• 原子核的裂变是产生核能的主要方式。
• 核反应堆中原子核的裂变停止之后，新产生的裂变产物和超铀元素仍会继续发生放射性衰变。

中子

中子是反应堆中最为重要的物质，因为它是反应堆中的各种物理过程的源头。当中子与一个类似于U-235（铀235）那样的重原子核相遇时，这个中子就有可能被重核俘获，伴随而来的就是有可能发生核的裂变。当中子被原子核俘获时，这两个粒子会形成一个新的复合核。U-238 + n ==> U-239就是其中一个简单的例子，这个反应式代表了U-239的形成过程。一般而言，这个新产生的复合核是不稳定的。它会自发衰变为另外一种核素。在上述提到的过程中，U-239就会通过释放β粒子的方式，转变为Np-239（镎239）。但是在某些特定情况下，新的复合核产生后，就会马上引发核的裂变。总而言之，无论是否发生核裂变，重核俘获中子总会产生新的复合核。至于裂变是否发生，这取决于入射中子的速度和重原子核的种类等多方面的因素。

核裂变

任何重原子核俘获中子以后都有可能引发裂变反应。然而，低能中子（即热中子）只有与一些特定的铀和钚的同位素作用才能引发裂变。有趣的是，这些符合要求的铀，钚同位素的原子核都包含奇数个中子（例如U-233，U-235和Pu-239）。此外，对于某些包含奇数个中子的超铀元素，热中子也能与之作用，引发裂变。那么，对于那些包含偶数个中子的原子核，是否就没有发生核裂变的可能了呢？事实上，只要入射中子的能量高于1兆电子伏（MeV），这些原子核仍然有可能发生裂变。（反应堆中新产生的中子就有如此高的能量，其速度可达到光速的7%！然而，大多数中子经历慢化以后，能量要减少许多，其速度大概只相当于音速的8倍。）

在中子物理中，科学家定义了一个物理量来表征核裂变和其它由中子引发的核反应的概率，即核反应的反应“截面”。想象一下，如果把原子核看作“靶子”的话，中子与原子核作用后要想发生核反应，中子必须入射到原子核的特定区域上。显然，这个“靶区域”的面积大小直接决定核裂变发生的难易程度。这也就是“截面”这个物理量的由来。由下图可知，U-235和Pu-239（钚239）这两种核素的裂变截面的大小的变化情况。在中子速度为20,000 km/s 到2 km/s这个范围内，裂变截面会随着中子速度的减小而迅速增大（即引发核裂变的概率将激增）。对于像U-235这样的包含奇数个中子的原子核，当入射中子为热中子时， 裂变截面将会变得非常大！

反应堆中新产生的中子在经历慢化（减速）后，会与周围环境达到热平衡，最终成为热中子。（这是由于中子与其周围的原子一样，会通过无规则的热运动来传递能量。其结果是使中子和周围原子的动能趋于一致）。在热反应堆中，使中子减速的物质被称作“慢化剂”，水就是一种常见的慢化剂。慢化后的热中子轰击U-235核，引发裂变并释放能量。这种利用普通的水作为慢化剂的反应堆叫做“轻水反应堆”。（补充一下，最常见的两种轻水反应堆包括“压水堆”和“沸水堆”）。另外几种易裂变核素（热中子引发的裂变）包括U-233, Pu-239 和 Pu-241。这几种核素分别可由Th-232 , U-238 和 Pu-240为原料，在反应堆中依靠人工方式制成。这其中，U-235是唯一一种天然存在的易裂变放射性核素。（虽然在天然铀的各种同位素中，U-235的丰度只有区区0.7%）。

核裂变的过程

我们用热堆中的U-235为例加以说明，当中子被铀核俘获后，新产生的复合核吸收了中子的能量。复合核本身是不稳定的，它很有可能分裂为两个质量相近的裂变碎片。这些裂变碎片对应的元素都可以在元素周期表的中间位置找到，但分裂产生的两个裂变碎片却存在上百种可能的具体情况。事实上，在复合核分裂时，除了这些裂变碎片以外，还会产生一定数量的中子。（一般是2到3个，平均为2.5个左右）。这也是链式核裂变反应能够延续的原因。反应堆中要发生链式核反应需要“中子源”。我们会在反应堆内插入混合有铍和钋，镭或其它α放射体的燃料组件。当这些α放射体衰变产生的α粒子轰击铍原子核时，铍核会释放出一个中子，而它本身则会转变为碳12。

实际上，复合核的分裂除了产生裂变碎片以外，还会释放大量的能量。其中，85%的能量是裂变碎片的初始动能。这些碎片在堆内移动很微小的距离之后，它们的动能就基本转化为了反应堆的热能了。还有一部分能量来自于裂变过程中释放的γ射线以及裂变中子的动能。这些裂变中子，很大一部分是在裂变的瞬间产生的（约10^-14s）。我们称之为“瞬发中子”，还有极小比例的中子（对于U-235，比例为0.7%；对于Pu-239，比例为0.2%）是某些裂变碎片在衰变过程中发射出来的。我们把这些中子称之为“缓发中子”。在衰变过程中能产生这些中子的裂变碎片，通常叫作“缓发中子先驱核”。而缓发中子先驱核的半衰期最长可达到56秒！

本文摘自

http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Introduction/Physics-of-Nuclear-Energy/

• 核反应堆既可以采用热中子来引发核裂变，又可以利用未被慢化的快中子来产生增殖燃料。
• 当反应堆使用轻水作为慢化剂时，相应的核燃料就必须采用富集程度较高的浓缩铀。

缓发中子与裂变产物

缓发中子的释放对反应堆控制和保证反应堆处于临界条件有着非常重要的影响。在临界条件下，链式反应堆系统是精确平衡的。这体现在反应堆中消失的中子和新产生的中子的数量保持一致。即考虑到裂变产生的中子，被U-238，慢化剂和其他材料吸收的中子以及泄漏到堆芯以外的中子后，堆内中子总数保持恒定。在这种条件下，反应堆系统的发热功率当然也是恒定的。如果要提升或降低功率的话，我们就要利用控制系统来打破这一平衡。堆内中子的数量也会随之增加或减少。为了使反应堆达到理想的功率水平，控制系统就必须保有一定的控制余量。

堆内中子数和裂变反应产生的裂变产物种类都要受到统计规律的支配。单个原子核何时发生裂变是无法事先预测的。然而，守恒规律的实现需要堆内中子总数和总能量保持恒定。U-235裂变产生的裂变产物的质量分布在95到135之间。主要核素包括Ba, Kr, Sr, Cs, I（钡，氪，锶，铯，碘）。下面给出了典型的裂变反应过程：

