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： ，即轻分子运动速度稍大于重分子运动速度，从而实现同位素分离。由于升华温度适当（工作时可呈气态，存储及运输时可呈固态），UF6是唯一可用的工作介质。下图是气体扩散法的示意图。由图可见：轻分子碰撞扩散膜的次数比重分子多，由于膜上有允许UF6分子通过的微孔，穿过膜的UF6中，235U同位素略有浓缩（浓缩程度用上述的表示，称为分离系数a；这里应为：。这只是理论值，实际值远低于此，一般不超过1．002）。由于单级的分离效果很小，为了达到一定的浓缩度，需要串联许多级才能完成（3%需要一千多级，90%需要几千级）。 扩散膜是气体扩散法的关键技术。它的孔径在0．01－0．03μ，每平方厘米有几亿个微孔，还要能经受住UF6的腐蚀和两端的压差；由于需不断压缩穿透过膜的低压UF6，继续进行扩散分离，所以要消耗大量电能；压缩气体消耗的功，转变成了废热需要排除，所以要消耗大量冷却水（大型扩散厂每公斤分离功单位约需消耗2500～3000kw/hr的电能，一座年产量9000吨分离功单位的扩散厂，需要附设240万kw容量的电站；排除压缩废热相当于电站排热量的1/2）。 ②气体离心法：在强离心力的作用下，可以实现轻、重同位素的分离。在离心力作用下，重分子在离心机的外周浓集，轻分子在轴线浓集。分别引出气体流，便可得到贫化和加浓两种流份。 离心法比扩散法的分离系数高（外周线速度300米/秒时，α～1．058），因此只需要较少的级数便可得到扩散法同样的分离效果。如为了获得3%的235U只需要100级左右。但因为单级离心机的生产量很小，所以每一级需要联合多台机器，才能实现一定的产量。一座年产6000～10000吨分离功的大型分离厂，需要一二百万台离心机，可见它的维修工作量是很大的。它的突出优点是电能消耗小，约为扩散法的1/10，现正在逐步取代扩散法。 高转速的离心机是本方法的技术关键，（理论上，单位时间内的分离功数量与转筒外周速度的四次方成正比，与转筒长度成正比）一般要求达到300～500米/秒的外周速度，当转筒直径为10厘米时，相当于6～10万转/分。这需要开发高强度的材料（如高强度合金、纤维复合材料）和长寿命的离心机。 ③激光分离同位素：上述两种方法虽然都已具有工业应用的意义，但是他们也有共同的问题，即：（1）必须把许多分离效果很小的单元串连成庞大的系统；（2）消耗相当大的电能。这些都使分离功的成本很高（轻水堆核电站燃烧费中，铀加浓约占1/3，其中60%是电费，35%是基建费），因此人们不断地研究新的分离方法。激光法就是目前被认为最有希望的方法。 在原子或分子中，各同位素的吸收光谱有细微的差别。利用单色性好的激光有选择地激发某一种同位素至特定的激发态，然后与未被激发的同位素分离。 例如对于金属铀蒸气，许多吸收谱线都很窄。可以用单色性好的激光束选择性地激发235U原子使其电离，而不激发（电离）238U原子。电离了的235U原子经过电磁场被偏转而与238U分离。它有以下显而易见的优点：（1）有很大的分离系数，单级分离即可生产出轻水堆用的浓缩铀（天然铀→6%）；（2）贫料丰度能降到很低；（3）可以用其他分离方法已不能用的尾料（2%→3%235U）作进料。 ④其它方法：热扩散法，质量扩散法，空气动力法等都是曾经研究过的方法。其中南非的UCOR法（一种空气动力法）已经在大型中间工厂中实现。 （三）燃料元件的制造：核燃料的燃烧过程和化学燃料的燃烧过程相似，是一个不断消耗燃料、产生废物的过程。但是核燃料是具放射性的物质，核反应产生的废物具有更强的放射性，都不能像化学燃料那样直接与环境相接触，而需要加以密封包装，制成燃料元件才能进入反应堆。 不同类型的反应堆，需要的燃料形式和燃料元件形式不同。现以目前建造数量最多的核电站压水堆说明燃料元件及其制造： 动力压水堆普遍采用低浓度UO2陶瓷燃料（235U浓缩度1．66～4．4%的难熔化合物如：铀的碳化物UC，氧化物UO2）。将烧结、磨光的UO2陶瓷芯块（芯块的高度/直径～1：1．