【文章內(nèi)容簡介】 。一座 1GW的 PWR核電機組每年補充新燃料約 24tLEU， 在堆內(nèi)使用 3—5a。 燃料組件在堆內(nèi)處于強中子場中，經(jīng)受高溫、高壓、高流速冷卻劑的沖刷，同時承受裂變產(chǎn)物化學作用和復雜的機械載荷，工作條件十分苛刻，要求有高度的可靠性和安全性。 33 一、核燃料組件簡述（續(xù)） 燃料組件設(shè)計應考慮的 技術(shù)要求 ： ? 燃料芯塊和包殼的溫度絕不允許超過其熔點，且留有安全裕度。 ? 包殼應有足夠的機械強度和剛度，最大容許應變量不超過 1%。 ? 包殼的最大腐蝕深度應低于壁厚的 10%。 ? 包殼內(nèi)的氣體壓力應與外部壓力值相近。 ? 包殼的吸氫量低，因過量氫能使鋯合金包殼脆化破損。 34 二 、制造工藝： UO2粉末、芯塊、棒、組件 ⑴ 化工轉(zhuǎn)化－制備 UO2粉末（包括干法濕法） 干法濕法比較： ? 重鈾酸銨（ ADU） 工藝 —原料既可是 UF6也可是 UO2(NO3) 2， 可回收廢料，缺點是流程長，產(chǎn)生大量廢水，產(chǎn)品組成復雜，粉末再現(xiàn)性不好，氟含量高等。 ? 一體化干法（ IDR） 工藝 —將 UF6送入回轉(zhuǎn)爐反應器，入口處與部分水蒸汽 形成 UO2F2， 再與 H2和蒸汽逆流反應生成 UO2粉末。工序短，產(chǎn)量大，廢液量極少，轉(zhuǎn)化在一臺設(shè)備內(nèi)完成，生產(chǎn)可連續(xù)化、自動化， UO2粉末壓制燒結(jié)性能好，尾氣中的 HF易回收等優(yōu)點；缺點是粉末流動性差，需要制粒工序，不能 處理 UO2 (NO3) 2來料。 35 二 、核燃料組件的制造工藝（續(xù)） UF6制備 UO2粉末的 濕法工藝 過程： ① UF6氣化 ② 水解生成 UO2F2 ③ 沉淀 —用過量氨水沉淀成多種鈾酸鹽 ADU（ 控制條件： T、 pH、 濃度、反應時間） ④ 過濾和洗滌 ADU除氟 ⑤ 干燥 —使 ADU含水降到 10%以下。 ⑥ 分解、還原和脫氟 —在回轉(zhuǎn)爐內(nèi) ADU煅燒分解，用氫還原成 UO2粉末，用水蒸氣除氟。 ADU沉淀條件和分解、還原工藝參數(shù)是制備適宜性能 UO2粉末的關(guān)鍵。 36 二 、核燃料組件的制造工藝 （續(xù)） ⑵ UO2芯塊制備 ? 先合批勻化，再制粒、壓塊、破碎和篩分，按規(guī)定粒度配比，使粉末有好的流動性。 ? 芯塊壓制，生坯在旋轉(zhuǎn)壓機或多沖頭壓機上等壓壓制。 ? 芯塊燒結(jié)，采用連續(xù)燒結(jié)爐，把生坯放在鉬舟中，再將鉬舟連續(xù)送入有還原氣氛 (氫氣 )的燒結(jié)爐中燒結(jié)（溫度 1700℃ ） ? 芯塊磨削，保證外形尺寸和表面光潔度，再經(jīng)清洗干燥、外觀完整性檢查 。 37 二 、核燃料組件的制造工藝（續(xù)） （ 3） 燃料元件棒制備 ? 主要工序：鋯合金管準備、下端塞焊接、裝入芯塊、彈簧和隔熱塊、上端塞焊接、充氦和堵孔焊接。 ? 鋯合金管入廠復驗，用電子束或鎢極保護氣體 (TIG)焊接端塞，再在 150186。C下經(jīng) 1—2h烘干。芯塊裝管采用機械化自動裝管工藝，也可手工裝管。 ? 焊接質(zhì)量采用超聲檢測和 X光透射檢測。 ? 組裝好的元件棒要經(jīng)過芯塊間隔檢查和同位素豐度檢查。 38 39 二 、核燃料組件的制造工藝（續(xù)） （４） 組件零部件制造 ? 元件棒端塞、上下管座、定位格架和控制棒導向管等的制造。 ? 上下管座由低鈷不誘鋼制成。座面上導向管的位置公差要求嚴格。用精密程控加工。 ? 定位格架的彈簧和條帶采用雙金屬格架，加工工藝有條帶沖制、彈簧成型和焊接（用接觸電阻焊將彈簧與格架條帶焊接，組裝成型后再用釬焊或激光焊接方法將條帶焊接在一起組成格架）。 