核燃料循环
1、核工业体系的组成及其流程
核工业是一个十分广大的系统工程,其组成体系包括:铀矿勘探、铀矿开采与铀的提取、燃料元件制造、铀同位素分离、反应堆发电、乏燃料后处理、同位素应用以及与核工业相关的建筑安装、仪器仪表、设备制造与加工、安全防护及环境保护。
2、核燃料循环及其组成
核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分。所谓核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程。
燃料循环通常分成两大部分,即前端和后端,它包括铀矿开采、矿石加工(选矿、浸出、沉淀等多种工序)、铀的提取、精制、转换、浓缩、元件制造等;后端包括对反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分离的后处理以及对放射性废物处理、贮存和处置。
3、铀矿地质勘探
铀是核工业最基本的原料。铀矿地质勘探的任务,是查明和研究铀矿床形成的地质条件,阐明铀矿床在时间上和空间上分布的规律,运用铀矿床形成和分布的规律指导普查勘探,探明地下的铀矿资源。
地壳中的铀,以铀矿物、类质图象(形成含铀矿物)和吸附状态的形式存在。由于铀的化学性质活泼,所以不存在天然的纯元素。
铀矿物主要是形成化合物。目前已发现的铀矿物和含铀矿物有170种以上,其中只有25~30种铀矿物具有实际的开采价值。
铀矿床是铀矿物的堆积体。铀矿床是分散在地壳中的铀元素在各种地质作用下不断集中而成的,也是地壳不断演变的结果。查明铀矿床的形成过程,对有效地指导普查勘探具有十分重要的意义。
并不是所有的铀矿床都有开采、进行工业利用的价值。影响铀矿床工业评价的因素很多,有矿石品位、矿床储量、矿石技术加工性能、矿床开采条件,有用元素综合利用的可能性和交通运输条件等。其中矿石品位和矿床储量是评价铀矿床的两个主要指标。
铀矿普查勘探工作的程序,包括区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等相互衔接的阶段。同时还伴随一系列的基础地质工作,如地形测量、地质填图、原始资料编录、岩石矿物鉴定、样品的化学和物理分析、矿石工艺试验等。
4、铀矿开采
铀矿开采是生产铀的第一步。它的任务是把工业品位的铀矿厂从地下矿床中开采出来,或将铀经化学溶浸,生产出液体铀化合物。
铀矿的开采与其他金属矿的开采基本相同,但是由于铀矿有放射性,能放出放射性气体(氡气),品位较低,矿体分散(单个矿体的体积小)和形态复杂,所以铀矿开采又有一些特殊的地方。
铀矿开采方法主要有露天开采、地下开采和原地浸出采铀三种方法。
露天开采是按一定程序先剥离表土和覆盖岩石,使矿石出露,然后进行采矿,这种方法一般用于埋藏较浅的矿体。
地下开采是通过掘进联系地表与矿体的一系列井巷,从矿体中采出矿石,地下开采的工艺过程比较复杂。一般在矿床离地表较深的条件下采用这种方法。
原地浸出采铀是通过地表钻孔将化学反应剂注入矿带,通过化学反应选择性地溶解矿石中的有用成分——铀,并将浸出液提取出地表,而不使矿石绕围岩产生位移。这种采铀方法与常规采矿相比,生产成本低,劳动强度小,但其应用有一定的局限性,只适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床。
5、铀提取工艺
铀提取工艺的基本任务是将开采出来的矿厂加工富集成含铀是较高的中间产品,通常称为铀化学浓缩物,经过进一步强化,加工成铀氧化物作为下一步工序的原料。
常规的铀提取工艺一段包括,矿石品位、磨矿、矿石浸出,母液分离、溶液纯化、沉淀等工序。
矿厂开采出来后,经过破碎磨细,使铀矿物充分暴露,以便于浸出,然后在一定的工艺条件下,借助一些化学试剂(即浸出剂)与其他手段将矿厂中有价值的组分选择性地溶解出来。
有两种浸出方法,即酸法和碱法。
浸出液中,不仅铀含量低,而且杂质种类多,含量高,必须将这些杂质去除才能达到核电要求。
这一步溶液纯化过程,有两种方法可供选择,离子交换法(又称吸附法)和溶剂萃取法。沉淀出铀化学浓缩物的工艺过程是水冶生产的最后一道工序。
沉淀物经洗涤、压滤、干燥后即得到水冶产品铀化学浓缩物,又称黄饼。
6、浓缩铀生产技术
以同位素分离为目的,提高铀—235浓度的处理即为浓缩。通过浓缩获得满足某些反应堆所要求的铀—235丰度的铀燃料。
现代工业上采用的浓缩方法是气体扩散法和离心分离法。浓缩处理是以六氟化铀形式进行的。此外,还有激光法、喷嘴法、电磁分离法、化学分离法等。对铀同位素进行分离,使铀—235富集。分离后余下的尾料,即含铀—235约0.3%的贫化铀可作为贫铀弹的材料等。
