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从铀矿石到核燃料

铀矿冶

铀是一种天然存在于地壳中的元素。虽然铀矿石的分布有着部分区域集中的特点，但是它的痕迹几乎无处不在。从铀矿石制成核燃料首先需要从发现铀元素的矿石中提取出铀，然后需要浓缩同位素铀-235，最后制成芯块装载到核燃料组件当中。

已探明的铀矿分布在大约20个国家里，但是世界上一半以上的铀矿产量来自6个国家（加拿大、澳大利亚、尼日尔、哈萨克斯坦、俄罗斯和纳米比亚）中的十个矿区。

在传统采矿业中，矿石首先要经过轧机进行粉碎。然后在水中研磨成带有悬浮于水中的细矿石颗粒的泥浆。泥浆被淋溶硫酸来使得铀的氧化物被溶解，剩下的不溶的矿物叫做矿石尾料。

然而，现在世界上一半的矿区采用 “原地浸出”（ISL）的采矿方法，这意味着可以在没有任何主要地面干扰的情况下完成采矿。含有很多氧的地下水被注射穿过铀矿石从而提取出铀，最后把溶解的铀用泵抽到地表。

上述两种采矿方法最终得到的都是溶解有铀的液体。之后通过过滤和离子交换法分离出铀，最后通过沉淀、过滤和干燥得到一种铀的固态氧化物（U3O8），一般会在筒状物中密封，这种固态物质一般为亮黄色，所以得名“黄饼”。（图1）而在高温下烘干一般为卡其色。

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图1 八氧化三铀固态物质

U3O8只具有轻微的放射性（距离全新加工的黄饼1米的距离的辐射水平相当于一次商业飞机飞行中乘客接受宇宙射线剂量的一半）。

除个别的反应堆（如加拿大重水铀反应堆（CANDU））不需要使用浓缩铀作为核燃料外，绝大多数核反应堆需要铀-235丰度为3.5%到5%的核燃料，而天然铀中铀-235的丰度为0.7%。需要进行同位素分离以提高U-235的丰度，分离需要寻找合适的气态介质。通过转换工厂，可以将铀的固态氧化物转化为铀的气态氟化物（UF6）。

铀浓缩工厂浓缩有利用价值的铀-235，在分离过程中，通常将气态的UF6分为两股料流，一股铀-235达到产品丰度称为精料流，另外一股主要为铀-238称为贫料流。

目前浓缩设备采用高速旋转的垂直筒状离心机组成级联，目前激光分离法仍处于实验室研究阶段，有希望成为未来新的分离方式。

浓缩后的UF6被运输到燃料元件加工厂，在那里转化为UO2粉末。之后UO2粉末被压成小的燃料芯块，被通过烧结制成硬陶瓷材料，再讲这些燃料芯块放入细管构成的燃料棒里。将这些燃料棒组合在一起形成几米长燃料组件。见图2

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图2 核燃料组件

每个燃料组件所需要的燃料棒的数量取决于反应堆的类型，一个压水式反应堆（PWR）需要121-193个核燃料组件，每个燃料组件由179-264个燃料棒组成。一个沸水反应堆（BWR）需要350-800个燃料组件，每个核燃料组件由91-96个燃料棒构成。

核燃料循环综述(I)

核燃料学及相关数据

 

这篇文章将为大家介绍“什么是核燃料循环”，以及我们“为什么要搞核燃料循环”。此外，大家可能有这样的疑问：“燃料也可以循环吗？”这篇文章也将对大家的这个疑问进行解释，让大家更清楚的了解“循环”的本质。

我们从最基本的知识入手，要了解核燃料循环，首先我们要清楚核燃料是什么。实际上真正作为燃料进行“燃烧”的核燃料就是铀。但我们知道，汽车的燃料是汽油，而汽油需要通过对石油进行加工提炼得到。同样的道理，核燃料是铀，但要使铀能作为燃料“燃烧”也需要对铀矿石进行加工提炼。接下来的问题是核燃料用来干什么。核燃料的用途十分纯粹，就是用来“燃烧”发电，也就是生产核电。最后一个基本问题是核燃料“燃烧”过后怎么样了。跟其他形式的燃料一样，“燃烧”过的核燃料会变为新的存在形式，就如同汽油燃烧后变成了二氧化碳和一氧化碳等废气，但核燃料“燃烧”后并不直接变为“废料”，燃烧后的核燃料被称为“乏燃料”，从字面意思上看，“乏燃料”有再成为燃料的潜力。

了解了以上几个基本知识后，我们可以想象，围绕核燃料的用途可以延伸出很多生产活动，例如对铀矿石的加工提炼、对乏燃料的处理处置等，这些生产活动，包括使用核燃料发电本身，统称为核燃料循环。听起来高大上的核燃料循环实际上就是指一系列工业过程。

概括地讲，核燃料循环的过程起始于铀矿的开采，终止于核废料的处置。在这一过程中，如果没有对乏燃料进行再处理以发挥它们再成为“燃料”的潜力，那么这个过程实际上是一个开环的链，被称为“一次通过的核燃料循环”，这并不是一个真正意义上的“循环”。如果对乏燃料进行再处理并发挥了它们再成为“燃料”的潜力，这个过程就是一个闭合的链，被成为“闭合的核燃料循环”，这才是真正意义上的“循环”。

