核燃料循环编辑本段回目录
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核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中燃烧后的处理的整个过程。这个名称反映了核燃料在反应堆中只能烧到一定程度就必须卸出并换上新燃料这个特点。乏燃料（即烧过的燃料）中的铀和钚可以分离出来并返回反应堆，作为燃料循环使用，形成核燃料的循环。
后段 从压水堆卸出的乏燃料中,铀235的含量仍有0.85％左右，高于天然铀；而且每吨乏燃料中还含有约10千克的钚,其中可作为核燃料的钚239和钚241约占7千克。因此，如将这些易裂变核素分离出来，作为燃料返回反应堆，既可节约天然铀，又可节约分离功。据估计，将铀循环使用，可节约天然铀约20％,节约分离功4％左右。如将铀和钚都循环使用，可节约天然铀约40％，节约分离功15％左右。
为了进行铀和钚的循环，须将乏燃料中的铀和钚分离并净化到所含裂变产物的放射性低到人们可以接近的水平，这就是后处理工厂的任务。刚从反应堆中卸出的乏燃料放射性太强，一般需要在冷却水池中存放3～5年，使放射性大大衰减之后，才送到后处理厂去处理。这个存放步骤称做中间储存。从后处理厂得到的含铀 235约0.85％的铀产品（称做堆后铀），又须经过转化过程变为六氟化铀,并送至铀的浓缩工厂,浓缩到含铀235约3％，然后再转化为二氧化铀,以便制成燃料元件(见图)。
从后处理厂得到的钚产品通常是二氧化钚，可储存起来以备将来利用；也可和二氧化铀一起制成混合氧化物燃料，返回压水堆使用，或作为快中子增殖堆的燃料使用。
从后处理厂出来的放射性废物，均须经过妥善处理和处置，以确保在长期储存条件下也不转移到生物环境中。其中最重要的是占全部废物放射性约99％的高放废液的处理和处置。处理的方法是先将高放废液在不锈钢大罐中暂时储存一段时间,然后根据各国不同的要求,或将高放废液直接固化成为硼硅酸盐形态的玻璃块，或先将其中极长半衰期（如钚 239需几十万年才能衰变到无害水平）的 α放射性核素移除，加以利用，或单独处置，然后再固化成玻璃块。固化块经包装后一般要求在地面长期储存库储存数十年，待其发热量衰减到较低时，再送至最终处置库，在地下深层永久埋藏起来。至此，核燃料循环的后段就完成了。（见放射性废物处理）
循环方式 除了前面讲到的压水堆（轻水堆）的铀（钚）循环方式以外，还有快中子增殖堆(简称快堆)的铀-钚循环方式以及钍-铀循环方式等。
快堆铀-钚循环 从最大限度利用铀资源的角度来看，应发展快中子增殖堆。这种堆以钚239为燃料,并装载铀238,在堆中所装铀238转化成为钚239的量大于烧掉的钚239的量，将占天然铀99％以上的铀238也利用起来，进行铀-钚循环。铀-钚循环就是在快堆中将铀 238转化为钚239，并通过后处理把钚分离出来,作为快堆的燃料循环使用。在发展初期，可用压水堆后处理得到的钚作为装料；发展到一定规模后，就可用快堆自己增殖的钚作为燃料。
钍-铀循环 指在热中子堆中把钍232转化为另外一种核燃料铀233，通过后处理把铀233分离出来返回堆中循环使用。适于采用这种核燃料循环的堆型是高温气冷堆，其科研开发工作现已接近商业化阶段。在重水堆甚至轻水堆中，也可采用这种燃料循环方式，科研工作尚处于开始阶段。
参考书目
M.班乃迪等著，汪德熙等译：《核化学工程》，原子能出版社,北京,1987。(M. Benedict, et al.,Nuclear Chemical Engineering,2nd ed., McGraw-Hill, New York, 1981.)
R.G.Wymer and B. L. Vondra,Light Water ReactorNuclear Fuel Cycle,CRC Press, Florida, 1981.
