核燃料

    可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。重核的裂变和轻核的聚变是获得实用铀棒核能的两种主要方式。铀235、铀233和钚239是能发生核裂变的核燃料，又称裂变核燃料。其中铀235存在于自然界，而铀233、钚239则是钍232和铀238吸收中子后分别形成的人工核素。从广义上说，钍232和铀233也是核燃料。氘和氚是能发生核聚变的核燃料，又称聚变核燃料。氘存在于自然界，氚是锂6吸收中子后形成的人工核素。核燃料在核反应堆中“燃烧”时产生的能量远大于化石燃料。1千克铀235完全裂变时产生的能量约相当于2500吨煤。

    已经大量建造的核反应堆使用的是裂变核燃料铀235 和钚239，很少使用铀233。至今由于还未有建成使用聚变核燃料的反应堆，因此通常说到核燃料时指的是裂变核燃料。由于核反应堆运行特性和安全上的要求，核燃料在核反应堆中“燃烧”不允许像化石燃料一样一次烧尽。为了回收和重新利用就必须进行后处理。核燃料后处理是一个复杂的化学分离纯化过程，曾经研究过各种水法过程和干法过程。目前各国普遍使用的是以磷酸三丁酯为萃取剂的萃取法过程，即所谓的普雷克斯流程。

　　包含易裂变核素、在核反应堆内可以实现自持核裂变链式反应的材料。核燃料在反应堆内使用时，应满足以下的要求：①与包壳材料相容，与冷却剂无强烈的化学作用；②具有较高的熔点和热导率；③辐照稳定性好；④制造容易，再处理简单。根据不同的堆型，可以选用不同类型的核燃料：金属（包括合金）燃料，陶瓷燃料，弥散体燃料和流体（液态）燃料等（见表核燃料的类型）。

　　金属燃料 铀是目前普遍使用的核燃料。天然铀中只含0.7％的U,其余为U。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，目前仍在使用。但核电站（特别是核潜艇）用的反应堆要求结构紧凑和高的功率密度,一般要用□U含量大于0.7％的浓缩铀。这可以通过气体扩散法或离心法来获得。金属铀在堆内使用的主要缺点为：有同质异晶转变；熔点低；存在尺寸不稳定性；最常见的是核裂变产物使其体积膨胀（称为肿胀）；加工时形成的织构使铀棒在辐照时沿轴向伸长（称为辐照生长），虽然不伴随体积变化，但伸长量有时可达原长的4倍。此外,辐照还使金属铀的蠕变速度增加（50～ 100倍）。这些问题通过铀的合金化虽有所改善,但远不如采用UO陶瓷燃料为佳。

　　钚(Pu)是人工易裂变材料，临界质量比铀小，在有水的情况下,650克的钚即可发生临界事故。钚的熔点很低(640),一般都以氧化物与UO混合使用。钚与U组合可以实现快中子增殖，因而使钚成为着重研究的核燃料。

　　钍吸收中子后可以转换为易裂变的U,它在地壳中的储量很丰富，所能提供的能量大约相当于铀、煤和石油全部储量的总和。钍的熔点较高，直至1400才发生相变，且相变前后均为各向同性结构，所以辐照稳定性较好，这是它优于铀、钚之处。钍在使用中的主要限制为辐照下蠕变强度很低。一般以氧化物或碳化物的形式使用。在热中子反应堆中利用U-Th循环可得到接近于1的转换比,从而实现“近似增殖”。但这种循环比较复杂，后处理也比较困难，因此尚未获得广泛应用。

　　陶瓷燃料 包括铀、钚等的氧化物、碳化物和氮化物，其中UO是最常用的陶瓷燃料。UO的熔点很高(2865)，高温稳定性好。辐照时UO燃料芯块内可保留大量裂变气体，所以燃耗（指燃耗份额，即消耗的易裂变核素的量占初始装载量的百分比值）达10％也无明显的尺寸变化。它与包壳材料锆或不锈钢之间的相容性很好，与水也几乎没有化学反应,因此普遍用于轻水堆中。但是UO的热导率较低，核燃料的密度低，限制了反应堆参数进一步提高。在这方面，碳化铀(UC)则具有明显的优越性。UC的热导率比UO高几倍,单位体积内的含铀量也高得多。它的主要缺点是会与水发生反应，一般用于高温气冷堆。