前面提到要使铀能作为燃料需要对矿石进行加工提炼，虽然可以将这一过程概括为“加工提炼”，但实际上这一过程相当繁琐且困难。对矿石进行加工提炼的过程包括铀矿石的开采、矿石的加工、铀的精制、铀的转化、铀浓缩以及燃料元件制造。这些过程通常称为核燃料循环的“前端”。

前面也曾提到核燃料在“燃烧”后会变为乏燃料。实际上，乏燃料不仅具有再成为燃料的潜力，而且乏燃料中也可以提取核武器装料，况且乏燃料也是有很高放射性的，因此对乏燃料的处理处置也不能大意，更不可随意。对乏燃料的处理处置过程包括乏燃料的中间储存、乏燃料的后处理以及放射性核废料的处理处置，这些过程通常称为核燃料循环的后端。

下面这幅图片概括了整个核燃料循环的各个环节，可以帮助大家更清晰的掌握核燃料循环的脉络。

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那么我们为什么要搞核燃料循环呢？其中一个很重要的目的是生产核燃料从而生产核电。此外，由于乏燃料相比其他种类燃料所产生废物的特殊性，出于安全与经济的多重考虑，我们有必要对其进行处理。这些都是当下我们搞核燃料循环的主要目的。但实际上，核燃料循环的诞生并不是出于这些目的的。核燃料循环的主要技术环节是在20世纪40到50年代发展起来的，而当时发展这些技术的目的是为了从乏燃料中生产核武器装料以及舰船动力堆装料，是纯粹的军用目的。在二战后，核燃料循环技术才逐步转向核电的商用生产。如今，在世界核不扩散体系下，核燃料循环技术当然不会轻易被不法分子用于核武器装料的生产等军用目的上，这一点大家可以放宽心。

通过以上讲解大家应该对核燃料循环有了基本的认识，其实核燃料所谓的“循环”并不是绝对的循环使用同一批核燃料，而是出于经济性考虑将乏燃料中有价值的成分再加工成新的燃料使用，从而提高核燃料的利用率，减少铀资源的消耗。这就像汽车上使用的一些“能量回收”技术，并不是让一箱汽油能循环使用，而是通过技术手段提高了汽油的利用率，从而减少了汽油消耗。

当今世界的核能

低碳绿能
  • 第一座商业核电站从1950s开始运行；
  • 全世界有430多座商业的在运核反应堆，分布于31个国家，总装机容量超过370GWe。大约有70多个核电机组在建。
  • 作为持续可靠的能源，现有的反应堆提供了全球超过11%的电量，没有二氧化碳的排放。
  • 56个国家中一共运行240座研究反应堆和180座核能反应堆，150个潜艇。

核能技术利用了某种元素的原子在裂变过程中释放的能量，从20世纪40年代开始研究发展，在第二次世界大战中，科学家的研究工作开始集中于利用U或Pu原子的裂变制造原子弹。

在20世纪50年代，人们的关注转向核裂变的和平利用，尤其是在能源时代。如今，全球核能的发电量相当与1960年所有能源的发电量。31个国家的民用核电站现在共有15500个核反应堆，提供了几乎全球需电量的11.5%。

许多国家还建设了研究用的核反应堆，为科学研究和药用、工业用同位素生产提供中子流。

现在，只有8个国家确认了有生产核武器的能力。相比之下，有56个国家运行着大约240座民用研究堆，其中发展中国家超过了1/3。现在，有31个国家共有430多个商用核反应堆，总装机容量超过370GWe，是法国或德国的所有能源的总产量的三倍多。接下来还有大约70个核反应堆在建，其装机容量相当于现有的20%，同时还有60多个核反应堆在计划中，相当于现有装机容量的一半。

有16个国家至少一半的发电量要依赖于核能。法国大约3/4的电量来自于核能，同时，比利时、捷克共和国、匈牙利、斯洛伐克、瑞典、瑞士、斯洛文尼亚和乌克兰核能发电比例是1/3或更多。朝鲜、保加利亚和芬兰是30%多，同时，美国、英国、西班牙和俄罗斯的核能发电比例几乎是1/5。日本以前有1/4的发电量依靠核能，现在也在努力恢复到这一水平。在没有核能设施的国家中，意大利和丹麦几乎10%的电量来自于核能。

现有核反应堆的改进

在2011年，核电站发电量为2518TWh。到2006年，在过去的6年里，发电量的增加（210TWh）相当于30座新的核电站的发电量。然而在2000年到2006年，核电机组数量没有净增加（而且装机容量为15GWe）。发电量增加的原因之一是现有机组能更好的运作。

从长期来看，从1990年到2010年，世界总装机容量提高了57GWe（17.75%），发电量增加了755TWh（40%）。发展的原因包括新建了36%的机组，7%的机组得到了改进，核能利用率提高了57%。在2011年和2012年，由于福岛核事故的影响，德国和日本的核电机组数和发电量都有所 下降。