U-235 + n → Ba-144 + Kr-90 + 2n + 大约 200 MeV

U-235 + n → Ba-141 + Kr-92 + 3n + 170 MeV

U-235 + n → Zr-94 + Te-139 + 3n + 197 MeV

在上述的反应方程式中，核子数（质子+中子）是守恒的。举个例子，在第一个式子中，235+1=141+92+3。但反应前后，会损失一部分原子质量，这部分原子质量会以能量的方式被释放出来。钡和氪两种核素随后都会通过β衰变的方式转变为更为稳定的钕和钇。正是由于这种β衰变（有是甚至还会伴随着γ衰变），使得裂变产物具有较强的放射性。这种放射性会随着时间流逝而逐渐减弱。根据结合能公式可以算出，U-235一次裂变大约可以放出200MeV的能量。而Pu-239一次裂变大约释放210MeV的能量。（要知道，化石燃料燃烧时，平均一个碳原子释放的能量仅仅只有4eV！）这些我们可以利用的能量主要包括裂变碎片的动能（占总能量的80%）和中子动能以及γ射线、β射线的能量（总共约30MeV）。

反应堆堆芯产生的热量有大约6%是来自于裂变产物的衰变和U-238俘获中子后形成的超铀元素。而且大部分来自于前者。因而，当反应堆停堆换料时，虽然链式核裂变反应停止了，但是由于裂变产物的核衰变，堆芯仍然会继续产生热量。正是因为这样，在反应堆停堆换料期间，堆芯仍然需要冷却。福岛核事故的公开资料表明，反应堆停堆后的一个小时里，发生了失水事故。在这期间，堆芯产生的衰变热，相当于其满功率运行时产生热量的1.5%。即使当事故发生一年之后，堆芯衰变热的热功率仍然高达10千瓦/吨。

中子俘获：超铀元素&活化产物

中子也有可能被不易裂变的原子核俘获。新生成的复合核会以发出γ射线的形式退激，同时会释放出能量。此时，新核还有可能会释放出α粒子和β粒子来使自己变得更加稳定。例如，当中子被不易裂变的铀同位素（U-238）俘获时，就会形成所谓的“超铀元素”。即位于元素周期表中铀元素之后的其他锕系元素。由于在普通的热堆中，U-238在燃料中占到的比例很大，因此U-238通过中子俘获生成U-239这一反应过程极为重要。新生成的Np-239很快通过β衰变的方式转变为较为稳定的Pu-239。一些Pu-239还有可能再俘获中子，变为不太稳定的Pu-240。一些Pu-240还有可能再发生中子俘获，从而转变为Pu-241。Pu-241再经历β衰变转化为Am-241（火灾烟雾报警器的核心成分）。上文已经提到，Pu-241的的裂变方式与U-235类似。都是通过热中子引发裂变。因而，它也是反应堆另一种主要的能源供应者。据统计，燃料棒在一般的反应堆中放置3年后，就会有2/3的Pu-239发生裂变，这些裂变产生的能量相当于输出总能量的1/3。而Pu-239的裂变产物的质量则分布在100到135原子质量单位之间。

反应堆中生成的主要超铀元素的成分包括钚，锔，镎和镅。这些带有α放射性的核素与铀的同位素一样，具有很长的半衰期。除了超铀元素以外，反应堆中接受中子照射的结构材料（尤其是接触到中子的金属材料）还会产生所谓的“活化产物”。这些活化产物种类十分丰富，包括氚（H-3），碳14，钴60，铁55和镍63。后面这四种放射性元素会对反应堆的拆除和材料的回收利用造成麻烦。

1吨已用燃料产生的高放废物的放射性

来源：国际原子能机构1992-放射性废物调查

本文摘自

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铀是核工业中的最重要的元素之一，要了解核工业，我们首选需要了解有关铀的相关知识。铀是一种非常重的金属，它具有富集的能量，而且在自然界中来源丰富。铀存在于大量岩石中，其含量为百万分之二到四。它如同地壳中的锡、钨和钼一样常见。铀也存在于海水中，可以从海洋中经过提取还原得到。

1789年，德国化学家克拉普罗特从沥青铀矿中分离出铀。它是以八年前发现的天王星命名。

铀是66亿年前由超新星形成，它在太阳系并不常见。铀的缓慢放射性衰变是地球内部热量的主要来源，这些热量使地球产生了对流和大陆飘移。

铀具有密度大的特点，因此它也被用作游艇的龙骨，飞机操作面板的配重，以及辐射屏蔽层。铀的熔点为1132°C，化学符号U。

铀原子

根据原子核质量增加的规则排序，铀是自然界中能找到的最重的元素之一（氢最轻）。铀的密度是水的18.7倍。

与其他元素相似，铀有几种不同的存在形式，这些不同的形式被称为同位素。同位素之间的区别在于它们原子核中不带电的粒子（中子）数量的不同。地壳中天然铀主要有两种同位素：铀238（U-238）含量为93.0%，铀235（U-235）含量大约为0.7%。

其中U-235非常的重要，因为它在一定条件下很容易被分裂，同时释放出大量能量。该过程叫做“裂变”，我们通常用“核裂变”来表述。

同时，与其他所有放射性同位素相同，铀的同位素也会衰变。其中U-238的衰变十分缓慢，它的半衰期大约与地球的年龄相同（45亿年）。这就意味着它几乎没有放射性，而不像其他许多存在于岩石和沙中的同位素。然U-238衰变产热为0.1瓦/吨，足以温暖地核。U-235衰变稍微快一些。

铀原子的能量

U-235原子核由92个质子和143个中子组成（92+143=235）。当U-235原子核捕获一个运动的中子时，它会分裂成两部分（也就是裂变），同时以热能的形式放出能量，并且该过程中会产生两个或三个额外的中子。如果这些中子能引起其他U-235原子核的分裂，并进一部释放出中子，就可以实现裂变的链式反应。当这个过程一遍又一遍的发生，经过数次后，就能从少量的铀中获得大量的热。反应堆中进行的就是这一过程，我们可以将该过程理解为铀的“燃烧”。该过程释放出的热量用来产生蒸气，进一步用于发电。

反应堆内部

在反应堆中，铀燃料以一种特定的方式装配就能实现可控的裂变链式反应。U-235裂变释放的热量用来产生水蒸气，从而驱动涡轮和发电机进行发电。因此，核电站和火电站有许多共同点：它们都需要通过热量来产生水蒸气驱动涡轮机以及发电机。然而，核电站中铀的裂变代替了火电站煤或天然气的燃烧。

反应堆堆芯中的链式反应由控制棒进行控制，控制棒能够吸收中子。通过控制棒的插入或撤回可以让反应堆在所需的功率下运行。

燃料周围包裹着称为慢化剂的物质，它们用来降低反应发射出中子的速度，从而使链式反应继续进行，因为中子速度过快铀核不能捕获到它们。水，石墨和重水等在不同类型的反应堆中充当慢化剂。

由于选用的燃料的特点（例如U-235的丰度低），即使反应堆中发生大的故障导致燃料过热和熔化，都不会像原子弹一样爆炸。

一个典型的1000兆瓦的反应堆足够给一座多达100万人口的现代化城市供电。

铀和钚

U-235是一种易裂变物质，而U-238这是一种可增殖物质。也就是说当U-238捕获一个在堆芯中运动的中子，可以间接转变为可裂变的钚239。Pu-239的性质和U-235非常相似，当它被中子击中时会裂变并且放出大量的能量。

