【正文】 料組件有高度的可靠性和安全性。燃料組件的設(shè)計(jì)、制造和運(yùn)行是對可靠性和安全性的主要影響因素。 2. 核燃料組件的制造工藝 ? 核燃料組件制造從低濃六氟化鈾 (目前鈾 235豐度在 5%以下 )開始到生產(chǎn)出燃料組件成品，主要有以下工序： 《 核安全綜合知識 》 五、核燃料元 (組 )件制造 ⑴ 化工轉(zhuǎn)化－制備可燒結(jié) UO2粉末 ① UF6的氣化 ② UF6的水解 ③ ADU(重鈾酸銨 )的沉淀 ④ ADU的過濾和洗滌 ⑤ ADU的干燥 ⑥ ADU的分解、還原和脫氟 ⑵ UO2芯塊制備 ? 均勻化后的粉末進(jìn)入制粒工序，經(jīng)壓塊、破碎和篩分后，按規(guī)定的粒度配比，使粉末有良好的流動(dòng)性。芯塊生坯多在旋轉(zhuǎn)壓機(jī)或者多沖頭壓機(jī)上等壓壓制 。 ? 芯塊燒結(jié)一般采用連續(xù)燒結(jié)爐。把壓制好生坯放在鉬舟中，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)。燒結(jié)溫度控制在 1700℃左右。芯塊的燒結(jié)密度控制在理論密度的 (95177。 )%。芯塊常在氫氣氛中燒結(jié)。為保證安全，通常要在爐端設(shè)置長明火，同時(shí)在車間設(shè)置測量和報(bào)警裝置，并保證良好的通風(fēng)。 ? 燒結(jié)合格的芯塊進(jìn)入磨削工序，其目的是保證芯塊的外形尺寸公差和表面光潔度。磨削后的芯塊要清洗干燥，最后是外觀完整性的檢查 。 《 核安全綜合知識 》 五、核燃料元 (組 )件制造 ⑶ 組件零部件制造 ? 組件零部件制造指元件棒端塞、上下管座、定位格架和控制棒導(dǎo)向管等的制造。上下管座一般由低鈷不誘鋼制成。定位格架的加工工藝因格架的結(jié)構(gòu)不同而有所差別。 ? 對彈簧和條帶采用不同材料的雙金屬格架，主要有條帶沖制、彈簧成型和焊接。焊接是格架加工的重要工藝方法，一般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。 ⑷ 燃料元件棒制備 ? 燃料元件棒制備工序主要包括鋯合金管準(zhǔn)備、端塞焊接、裝入芯塊、彈簧和隔離塊、充氦和堵孔焊接。 ? 鋯合金管先用電子束或鎢極保護(hù)氣體 (TIG)焊接工藝焊接第一個(gè)端塞。芯塊裝管前先在 150186。C下經(jīng) 1— 2h烘干。 ? 芯塊裝管采用機(jī)械化自動(dòng)裝管工藝。芯塊的上端要裝入氧化鋁隔熱塊和彈簧。為保證端塞焊接的可靠性，焊接質(zhì)量常用超聲檢測和 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。 ⑸ 組件組裝 ? 一般壓水堆燃料組件全長大約為 4到 5m，重量約在 550— 670kg之間，是一個(gè)大型而又精密的高技術(shù)產(chǎn)品。核燃料組件的組裝主要包括骨架組裝和拉棒或推棒。燃料棒在組裝前，為了防止劃傷，有時(shí)要先涂上一層保護(hù)膜，待組裝完成后將膜清洗干凈；也有在組裝過程中采用噴水潤滑方法來防止劃傷的。組裝的最后工序是將上下管座與裝完燃料棒的骨架用導(dǎo)向管連接起來。 《 核安全綜合知識 》 六、乏燃料貯存、運(yùn)輸與后處理 1. 