就400座装机容量超过150MWe的反应堆来说，从1980年到2000年，世界容量因子中值从68%增加到86%，然后一直保持在85%左右。核电机组的实际负荷因子略低，2012年的平均值是80%（不包括日本），这是反应堆由于各种原因只能运行在低于它的总容量的水平。全世界1/4的机组负荷因子高于90%，大约2/3高于75%。美国占据了前25名的位置，韩国其次，不过其他六个国家也会在这里提到。累积寿期负荷因子前十名中的4个反应堆是韩国所有。

在过去的二十年中，美国的核能工厂一直在稳定进步，在2012年的平均负荷因子是81%，而1990年时为66%，1980年时为56%。美国作为核设施性能领先者，核电站负荷因子前50名中占据了近乎一半的数量，第50名在2012年达到了94%。美国被认为拥有全世界1/3的核电量。

在2012年，拥有4个或以上核电机组的国家，负荷因子平均值都高于80%，然而法国为73.6%，尽管许多机组在负荷跟踪模式下工作，而非全部在基本负荷模式。

考虑到大部分反应堆必须每隔18-24个月停堆进行燃料更换和例行维护，这些数据中一些可以说接近于最大利用率。在美国，停堆时间以前需要平均100多天，在最近几十年，需要大约40天。另一个性能测量值是非计划的容量损失，美国在最近几年已经把这个值做到低于2%。

世界综览

全世界各地都有核能方面的进展，下面是几个例子。

中国

中国政府计划在2020年之前将核能装机容量增加到58GWe，同时30GWe在建。中国在2002年到2013年间，已经完成了17座反应堆的建设，并正在着手运行，30个新堆在建设当中，一些可能在2014年底建成。这里包括了世界上首批四台西屋AP1000机组和高温气冷示范堆。还有一些反应堆正在计划中，预计在3年之内开始建设。目前，中国正在拓展本土大型堆的出口市场。中国在核反应堆技术的研究与开发方面做的最好。

印度

印度的目标是在2020年以前将14.5GWe的核电装机容量投入使用，这是它的国家能源政策的一部分。这些反应堆包括轻水和重水反应堆，还有快堆。七个反应堆正在建设中，既有本土设计，也有国外设计，其中包括了一个500MWe的原型快中子增值堆。这将把印度野心勃勃的钍计划推向第二阶段，而且为印度丰富的钍资源应用到燃料堆提供了可能。

俄罗斯

俄罗斯计划在2020年以前，利用它的世界级轻水反应堆将核电装机容量提高到30.5GWe。大型快增值堆的建设接近尾声，其他堆型也在改进中，以期能实现大量的出口。一个初步的水上发电站正在建设中，预计于2016年交付。这几个国家中，俄罗斯在新核电站的建设和融资上是积极的。

欧洲

芬兰和法国都在应用阿海珐公司的1650MWeEPR堆型来扩大它们的核电站规模，其中有两个机组正在中国建设。东欧的几个国家目前正在建设或规化建设新的核电站（保加利亚、捷克共和国、匈牙利、罗马尼亚、斯洛伐克、斯洛文尼亚和土耳其）。

2006年中期的一份英国政府的能源文件中签署了一项计划，即取消国家老化核反应堆，建设新的核设施，而且预期在2023年以前，4台1600MWe的法国机组投入计划或使用中。政府预计在2030年以前达到16GWe的新核电装机容量。

瑞典已经放弃了将核设施提前退役的计划，并且在核设施寿命延长和更新上进行大力投资。匈牙利、斯洛伐克和西班牙都在实施或规划现有核电站寿命延长的项目。德国同意了延长核电站寿命，不再打算关闭核电站。但是在福岛核事故后，德国又改变了它的核能政策。

波兰正在发展核能项目，规划达到6000MWe的装机容量。爱沙尼亚和拉脱维亚现在参与了一个与立陶宛核能生产商合作的联合项目。白俄罗斯已经开始了第一个俄罗斯堆型的建设，并且第二个反应堆也在计划中。

美国

在美国，有5个在建的核反应堆，其中4个是新型的AP1000设计。美国新堆的建设被中断的原因之一是美国在维护核电站的策略改进上取得了重大的成功。在过去的15年间，美国核电站的应用得到提高，19座新的1000MWe堆的建设带来了发电量的提高。

南美

阿根廷和巴西都有商业核反应堆发电，并且还有反应堆正在建设中。智利有一个研究堆正在运行，并且有建立商业堆的基础设施和意图。

韩国

韩国已经计划或者订购了12座新的核能反应堆，它也在对未来堆型设计进行认真研究。

东南亚

越南打算在俄罗斯的帮助下于2023年实现第一座核电站的运行，并且不久之后利用日本堆型建设第二座。印度尼西亚和泰国正在规划核电站项目。

南亚

孟加拉国已经批准了俄罗斯的建议，建设第一座核电站。巴基斯坦在中国的帮助下正在建设三个小堆，而且准备在卡拉奇附近建设两个大的核电站。

中亚

哈萨克斯坦凭借它丰富的铀资源，正在与俄罗斯密切合作计划发展小型堆，实现自己的使用和出口。

中东

阿拉伯联合酋长国正在建设首次的两批四台1450MWe韩国堆机组，耗资超过200亿美元，而且与国际原子能机构和经验丰富的国际公司正在密切合作。伊朗的第一个反应堆正在运行，而且更多反应堆已规划。