因为反应堆堆芯中具有大量的U-238，所以这些反应经常发生，事实上大约有三分之一的能量来自于Pu-239的“燃烧”。

但是有时候Pu-239捕获到中子后不发生分裂，而是变成了Pu-240。因为Pu-239要么逐步“燃烧”，要么变成Pu-240，所以燃料在反应堆中停留时间越长，其中的Pu-240就越多。（它的意义在于当乏燃料在三年左右的时候移除时，其中含有的钚不适合作武器，但是可以作为燃料进行循环。）

从铀矿到反应堆燃料

根据铀矿的深度，可以采用地下开采和露天开采两种方式对其进行开采。将经过开采后的矿石粉碎，然后通过酸对其中的铀进行溶解，这是一种获得铀的方法。也可以通过地浸法（ISL）开采铀矿，该方法通过对多孔的地下矿体进行地下溶解，然后通过泵将它们抽到地面。

铀矿的开采加工，或者ISL方法得到的最终产品为八氧化三铀。这种状态的铀用于销售。在用于反应堆发电之前，还需经过一系列的处理，生产成为可用的燃料。对于世界上大多数的反应堆来说，下一步是把八氧化三铀转化为气态的六氟化铀，以便用于铀的浓缩。浓缩过程将U-235的丰度由天然丰度0.7%增加到4-5%。这样做有利反应堆的技术效率提高以及操作，特别是对于大的反应堆更有必要，这些反应堆可以使用普通的水作为慢化剂。

经过浓缩后，再将六氟化铀转化为二氧化铀，用来制作燃料芯块，将这些芯块装进薄的金属管中，然后把这些金属管组装成束，做成堆芯的燃料元件或组件。对于那些采用天然铀作为燃料的反应堆（这些反应堆需要石墨或重水作为慢化剂），只需要将八氧化三铀纯化后转化成二氧化铀即可。当铀燃料在反应堆中经过三年左右的时间，就会将使用过的燃料撤出，一部分可以进行燃料循环，一部分则需要埋在地下进行处理。

摘自http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Introduction/What-is-Uranium–How-Does-it-Work-/

目前世界铀矿的产品满足了大约85%电站的需求。铀矿的初级产品通过其他的次级材料进行增补，主要是以前的军事材料和其他存货。大约2005年开始，世界上铀矿的产品大大增加。

所有的矿物商品市场往往具有周期性，例如，一年中矿的价格会增加和大幅下降，由于采矿技术的进步，这些波动长期叠加，真实的价格也会趋于下降。然而在铀市场，二十世纪七十年代末期铀的价格很高，但是在二十世纪八十年代和九十年代，持续跌价，除了耗费最低的采矿业外产品的现货价格比生产成本低。1996年，产品价格短暂回升到了铀矿业能够盈利，但是很快再次下降，直到2003年末，才开始大幅回升。

但是“现货价格”的估计只是根据每天的边际交易，这些交易多年来不足市场交易份额的20%。大多是生产方与企业的直接交易，他们有长达3-15年的合同。这些合约中相关的产品价格玩玩与交货的时间有关。然而，由于生产速度的上升远远超过了需求，长期合同的签订逐渐减少。

铀矿价格的波动与产品的需求以及对铀矿匮乏的认识有关。产品的价格不可能一直低于其成本，也不可能一直处于很高的水平，因为这样会有新的生产商加入。

注意：根据长期合同，欧洲原子能联盟铀的长期价格是铀送达欧盟那一年铀的平均价格，而不是签署长期合同那一年的价格。

大约有435座反应堆拥有超过370GWe的功率，它们每年需要7.8万吨的二氧化铀，这些二氧化铀需要从6.6万吨铀精矿（或者等量的储备或二次利用的资源）获得。这些需求包括了即将上线的反应堆的初始堆芯。电站容量在缓慢增加，同时，反应堆在更高的容量因数和功率下更高效的运行。然而，这些增加燃料需求的因数被效率的提高抵消了一部分，因此，从1970年起的20多年来，铀的需求一直被抑制着，在欧洲由于技术的进步，每千瓦时电能铀的消耗减少了25%。

每增加十亿瓦的容量需要150吨铀/年的额外铀矿生产，以及大约300-450吨铀作为首次燃料负荷。燃耗用兆瓦天/吨铀进行衡量，许多电站增加他们所需燃料的丰度（例如，U-235从3.3%增加到5.0%），然后更加充分的使用燃料，直到U-235含量只有0.5%。

来源：铀研究所 1992

来自于瑞典Oskarsamn 3反应堆的图表显示随着燃耗由35,000到55,000 MW/t的增加，每输出单位电能，需要的铀为一个常量，而且提高浓缩水平的能源使用稍有增加。但是，由于丰度和燃耗的增加，反应堆中的燃料元件数量显著下降。

在美国，企业追求更高的丰度和燃耗，但是又要减少浓缩产生的贫料，由于铀价格的上涨，导致了天然铀需求量的显著下降。然而，浓缩铀的需求量增加，这样在浓缩过程能量的投入和核能的产出之间就存在一个权衡问题。

由于核电的成本结构，即较高的资本，低的燃料成本，铀的需求比其他矿产品更加能够预测。一旦反应堆建成，保持高负荷运转是非常划算的而且，通过减少化石燃料的使用可以引导企业做出相应调整。因此，对铀的需求预测取决于电站容量的安装和操控能量，而与经济的波动无关。

展望未来十年，铀的市场有望大幅增加。2011年WNA的全球核燃料市场报告表明，到2013年铀的需求量要增加48%。此后，铀的需求增长取决于新核电站的建造和旧核电站的退役速率。报告表明2020年到2030年十年间，铀的需求将增加23.6%。核电站生命周期的扩展许可和旧的反应堆继续运行的经济效益，是中期铀市场的关键因素。预计到2030年电能需求是2004年的两倍，而世界正关注于碳排放量的减少，核能的发展有很大的空间。

2012年铀矿提供了68800吨八氧化三铀，其中含有58344吨铀，大约是电站年需求量的86%。铀的供需平衡通过储备的铀来实现，在近些年来，低价格民间储备铀的使用再次建立，大约将由1990到2005年耗尽。在2013年末，估计有超过90000吨铀在欧洲、美国，东亚有少部分，大部分在中国。

意识到铀矿的匮乏，使得铀的现货价格在2007年超过了100美元每磅八氧化三铀，但是直到2014年四月，已经跌回34-54美元有两年时间了。大多数铀的供应处于长期合约，新的合约中铀的价格反映，过去铀的价格至少以10美元/磅增加。

需要注意，电站将以当前的价格进行支付，反应堆中只有三分之一的燃料需要提前供应。这一个差别主要是浓缩、燃料制造、铀转换元素的成本构成。

上图显示了2010年铀矿生产成本，表明当年从铀矿获得铀的产量为53400吨铀/年。由于铀的需求量增加，成本曲线可能会在2012年急剧上升。铀需求量的增长主要在俄罗斯和中国，值得注意的是这些大力发展核工业的国家（以及有潜力的印度）已经寻求国外铀矿的股份，在某种程度上绕过了市场。在世界铀的价格普遍低的时期，即使成本不是最低，铀的战略投资也处于优先地位。俄罗斯的ARMZ已经买了加拿大的Uranium One，它在2013年产量超过了5000吨铀。中国的中广核收买了纳米比亚的大型Husab项目，该项目有5770吨铀/年的生产潜力（一部分卖给了国际市场）。中国的中核集团买了纳米比亚的兰格海因瑞驰25%的股份，有超过500吨铀/年的参量。此外，中核有37.5%尼日尔的SOMINA合资，将来有1800吨铀/年的资产，以及高达49%哈萨克斯坦的Zhalpak JV合资，得到另外的500吨铀/年的产量。