乏燃料的特性 ? 在核反應(yīng)堆內(nèi)使用 （ 輻照 ） 達(dá)到計(jì)劃的卸料比燃耗后 ， 自反應(yīng)堆內(nèi)卸出且不再在該堆中使用的核燃料稱為 “ 乏燃料 ” 。 核燃料在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生各種核反應(yīng) （ 主要是裂變反應(yīng)和中子俘獲反應(yīng) ） 后 ， 除了仍剩有新燃料中原有的元素外 ， 還生成了兩大類產(chǎn)物 ， 即裂變產(chǎn)物和錒系產(chǎn)物 。 ? 初級和次級裂變產(chǎn)物的種類十分繁多 ， 共有 36種化學(xué)元素 ， 其核素則多至二三百種 。 此外 ， 還有對安全性也較為重要的氚 。 這些裂變產(chǎn)物核素除少部分是穩(wěn)定的以外 ， 大多具有極強(qiáng)的 β/γ放射性 。 所幸其中相當(dāng)多的核素半衰期極短 ， 出反應(yīng)堆后很快衰變成穩(wěn)定核素 。 ? 乏燃料本身會(huì)發(fā)出各種極強(qiáng)的射線和中子 ， 并由此伴隨放出熱量 。 此外 ， 乏燃料中不少元素還具有相當(dāng)強(qiáng)的生物毒性 。 以典型的輕水堆為例 ， 當(dāng)使用低富集度的 UO2燃料 、 燃耗為 33GWd/tU并冷卻 150d后 ， 其乏燃料的放射性比活度仍高達(dá) 1017Bq/tU， 發(fā)熱量為 20kW/tU， 其中钚含量接近 1%， 裂變產(chǎn)物總量約為 %， 而鈾 （ 富集度 － %） 仍剩有 %。 2. 乏燃料貯存 ? 輻照過的燃料從反應(yīng)堆里卸出后必須存放一段時(shí)間 ， 以使短半衰期的放射性核素絕大部分衰變掉 。 這一過程又稱為 “ 冷卻 ” ， 其含意指乏燃料的放射性衰減 ， 并帶走其衰變熱 。 冷卻的目的在于： ① 顯著降低其放射性水平 ② 確保轉(zhuǎn)換成易裂變物質(zhì) ③ 讓某些放射性很強(qiáng)的鈾同位素衰變 《 核安全綜合知識 》 六、乏燃料貯存、運(yùn)輸與后處理 ? 按貯存設(shè)施的所在地可分為“在堆貯存”和“離堆貯存”兩種。前者指在反應(yīng)堆現(xiàn)場，一般就是反應(yīng)堆附設(shè)的燃料水池；后者則指將乏燃料運(yùn)輸?shù)竭h(yuǎn)離反應(yīng)堆的地方（通常是設(shè)有后處理廠的廠址）集中貯存。 ? 乏燃料貯存過程的安全主要考慮以下兩點(diǎn)：① 水池結(jié)構(gòu)的完整性 。水池的結(jié)構(gòu)應(yīng)保證在現(xiàn)場發(fā)生地震的情況下仍能完好；而在卸料水池的底部要有良好的吸震性能，以免在吊裝乏燃料運(yùn)輸容器時(shí)萬一發(fā)生容器墜落，水池的不銹鋼覆面仍不破損。②確保乏燃料處于次臨界狀態(tài) 。為增加水池的貯存容量，應(yīng)盡可能使乏燃料的排列緊密，這就會(huì)帶來核臨界安全的問題。 ? 往池水中加入可溶性中子毒物和 /或采用含有中子毒物的材料制成的貯存格架，都可使乏燃料貯存更加密集化 。此外，還應(yīng)考慮 貯存乏燃料組件的格架在 地震時(shí)可能發(fā)生的位移和傾倒 。 《 核安全綜合知識 》 六、乏燃料貯存、運(yùn)輸與后處理 3. 