能量一般比化学反应大几百万倍，因此核武器的威力要比常规炸弹大的多。现

31、今的核弹，其威力可从几十吨 TNT 当量直至几千万吨 TNT 当量。核武器爆炸的杀伤因素除了冲击波和光辐射（比常炸药的冲击波和光辐射强得多） 以外，还有由于核反应形成的、 常规爆炸所没有的杀伤破坏因素： 贯穿辐射、放射性污染和电磁脉冲等。 核武器爆炸的杀伤破坏效应取决于爆炸方法、威力大小、及核武器的特性。目前的核武器从设计的原理上主要可分为 原子弹和氢弹两类。从作战使用上可分为 战略核武器 和战术核武器 ，其中战术核武器也有称战役战术核武器和战区核武器。一般的核武器系统包括核弹（火箭的核战斗部件、核鱼雷、深水核炸弹、核炮弹和核航弹等） 、投射工具（导弹、轰炸机、大炮）和操纵设备。一般认为，具有

32、一定核工业科学技术基础以及经济实力的国家都有可能掌握原子弹或氢弹技术。 特别是谁拥有核燃料后处理技术，谁就有可能掌握原子弹或氢弹。目前世界上拥有核武器的国家有美国、俄罗斯、英国、法国、中国和印度，还有一些国家在为拥有核武器而努力。当今，核武器最多的国家是美国、俄罗斯。它们的核武器不仅数量大，而且花样多，各军兵种都相应地装备了不同类型的核武器 （如导弹、航弹、巡航导弹、大炮、鱼雷、地雷、水雷等）。核武器试验亦称核试验。 为了研究和考验核武器设计的新原理，提高核武器性能，判定核武器质量， 了解核武器杀伤效应， 保证核武器可靠与安全等都要进行核武器试验。辐射能源放射性核素辐射能量的应用也是核能利用的

33、重要方面。 这种能量虽然不大，但长寿命核素的放射性能经久不衰（衰减缓慢） ，用它可制成小巧而可靠耐用的能源。例如利用 90Sr（半衰期 28 年）、238Pu（半衰期 88 年）等长寿命放射性同位素衰变释放的热能， 通过热电偶转换成电能。 这种电源尺寸小、重量轻、寿命长，已广泛应用于地球轨道通信卫星、侦察卫星、气象卫星、海洋灯塔、海底开发和宇宙飞船等。但功率较小（ 0.12kW ），长寿命同位素的供应比较困难，价格昂贵。某些核素制成的核电池还可用作人工心脏起搏器。1.2 核燃料核燃料： 含有易裂变核素，能够在反应堆实现自持链式核裂变反应的物质叫做核燃料。它主要由易裂变核素和可转换核素两种成分组

34、成。易裂变核素： 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 235 U、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。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

35、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。核燃料的核性质1衰变特性： 上述所有易裂变核素和可转换核素都是放射性核素。它们的衰变特性列于表1-1。表 1-1核燃料的衰变特性核 素衰变方式半衰期， a粒子能量， MeV232Th1.4 10104.012233U1.581054.824234U2.471054.772235U7.1 1084.598238U4.511094.196239Pu2.441045.130240Pu6.6 1035.200241-1.4310.021Pu102核性质： 慢中子与几种易裂变核素

36、作用产生核反应的特性数据汇集于表 1-2。表 1-2易裂变核素的一些核性质 *核 性 质裂变截面 ?，b*俘获截面 ，b吸收截面 a，b /?（为俘获裂变比）每次裂变产生的中子数每吸收一个中子所产生的中子数 典型轻水堆的 值233U235U239Pu241Pu531.1582.2742.5100947.798.6268.8368578.8680.81011.313770.08980.1690.3620.36472.4922.4182.8712.9272.2872.0682.1082.1452.21.961.86-* 热中子的速度为 2200 m/s，能量为 0.0253 eV* b截面单位，

37、1b=10-28 m2从表 1-2 可见，易裂变核素每吸收一个中子产生的中子数，小于每次裂变产生的中子数，这是由于有的中子被吸收后产生了较重的同位素234U、236U、240Pu，而不是引起裂变。各种燃料每吸收一个中子所产生的中子数大于1.0，这表明它们都能维持核链锁反应，比保持核链锁反应所需要的中子多出的中子可用于生产新的有用的同位素。如由 238U 生产 239Pu，由 232Th 生产 233U。这种由可转换核素 238U、 232Th 转换生产新的有用的同位素 239Pu、233U 的过程称为燃料转换。通常用燃料转换比 CR 来描述转换效率，它定义为 反应堆中每消耗一个易裂变核素原子所

38、产生的新的易裂变核素原子数。 在目前采用的低富集度铀的轻水热中子反应堆， CR 约为 0.6。当易裂变核素吸收一个中子，产生的中子数大于2.0 时，从理论上讲，易裂变材料的产生速度就可大于其消耗速度。一个中子用以维持链式反应，第二个中子用以生产易裂变材料的新原子而代替被第一个中子消耗掉的原子，这一过程称 增殖。也就是说， 易裂变核每吸收一个中子产生个有效裂变中子，为了维持链式反应至少必须消耗一个中子，因此最多只有（-1）个中子可以用来实现燃料转换，显然只有当（ -1）1 时才有可能实现增殖。 对 235U 或 239Pu 作燃料的热中子堆，从理论上讲， 对于速度为 2200 m/s 的热中子