除了现有和可能的铀矿，核燃料二次资源主要包括：

回收乏燃料中的铀和钚，作为MOX燃料

重新浓缩贫料

以前的军用铀

民间储备

前军用钚，制作MOX燃料

商业后处理站在法国和英国正在运行，另一个将在日本启动。产品来自于燃料的循环，将被做成新的MOX燃料元件。每年使用大约200吨MOX燃料，相当于2000吨八氧化三铀。

军用的铀比民用燃料循环中的铀丰度高。武器级的大约含97%的U-235，可以用贫化铀以25：1进行稀释（或者与富贫铀以30：1稀释）到4%，适合于核电站的使用。从1999年到2013年，每年大约有30吨这种铀被稀释，代替了矿产八氧化三铀约9270吨。

下图从历史的角度，给出了早期产品怎样进入军事库存，之后从20世纪80年代初，进入民用库存。这些库存弥补了20世纪80年代中期以来铀矿供应的短缺。这些短缺随着次级材料的供应水平的提高而减小。

美国和俄罗斯已经同意在2014年之前处理掉34吨军用钚。其中大部分可能被用作MOX燃料，制造大约1500吨MOX燃料，将逐步在民用反应堆中使用。

下图将显示未来几十年铀的各种来源供应与需求的关系：

来源：WNA全球燃料市场报告

国际原子能机构《世界能源展望》

铀在地壳中的浓缩，能量从何而来？

来自于地球中的对流过程。外层地核和地幔中发生的对流（物质受热之后，携带热量所发生的移动），主导着地球上的许多内源性过程。地核中发生的对流可能是由地核逐渐凝固所释放出的热量（结晶潜热）所驱动的，这种对流还产生了能够自持的地球发电机，从而产生了地球的磁场。在地核和地幔的边界，热量的传送过程被相信具有能够触发热而轻的上升物质流的能力。这些热而轻的岩浆像羽毛一样向上浮起，在本质上没有得到或失去热量的条件下，在地球表面的一些“热点”喷出地面，最终经过减压熔融过程，形成了夏威夷、留尼旺、萨摩亚等岛屿。

然而，在地幔中驱动对流的最主要的能源是铀、钍、钾的衰变能。在今天，铀-238衰变所产生的能量占最大的比例，大约每千克铀能释放一万分之一瓦的热能。而在地球刚刚形成的时候，铀-235和钾-40是两种最重要的衰变热源。

看待板块构造的最简单的思路是将其看作地幔释放热量的过程，此过程导致了海洋岩石圈的产生与消失。与此相对，地幔中的上升流和所谓的热点是地核释放能量的方式。

从目前地球上总的热量损耗的角度来看，板块活动占74%，热点占大约9%，陆地地壳中由放射性衰变直接造成的热量损耗占大约17%。地球本身具有很好的隔热性能，因而现在地球表面的热量损失能够反映过去一段时间内该地点的热量产生情况。

目前，地球释放热量的功率是300到440亿千瓦，多数来自于衰变放热（测量反中微子给出的结论是大约240亿千瓦是衰变热）。鲍勃·怀特教授给出的最新数据是在地幔中释放的衰变热约为170亿千瓦。

大气层、温室效应以及植物所扮演的的角色

除了板块构造所造成的基本的物理、化学区别之外，岩石圈的形成和消失也对地球外层中的许多过程有着决定性的影响。例如我们知道，当海洋岩石圈的形成有所增强的时候（例如一亿年前的白垩纪），大洋中脊耸立得更高，引发了陆地上低海拔地区的大洪水。由盘古超大陆分裂出来的劳亚大陆曾沉降到比冈瓦纳大陆低得多的程度，这也许对应一些深层次的热学或岩石圈成分上的不同。其影响是多方面的，包括：

• 二氧化碳（CO₂）的释放有所增强，海洋和大气中的CO₂含量增加。
• 陆地面积减少导致了大气中二氧化碳被陆地固定的这一部分的减少。
• 持续的富CO₂大气引发了增强的温室效应，带来更温暖的气候。

长期的变化已经在多个大气过程中发生了，其中包括大气组成的变化。大气已经从过去相对还原性的大气变成了如今令人惊讶的氧化性大气。看似古怪的大气生成方程如下：

CO₂ + H₂ = N₂ + O₂

其中，方程左侧是由火山喷发送入大气层的初级物质，而逐渐积累的产物位于方程的右侧。氮气在火山喷发出的气体中含量极少，对于在地表上发生的主要过程都没有重要意义，对有机生命的影响也微不足道，所以仅仅在大气中逐渐积累。而地球与太阳之间的距离以及温室效应的反馈这二者的共同作用使得地球表面的温度能够几乎维持在使水液化的温度范围之内。二氧化碳从水中逸出，而又通过无机或有机的沉积过程而以石灰石的形式被固定到方解石中。

值得注意的是，通过光合作用，氧分子被释放到大气中。在这一过程中绿色植物利用大气中的二氧化碳和水，生产它们所需的碳水化合物：

6CO₂ + 6H₂O = C₆H₁₂O₆ + 6O₂

光合作用最早出现在38亿年以前。有一段时间，释放出来的氧气被地球表面的还原性铁矿石等物质的氧化过程消耗掉了。最终，在大约25亿年以前氧气开始了在大气层中的积累。

除了许多其他的影响以外，外大气层的氧化还原性能的变化导致铀在风化—腐蚀—沉积循环中的输运形式产生了根本变化。在还原性条件下，铀相对难以溶解，以二氧化铀（UO₂）的形式稳定存在；在氧化性条件下，铀变成了易溶的六价铀(U⁶⁺)，从而易于发生转移。因而正是从25亿年前开始，在那些含铀的流体被干燥的地方（可能是由细菌造成的，或者是由石墨质页岩造成的），铀的矿床开始初步形成了。

铀的分布随时间的变化

氧化性大气也导致了海洋中的铀浓度的增高，铀通过循环的热液流体的输送作用得以在海洋地壳中得到富集。海洋岩石圈在其消失的地方俯冲深入地幔，并重新与地幔均质化，将铀从地球外层重新带到地球内部。这种效应的增强对于当前地球上铀的分布有着重要的影响，有可能导致地幔中一些令人感兴趣的同位素性质不一致的现象。例如，铅-208是钍-232的稳定衰变产物，是一种不断增加的核素。大洋中脊的玄武岩中铅-208与铅-206的比例能告诉我们，地幔中钍和铀的比例约为4：1，这是过去某一时代的数值，但如果直接测量钍铀比，数值约为4：2。这也许正是因为自从25亿年前起，铀通过上述方式重新回到地幔，使得上地幔中铀的含量增加了。