　　弥散体燃料 这种材料是将核燃料弥散地分布在非裂变材料中。在实际应用中，广泛采用由陶瓷燃料颗粒和金属基体组成的弥散体系。这样可以把陶瓷的高熔点和辐照稳定性与金属的较好的强度、塑性和热导率结合起来。细小的陶瓷燃料颗粒减轻了温差造成的热应力，连续的金属基体又大大减少了裂变产物的外泄。由裂变碎片所引起的辐照损伤基本上集中在燃料颗粒内，而基体主要是处在中子的作用下，所受损伤相对较轻，从而可达到很深的燃耗。这种燃料在研究堆中获得广泛应用。除陶瓷燃料颗粒外，由铀、铝的金属间化合物和铝合金（或铝粉）所组成的体系，效果也较好。在弥散体燃料中由于基体对中子的吸收和对燃料相的稀释，必须使用浓缩铀。

　　包覆颗粒燃料也是一种弥散体系。在高温气冷堆中，采用铀、钍的氧化物或碳化物作为核燃料，并把它弥散在石墨中。由于石墨基体不够致密，因而要在燃料颗粒外面包上耐高温的、坚固而气密性好的多层外壳，以防止裂变产物的外泄和燃料颗粒的膨胀。外壳是由不同密度的热解碳和碳化硅(SiC)组成的,其总厚度应大于反冲原子的自由程，一般在100～300微米之间。整个燃料颗粒的直径为1毫米。使用包覆颗粒燃料不仅可达到很深的燃耗，而且大大提高了反应堆的工作温度，是一种很有前途的核燃料类型。

    核燃料公司

    中核建中核燃料元件有限公司

　　中核建中核燃料元件有限公司(原名称：国营建中化工总公司、宜宾核燃料元件厂)隶属中国核工业集团公司，始建于1965年，公司总部坐落于万里长江第一城-四川省宜宾市。经过40年的不断发展，现已成为以核电燃料元件为主导产业，香料、锂钙、锂电池为主要民品产业，集生产、科研和国内外贸易为一体的国有军民结合型大型骨干企业。是我国唯一的压水堆核电燃料组件生产基地，国家级企业技术中心，拥有我国最大的锂金属生产线、最大的专业柱式锂电池生产线、天然香料、合成香料的主要加工厂。

    核燃料后处理

    对反应堆辐照过（即燃烧过）的核燃料所进行的化学处理。其目的是从中除去裂变产物，回收未用尽的和新生成的核燃料物质。核燃料在反应堆中燃烧，不是一次燃尽的。为维持反应堆的正常运行，堆中要留有最低数量的核燃料；积累的裂变产物也会吸收中子而妨碍反应堆的正常运行。因此，核燃料在反应堆中燃烧一段时间后，就应从反应堆中卸出。卸出的核燃料经过后处理才有可能重新利用其中有用的物质。对核燃料循环来说，核燃料后处理是不可缺少的环节。

　  简史

    核燃料的后处理最初用于军事目的。20世纪40年代,为了取得核武器装料钚239，建造了以天然铀为燃料的反应堆。这种反应堆利用天然铀中铀 235的裂变反应来维持运行,在运行过程中天然铀中的铀238吸收中子后转变为钚239,当时的核燃料后处理就是为了从这种反应堆辐照过的燃料中提取钚239。（见钚）
  
    随着核能和平利用的发展，世界上陆续建造了各种用途的反应堆，如研究试验用堆、电站动力用堆、船舶推进用堆等。核燃料后处理的对象也发生了变化，其中主要的是电站用堆卸下的辐照核燃料。
　
    方法