39、来说，其 值是大于 2 的、（-1）值虽然略大于 1，但在实际的轻水堆中获得的有效 值是小于 2 的，这样的 值还不足以补偿其它材料的吸收和泄漏损失，因而不可能实现增殖。 只有当裂变主要是在快中子能谱区发生时才能实现增殖，这种反应堆称为 快中子增殖堆。燃料增殖（ fuel breeding ）实际上是反应堆转换比 CR1 时的转换过程 。这时反应堆产生的易裂变核素比消耗的要多。转换比 CR 改称为增殖比 BR。对于以 233U 为燃料的热中子堆，由于 值较大，约为 2.3，理论上可以实现增殖。而在快中子堆中 239Pu 且是良好的增殖燃料。增殖堆的出现为实现铀和钍资源的充分利用开辟了现实的途径

40、。核燃料生产发展核能的基础，就目前来说，是易裂变燃料（通常称为核燃料）的生产。广义的核燃料包括易裂变燃料和可转换原料。可转换原料本身虽不易裂变， 却能在中子辐照后转变为易裂变燃料，以补充易裂变燃料的消耗。由上所述，主要的 易裂变燃料 有 235U、239Pu 和 233U，241Pu 也是较重要的易裂变燃料。主要的可转换原料 有 238U 和 232Th 。而 240Pu 和 234U 也起着可转换原料的作用。 在核燃料中，只有 235U、238U 和 232Th 存在于许多天然矿物中；而 239Pu 和 233U 等核素由于基本没有天然存在物，它们的制备只能靠可转换原料在反应堆吸收中子后发生

41、一系列核反应来实现。最基本的核燃料是天然铀。这是唯一存在于自然界天然矿物中的核燃料。但从铀矿中提炼出来的天然铀中，所含的易裂变核素235 U 只占 0.7206%，而铀的另一个不为热中子分裂的同位素238 U 却占 99.274%，其余是极少量的234U（ 0.0054）。尽管天然铀中所含易裂变核素很少，但在一定条件下，已足以维持链锁反应。 世界上第一批反应堆， 均使用最容易获得的天然铀为燃料。由于天然铀反应堆体积大，装料多，以及其他技术、经济因素的限制，目前大部分动力堆和研究试验堆均采用低富集铀燃料。 原子弹的装料、 快中子堆、高通量堆的燃料，需要使用高富集铀或钚。 要想获得纯 235U 是

42、极其困难的。用通常所使用的铀同位素分离方法， 只能制得富集度不同的浓缩铀。 初期的富集铀是在消耗大量电能的气体扩散式同位素分离工厂中生产出来的， 用天然铀为原料。也可采用高速离心法、激光分离法或离子交换法等把两种铀同位素分开。从实用的观点来看，制取纯 235U 核素的必要性不大。 到目前为止，世界上大部分动力堆，或者用天然铀作燃料，或者以富集度为 25% 的浓缩铀作燃料。即使用于制造核武器的浓缩铀，其富集度也只要提高到93% 就可以了。在用铀作燃料时，反应堆中的主要核反应过程，用简化方式可描述为裂变23598.6b5.2b582.2 b23623792U92U92Un,n,-6.75d2379

43、3 Np235U 吸收一个中子时，发生的主要反应是裂变（85.5%），但也进行一些俘获反应（ 14.5%），生成不可裂变的236U；236 U 是一种中子毒物，它能吸收另一个中子而生成短寿命的237U，再衰变为 237Np。显然从保持反应堆的中子平衡角度看，发生这些消耗中子的副反应是不利的，但237Np 本身却是一种很有价值的放射性核素；2382.70b23992Un,92 U用铀作燃料生产239Pu的核反应过程-23.5min23993 Np裂变裂变-2.35d1009 b742.5 b23994Pu 268.8b24094Pu 289.5b 24194 Pu368b24294Pu 18.5

44、b 24394 Pun,n,n,n,-4.98 h 13.2a24195 Am24395 Am235U 裂变产生的中子被238 U 吸收生产短寿命的239U，它能再连续衰变生成239Np 和 239Pu，在大多数燃料分析中，可近似看成238U 吸收中子后，立刻就生成了 239Pu；在反应堆中生成的239Pu ，不可能立刻从反应堆中取出，因而它将不断地受到中子的照射。在 239Pu 吸收中子后，较大的反应几率是裂变（ 73.4），但也有一些核俘获一个中子生成可转换的 240Pu。若再继续辐照， 还将再吸收一个中子而生成易裂变的241Pu；241242241Pu 吸收一个中子， 既可能发生裂变 （

