核燃料循環(huán)ppt課件-文庫(kù)吧資料
2025-05-07 00:30本頁(yè)面
【正文】 性 廢 物 UF6 圖 13 輕水堆電站 、 鈾 钚燃料循環(huán)示意圖 前 段 后 段 第八章 核燃料循環(huán) 4. 核燃料后處理 乏燃料是指在核反應(yīng)堆中 ，輻照達(dá)到計(jì)劃卸料的比燃耗后從堆中卸出，且不再在該堆中使用的核燃料。在熱中子堆中把232Th轉(zhuǎn)化為另外一種核燃料 233U，通過(guò)后處理把 233U分離出來(lái)返回堆中循環(huán)使用。因此，從最大限度利用鈾資源的角度來(lái)看，應(yīng)充分利用快堆鈾 钚循環(huán)方式的優(yōu)勢(shì)。而輕水堆（熱中子堆）鈾 钚循環(huán)通常以低富集鈾為燃料、以 238U作為轉(zhuǎn)換原料、生成 239Pu的燃料循環(huán)。 第八章 核燃料循環(huán) 核燃料循環(huán)按核燃料性質(zhì)可分為 鈾系燃料的鈾 钚循環(huán)方式 和 釷系燃料的釷 鈾循環(huán)方式。因此，需要經(jīng)過(guò)后處理，將裂變產(chǎn)物分離出去，并回收這些易裂變核素和可轉(zhuǎn)換核素，重新制成可用的燃料元（組）件返回反應(yīng)堆復(fù)用，以構(gòu)成核燃料循環(huán)。當(dāng)燃料達(dá)到一定的 燃耗 (burn up)深度，由于燃料的消耗，以及運(yùn)行期間產(chǎn)生并積累的裂變產(chǎn)物的毒化效應(yīng)，使后備反應(yīng)性接近消失時(shí)，雖然燃料元（組）件中尚含有相當(dāng)數(shù)量的易裂變?nèi)剂希驳冒阉鼜亩褍?nèi)卸出，換入新燃料。 第八章 核燃料循環(huán) 反應(yīng)堆 后處理 元件制造 中間儲(chǔ)存 燃料獲取 鈾礦開(kāi)采 廢物處理處置 乏燃料 乏燃料 堆后鈾 、 钚 新元件 钚產(chǎn)品 圖 11. 閉式核燃料循環(huán)示意圖 新元件 反應(yīng)堆 元件制造 中間儲(chǔ)存 燃料獲取 鈾礦開(kāi)采 乏燃料 切割 、 包裝 最終處置庫(kù) 圖 12. 開(kāi)式或一次通過(guò)式燃料循環(huán)示意圖 第八章 核燃料循環(huán) 由于裝在堆內(nèi)的易裂變?nèi)剂媳仨毥?jīng)常保持（或大于）臨界質(zhì)量，否則不可能維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。也有一些國(guó)家考慮對(duì)乏燃料不進(jìn)行后處理，或暫不考慮后處理。 第五章 核素圖和同位素手冊(cè) 3. 核燃料循環(huán) 核燃料進(jìn)入反應(yīng)堆前的制備和在反應(yīng)堆中燃燒及以后的處理的整個(gè)過(guò)程稱(chēng)為核燃料循環(huán)。而對(duì)非均勻堆，燃料通常以固體燃料元件方式裝卸，只能是分批進(jìn)行后處理。對(duì)此兩種類(lèi)型反應(yīng)堆的輻照材料有完全不同的后處理方式。如對(duì)生產(chǎn)堆而言，堆結(jié)構(gòu)和燃料體系的選擇應(yīng)盡可能滿足提高轉(zhuǎn)換比的需要，因而世界各國(guó)普遍采用天然鈾石墨反應(yīng)堆來(lái)進(jìn)行钚的生產(chǎn)；但對(duì)于動(dòng)力堆，為了加深燃耗和增大功率，目前各國(guó)采用以低濃鈾為燃料的輕水堆（包括壓水堆和沸水堆）。 ? 不同用途的反應(yīng)堆對(duì)工藝參數(shù)的要求大不一樣，如研究試驗(yàn)堆主要要求有較高的中子通量；生產(chǎn)堆最重要的是有大的轉(zhuǎn)換比；而動(dòng)力堆則要求有較高的熱功率和燃料輻照深度。在上世紀(jì) 5060年代，美、蘇等國(guó)為生產(chǎn)軍用钚，曾大批建造這種類(lèi)型的反應(yīng)堆，但到了 70年代末期，軍用钚的儲(chǔ)量已達(dá)到相當(dāng)規(guī)模，因此這些國(guó)家也不再發(fā)展這類(lèi)反應(yīng)堆
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