三岛良绩编著,张凤林、郭丰守译:《核燃料工艺学》，原子能出版社，北京，1981。（三島良績編著：《核燃料工学》，同文書院，東京，1972。）
后段 从压水堆卸出的乏燃料中,铀235的含量仍有0.85％左右，高于天然铀；而且每吨乏燃料中还含有约10千克的钚,其中可作为核燃料的钚239和钚241约占7千克。因此，如将这些易裂变核素分离出来，作为燃料返回反应堆，既可节约天然铀，又可节约分离功。据估计，将铀循环使用，可节约天然铀约20％,节约分离功4％左右。如将铀和钚都循环使用，可节约天然铀约40％，节约分离功15％左右。
为了进行铀和钚的循环，须将乏燃料中的铀和钚分离并净化到所含裂变产物的放射性低到人们可以接近的水平，这就是后处理工厂的任务。刚从反应堆中卸出的乏燃料放射性太强，一般需要在冷却水池中存放3～5年，使放射性大大衰减之后，才送到后处理厂去处理。这个存放步骤称做中间储存。从后处理厂得到的含铀 235约0.85％的铀产品（称做堆后铀），又须经过转化过程变为六氟化铀,并送至铀的浓缩工厂,浓缩到含铀235约3％，然后再转化为二氧化铀,以便制成燃料元件(见图)。
从后处理厂得到的钚产品通常是二氧化钚，可储存起来以备将来利用；也可和二氧化铀一起制成混合氧化物燃料，返回压水堆使用，或作为快中子增殖堆的燃料使用。 从后处理厂出来的放射性废物，均须经过妥善处理和处置，以确保在长期储存条件下也不转移到生物环境中。其中最重要的是占全部废物放射性约99％的高放废液的处理和处置。处理的方法是先将高放废液在不锈钢大罐中暂时储存一段时间,然后根据各国不同的要求,或将高放废液直接固化成为硼硅酸盐形态的玻璃块，或先将其中极长半衰期（如钚 239需几十万年才能衰变到无害水平）的 α放射性核素移除，加以利用，或单独处置，然后再固化成玻璃块。固化块经包装后一般要求在地面长期储存库储存数十年，待其发热量衰减到较低时，再送至最终处置库，在地下深层永久埋藏起来。至此，核燃料循环的后段就完成了。（见放射性废物处理）
循环方式 除了前面讲到的压水堆（轻水堆）的铀（钚）循环方式以外，还有快中子增殖堆(简称快堆)的铀-钚循环方式以及钍-铀循环方式等。
快堆铀-钚循环 从最大限度利用铀资源的角度来看，应发展快中子增殖堆。这种堆以钚239为燃料,并装载铀238,在堆中所装铀238转化成为钚239的量大于烧掉的钚239的量，将占天然铀99％以上的铀238也利用起来，进行铀-钚循环。铀-钚循环就是在快堆中将铀 238转化为钚239，并通过后处理把钚分离出来,作为快堆的燃料循环使用。在发展初期，可用压水堆后处理得到的钚作为装料；发展到一定规模后，就可用快堆自己增殖的钚作为燃料。
钍-铀循环 指在热中子堆中把钍232转化为另外一种核燃料铀233，通过后处理把铀233分离出来返回堆中循环使用。适于采用这种核燃料循环的堆型是高温气冷堆，其科研开发工作现已接近商业化阶段。在重水堆甚至轻水堆中，也可采用这种燃料循环方式，科研工作尚处于开始阶段。
参考书目
M.班乃迪等著，汪德熙等译：《核化学工程》，原子能出版社,北京,1987。(M. Benedict, et al.,Nuclear Chemical Engineering,2nd ed., McGraw-Hill, New York, 1981.)
R.G.Wymer and B. L. Vondra,Light Water ReactorNuclear Fuel Cycle,CRC Press, Florida, 1981.
三岛良绩编著,张凤林、郭丰守译:《核燃料工艺学》，原子能出版社，北京，1981。（三島良績編著：《核燃料工学》，同文書院，東京，1972。）
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