7、反应堆用的燃料元件
经过提纯或同位素分离后的铀,还不能直接用作核燃料,还要经过化学,物理、机械加工等复杂而又严格的过程,制成形状和品质各异的元件,才能供各种反应堆作为燃料来使用。这是保证反应堆安全运行的一个关键环节。
按组分特征,可分为金属型、陶瓷型和弥散型三种;按几何形状分,有柱状、棒状、环状、板状,条状、球状、棱柱状元件;按反应堆分,有试验堆元件,生产堆元件,动力堆元件(包括核电站用的核燃料组件)。
核燃料元件种类繁多,一般都由芯体和包壳组成。核燃料元件在核反应堆中的工作状况十分恶劣,长期处于强辐射、高温、高流速甚至高压的环境中,因此,芯体要有优良的综合性能。对包壳材料还要求有较小的热中子吸收截面(快堆除外),在使用寿期内,不能破损。因此,核燃料元件制造是一种高科技含量的技术。
8、乏燃料的后处理
辐照过的燃料元件从堆内卸出时,无论是否达到设计的燃耗深度,总是含有一定量裂变燃料(包括未分裂和新生的)。回收这些宝贵的裂变燃料(铀—235,铀—233和钚)以便再制造成新的燃料元件或用做核武器装料,是后处理的主要目的。此外,所产生的超铀元素以及可用作射线源的某些放射性裂变产物(如铯—137,锶—90等)的提取,也有很大的科学和经济价值。
乏燃料后处理具有放射性强,毒性大,有发生临界事故的危险等特点,因而必须采取严格的安全防护措施。
后处理工艺可分下列几个步骤:
(1)冷却与首端处理:冷却将乏燃料组件解体,脱除元件包壳,溶解燃料芯块等。
(2)化学分离:即净化与去污过程,将裂变产物从U-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀—钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。
(3)通过化学转化还原出铀和钚。
(4)通过净化分别制成金属铀(或二氧化铀)及钚(或二氧化钚)。
9、放射性废物处理与处置
在核工业生产和核科学研究过程中,会产生一些具有不同程度放射性的固态、液态和气态的废物,简称为“三废”。
在放射性废物中,放射性物质的含量很低,但带来的危害较大。由于放射性不受外界条件(如物理、化学、生物方法)的影响,在放射性废物处理过程中,除了靠放射性物质的衰变使其放射性衰减外,无非是将放射性物质从废物中分离出来,使浓集 放射性物质的废物体积尽量减小,并改变其存在的状态,以达安全处置的目的。
对“三废”区别不同情况,采取多级净化、去污、压缩减容、焚烧、固化等措施处理、处置。这个过程称为“三废”处理与处置。例如,对放射性废液,根据其放射性水平区分为低、中、高放废液,可采用净化处理、水泥固化或沥青固化、玻璃固化。固化后存放到专用处置场或放入深地层处置库内处置,使其与生物圈隔离。
核反应堆
1、核反应堆及其组成
核反应堆是一个能维持和控制核裂变链式反应,从而实现核能—热能转换的装置。核反应堆是核电厂的心脏,核裂变链式反应在其中进行。
1942年美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持的链式反应装置,从此开辟了核能利用的新纪元。
反应堆由堆芯、冷却系统、慢化系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。
堆芯中的燃料:反应堆的燃料,不是煤、石油,而是可裂变材料。自然界天然存在的易于裂变的材料只有U-235,它在天然铀中的含量仅有0.711%,另外两种同位素U-238和U-234各占99.238%和0.0058%,后两种均不易裂变。
另外,还有两种利用反应堆或加速器生产出来的裂变材料U-233和Pu-239。
用这些裂变材料制成金属、金属合金、氧化物、碳化物等形式作为反应堆的燃料。
燃料包壳:为了防止裂变产物逸出,一般燃料都需用包壳包起来,包壳材料有铝、锆合金和不锈钢等。
控制与保护系统中的控制棒和安全棒:为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上,需用吸收中子的材料做成吸收棒,称之为控制棒和安全棒。控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率;安全棒用来快速停止链式反应。吸收体材料一般是硼、碳化硼、镉、银铟镉等。冷却系统中的冷却剂:为了将裂变的热导出来,反应堆必须有冷却剂,常用的冷却剂有轻水、重水、氦和液态金属钠等。