另一个影响则是铀相对于铅而言的重新进入地幔的选择性，如前所述，铀可以重新进入地幔，而多数的铅在俯冲区就剥离了，立即回到了地壳。我们知道，总的说来，大部分玄武岩是由铀比铅的比例较高的地幔形成的，与只有铀衰变的封闭系统相比，铀的含量的偏高意味着这些地幔的年龄比地球其他部分明显更“年轻”。这种特征有时候被地球化学家称为“铅悖论”，通过前面的分析，我们知道它部分涉及到产生了生命的氧化性大气对地球内部的反馈影响。

铀在地壳中的浓缩

迄今为止我们确信，对地球结构的以下组成部分中的铀含量，已经进行了充分的分析，其中包括：构成陆地地壳、海洋地壳的岩石，从山脉断层中暴露的上地慢岩石，以及玄武岩和金伯利岩中的捕虏岩。但对于下地慢和地核中的铀含量我们还不是那么确定。

在陨石中，铀的含量大约是每吨陨石含有0.008克铀，而在原始地慢（百度百科解释：原始地幔是一种假设的物质，它代表的是地球形成初期已核幔分离但尚未分离出地壳时的地幔成分，可以说包括现代地壳和现代地幔）中，铀的含量大约是每吨含有0.021克铀。由于铀具有这样一种特性，即更容易与地壳岩石共存，而难以与富含铁的岩石共存，所以在地核中凝聚形成的不含铀的铁镍合金将导致组成原始地球的岩石中铀的含量与陨石中的铀含量相比大大增多。这就像一杯盐水，一部分结冰以后，由于盐在冰和水中的溶解度不同，导致冰里的盐减少，水中的盐增多。

经历了以上的地壳—地幔分配过程以后，现在，测量海底暴露的“贫铀”地幔所得到的铀浓度为每吨含有0.004克铀；与此对应的是，测量陆地地壳岩石中的铀浓度，发现浓缩达到每吨含有1.4克铀。这与原始地幔相比，浓缩了70倍。也就是说，现在的“贫铀”地幔中丢失的铀，绝大多数藏在陆地地壳中。

根据当前的研究结果，铀从地幔转移到地壳的过程，大致是一个复杂的多步骤过程。不过我们知道，对于过去至少20亿年，发生了以下几个过程：

（1）大洋中脊溢出的地幔形成海洋地壳和岩石圈。

（2）海洋岩石圈横向迁移，从大洋中脊（地壳产生的地方）向海沟（地壳消失的地方，也叫做俯冲带）移动。

（3）在俯冲带，产生岩浆和俯冲带地幔楔。

（4）这些岩浆又在岛弧区域（例如环太平洋火山带）以火山喷发或岩浆喷涌的形式重新上升至地表。

（5）这些岛弧岩浆（岩石的前身）凝固、形成花岗岩、形态变化，最终形成地壳。

在这个地壳形成的循环中，不管是橄榄岩还是花岗岩，钾和铀的比例都保持在大约10000：1，这表明了铀的“亲岩石”特性。对于我们弄明白并追踪铀在地球上的分布情况而言，铅同位素的富集度是很重要的参量。表1指出，地幔中的铅含量较少，铀与铅的比值较大，与陨石中的情况形成了对比。这可以由铅具有“亲铁”的特性来解释，在陆地沉积、地核分离的过程中，地幔失去了铅。由此导致的结果是，在地壳和地幔中铅同位素Pb-207与Pb-204的比例以及Pb-206与Pb-204的比例都比在陨石和地核中的高。其中，Pb-207是²³⁵U的衰变产物，Pb-206是²³⁸U的衰变产物，Pb-204不是铀的衰变产物。

表1

ppm：百万分之一。

在表1中，陆地地壳的数值是整个地壳的平均值。当然，在局部地区铀可能会具有高得多的浓度，例如在某些花岗岩中能够达到50 ppm，甚至在某些地方（例如奥克洛矿区），铀的浓度如此之高，以至于形成了天然核反应堆。

地壳上的天然核反应堆

位于西非的加蓬共和国的奥克洛矿区富含铀的矿床中，大约从20亿年前开始，至少有17个天然核反应堆就已经开始运行了。每一个天然核反应堆的热功率大约是20千瓦。

在20亿年前，²³⁵U占所有铀的比例大约是3.7%，比现在的0.7%高得多。这些天然的链式反应堆，由于其间有水流过，水发挥了中子慢化剂的作用，便自发地启动了反应，并持续运行了大约两百万年，直到铀枯竭。在这么长的反应过程中，总共有5.4吨裂变产物和1.5吨钚和超铀元素在矿体中产生了。

最初产生的放射性产物早就衰变成了稳定的元素，但通过研究这些放射性产物的总量和地理位置，能够发现放射性废料的位置几乎没有移动，钚和超铀元素也保持不动，没有发生明显的扩散现象或对环境产生影响。这也许是大自然在启示我们：放射性废料的永久地质储存是能够实现的。

探索铀的宇宙起源与地质浓缩，除了科研上的兴趣以外，还将带来一定的实用价值。测定地质或考古物件的年龄，或者在历史学中称为“断代”，是指通过分析某一种元素的同位素的富集度（即所占比例），推断出地质或文物的历史年代。碳-14是我们熟知的例子：由于碳-14在地球上的比例是比较稳定的，所以在还活着的生物体内，碳-14比例与地球整体比例一致；而当生物死后，碳-14含量随时间减少，每5730年减少1/2，所以通过计算减少的程度，即可推算出生物死亡的时间，也就是某一件物件的历史年龄。

铀是一种具有放射性的元素，如果没有外界的补充，铀的总量也将逐渐减少，所以同样可以用于年龄测定。自从克拉普罗特（Martin Heinrich Klaproth）1789年发现了地球上天然存在的最重的元素——铀以来，一百年内人们没有发现铀具有什么特殊的用途，所以对铀缺少研究。直到贝克勒耳（Antoine Henri Becquerel）1896年发现铀盐具有放射性，博尔特伍德（Bertram Borden Boltwood）1905年发现铀能够衰变成为铅和氦之后，卢瑟福（Ernest Rutherford）才于1906年提出铀具有测定地质年龄的潜力。

从那时往后，地质学家和地质化学家已经在研究铀的分布、同位素富集度以及通过铀测定物件的历史年龄等领域花费了一百年的心血。在他们面前摆着三个重要的问题：

（1）地球上现存的铀是从哪里来的？

（2）铀与地球的关系：地球上铀的含量相对于其他元素而言是微不足道的，即便如此，铀是否会对整个地球的演化产生影响？反过来，是否有某种永恒的反馈机制在制约着铀的地球化学循环？

（3）我们能否回溯时间，弄清楚铀在外层大气、地壳和地幔中的循环过程？

宇宙中的元素比例

从20世纪30年代起，许多科学家试图通过测量光谱的方法，研究各种元素及其同位素在宇宙中的富集程度。不过事实上，最后发现不同的星体具有不同的元素富集度，所以并不存在普遍的“宇宙富集度”模式。

