燃料循環

核燃料循環有3種主要形式：

①一次通過。使用過的燃料元件不進行後處理，而直接作為廢物加以處置。在反應堆使用過的燃料中往往仍然含有一些可裂變物質，包括原來裝入的裂變物質中未燃燒的部分和新生成的裂變物質。因此，將這些用過的燃料取出，經過複雜的加工過程，重新制成新的燃料，而在堆內重新加以利用的過程叫做燃料循環。一次通過式燃料循環則是隻讓燃料通過反應堆一次，不再對它進行後處理的循環方式。

②熱中子堆中再循環。使用過的燃料元件經後處理回收其中未用完的鈾和新產生的鈈，返回重新制造元件，循環使用。

③快中子增殖堆中再循環。快中子增殖堆燃料由鈈和貧化鈾構成。使用過後，經後處理回收其中鈾和鈈，返回循環使用。在這種反應堆中由鈾238吸收中子生成的鈈比由於裂變而消耗掉的鈈還要多，因此可以實現核燃料（鈈）的增殖。另一種不常用的核燃料是釷，它來自自然界的釷礦。釷232在反應堆中吸收中子後可轉化為另外一種核燃料鈾233。因此，由鈾233和釷結合使用也構成核燃料循環。

可用於在反應堆中進行鏈式反應的易裂變核素為235U (鈾)、239Pu和233U。鈾和釷為可轉換核素，在吸收中子後它們分別通過以下反應可變成易裂變核素239Pu、233U。

因此， 核燃料循環有兩個體系， 一是鈾-鈈燃料循環，一是釷-鈾燃料循環。前者是由天然鈾開始，利用235U作為核燃料， 使238U在堆內吸收中子後轉換成239Pu， 再以Pu作為新核燃料的循環; 後者先由釷礦提煉釷，並置於堆內吸收中子後轉換為233U， 再以U作為新核燃料的循環。

鈾-鈈循環是當前已在工業規模上實現了的燃料循環體系，而釷-鈾循環則還處在研究和試驗之中，距工業規模生產尚有很大距離，但由於釷的藴藏量比較豐富，239U又是具有良好核性能的裂變燃料， 所以釷-鈾循環也將會得到發展。在後處理過程中既要分離235U與Th，又要從Th中萃取233U，還要分離裂變產物。另外，乏燃料中混有少量放射性很強的232U，與233U很難分離。所以其後處理工藝比鈾-鈈循環的要複雜得多。

核燃料循環中的工藝過程包括：

（1）鈾礦地質勘探；（2）鈾礦石開採；（3）鈾的提取和精製；（4）鈾的化學轉化；（5）鈾的富集； （6）燃料組件製造； （7）反應堆內使用 (燃燒)；（8）乏燃料儲存；（9）乏燃料運輸；（10）核燃料後處理；（11）放射性廢物處理和放射性廢物處置。以上（1）至（6）稱為燃料循環前段，（8）至(11)稱為燃料循環後段。

核燃料循環關鍵環節包括天然鈾的勘探與生產、U同位素的富集、乏燃料的儲存及運輸、核燃料後處理。

天然鈾是核工業的基本原料。鈾元素雖然分佈很廣，但鈾礦牀卻很有限，勘探是確定鈾礦牀的手段。礦石品位和礦牀儲量是評價鈾礦牀的主要指標;加工性能、開採條件、能否綜合利用及運輸條件是工業評價的依據。

鈾礦開採是生產鈾的第一步。含鈾在千分之一以上的鈾礦就有開採價值，對露天礦或開採、加工條件較好的礦牀，品位略低一些的也可開採(見鈾礦石開採)。如礦石中摻有較多廢石，會加大礦石運輸量及化學試劑的消耗，在化學處理前應先經選礦。鈾礦加工是先將礦石濃集成含鈾量較高的化學濃縮物U3O₈，俗稱黃餅。黃餅一般含U₃O₈40%～80%。濕法化學處理通稱水冶(見鈾的提取和精製)，通常應儘可能在礦山附近進行水冶，製成鈾化學濃縮物後外運。鈾化學濃縮物仍含有大量雜質，需進一步提純，以達到要求的核純度。精製品有多種化學形式，為便於儲存和運輸，往往選用鈾的氧化物作為產品。

天然鈾含238U 99.28%，235U0.71%及234U 0.006%。要用鈾同位素分離技術提高235U的富集度，以滿足核電的需要。工業規模生產富集鈾的方法主要有擴散法和離心法。氣體擴散利用六氟化鈾中不同鈾同位素氣體分子的質量差加以分離(見鈾的富集)。擴散法已有約50年的歷史，技術成熟可靠，缺點是耗電過大，以美國的擴散廠為例，電費約佔單位分離功成本的70%，但擴散法仍是生產富集鈾的主要方法。氣體離心法是利用離心力將氣態六氟化鈾的同位素分離。離心法是最近30多年發展起來的，20世紀90年代已用於工業生產。主要優點是耗電少，只佔擴散法的5%左右，但投資較大。激光分離鈾同位素是很有前途的方法，但仍處於試驗階段。全世界鈾同位素分離工業生產的總能力可滿足今後核電發展的需要。

不論對何種核燃料循環乏燃料儲存都是必要的步驟。乏燃料的比活度很高，還釋放大量的衰變熱， 必須儲存一段時間待放射性和餘熱降到一定程度後再進行操作及處理。從反應堆中卸出的乏燃料首先在堆旁水池儲存幾個月到幾年， 然後再運到離堆較遠的地方儲存。這中間需要進行乏燃料的運輸。乏燃料由於具有很強的放射性，因此，乏燃料運輸不僅技術複雜，費用大，而且必須在嚴格的控制下進行， 以確保運輸的安全。

輕水堆核電廠卸出的乏燃料約含0.8%的U和近1%的工業鈈。分離所得的工業鈈可用作熱中子堆或快中子堆的燃料。

核燃料後處理已有約50年曆史。溶劑萃取流程已通用於工業生產， 不僅可處理天然金屬鈾乏燃料和低富集鈾氧化物燃料， 改進後有可能用於快堆乏燃料的處理。世界各主要核工業國如法國、英國、俄羅斯、日本等均已擁有一定的核燃料後處理能力， 為今後核資源的循環利用提供了初步條件。 ^[2]