沙乌地阿拉伯、约旦和埃及也正在朝着核能发电与海水淡化的方向发展。

非洲

南非正在对未来的常规核能设施进行规划。

尼日利亚已经寻求国际原子能机构的帮助，来发展两台1000MWe机组的计划。

其他核反应堆

除了商用核电站，在56个国家还有大约240座研究反应堆正在运行，更多的正在建设。这些反应堆有很多用途，包括医疗和工业同位素生产的研究，以及用于训练。

反应堆在船舶动力方面的应用大多局限于主要的海军领域，在过去的50年里发挥了重要的作用，为潜艇和大型水面舰船提供动力。大约180个核反应堆为150艘船舶提供了推动力，还有13000多个已运行数年的反应堆被用于船舶动力堆。俄罗斯和美国从冷战时期之后已经退役了很多核潜艇。

俄罗斯也运行了6个大型核动力破冰船和一个62000吨货船，它还在偏远地区完成了一座应用两台40MWe反应堆的浮动核电站。

电离辐射

辐射与安全

辐射是指以波获离子的形式向周围空间或物质发射并在其中传播的能量（如声辐射、热辐射、电磁辐射、粒子辐射等）的统称。

例如阳光中的紫外线照射就是我们很熟悉的能量辐射形式之一。众所周知，紫外线可以用于医疗研究当中，而在地球上的各个角落中都存在小剂量的紫外线辐射。

通常讨论的辐射为狭义的“辐射”，仅包括高能电磁辐射和粒子辐射。能量在10eV以上的称为电离辐射。它会对包括人体在内的各种生物组织造成一定程度的损伤，并且随着辐射剂量的增加，这种伤害就越显著。因而，我们有必要了解日常生活中我们有可能接触到的各种电离辐射。大自然中，电离辐射无处不在，而生物也正是在这种环境中不断繁衍和进化的。

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事实上，虽然我们难以感知自己受到的辐射剂量，但我们却可以通过各类探测器来对周围环境进行监测。

但辐射也并不都是有害的，我们可以合理利用电离辐射来为人类服务。例如医院中的许多医疗器械正是利用X射线（常见的一种电离辐射）来诊断病人的病情的。另外，我们还会利用其它射线来治疗各种肿瘤和癌症，这就是我们常说的“放射治疗”。值得注意的是，所谓的天然铀矿和核燃料，并没有我们想象的那么可怕，这些放射性物质通常只含有较低的放射性，并不足以对人体造成危害。而对于那些放射性很强的核废料，政府会对其进行严格的管控，确保其不会对生态环境造成影响。与此同时，我们也会对公众有可能受到的意外辐射设立相应的剂量限制标准，这项标准规定公众受到的意外辐射剂量不得高于人体在自然界所受照射量平均值的1/20。

图片8-6

本底辐射是指在自然界中天然存在的电离辐射。在某些场合，本底辐射的水平会比较高。例如，生活在花岗岩地质环境下的人群会受到来自地表岩层的辐射（花岗岩会释放带有放射性的气体）。而那些常年生活和工作在高海拔地区的人们则会受到更多来自宇宙射线的辐射。另外，在一般的自然环境中，我们所受到的自然照射多是源于一种稀有气体——氡。这种气体是从地壳中渗透出来的，当它进入大气后便有可能被我们吸入体内。

物质中的放射性

与通常的质量和体积测量不同，物质中放射性的多少可以用“放射性活度”这个物理量来描述，利用它可以比较自然界中各种物质的放射性的强弱。放射性活度的单位是“贝克勒尔”（Bq）。1Bq是指每秒有一个原子发生衰变。因而，放射性活度为30000Bq的家用火灾报警器每秒会有30000个镅-241原子发生衰变。1kg的咖啡豆或大理石的放射性活度大约为1000Bq。而一个成年男子的放射性活度约为7000Bq。每个发生衰变的原子都会产生某种电离辐射。

电离辐射—α射线，β射线和γ射线

电离辐射来自原子核这一物质的基本组成单位。自然界中大多数元素是处于稳定状态的，但是某些元素会自发地转变为其他种类的元素。这种元素被称之为“放射性元素”。这种不稳定的放射性元素能量太高，其结果是这些元素的原子核会经历一个自发转变的过程。这个过程称之为“放射性衰变”。有趣的是，人体组织每天也都会经历数千次这样的放射性衰变。

图片8-7

不稳定的原子核是通过释放α粒子，β粒子和γ粒子的形式来释放出多余能量的。当某种元素释放出α粒子，β粒子时，它会变成另外一种元素。如果把原子核放射出上述一种粒子看做一个步骤的话，那么几乎所有的不稳定元素都会经历一步甚至许多步这样的过程，最后转变为稳定元素。此时的元素便不再具有放射性。

α粒子是由两个中子和两个质子组成。因而，α粒子带有两个正电荷（质子带有一个正电荷，中子是电中性的）。与β粒子和γ射线相比，α粒子的质量要大得多，运动速度也相对较小。这就意味着，α粒子在与其他物质发生相互作用的过程中，能量损失地更快。因此，α射线的穿透能力很弱，甚至用一张纸或人体的表皮就能将其完全阻挡。然而，α粒子一旦进入人体内，它会比另外两种粒子产生更加严重的生物损伤。