5）装入包壳管（＝10～15mm；L～4m），使芯块在管内叠成柱形。包壳材料用锆合金（Zr－4合金：Zr－Sn合金中添加少量Fe、Cr），壳厚～0．7mm。为防止芯块变形挤涨包壳，两者间留有微小空隙（～0．1mm），为改善因此而发生的传热性能变坏，管内充以氦气（20～30大气压）。最后焊封包壳管（是阻止放射性物质外泄的第一道屏障），成为燃料棒。 将若干根燃料棒按一定的排列方式组合在一起即成为（棒束型）燃料元件。压水堆采用14×14～17×17的正方形。燃料元件是在十分苛刻的条件下工作的（核燃料的能量高度集中，在反应堆中燃烧的时间又很长，核电站中大约3～4年，核潜艇中可达十年以上）。在反应堆中长时间地受到强中子流的辐照，高流速、高温度冷却剂的冲刷，裂变产物的辐照和化学侵蚀等诸多作用下，还要求燃料元件在整个工作期间保持其性能、形状、尺寸稳定。因此所用的燃料元件（核燃料及包壳管）必须耐高温、耐辐照、耐腐蚀并有良好的机械性能和核物理性质。这不仅要求选用特殊材料，而且还要求材料有很高的纯度（如硼含量需在10－7）。为了确保燃料元件安全可靠，新元件还要在完全仿真的条件下进行运行考验。可见燃料元件制造成本很高，这一费用约占燃料费的30%。 （四）在反应堆中燃烧：功率为100万千瓦压水堆核电站所用反应堆中，上下堆芯板间插入193根燃料组件，为反应堆堆芯，初装料共约80吨铀（浓缩度2．6%），元件在堆内停留时间三年。 堆芯置于厚重的压力壳内（也是阻止放射性物质外泄的第二道屏障），使热水（用作冷却剂及中子慢化剂）在120～160大气压，300～330℃下将核燃料产生的热带出，在一回路产生蒸汽。一回路和堆本体又都包在安全壳（或混凝土材料）内，成为阻止放射性物质外逸的第三道屏障。有此三道屏障，使核电站安全有了保证。 （五）乏燃料后处理：燃料在堆中燃烧（即铀裂变成为中等质量的核素），产生吸收中子的毒物，235U浓缩度减小，燃料元件也可能发生变形、肿胀等现象，到了一定程度，必须将燃料元件取出反应堆。这种燃料称为乏燃料。乏燃料的组分主要是：235U（浓缩度0．83%），238～242Pu，Np，Am，Cm，及裂变产物。其中235U和239U，241Pu是核燃料，可以回收再用作反应堆进料；同时也可提取其他核素供科学研究或工、农、医学之用。这一主要以回收U，Pu为目的的过程称为乏燃料后处理。其简要过程为： 1．乏燃料元件的“冷却”：燃料元件从堆中卸出后，必须放置一段时间，才能保证所得产品的纯度或产率，也才能使化学分离操作在较低的放射性水平下进行。如：为了保证分离出的铀中无237Np，需冷却到237U衰变完全，（237U经β衰变生成237Np，T1/2＝6．75天）；为了得到239PU的最大产率，需冷却到239Np衰变完全（239Np经β衰变生成239Pu，T1/2＝2．35天）等。考虑到放射性毒素和挥发性都很强的131I的T1/2＝8．05天，将碘的完全衰变作为控制冷却时间的主要因素。对压水堆核电站的乏燃料一般至少需冷却150天左右。这时，只剩下十几种较长半衰期的裂变产物核素和U、Np、Pu、Am、Cm的长寿命核素。较长半衰期裂变产物的放射性强度约下降30倍（3．76×109Ci→1．14×108Ci）。 燃料元件一般放在特制的水池中冷却。 2．乏燃料元件的首端处理：为了进行乏燃料的化学分离，需将燃料元件组合体先行解体，然后除去包壳，将芯块溶解。这个过程称为首端处理。 组合的燃料元件，从水池中取出后，首先用机械切割法（锯、铣）分解，以卸除非燃料构件部分如：端件、定位格架、元件盒等。 分解得到的元件棒被切割成短段（2～5厘米），使芯块暴露出来，然后选择适当的化学试剂（可用硝酸使能溶解芯块而不溶解元件包壳）使芯块（U、Np、Pu、Am、Cm、及裂变产物）溶解，而锆合金包壳不溶。溶解液经过调整价态（如钚呈4价，钌、铈呈3价）以便下一步分离。 3．化学分离：将可重新进入核燃料循环的铀、钚与燃烧中生成的裂变产物分开并达到必须的纯度，是乏燃料后处理的主要内容。 Purex流程是广泛用于处理动力堆低浓铀核燃料的化学分离方法。 “共去污”和“铀、钚分离”两过程是化学分离流程的关键。都采用有机溶剂TBP萃取法。基本原理是利用不同元素在不同条件下在有机相和水相中的溶解度不同而进行分离。在共去污过程，铀和钚同时被萃取入有机相而与裂变产物和锕系元素分离。水相中集中了燃烧产物（放射性废物）。应用核能的高放废物就是从这里产生的，需要作专门处理。有机相中的铀、钚经还原反萃（将钚还原成不被萃取的3价状态），使钚进入水相而与铀分离。再将铀、钚分别净化到燃料纯的标准。 化学分离的难点在于：溶解液组分复杂约20种元素共存于溶液中；属于这些元素的放射性核素有35种左右其辐射作用不仅使操作复杂化，而且会导致萃取剂的变化；为了满足核燃料再循环使用时对核性质和辐射安全的要求，产品要求的纯度很高（如铀的净化需要107，钚的净化需要109）；为此在分离过程中，要不断地进行分离纯化，一般要进行三次纯化，才能达到要求。分离纯化是利用元素的化学价态不同时，在水和有机相中的溶解度不同；和介质的组成不同（氧化性、还原性、酸度、浓度等的不同）时，对不同元素的作用不同来进行的。这样，在每一化学步骤，都有复杂的操作过程。成为乏燃料后处理最关键的内容。 乏燃料后处理工厂的基本特点是：放射性强和有临界安全的危险（核燃料在一定条件下，可能达到超临界状态而产生射线辐照和放射性污染）。对前者要采取屏蔽措施，使与生态环境相隔离。主要是用混凝土、钢材将工艺设备包装在内（热室），用机械手操作；对后者要用控制物料浓度、质量、设备周围物质、容器大小来防止。 乏燃料后处理的产品是可用作核炸弹的敏感物质，因此是核监督的重要对象。主要的对象是235U和239Pu，近来由于237Np的积累不少，几个核大国正打算也加以控制（美、俄、英、法、日共议后认为目前世界上已有4吨237Np，2010年将达12吨）。 （六）核废物的管理：核燃料的生产、使用过程中将产生放射性废物。废物主要来自核燃料在反应堆中燃烧时产生的强放射性裂变产物，但它被包在燃料元件包壳中，固定在一定位置上，并不外泄；待成为乏燃料从堆中取出，在后处理工厂经解体、去壳、溶解、化学处理等步骤，便产生固体、液体、气体三种状态的废物，简称“三废”。可见，放射性三废表观上都在乏燃料后处理工厂产生（占核工业的99%）。 固体放射性废物：核燃料后处理厂解体燃料元件组合体的各种部件及退下的包壳等固体废物，可先行减容，然后埋藏。对一些有机废物（棉花、纸张、树脂等）可以压缩减容埋藏，也可以焚烧减容埋藏。 液体放射性废物：核燃料芯块溶解后所进行的化学处理过程，是排放液体废物的主要过程。它含有裂变产物元素和超铀元素。由于在流程的不同出口，排出废液的放射性强度不同，可按其放射性水平分为高、中、低三类放射性废液。这三种废液必须严格分开，分别处理。 高放射性废液是后处理厂产生的。它含有几乎全部裂变产物元素和超钚元素。其中含α的长寿命超钚元素危害大、时间长，是所处理废液的重中之重，是全世界普遍关心的问题。为此投入了大量人力、财力，研究了许多方案。主要思路是：将高放废液与玻璃（陶瓷、人造岩石）原料一起溶融，煅烧成稳定的玻璃体，然后深埋在稳定的地质层中。虽然做了许多工作，但尚未在工业上完全实践。因此，现在的高放废液都还储存在不锈钢罐中。另一思路是将高放废液先进行化学处理，把寿命长、毒性大的超铀元素分离出来，然后再进行物理处理，使之变成寿命短的核素，再作深埋处置。这样，废物处置的安全性将更加可信。 中、低放射性废液来自后处理厂及其它生产、科研部门。可以实行浓缩（蒸发、沉淀、离子交换、渗透），然后将放射性浓集液、残渣用水泥或沥青固化，净化后的水可以排放。 气体放射性废物：后处理厂的废气主要是85Kr、131I、3H，反应堆及其它生产、科研部门也可能产生废气。131I危害较大。吸附法是净化气体常用的方法。对于危害小、量少的废气可以用高烟囱排入高空。放射性气溶胶（<微米量级的粒子）是造成人体内照射的主要威胁，因此在通过烟囱排放前，需要过滤。 来源：网络 作者：不详 |
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