    从反应堆卸出的核燃料，在进行化学处理之前，通常都经过一段时间的放置（或称为冷却）。放置的作用是让短寿命的核素衰变，从而达到以下几项目的：①使毒性大而且易于挥发、容易造成环境污染的放射性碘 131衰变掉。②使出堆时占辐照核燃料绝大部分放射性的短寿命核素衰变，从而大大减少后处理时的放射性；这不仅可以降低后处理过程的防护费用，而且对于水法后处理过程来说，还将大大减少辐射对有机试剂的降解破坏作用。③对辐照铀燃料来说，让短寿命的中间生成核素镎239衰变为钚239；对辐照钍燃料来说,让镤233衰变为铀233，从而更完全地回收生成的核燃料。
　
    辐照核燃料在进行化学分离纯化之前，还需进行首端处理，其任务是将核燃料物质与其包壳材料分离。根据包壳材料的不同可采用化学法、机械法等不同的首端处理方法。
　
    辐照核燃料的化学分离法纯化是核燃料后处理的主要的工艺阶段。它的任务是除去裂变产物，高收率地回收核燃料物质。后处理的化学分离流程，基于是否在水介质中进行而分为水法和干法两大类。水法流程指采用诸如沉淀、溶剂萃取、离子交换等在水溶液中进行的化学分离方法（见核燃料水法后处理），干法流程则指采用诸如氟化物挥发、高温冶金、高温化学等在无水状态下进行的化学分离方法（见核燃料干法后处理）。
　
    工业上应用的后处理流程都是水法流程。在历史上曾采用沉淀法流程从辐照天然铀中提取核武器用钚。但不久即为可以连续操作、更为有效的萃取法流程所代替。而在各种萃取法流程中性能最好、使用最成功的是以磷酸三丁酯为萃取剂的普雷克斯流程，它是目前世界各国普遍用来处理电站堆辐照核燃料的工艺流程。

    干法后处理流程有其独到之处，这方面也做过许多研究工作，但由于技术上要求高，工程上难度大，目前尚未被实际应用。

    特点

    核燃料后处理是一种放射化工过程，具有与一般化工过程不同的显著特点。

    ① 大量易裂变物质的存在,有发生临界事故的危险。一旦出现这种危险，即使不是发生爆炸，仅其产生的强烈的中子和γ辐射，以及放射性物质的扩散，也会造成严重的后果。因此，要采取充分的安全措施以防止发生临界事故。常用的方法有限制易裂变物质的质量、浓度，限制工艺设备系统的尺寸和使用大量吸收中子的中子毒物等。

    ②  辐照核燃料在后处理前虽然经过一段时间的放置，但在后处理时仍具有很强的放射性。因此，后处理过程必须在有厚的重混凝土防护的密封室中进行，并实行远距离操作控制，以保护操作人员和防止环境污染。设备的维修也必须实行远距离操作或在对设备进行充分的放射性去污之后进行直接维修。强放射性对物质有辐射分解作用,会对所用的化学试剂（特别是有机试剂,如萃取剂）和化学过程产生影响。

    ③  核燃料后处理的主要目的是回收核燃料物质。根据这些物质进一步加工的方式、方法的不同，对净化(主要是除去放射性裂变产物)有不同的要求。但是，一般都要求对回收的核燃料进行再加工时能做到不需要昂贵的防护和远距离操作设备。这就要求核燃料后处理过程具有很高的净化能力。例如，从电站用轻水堆的辐照燃料中回收铀时，净化系数（净化前核燃料物质比活度与净化后核燃料物质比活度的比值）要求达到10;回收钚时,净化系数要求达到10，都远高于一般化工分离过程的要求。此外，还要求对核燃料物质有尽可能高的回收率。
　
    核燃料后处理过程中产生的废物，一般都具有很强的放射性，必须进行处置和妥善贮存，严防污染环境。

    核燃料包含哪些元素

    核燃料主要有：氢、铀、钚等几种同位素。