β粒子指的是从放射性元素的原子核中释放的高速电子。这些粒子仅仅只带有一个负电荷（电子只带有一个电荷）。与α粒子相比，它的质量更小，速度也更快。β粒子可以穿透一到两毫米厚的人体皮肤。通常情况下，我们可以用一块几毫米厚的铝板来阻挡β射线。

γ射线与X射线都是一定能量范围内的电磁辐射，又称光子。与热和光一样，它不是通过物质本身的运动来传播，而是以波的方式来传播的。γ射线与X光的区别在于来源不同，X光通常是人工产生的，来源于核外电子的越前，而γ射线却是来自原子核的自发衰变或原子核本身从高激发态向低激发态的跃迁。这两种射线与普通的自然光有很大差别，它们具有很强的穿透能力并且能够穿透人体组织。为了阻挡这两种射线，我们必须依靠由混凝土，铅和含氢物质构成的厚重的屏蔽层。因而，是三种辐射中最难防护的。

摘自：http://www.world-nuclear.org/Nuclear-Basics/What-is-radiation-/

日本乏燃料的处理

乏燃料后处理
  • 从1969年到1990年，有超过160艘轮船的乏燃料从日本船运到了欧洲。
  • 日本与英国和法国签订了关于处理日本乏燃料的合同。
  • 回收到日本核反应堆中使用的裂变物质，称为混合氧化燃料。
  • 第一批处理过的高放废物船运到日本的时间是1995年，第十二批也是最后一批来自法国的是在2007年。第一批来自英国的时间是2010年。

核能发电量约占日本电力总量的三分之一，通过处理乏燃料形成铀钚循环来提高效率，这是日本在能源方面最大化利用的资源的一个缩影。日本实现了在2010年前让它的53座反应堆中的三分之一使用铀钚混合氧化燃料（MOX)。

分离核废物，特别是几乎包含了乏燃料中的所有放射性的高放废物（放射性很强），把其中的铀和钚提取出来做成新的燃料。尽管如此，分离过的高放废物中依然存在约3%的乏燃料。

1977年到1978年，总共有十家日本企业与法国公司阿海珐签署了再处理乏燃料的合同，同时也与英国核燃料有限公司签订处理乏燃料的合同，现在由英国政府的核退役管理局执行。约40％乏燃料的再处理是由阿海珐承担的，其余由核燃料有限公司承担。

从1969到1990年，约有2940吨、4100吨的乏燃料分别海运到了法国和英国进行处理。到2007年中期，超过2600吨的乏燃料已经被处理了。

法国在2004年完成了这些日本乏燃料的处理，处理过程中分离出的高放废物被运回日本Rokkasho做终处理前的长期存放，英国预计会在2016年前完成处理。

目前，日本已经有一个小型再处理厂（210吨/年）在Tokai运行，一个更大再处理厂（800吨/年）已经在Rokkasho修建好了，目前正在调试中。一个年产130吨的MOX燃料制造厂在Rokkasho建立，并于2012年进入运行。

运回高放废物

1995年2月，第一批装满12艘轮船的玻璃化高放废物从法国运回了日本，最后一批是在2007年。这些废物属于保管和进行终处理的10家日本企业。这12艘轮船装有1310个罐子，包含了约700吨的玻璃化高放废物。这些罐子是由很结实的轮船运送的（详见海洋运输部分）。

从英国运回日本的玻璃化高放废物最早开始于2010年，大约要花8-10年的时间海运11艘装有900个罐子的轮船。在玻璃化废物返回计划中，为了减少运输的体积，在放射性总量守恒基础上，一部分较大体积的中放废物被浓缩成高放废物。从法国船运回日本的废物正在按计划进行，第二批到达日本是时间是2011年2月，第三批是2013年2月。

这些废物被Rokkasho的处理工厂所接收，该工厂能够存放2880个罐子的废物，截止2013年底，该工厂已经有1442个罐子，其中的1319个来自La Hague.

回收钚和使用氧化燃料

1993年，第一批来自再处理回收的核材料生产的新燃料运达了日本。这些新燃料包含了30%的Pu-240,它只可以用作核能发电，不能用来造核武器。

钚被回收来制作混合氧化燃料，钚和贫化铀混合在一起造出新燃料元件来放入反应堆发电。混合氧化燃料已经在多个反应堆中用来发电了。其中1999年的部分混合氧化燃料由于质量原因在2002年退还到英国。

在1999和2001年，有60组混合氧化燃料组件在Tepco’s Fukishima I-3和Kashiwazaki-Kariwa 3 BWR 反应堆中使用；2009年，有24、28和16组混合燃料组件，分别在Shikoku’s Ikata 3、 Chubu’s Hamaoka 和Kyushu’s Genkai 3.反应堆中使用；2013年来自法国的20组混合燃料组件在Kansai’s Takahama-3 反应堆中使用。