45、73.2），也可能生成Pu； Pu还以 14.3 年的半衰期衰变为241Am ；242Pu 既不可裂变也不可转换，像 236U 一样是个中子毒物。它吸收一个中子后生成 243Pu，后者衰变为半衰期为 5 小时的不可裂变的 243Am 。由以上分析表明，利用反应堆人工制取易裂变核素239Pu 是可能的，但反应过程是复杂的。 在发生 235U 裂变和 238U 转换反应的同时，还伴随有许多其它的核反应发生。 若辐照深度不够， 239Pu 的产率就会很低；若辐照深度过大，又将造成 239Pu 自身的消耗和产生更多的副产物。因此欲提高239Pu 的产率必须仔细选择并适当控制反应堆的辐照条件。天然钍是单

46、一的232233232Th 。 U 是要用Th 为原料在反应堆中人工地制造出来。但需用 232 Th 和 235U 的混合物或 232Th 和 239 Pu 的混合物作核燃料，即必须用 235U 或 239Pu 引起核反应 。在用 232 Th 和 235U 的混合物作燃料时，反应堆中的主要转换过程，用简化方式可描述为：235232Th 所吸收，生成233Th 经-衰变生成233233U 裂变产生的中子为Pa， Pa再经- 衰变生成 233U。由于 233Th 和 233Pa 的半衰期很短（分别为22.2min和 27.0 天），可以认为232Th 吸收中子后即生成233U；23290Th7.

47、4 b23390Thn,-22.2min23391Pa41b23491 Pan,裂变裂变-27.0d-582.2 b531.1 b 6.75h47.7b100.2b23592U98.2b5.2 b23792U23392Un,23492U23692Un,n,n,-6.75d23793 Np232Th 在核反应堆中的转换过程233U 吸收一个中子最可能的反应是裂变（91.8% ），但也有一些核俘获一个中子生成可转换的234U，234U俘获一个中子生成易裂变的235U；在235U裂变的同时不断地俘获中子连续生成236U和237U；由半衰期为6.75 天的237U经-衰变生成237Np ；在 232T

48、h 吸收中子生成 233Th 经-衰变生成 233Pa 后，233Pa 既可经-衰变生成 233U；也可继续俘获中子生成 234Pa，然后以半衰期为 6.75 天经- 衰变生成 234U。1.2核燃料循环核燃料循环： 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。这个过程包括：? 铀(钍)资源开发和燃料加工，? 燃料在反应堆中使用，? 乏燃料后处理等三大部分。铀矿开采反应堆新元件乏燃料燃料获取元件制造中间储存钚产品堆后铀、 钚乏燃料后处理废物处理处置图 1闭式核燃料循环示意图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。铀矿开采反应堆新元件乏燃料燃料获取元件制造中间

49、储存因此，前者为闭式核燃料循环，后者为一次通过式核燃料循环。核燃料在反应堆中使用时与化石燃料相比有两个值得重视的特点：一是通过反应堆的一次装料，不能把投入的核燃料 全部耗尽 ；二是在核燃料的燃烧过程中，有可能产生 新的核燃料 。因此，反应堆燃料不是一次耗尽的，必须定期地将它从堆卸出，经化学处理，回收残留下来的核燃料和新生成的核燃料， 再富集、再制成燃料元件， 使之能再次返回反应堆循环使用。 这一过程称为核燃料的循环。核燃料循环的存在是由于装在堆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发出额定功率，堆需留有超过临界质量的易裂变燃料，使反应堆活性

50、区具有后备反应性。 当燃料达到一定的燃耗深度， 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）件含有相当数量的易裂变燃料， 也得把它从堆卸出，换入新燃料。 卸出的燃料元（组）件称为乏燃料 ，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。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

51、方式：轻水堆（热中子堆）铀 -钚循环 以 235U 作为易裂变燃料、以 238 U 作为转换原料、生成 239Pu 的燃料循环，称为铀 -钚循环。 而轻水堆（热中子堆）铀 - 钚循环通常以低富集铀为燃料、 以 238U 作为转换原料、生成 239Pu 的燃料循环。快中子增殖堆铀 -钚循环 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。 因此，从最大限度利用铀资源的角度来看，应充分利用快堆铀 -钚循环方式的优势。钍-铀循环方式：以 235U（或 2

52、33U）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。 从我国钍资源较为丰富的角度来看，也应充分利用热中子堆钍-铀循环方式的优势。铀-钚循环的工艺过程包括：（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）235U的富集；（6）燃料元（组）件制造；（7）堆使用（燃料）；（8）乏燃料中间贮存；（9）乏燃料运输；（10）乏燃料后处理；（11）放射性废物的处理和最终处置。可见：（1）（ 6）为核燃料循环的 前段；（ 8）（ 11）为核燃料循环的 后段 。尽管每种反应堆的燃料循环所包含的工艺过程不完全一样，但其中的许多工艺步骤与从矿物中提取、 加工核燃料的工艺步骤基本一致的，所以人们常广义地把核燃料提取、浓缩、加工和后处理等工艺过程都包括在核燃料循环围。图 3 是以轻水堆电站、铀 -钚燃料循环为例，具体说明闭式核燃料循环的各主要环节。前段后段 0.2%7 235U 天然铀 3% 铀元件反应堆乏燃料暂时储存放射铀矿开采元件制造中间储存处理处置