乏燃料運(yùn)輸 ? 由于乏燃料的固有特征，給其運(yùn)輸帶來了密閉、屏蔽、散熱、防核臨界等復(fù)雜問題，因而在運(yùn)輸過程中一定要確保其安全。 ⑴ 運(yùn)輸容器 ：運(yùn)輸容器是確保運(yùn)輸安全的關(guān)鍵裝備，必須具有足夠的機(jī)械強(qiáng)度，以抵御各種外力的作用。 ? 常用的圓柱型容器由帶底的開口圓筒、內(nèi)腔籃筐、頂蓋及O型密封圈等組成，保持嚴(yán)格的密閉性。運(yùn)輸過程中，容器的兩端裝有防沖撞的減震器，并被安放在托架上。 ? 容器的設(shè)計(jì)、制造和檢驗(yàn)均有非常嚴(yán)格的規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)，且實(shí)行許可證制度。在研制過程中，容器要經(jīng)受一系列極其苛刻的試驗(yàn)，以模擬各種可信事故下容器的性能。 ? 容器要做 200m水深處的水壓密封試驗(yàn)；跌落在 1m高垂直金屬立棒上的貫穿試驗(yàn)；從 9m高處自由跌落在剛性平臺上；在 800℃ 高溫下火燒半小時(shí)等。 ? 為減少運(yùn)輸次數(shù)以節(jié)省費(fèi)用，運(yùn)輸容器的容量應(yīng)盡可能大。容器的重量一般為數(shù)噸至數(shù)十噸。目前最大的容器重量已達(dá) 120t級，一次可裝運(yùn) 20多個(gè) PWR燃料組件。 《 核安全綜合知識 》 六、乏燃料貯存、運(yùn)輸與后處理 ⑵ 運(yùn)輸方式 。乏燃料一般采用下列方式運(yùn)輸： ① 公路運(yùn)輸，具有“門到門”的優(yōu)點(diǎn)，適于運(yùn)距不太長和抵、離鐵路車站或水路碼頭接駁時(shí)采用，但對沿途的干擾大而且效率低、成本高； ② 鐵路運(yùn)輸，適于中長距離，對沿途的影響較小，費(fèi)用適中，但貨包的起運(yùn)點(diǎn)和終點(diǎn)無鐵路通達(dá)時(shí)還須用汽車接駁； ③ 水路運(yùn)輸，適于中長運(yùn)距，安全性極好的專用船一次可裝運(yùn)多個(gè)容器，成本低而效率高。 ? 乏燃料運(yùn)輸涉及重大安全和保衛(wèi)問題，須由培訓(xùn)過的專業(yè)人員實(shí)施 。運(yùn)輸過程要保證有最大的安全性，并 有事故應(yīng)急預(yù)案 。為了減少對沿途公眾和環(huán)境的影響，運(yùn)輸徑路應(yīng)盡可能避開人口稠密的城市或區(qū)域。由于各國都有極其嚴(yán)格的規(guī)章制度和管理、實(shí)施措施，因此全世界的乏燃料運(yùn)輸業(yè)務(wù)雖然繁忙，但至今尚未發(fā)生過一次放射性泄漏事故。 《 核安全綜合知識 》 六、乏燃料貯存、運(yùn)輸與后處理 4. 后處理的意義和特點(diǎn) ? 對反應(yīng)堆中用過的乏燃料進(jìn)行處理 ， 以除去裂變產(chǎn)物和次錒系產(chǎn)物并回收易裂變材料和可轉(zhuǎn)換材料的過程稱為 “ 后處理 ” 。 ⑴ 后處理的意義 。 后處理的目的和任務(wù)是： ① 回收和凈化乏燃料中殘剩的和新產(chǎn)生的易裂變材料； ② 回收和凈化未發(fā)生核反應(yīng)的可轉(zhuǎn)換材料； ③ 便于更安全地處理和處置放射性廢物 。 ? 后處理能充分利用核燃料資源 。 以壓水堆核電站為例 ， 如果不對其乏燃料后處理 ， 鈾資源的利用率僅為 %。 如果實(shí)施后處理 ， 回收的鈾與钚再循環(huán)一次 ， 可省約 25%的天然鈾；若返循環(huán)多次 ， 則鈾的利用率可提高到約 1%；尤其是 ， 如果將后處理得到的钚用于快堆燃料循環(huán) ， 則此利用率可高達(dá) 60%— 70%， 從而使鈾資源的利用期限由50a延長至約 1000。 ? 后處理對核廢物的長期安全管理也極為重要 。 乏燃料中某些具有極長半衰期 （ 大于 105a） 的裂變產(chǎn)物 （ 如 99Tc） 和次錒系產(chǎn)物 (如 237Np)，可通過后處理將其分離出來 ， 隨后經(jīng)嬗變使之轉(zhuǎn)化為適于近地表處置的中短壽命放射性核素 ， 或轉(zhuǎn)化成可加以利用的核燃料 ， 從而徹底消除人們對發(fā)展核電的疑慮 。 《 核安全綜合知識 》 六、乏燃料貯存、運(yùn)輸與后處理 ⑵ 后處理的特點(diǎn) 。后處理的工業(yè)化過程具有以下特點(diǎn)： ①產(chǎn)品的回收率很高 ； ②產(chǎn)品的純度極高： a) β/γ放射性的裂變產(chǎn)物的去除 ，后處理工廠的總?cè)ノ巯禂?shù)往往高達(dá) 106－ 108； b) 鈾、钚產(chǎn)品的分離，用分離系數(shù) β（指兩種物質(zhì)在分離前原料中含量的比值與分離后產(chǎn)品中含量的比值之比）來表征，一般在 104－ 106量級； c) 化學(xué)雜質(zhì)的去除，產(chǎn)品必須達(dá)到核級純度，即所有化學(xué)雜質(zhì)的中子吸收截面最多只能相當(dāng)于含 10B 8 106的中子吸收截面。 ③遠(yuǎn)距離操作與控制 ④十分嚴(yán)格的安全要求 《 核安全綜合知識 》 六、乏燃料貯存、運(yùn)輸與后處理 5. 后處理工藝過程簡介 ? 依據(jù)后處理工藝是否涉及水介質(zhì)可分為水法和干法兩類。水法分離過程曾用過的沉淀法和離子交換法均已遭淘汰，而改為 溶劑萃取法 。干法中又有 高溫冶金法 、 高溫化學(xué)法和氟化揮發(fā)法 三種。 (1) 首端過程 ； ? 將乏燃料制備成可供溶劑萃取分離用的料液的過程 。先將 LWR的燃料組件集束剪切成能暴露出兩端芯體的 5cm左右長的元件小段，掉落到溶解器的吊籃中。這一套機(jī)械剪切系統(tǒng)技術(shù)復(fù)雜，造價(jià)高昂，須布置在大型屏蔽熱室中，用遠(yuǎn)距離操作和維修方式，還要解決剪切粉末回收、防止鋯屑自燃及氣溶膠處理等問題 ； ? 往溶解器中加入硝酸，與元件芯體在稍低于沸點(diǎn)的溫度下發(fā)生化學(xué)反應(yīng)使其溶解，而元件包殼則不起作用 。溶解結(jié)束后，將包殼作為廢物處理。 無核臨界限制的溶解器常為鍋式且分批操作；而須考慮核臨界安全的連續(xù)溶解器為幾何安全或幾何良好的圓柱狀。 ? 溶解產(chǎn)品液首先經(jīng)過過濾或靠離心的作用以除去其中極細(xì)微的不溶性顆粒 。澄清所得料液還要加入化學(xué)試劑來調(diào)節(jié)鈾濃度、酸度和镎、钚的化學(xué)價(jià)態(tài)，最終制成合格的溶劑萃取料液。 