被分离废物的玻璃化

为了安全储存和运输，再处理过程中的被分离出来的高放废物需要玻璃化处理，即将废物和硼硅玻璃熔液混合倒入1.3m高的不锈钢罐子中，冷却后，这些废物就被封在玻璃基质中，然后把不锈钢盖子焊接牢靠。

每个罐子重达400千克，包含150L的废物和玻璃的混合物，其中约14%是高放废物，这些14%的高放废物是再处理中2吨乏燃料浓缩的。储存数年后，这些混合物的热功率会降低到1.5千瓦以下。

海洋运输

这些装有高放废物的不锈钢罐子被装在特殊设计的大桶里，这个大桶具有很强的屏蔽能力。一个桶能够装下28个罐子的玻璃化废物。这些桶与从日本运往欧洲装乏燃料的桶是相似的。

运输用的船是专门为运输核材料设计的双层船，有104米长，5100吨重。这些船属于英籍的太平洋核运输公司，已经被签约用于运输玻璃化废物，它符合相关的国际安全标准。它能够运输高放材料比如高放废物、乏燃料、混合氧化燃料和钚。截止2007，在30年间太平洋核运输公司已经安全运输了170次，总路程达到800万公里。该公司目前被三家企业控股：国际核服务集团（62.5%）、日本公用事业（25%）和阿海珐（12.5%）。

摘自：http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Transport/Japanese-Waste-and-MOX-Shipments-From-Europe/

铀转化(I)

铀转化

铀以U3O8或者过氧化物聚合形式离开铀矿。这些物质还是还有很多杂质，在转化成为UF6浓缩之前必须要精炼。

在美国、加拿大、法国、俄罗斯和中国，铀转化工厂已经在商业运行。最大的铀转化工厂——阿海珐金属和氟化铀炼制公司在法国两个厂址运行。中国铀转化预计在2025年会大幅度增加，保持和国内需求同步。

美国的转化线利用干氟化挥发方法来转化得到UF6，在其他国家的转化线都利用湿法。

世界铀基本转化能力表
公司 铭牌能力（以UF6计算，吨铀） 2013年大约使用能力
Cameco Port Hope Ont 加拿大 12500 70%
Cameco Springfields 英国 2014年8月关停 83%
JSC浓缩转化公司 Irkutsk & Seversk 俄罗斯 25000* 55%
Comurhex（阿海珐） Malvesi（UF4）& Tricastin（UF6）法国 15000 70%
Converdyn Metropolis 美国 15000 70%
中核集团 兰州 中国 3650** 未知
IPEN 巴西 40 70%
世界总计 71000

*世界核能协会世界核燃料市场2011&2013年报道
**运行能力估计15000每年吨铀

在最初的可能含有硝酸铀酰U3O8或过氧化铀精炼之后，三氧化铀在干燥室和氢气反应生成二氧化铀。然后二氧化铀在另一个炉里和HF反应生成UF4。UF4又和氟气一气通入流化床反应器制取UF6。另外还有一种湿法，利用HF水溶液和UO2制取UF4。

一些二次供应可能以UF6形式供应，比如降低浓度的高度富集铀或者再次富集的尾料。后处理厂的循环铀为了浓缩液必须要转化。

化学转化

在干法过程中，UO2浓缩物先煅烧去除一些杂质，然后凝成块并压碎。

湿法用硝酸溶解UO2浓缩物，产生的硝酸铀酰再经过反萃取过程，用溶在煤油或十二烷中的磷酸三丁酯做萃取剂。有机溶剂吸收了铀，可以用稀硝酸洗涤之后蒸发浓缩。之后溶液在流化床反应器里煅烧产生UO3（如果温度足够还可以产生UO2）。

经过干法纯化的U3O8和经过湿法纯化的UO3之后在反应炉中被还原生成UO2。

U3O8 + 2H2 ===> 3UO2 + 2H2O         ∆H=-109 kJ/mole 或

UO3 + H2 ===> UO2 + H2O                 ∆H=-109 kJ/mole

反应得到的UO2接着在另一个反应炉和气态HF反应生成UF4，在湿法中是和HF溶液反应的。

UO2 + 4HF ===> UF4 + 2H2O                   ∆H = -176 kJ/mole

之后UF4通流化床或者火焰塔和气态氟反应生成UF6，UF6被压缩并储存。

UF4 + F2 ===> UF6

每一步都会除去杂质。

需要特别指出，潮湿的UF6是强腐蚀性的。温度较高时，UF6是气态的，适合在浓缩过程中使用。在较低温度和适中压力下，UF6可以液化。液态UF6用特制的厚壁钢气缸储存，一个这样的气缸装满UF6重15多吨。如果温度再降低，气缸中的UF6会变成白色晶体，就以这种形式储存。

转化工厂的选址和安全管理都要服从氟基化工品加工厂规定。

供给转化的二次来源

供给转化的二次来源的UF6来自于商用或政府的存料，浓缩器供料不足和贫铀尾料再循环。铀钚循环有效的促进了这个过程。2013年这些总的产量估计是26,000 tU，随着俄罗斯不再向美国提供高浓铀，这个产量将在2014年下降很多，预计2022年产量只有16000tU。