回到我们所处的太阳系中，围绕着太阳旋转的行星，各自的元素富集度就已经有了显著的区别。以下可以举出三个例子：

其一，类地行星，包括水星、金星、地球、火星，普遍缺乏挥发性元素，例如氢、氦、碳和氖，而主要包含原子量较小且为双数的元素，例如氧、镁、硅、铁；与此相反，类木行星主要由氢、氦等元素构成。

其二，对于测量陨石中的氧同位素比例，结果显示太阳系作为一个整体，就同位素比例而言并不是均匀的。

其三，铀在太阳中，只占氢的百万分之一的百万分之一，而氢占太阳质量的四分之三；但铀在地球的地壳中约占百万分之一以上，在地壳中的比例比在太阳上的比例高得多。

以上提到的种种元素比例的变化都指向一个结论：组成原始太阳系的物质具有许多个来源，从而导致了各种元素及同位素之间的不均匀性。

那么，铀从哪里来呢？

宇宙化学家除了关心宇宙富集度的普遍模式以外，也关注个别星体出现的富集度异常的情况以及背后的原因，并为此建立了许多理论。对于地球上的铀含量相对偏高的情况，目前的理论认为这些铀可能是由一次或多次的超新星爆发所带来的，因为在超新星爆发的过程中可以产生了大量中子，这些中子促使许多元素发生了转变，产生铀以及能够转化为铀的元素。原始太阳系吸收了这些物质。

我们不禁要问，铀的产生是在多久以前发生的呢？为了弄明白这一点，我们需要知道：

（1）当前，铀的两种主要同位素——²³⁵U和²³⁸U在地壳、地幔、地核等部位的富集度。

（2）以上两种同位素的半衰期（寿命）。

（3）地球的寿命。

之后，我们就能够算出²³⁵U和²³⁸U在地球刚刚形成之时的富集度。更进一步，通过研究我们已经知道超新星爆发所产生的²³⁵U和²³⁸U的比例大约是1.65：1，因而我们可以计算出现在太阳系里存在的铀是否仅由一次超新星爆炸产生。如果仅由一次超新星爆发产生的，那么这件事将发生在距今大约65亿年以前。

当然，通过研究我们发现，“一次到位”的设想太过天真。据估计，从60亿年前到2亿年前的多次超新星爆发都贡献了太阳系的铀含量。另外，对陨石中硅和碳等元素的同位素富集度的研究显示，超过十颗超新星的爆发共同构成了原始太阳系物质的成因。所以，在太阳系形成之时²³⁵U和²³⁸U的比例不是所有星系必然具有的值，而反映了许多“祖先”的爆炸碎片对太阳系造成的意外影响。

一种有趣但缺少证据的假说

考虑以上问题时我们需要了解铀在地球各个地层中的含量，但对于深层的地核，人类的了解还是很不充分的。因而，对于对于铀在地球上的分布以及发挥的作用，有一种有趣的假说：在原始地球产生的时候，大部分的铀都沉入了地球中心，形成了一个直径约为8千米的地核。从那时起，这个铀地核就开始了持续不断的裂变反应。人类常用的核燃料——²³⁵U的逐渐减少并没有使得这个巨大的反应堆停止，因为这是一个 “快堆”，它能够使储量比²³⁵U大得多的²³⁸U（对人类而言暂时不能作为核燃料）转变为另一种核燃料——²³⁹Pu，这一原理与目前正在研究的快中子增殖堆相同。这种地质反应堆的理论由于缺少证据，所以没有得到广泛认同。

随着科技的发展，人类可以利用的能源种类越来越多，然而目前可用于大规模发电的能源只有天然气、煤和铀。近一段时间发展迅猛的可再生能源发电量只占全球发电总量的3%，天然气、煤和铀依然具有统治地位。

石油

石油用来做交通运输的便捷燃料是优势明显的，但石油价格过高，不能用于大规模发电，它的一般用途是用于交通运输、石油化工等行业。

天然气

天然气和石油一样，用于大规模发电有些太浪费了。但是在20世纪70年代石油价格波动之后，随着勘测的努力，人们发现了大量储存的天然气，今天这些天然气用于发电，其发电量占全球发电量21%。天然气的优势在于它可以方便廉价的供给国内的工业工户并燃烧提供热量，此外天然气还可以用作化工原料。

煤

世界煤储量丰富，年产量60亿吨，其中大部分用于发电。煤在发电方面地位重要，全球40%的发电量是煤产生的，而铀只产生13.5%。在OECD国家中，这两个比例分别接近37%和23%。

铀

铀矿的含量也相当丰富，如果需要，现有技术可以延长其使用寿命达60倍。世界铀矿产量大约每年6000吨，但是铀需求主要由二次来源满足，如库存，包括拆卸核武器获得。

能量转化：各种燃料的典型热值

应该用哪一种能源

理论上世界煤储量足够人类用来发电100多年。但是在未来会有越来越多的煤不用于发电，而用于生产价值更高的液体燃料。不断增加的采矿和燃烧也带来了环境和一些其他的问题。

铀和其他能源热值的差别是值得注意的（尽管核电站的热效率只有33%）。一个百万千瓦燃煤电站一年消耗320万吨烟煤，而同级别的核电站一年只消耗U-235富集度4%的铀24吨（27吨UO2）。这需要从20000吨普通的铀矿石中提取出200吨天然铀。

废弃物排放

燃料用来发点之后会产生废弃物，燃料用量的不同当然会影响到废弃物量。

一个1000MWe核电站每年消耗27吨核燃料，燃料使用后是高放射性的并且会放出大量的热，经过一定的后处理，97%的燃料都可以再利用。剩下的3%，大约700kg具有很高的放射性，具有潜在的危险性，需要经过很长时间的隔离（尽管数十年之后其危险性就降低了）。然而由于总量少，废弃物处理起来比较容易。即使燃烧后燃料不处理，它的数量也比一个同等规模的燃煤电站少，安全隔离和运输都更容易。

对比来看，一个1000MWe燃煤电站每年要产生700万吨CO₂和20万吨SO₂，这往往是空气污染的主要来源。燃煤还会产生大量的飞灰（一般每年20万吨），这里含有有毒有害物质和一些自然产生的放射性物质。

即使不再考虑别的污染物，这些常规污染物就足以危害环境和人的健康。好比说SO₂会形成酸雨，酸雨的影响面积甚至是跨国界的，它造成了加拿大、斯堪的纳维亚和其他地区的河流、湖泊和森林的严重毁坏。

任何一种发电方式都回产生废弃物并污染环境。核能发电是各种能源发电中独一无二的，它会负责管理和处理所有废弃物并且投入处理废弃物的全部成本。和实际上每年排放100亿吨CO₂的化石燃料电站相比，核电站每年少排放了26亿吨CO₂。

经济性和能源安全

燃煤电站和核电站对于燃料需求量的不同也影响到了二者的经济性。核电站中核燃料的成本比同等级的燃煤电站燃料成本低得多，通常足够抵消建一个核电站的高额成本。因此，尽管要加入管理处理放射性废物和反应堆退役的成本，核电站电价还是比燃煤电站更有竞争力。