慢化系统中的慢化剂:由于慢速中子更易引起铀—235裂变,而中子裂变出来则是快速中子,所以有些反应堆中要放入能使中子速度减慢的材料,就叫慢化剂,一般慢化剂有水、重水、石墨等。
反射层:反射层设在活性区四周,它可以是重水、轻水、铍、石墨或其他材料。它能把活性区内逃出的中子反射回去,减少中子的泄漏量。
屏蔽系统:反应堆周围设屏蔽层,减弱中子及γ剂量。
辐射监测系统:该系统能监测并及早发现放射性泄漏情况。
2、反应堆的结构形式和分类
反应堆的结构形式是千姿百态的,它根据燃料形式、冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各类型结构形式的反应堆。目前世界上有大小反应堆上千座,其分类也是多种多样。按能普分有由热能中子和快速中子引起裂变的热堆和快堆;按冷却剂分有轻水堆,即普通水堆(又分为压水堆和沸水堆)、重水堆、气冷堆和钠冷堆。按用途分有:(1)研究试验堆:是用来研究中子特性,利用中子对物理学、生物学、辐照防护学以及材料学等方面进行研究;(2)生产堆,主要是生产新的易裂变的材料铀—233、钚—239;(3)动力堆,利用核裂变所产生的热能广泛用于舰船的推进动力和核能发电。反应堆分类情况见下表。
3、研究实验反应堆
是指用作实验研究工具的反应堆,它不包括为研究发展特定堆型而建造的、本身就是研究对象的反应堆,如原型堆,零功率堆,各种模式堆等。研究实验堆的实验研究领域很广泛,包括堆物理,堆工程、生物、化学、物理、医学等,同时,还可生产各种放射性同位素和培训反应堆科学技术人员。研究实验堆种类很多,例如:游泳池式研究实验堆:在这种堆中水既作为慢化剂、反射层和冷却剂,又起主要屏蔽作用。因水池常做成游泳池状的长圆形而得其名。
罐式研究实验堆:由于较高的工作温度和较大的冷却剂流量只有在加压系统中才能实现,因此,必须采取加压罐式结构。
重水研究实验堆:重水的中子吸收截面小,允许采用天然铀燃料,它的特点是临界质量较大,中子通量密度较低。如果要减小临界质量和获得高中子通量密度,就用浓缩铀来代替天然铀。
此外,还有固体慢化剂研究实验堆、均匀型研究实验堆、快中子实验堆等。
4、生产堆
主要用于生产易裂变材料或其他材料,或用来进行工业规模辐照。生产堆包括产钚堆,产氚堆和产钚产氚两用堆、同位素生产堆及大规模辐照堆,如果不是特别指明,通常所说的生产堆是指产钚堆。该堆结构简单,生产堆中的燃料元件既是燃料,又是生产钚—239的原料。中子来源于用天然铀制作的元件中的U-235。U-235裂变中子产额为2~3个。除维持裂变反应所需的中子外,余下的中子被U-238吸收,即可转换成Pu-239,平均烧掉一个U-235原子可获得0.8个钚原子。也可以用生产堆生产热核燃料氚。用重水型生产堆生产氚要比用石墨生产堆产氚高7倍。
5、动力反应堆
世界上动力反应堆可分为潜艇动力堆和商用发电反应堆。核潜艇通常用压水堆作为其动力装置。商用规模的核电站用的反应堆主要有压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆和快堆等。
安全壳的作用
核电站里安装着原子反应堆的厂房由于要求特殊,没有窗户。
对于危险的东西,最好的办法是隔离。核电站里的危险物质就是核燃料,它是一种有放射性的物质,特别是在使用过以后,放射性更为强烈。核燃料是被密闭在称之为燃料元件包壳的金属管内的。只要管子不破,放射性物质不会漏到外面来,这是第一道防线。燃料元件放在反应堆的容器内,反应堆容器是密闭的。一切相联的管道,其他各种容器也都是密闭的。这是第二道防线。整个的反应堆设备都安装在一座密闭的建筑物内,这是一座没有窗的房子,万一放射性物质冲破第一道和第二道防线外溢,这座没有窗户的房子就是最后的防线。
核电站的反应堆是一个庞然大物,容纳这样一个东西的房子必然也很大,而且必须十分坚固。设想反应堆发生了十分严重的事故,比如说发生了爆炸,这最后一道防线也决不能受到损坏。它就像一个钟罩似的,把一切危险物质或危险气体都罩在里面,不令散发到外面去。
什么结构的建筑式样最坚固呢?是球形建筑或球顶状建筑。球形的东西,如果里面产生压力,那么它所受的力是很均匀的。而且,从几何学上可以知道,球体和其他几何形状比起来,在最小的表面积之下,有着最大的容积。这就是说照这个样子建成的房子,里面可以容纳最多的设备、而所用的建筑材料最少,也最坚固。
核电站反应堆厂房就是按照这个原理设计的。由于它的主要目的是防止核电站在运行、停堆和事故期间因失去控制而将放射性物质排放到周围环境中去,因而这个没有窗的房子就专门叫做“安全壳”。