铀浓缩——激光法介绍

铀浓缩

激光浓缩法成为人们关注的焦点已经有一段时间了。它可能会成为第三代的浓缩技术，并有望降低能量的投入、节约成本的消耗、减少尾料的检测，从而具有明显的经济性优势。其中一种激光法基本上已经做好了投入商用的准备。激光法按分离对象可分成两类：原子法和分子法。

原子蒸汽激光同位素分离法（简称AVLIS或法语的SILVA）从上世纪70年代开始发展。1985年，美国政府支持该方法作为新的技术取代气体扩散法，因为气体扩散工厂将在21世纪初结束商业运营。但是，在研发领域投入20亿美元后，美国更喜欢SILEX即使用分子法，原子法即被放弃。法国在其SILVA上的工作现在也已停止，随后进行的是一个证实原子法是否科学、技术上是否可行的项目，用时4年至2003年为止。在项目的进行期间，已生产了200kg丰度为2.5%的浓缩铀。

原子蒸汽法的工作原理是光子电离，也就是用高能激光电离铀金属蒸汽内特定原子（在一定频率光的照射下，一个电子会从原子中激发出来。激光技术用于铀元素时使用的频率可以使铀235发生电离，但铀238不会）。带正电荷的铀235离子之后会被吸收到带负电的板上而被收集。激光技术的原子法也可以用于钚的同位素分离。

经过研究所得大部分分子法的工作原理是使用类似原子法的调谐激光打破六氟化铀中铀与氟之间六个化学键的其中之一，从而将六氟化铀光离解为五氟化铀离子。之后就可以将电离产生的五氟化铀离子从含铀238的未受影响的分子中分离出来，实现同位素的分离*。比起原子法，使用六氟化铀的分子法更适用于常规的核燃料循环。

*这种方法同样可以用于锂元素的分离，在磁场作用下取走其它锂离子，剩下纯的锂7。

用分子法浓缩铀的方法中最主要的是SILEX法，它采用六氟化铀进行分离，现作为“全球激光浓缩项目（GLE）”为人所知。2006年通用能源开始了与澳大利亚Silex公司就第三代SILEX法的合作。这项合作让通用公司（现在是日立和通用）可以在美国建设一个工程级规模的试验回路，以及之后的试验工厂或者可能的级联装置。它将在2012年开始运行，并扩展为一个完整的商用工厂。除了2000万美元的前期投入和后续的付款外，协议还将产生7-12%的专利费用，具体数字取决于商用技术的成本可以降到多低。2008年间，Cameco公司耗费1.24亿美元购买了24%的份额，也加入了GLE项目，而通用和日立的份额则是51%和25%（此前在1996年USEC已经获得了评估和开发SILEX分离铀技术的权利，但在2003年离开了该项目）。

通用公司称SILEX（他们称之为GLE）技术是“改变游戏规则的技术”，并且有“极高的可能”成功。通用公司和日立公司正在完成测试回路的项目，初始阶段它的性能成功符合标准，商业设施的工程设计也已经开始。位于全球核燃料（GNF）在加州北部Wilmington燃料元件设施的GLE测试回路现由大东方控股运营——GNF是通用、东芝和日立的合作伙伴。

2007年10月美国两家最大的核公司：Exelon公司和Entergy公司，在全球激光浓缩公司（GLE）的铀浓缩服务的意向协议上签了字。如果需要发展商业级别的GLE工厂，两家公司将会为GLE提供支持。2010年8月，TVA同意若项目获利，它将向GLE购买4亿美元的浓缩服务。

2009年中，大东方控股提交了该GLE工厂的最后一部分许可申请，预计需要NRC用30个月的时间进行处理。2012年2月末NRC公布了这个项目的环境友好审查。其安全评估发现，这个项目在特殊核材料和涉密事物、材料控制、会计上的实物保护，为设施运营的安全保障提供了充分的基础。NRC的原子能安全和许可局在7月审查项目后，于2012年9月颁发了公司建设和运营达600万SWU每年产量工厂的完全许可。至于是否继续在Wilmington建设完全的浓缩设施，这方面的商业考虑GLE现在也将做出积极的决定。2014年起，这个项目可以将铀235的丰度提升至8%，并投入运营，它的年产值也将在2020年上升到600万分离功单位（SWU）。

Silex公司也正在悉尼附近开发该技术在分离硅和锆的稳定同位素方面的应用。
CRISLA是另一种分子激光同位素分离方法，正处于发展的早期阶段。该方法中，气体受特定波长激光照射，使得只有铀235被激发。整个气体处于足以使未电离气体凝结或在寒冷的表面冷凝的低温，但气体中受激发的分子不会像未激发分子一样发生冷凝。故而，气体在冷壁发生冷凝，而从系统中排出的气体则会富集受激发的铀235同位素。作为发展该技术的公司，Neutrek的目标是在美国建立该技术的试验工厂。

铀浓缩——离心法介绍

铀浓缩

早在20世纪40年代，离心法就已通过了理论的论证。但由于当时对简易的扩散法的偏爱，这一方法被搁置了。到了60年代，离心法才作为第二代浓缩技术得到发展并投产。在生产规模较小的条件下（比如每年小于200万分离功单位，即SWU），离心法颇为经济，使得大型浓缩工厂的阶段性发展成为可能。而且，用离心法每得到一个SWU只需50到60千瓦时的电能，因而它的能量利用率也要比扩散法高很多。