由于天然气价格上涨，燃煤电站面临着排放的经济约束，核电更加有吸引力。

此外，很多国家的能源都依赖进口，所以如果能容易经济地储存几年的能源就很重要，核燃料就具备这个优点。

发电——未来的能源结构

很多国家需要回答这些问题：我们将来的电力需求有多大？我们适合什么样的发电方式？那一种组合方式能给我们最大的技术和政治稳定性，最小的环境污染？

到2011年中段，世界有30个国土面积不同、政治派别不同、工业发展程度也不同的国家的能源结构里都有核电并已经在使用核电。核电产占全球发电量的13.5%。全球有440多个正在运行的核电站和60多个正在建造的核电站。比利时、加拿大、中国、法国、德国、匈牙利、印度、日本、韩国、俄罗斯、瑞士、瑞典、乌克兰、英国和美国是一些有重大核能计划的国家。

没有国家希望只依靠一种能源。因此，对于大多数国家来说，问题不在于是用煤还是用核能作为能源主力，而在于如何把越来越多的可再生能源和煤、核能结合起来，并以油气作为后备能源。当前世界气候变化倍受瞩目，核能是各国能源结构里不可或缺的部分。

引用印度物理学家霍米巴巴的一句话作为结束语，“没有哪一种能源比没有能源更昂贵”。

钍也是一种重要的核燃料资源，它在地球上的储量比铀丰富。然而，钍是“可转换核素”而非“易裂变核素”，因此它需要与“易裂变核素”一起才能做反应堆的燃料。做为“可转换核素”的钍在很多种反应堆中都可以转化出“易裂变核素” U-233。钍作为核燃料适用于熔盐堆，这样就可以免去燃料制造的环节。

在过去的许多年里，钍作为一种新能源被许多人看好。然而，如何以经济的方式开发钍的潜在能源价值，依旧是一个悬而未决的挑战，这还需要很多研发性投入。在这方面的研究，中国走在前列，美国也提供了一些支持。

钍资源及其性质

钍是一种在自然条件下存在，带有轻微放射性的金属元素，它是瑞典化学家永斯·雅各布·贝采利乌斯（Jöns Jakob Berzelius）在1828年发现的，并以古代北欧的雷声之神托尔来命名。在大多数的岩石和土壤中都可以发现钍，它的含量大约是铀的3倍。土壤中铀的平均含量大约是百万分之六。

在自然条件下，钍以Th-232的形式存在，Th-232衰变非常的缓慢，其半衰期大约是地球寿命的三倍。自然条件下，钍和铀的衰变链中会产生极少量的Th-228，Th-230和Th-234，但是它们的质量都是可以忽略的。

纯钍是银白色金属，可以在几个月内保持金属光泽。但是，当暴露在空气，钍会与氧气反应，逐渐失去金属光泽变成灰色，并最后变成黑色。若在空气中加热，钍金属会剧烈燃烧，并发出白光。在所有的氧化物中，钍的氧化物（ThO₂）是熔点最高，达3300℃。由于ThO₂的高熔点，它被应用于灯泡组件、灯罩、弧光灯，焊条和耐热陶瓷的制造中。含有钍元素的玻璃不仅有高折射率还有很好的波长色散性能，有它制成的镜片别用于相机和科研设备的制造中。

二氧化钍（ThO₂）有很强的惰性，并不会进一步氧化，不像UO₂。相较于UO₂，ThO₂有更大的热导率，更高的熔点和更低的热膨胀系数。作为反应堆燃料，ThO₂在裂变过程中裂变气体的释放速度会比UO₂作为燃料时慢得多。

最常见的钍资源来自稀有的磷酸盐矿和独居石，其中钍的含量可以高达12%，平均含量为6-7%。独居石常见于火成岩和其他岩石中，不过它在砂矿中含量最高。地球上的独居石估计达1.2千万吨，其中三分之二存储于印度南部和东部的沿海地区的重矿物砂矿床中。钍在其他国家也有可观的储量，具体见下表。从独居石中提取钍一般需要经过以下步骤，首先用氢氧化钠在140℃的条件下溶滤出钍，接着经过一系列复杂的过程沉淀出ThO₂。钍石（ThSiO₄）是另一种常见的钍矿。一个大型钍石和稀土金属矿脉矿床在爱达荷州被发现。

IAEA-NEA联合发表的铀2014：资源、生产和需求（常被称为红皮书）中给出已探明的钍矿总量和估计的钍矿存量为6.2百万吨。有一定把握的已探明和推测得到的开采费用不高于$80/kg Th 的钍资源的储量在下表中给出，列表中信息并未包括一些储量不明的亚洲国家。表中的一些数字来源于假设或者矿砂的代用品的数据（独居石*假设的钍含量），而非像其他矿资源探测一样，直接来自于地质数据。

世界钍资源的估计值

对于钍资源的范围并没有一个国际的或者标准的定义。对于钍并无明确的初探目标，其资源是通过铀和稀土资源进行估计的。数据源自：OECD NEA&IAEA，铀2014：资源，生产和需求（红皮书）

在印度、巴西、越南和马来西亚，独居石的开采量小于10,000吨/年。但是如果没有商业稀土资源开采，目前钍资源的开发经济性并不好。中国钍资源的生产情况并不清楚。如今，2014“红皮书”中所建议的，把从独居石中提取钍当成一个稀土资源开发的副产品似乎是一个最适合的钍资源生产来源。

钍作为核燃料

Th-232自身并不是“易裂变核素”，因此它并不能直接用作热中子堆的燃料。Th-232属于“可转换核素”，在吸收了中子后，可以转变成“易裂变核素” U-233。从这个角度上来讲，Th-232与U-238（吸收中子后转变成“易裂变核素”，Pu-239）。因此，所有钍燃料的概念都要求Th-232先在一个反应堆中接受辐照，已获得转化所必要的中子剂量。得到的U-233可以通过化学方法从钍燃料母体中分离，然后制成新燃料；或者直接保持原有的燃料形式，就地利用，这种处理方法在熔盐堆（MSR）中比较常用。

钍燃料需要“易裂变核素”提供“动力”，这样才可以维持链式反应（过剩中子源的供给）。可以提供“动力”的易裂变核素有U-233，U-235和Pu-239（这些核素并不是易得的）

如果在钍作为燃料的热中子反应堆中，通过反应得到的 多于反应过程消耗的“易裂变核素”，就把这种现象称为“增殖”，即其转换比大于1。对于热中子堆中的钍燃料，要达到增殖很困难但是并非不可能。为实现钍燃料的热增殖，要求堆内有很好的中子经济性（即：通过寄生吸收和逃逸失去的中子比例低）。在低能中子系统中实现易裂变材料增殖是钍燃料堆的一个重要特性，在以铀为燃料的低能中子堆无法实现的。

Another distinct option for using thorium is as a ‘fertile matrix’ for fuels containing plutonium that serves as the fissile driver while being consumed (and even other transuranic elements like americium)