《 核安全綜合知識 》 六、乏燃料貯存、運(yùn)輸與后處理 ⑵ 溶劑萃取過程 ? 用與水基本不相互溶的有機(jī)溶劑從水相中選擇性地提取某種物質(zhì) ， 使之與其余雜質(zhì)分離的過程稱為溶劑萃取法 。 有機(jī)溶劑應(yīng)具有選擇性好 、 化學(xué)穩(wěn)定性和輻照穩(wěn)定性好 、 與水相有一定的密度差而粘度較低 、 價(jià)格低廉且可回收以及毒性小 、 著火點(diǎn)高等特點(diǎn) 。 TBP（ 磷酸三丁酯 ） 是最適宜的萃取劑 ， 使用時(shí)通常用稀釋劑 （ 如煤油 ） 配制成 30%（ 體積比 ） 的濃度； ? TBP萃取鈾 、 钚是通過生成絡(luò)合物實(shí)現(xiàn)的 ， 能較好地被萃取的只有 UO2(NO3)2和 Pu(NO3)4兩種形態(tài) ， 而 Ⅲ 價(jià)狀態(tài)的钚和絕大部分的裂變產(chǎn)物及其他超鈾元素 （ 如镎 、 镅 、 鋦等 ） 均難以被萃取 ，因而可實(shí)現(xiàn)它們之間的分離 。 (3) 尾端過程 ? 指由溶劑萃取獲得的鈾和钚的硝酸鹽溶液轉(zhuǎn)化成固體產(chǎn)品的過程 。往硝酸钚溶液中加入草酸溶液 ， 即生成草酸钚沉淀 ， 經(jīng)過濾 、 洗滌 、 煅燒得二氧化钚產(chǎn)品 。 在流化床設(shè)備中直接將硝酸鈾酰溶液脫硝即轉(zhuǎn)化成 UO3產(chǎn)品 。 《 核安全綜合知識 》 七、放射性廢物管理與核設(shè)施退役 ? 核燃料循環(huán)各個(gè)環(huán)節(jié)、核技術(shù)應(yīng)用、核設(shè)施退役及相關(guān)的研究活動(dòng)都會(huì)產(chǎn)生放射性廢物。放射性廢物是含有放射性核素或被放射性核素所污染，其活度或濃度大于規(guī)定的清潔解控水平的廢棄物。按照國際原子能機(jī)構(gòu)規(guī)定的放射性法廢物管理九條基本原則，放射性廢物管理應(yīng)確保保護(hù)人類健康，保護(hù)環(huán)境，保護(hù)后代 , 不給后代留下不適當(dāng)負(fù)擔(dān)，實(shí)現(xiàn)廢物最少化等 ； ? 廢物最少化是把放射性廢物的量和活度減少到可合理達(dá)到的低的水平。這包括從核設(shè)施設(shè)計(jì)到退役的各個(gè)階段，減少廢物的產(chǎn)生，進(jìn)行再利用和再循環(huán)，對一次廢物和二次廢物做適當(dāng)處理等各種措施 。 1. 放射性廢物處理 ? 放射性廢物管理 是與廢物分揀、分類、預(yù)處理、處理、整備、貯存、運(yùn)輸和處置相關(guān)的各種行政與技術(shù)活動(dòng)。 ? 廢物預(yù)處理 是廢物處理前進(jìn)行的一種或全部操作 。 ? 廢物整備 是為了形成適于裝卸、運(yùn)輸、貯存和處置的貨包而進(jìn)行的操作。 ? 放射性廢氣 是含有放射性核素的氣載流出物。根據(jù)放射性水平不同，放射性廢氣應(yīng)作不同凈化處理，檢測達(dá)到合格水平后排放。 ? 放射性廢液 是以液態(tài)形式存在的放射性廢物。 ? 放射性固體廢物 是以固態(tài)形式存在的放射性廢物 。 《 核安全綜合知識 》