40 二 、核燃料組件的制造工藝（續(xù)） ⑸ 組件組裝 ? 壓水堆燃料組件全長 4－ 5m， 重量 550－ 670kg， 是大型而又精密的高技術(shù)產(chǎn)品。 ? 組件的組裝包括骨架組裝和拉棒或推棒。先把格架和控制棒導向管點焊組成組件骨架，再將燃料棒拉（或推）入骨架。要注意防止棒被劃傷。 ? 組裝的最后工序是將上下管座與裝好燃料棒的骨架用導向管連接起來。 41 第七節(jié) 乏燃料及其后處理 一、乏燃料的特性 ? “乏燃料” 定義：在核反應堆內(nèi)使用（輻照）達到計劃的卸料比燃耗后，自反應堆內(nèi)卸出且不再在該堆中使用的核燃料。乏燃料中有大量裂變產(chǎn)物、次錒系元素、剩余的鈾和新生成的易裂變物質(zhì)。 ? 裂變產(chǎn)物有 36種元素，其原子序號自 30（鋅）至 65（鋱），質(zhì)量數(shù)從 72至 161。核素有二三百種之多。 ? 裂變產(chǎn)物少部分是穩(wěn)定的，大多具有強 β/γ放射性，但相當多的核素半衰期極短，而產(chǎn)額較大而半衰期又適中（或更長）且對乏燃料隨后的工藝具有重要意義的有： 3H、 85Kr、 129,131I、 133Xe（ 以上為氣態(tài)）和 90Sr、95Zr、 95Nb、 99Tc、 103,106Ru、 137Cs、 144Ce、 147Pm、151Sm等。 42 一、乏燃料的特性（續(xù)） ? 錒系產(chǎn)物由鈾同位素中子俘獲反應（有時伴隨衰變）而生成，最重要的是钚的各種同位素，尤以239Pu為主，其他產(chǎn)物有镎、镅、鋦等（又稱“次錒系元素”）。各核素的產(chǎn)額隨其電荷數(shù)和質(zhì)量數(shù)的增加而減少。大多具有半衰期較長的 α/γ放射性，而且伴有一定的中子發(fā)射率。 ? 乏燃料本身會發(fā)出各種極強的 射線和中子 ，并由此伴隨 放出熱量 。此外，還具有生物毒性。 43 二、乏燃料貯存 目的：使短半衰期放射性核素衰變（“冷卻”），并帶走其衰變熱。 (1) 顯著降低其放射性水平。剛停堆時放射性比活度極高，貯存初期放射性衰減很快，但經(jīng) 5a冷卻后衰減就大為變慢。這對隨后的運輸及后處理有重要意義。 (2) 確保轉(zhuǎn)換成易裂變物質(zhì)。某些可轉(zhuǎn)換的核素吸收中子后生成的中間產(chǎn)物須有足夠的衰變時間才能完全轉(zhuǎn)化為易裂變物質(zhì)。 (3) 讓某些放射性很強的鈾同位素衰變。為使 237U衰減到與天然鈾相當?shù)姆派湫运?，一般需冷卻 160－ 180d。 貯存時間除上述考慮外，還要兼顧貯存裝置的容量、乏燃料積存對燃料循環(huán)經(jīng)濟性的影響以及適宜后處理的時機。輕水堆乏燃料在反應堆現(xiàn)場至少貯存一年才被運出。 44 二、乏燃料貯存（續(xù)） ? 按貯存設(shè)施的所在地分為：“在堆貯存”指在反應堆現(xiàn)場；“離堆貯存”指將乏燃料運輸?shù)竭h離反應堆的地方（通常是后處理廠廠址）集中貯存。 ? 絕大部分貯存方式采用“濕式”，即將乏燃料存放于水池內(nèi)的格架上。池水既可起放射性屏蔽隔離作用，又可帶走乏燃料的熱量。須配備池水處理系統(tǒng)和熱交換系統(tǒng)；貯存時間可長達 20－ 30a。還開發(fā)了“干式”貯存，包括干井、金屬或混凝土容器、土圓倉、地窖等，貯存時間可更長（ 50－ 100a）。 45 二、乏燃料貯存（續(xù)） 乏燃料濕式貯存的 安全性 ? 水池結(jié)構(gòu)的完整性。應保證在現(xiàn)場發(fā)生地震時仍能結(jié)構(gòu)完好；卸料水池底部要有良好的吸震性能，以免萬一發(fā)生容器墜落，水池的不銹鋼覆面仍不破損。 ? 確保乏燃料處于次臨界狀態(tài)。盡可能使乏燃料排列緊密，但要注意核臨界安全。往