离心法现已在俄罗斯和欧洲得到商业应用，其中俄罗斯分布在Seversk和Zelenogorsk、Angarsk、Novouralsk的四座离心工厂可占到全球产能的40%。2012年俄罗斯正在调试可达30年使用寿命的八代离心机。第六代和第七代离心机的最后一批是在2005年安装的，而且2004起第八代离心机的设备已经开始供应，以替代服役寿命只有15年的第五代机型。

欧洲的商用离心法则由Urenco推动，它是一个由英国、德国和荷兰政府组成的工业组织。Urenco运行着位于英国、荷兰和德国的离心工厂，并有一座正在美国进行建造。

在日本，则是由JNC和JNFL两个公司经营小型的离心工厂。按计划，JNFL在六所村的产能是150万SWU每年。中国则有两座从俄罗斯进口的离心工厂。其中位于兰州的工厂产能为50万SWU每年，位于汉中的工厂从2011开始以100万SWU每年的产能运行。另外，巴西有一座小的离心工厂正在向20万SWU每年的产能开发。巴基斯坦也已经开发出离心法浓缩技术，并可能正将其卖给朝鲜。伊朗已拥有着先进的离心机技术并已投入运营，估计有9000SWU每年的产能。

为取代较老的扩散工厂，拥有Urenco第六代离心技术的工厂正在法国和美国建造。这不只是因为离心法更加经济。如前所述，运转一个离心工厂只需每SWU50千瓦时的电能（2001到2002年，Urenco在英国Capenhurst的整个工厂包括基础设施和基本建设在内，全年仅消耗了每SWU62.3千瓦时的电能）。

阿海珐公司耗资30亿欧元新建的法国离心工厂Georges Besse二代在2011年4月开始了商业运营，并将在2016年达到750万SWU每年的全额产能。2013年10月，这座工厂已经上线了460万SWU每年的产能。

在美国新墨西哥州，Urenco耗资15亿美元新建了国家铀浓缩设施，并于2010年6月投产。预计在2013年，该厂将初步达到全额产能，即300万SWU每年。计划在2015年，产能要达到570万SWU，满足全美10%的电量需求。

随后，阿海珐公司正在计划于美国的Idaho Falls修建Eagle Rock离心工厂，耗资20亿美元，产能330万SWU每年。它会在2015年开始商业建设，2018年开始生产产品。2009年更提出申请要将设计产能翻倍至660万SWU每年。

 

Urenco

Urenco下属离心工厂内的一批离心机

在美国俄亥俄州的Piketon，USEC正在建设美国离心工厂。由于上世纪80年代时，作为一项重要研发项目的成果，美国能源部在Portsmouth运营了一个试验厂，故在Portsmouth也有相同的建设。USEC设想在2012开始工厂的运转，估计将耗费35亿美元。工厂的初始年产能被设计为380万SWU，但申请许可的产能达到了700万SWU，以便于之后的扩展。工厂力求获得生产10%富集度产品的授权，因为大部分浓缩工厂顶多生产铀235富集度达5%的产品，严重制约了反应堆燃料燃耗的增加。一个用于示范的级联装置在2007年的9月开始运行，它由20台样机组成。之后的2010年3月，一个先进的商业离心级联装置也已开始运行。这两个装置体积巨大，有13米高，每个都有350SWU每年的产能。然而，整个项目尚需进一步的融资，在2009年7月基本中止。从2007年5月起到2010年12月项目耗资共计达19.5亿美元，当时预计还需耗费28亿美元。2010年3月，美国能源部拨款4500万美元，以供USEC的持续发展。

类似扩散法，离心法使用六氟化铀作供料，也利用了铀235和铀238原子量的微小差别。供料气体被送入一系列的真空管道中，每个管道含有3至5米高直径20厘米的转子。不同技术使用的转子尺寸有所差异，USEC的美国离心机可高达12m，直径40到50厘米。俄罗斯的离心机则不到1米高。中国的离心机比俄罗斯的要大，但没有Urenco的离心机长。当转子迅速旋转达50000到70000转每分钟时，含有铀238的分子更重，在圆柱体外边缘处的浓度增加，含有铀235的分子在轴心位置的浓度也相应地增加了。再通过热量的不同分布，使气体产生逆向流动，沿轴向排出富集的产物。一端排出分子较重的产物，另一端排出分子较轻的产物。

富集的产物又再次成为下一系列的供料，而贫化的六氟化铀则返回到上一系列。最终，浓缩铀和贫化铀在经过必需的检测后，从整个级联装置中取出来。

为了使两种同位素更加有效地得到分离，离心机的转速极高。其外壁转速可达400到500米每秒，从而产生百万倍于重力加速度的离心力。

虽然单个离心机的体积容量比单级扩散装置的要小很多，但它分离同位素的能力则要强多了。离心机每级通常由大量并行连接的离心机组成。之后，它们像扩散装置那样形成级联。但是，相比扩散法1000乃至更多的级数，离心机可以少到10到20即可满足需求。