混合钍-钚氧化燃料（Th-Pu MOX）类似于现在的铀-MOX燃料，但是在混合钍-钚氧化燃料中，钍不会转化出新的钚，这是与铀-MOX燃料不同的点，也因此在混合钍-钚氧化燃料中，钚的消耗量很高。在混合钍-钚氧化燃料中，所有锕系元素的产量都比传统的燃料低，且负反馈系数相较于U-Pu MOX大。

在新的钍燃料中，所有的裂变反应、能量和中子都来自“驱动”成分。在反应堆运行过程中，堆内U-233的含量逐渐增加，对反应堆产生能量的贡献也越来越大。燃料U-233产生能量的限值（即钍间接产生能量限值）由燃料设计中的很多个参数决定，包括：预期燃耗、燃料组织形式，中子能谱和中子通量（影响中间产物Pu-233，它能中子吸收）。一个U-233核发生裂变释放出的能量与U-235释放的能量相当，大约200MeV。

在钍燃料系统的设计中，一个很重要的原则是各向异性的燃料组织方式，其中含有大量易裂变核素（即高能量密度）的点火区，与由“可转换核素”钍组成的再生区（能量密度很低或为零）在物理上是隔离的。这样的设计有利于向钍提供中子，以助其转换成“易裂变核素”U-233。事实上，所有热增殖燃料都是设计成各向异性的形式。这个原则可以应用于所有钍基反应系统。

在能量超过1MeV的快中子的轰击下，Th-232是易裂变的。因此，它可用于快中子熔盐堆和其他类型的四代堆中，只要在这些堆中放入铀或者钚燃料以引起裂变反应。然而，Th-232在快中子轰击下的裂变概率仅是U-238的十分之一。因此，在有大量贫铀待处理的条件下，没有理由在快中堆中使用钍作为燃料。

可以钍为燃料的反应堆

在七种以钍为燃料的反应堆中，前五种都在某种程度上进入可操作阶段，而后两种还处于概念堆阶段。

重水堆（PHWRs）：这种类型的堆都可用钍作为燃料，因为它具有如下一些优势：（i）良好的中子经济性，由于堆内中子寄生吸收率很低，也就意味着更多的中子可以被钍吸收，用于产生“易裂变核素”Th-232；（ii）中子的平均能量较高，这有利于Th-232转化成U-233；（iii）灵活的在线换料能力。而且，重水堆（尤其是CANDU堆）是一种大范围推广的商用堆，在取得执照方面有很多可用的经验。

在改进CANDU 6型堆（EC6）和ACR-100型堆中，有望装入含有5%核纯级钚和钍的燃料。在闭燃料循环中，反应堆启动所需的驱动燃料逐渐为 所替代，这样可以达到大约80%的能量来自于钍的水平。启动反应堆所需的“易裂变核素”可以是LEU、钚和来自轻水堆（LWR）的再循环铀。在钍基燃料循环的基础上，PHWR堆型基本可以实现自足的燃料循环模式，如若在这个循环中加入一些快中子增殖堆的支持，就可以产出钚。

高温气冷堆（HTRs）: 钍基燃料在高温气冷堆中同样适用，高温气冷堆中的燃料是以结实的“TRISO”型包覆燃料颗粒的形式存在。其中间是钍-钚或者钍-浓缩铀燃料芯粒，外部包覆有热解碳层和碳化硅层，这些包覆层可以用来容留裂变气体。这些包覆燃料颗粒分散在热稳定性极好的石墨基体中。这些燃料颗粒可以经受住长时间的辐照，因此可以达到很高的燃耗深度。钍燃料颗粒在“球型床高温气冷堆”和“棱柱形高温气冷堆”中都适用。

沸水（轻水）堆（BWR）：BWR中燃料组件的设计上更为灵活，其燃料棒中“易裂变核素”的成分和结构材料的变化，使得燃料组件可以经历或多或少的慢化过程（例：半长燃料棒）。这样灵活多变的设计方式，容易形成各向异性的燃料组织形式，创造出优化的钍燃料组件。因此，完全有可能设计出以钍-钚为燃料的沸水堆，这样的堆型始于“燃烧”多于的钚。很重要的一点是，沸水堆（BWR）是一种很成熟的堆型，在取得建造许可上也积累了很多的经验。

压水（轻水）堆（PWR）：在压水堆中同样可以用钍燃料，虽然它在燃料设计上的灵活性不如在沸水堆中。压水堆中未达到理想的燃耗深度，要求燃料的排列方式为各向异性的。如果要在钍基压水堆中转化出大量的U-233是不可能的。虽然压水堆并非钍基堆的最优选择，但是压水堆却是最普遍的商用堆，在申请建造许可上积累了丰富的经验。它们是可行的早期进入钍基堆平台。

快中子堆（FNRs）: 钍可以作为快中子堆的燃料，快中子堆中含有许多易裂变的重核，它们可以驱动一个钍燃料的反应。然而，如果考虑到U-238的快中子裂变截面较高和贫铀中残留的U-235在快中子能谱中的裂变，用钍替代贫铀作为增殖性燃料区似乎没有优势。而且，目前有大量的贫铀可以为商用快中子反应堆提供燃料，因此钍燃料在这个系统中并没有竞争优势。

熔盐堆（MSRs）: 虽然熔盐堆还处于设计阶段，但是这种堆型是非常适合以钍为原料的。熔盐堆内的液体盐类混合物中含有钍和铀（U-233或U-235）的氟化物，这样的液体同时作为冷却剂和裂变燃料。这些液体流过堆芯，接着通过一个化学处理过程除去其中有毒的裂变产物和有利用价值的U-233。堆内中子慢化的程度由堆芯内包含的石墨决定。为了获得可观的U-233，人们还设计了特殊的熔盐堆。

加速器驱动次临界洁净核能系统（ADS）：次临界ADS系统是一个非传统的裂变反应堆概念，它是可以以钍作为燃料的。当加速器产生的高能质子轰击重核（如：铅）时，能够产生散裂中子。这些中子射向包含钍燃料的区域，例如：钍-钚，这些燃料发生裂变反应并释放出热量，正如在传统的反应堆中一样。此时的ADS系统仍然维持次临界状态，没有外来质子束就无法维持链式反应。这个系统所面临的困难在于高能加速器的可靠性和由于高能耗导致的经济性较差的问题。

迄今为止的钍燃料研究中，发现最重要的一点在于用低浓铀（LEU-U-235的含量达20%）作为驱动钍燃料经济上并不可行，除非燃料的燃耗深度可以达到非常高的水平，但是目前轻水堆中使用的锆材的性能并无法满足要求。

考虑到核扩散问题，钍基反应堆燃料并非是获得非法制造核爆炸装置所需材料的好途径。因为乏钍基燃料中的U-233中包含有U-232，U-232衰变产生的子核有非常强的γ辐射。这增加了处理乏钍基燃料的难度，且使得追踪这些燃料变得更加容易，为核保障提供了便利，有利于防止核扩散。

关于用钍基燃料发电，在很多类型的反应堆中已经有了示范。这些早期的实验，很多都能够应用高浓铀（HEU）作为易裂变的“驱动”成分。如今，这种方法并不在考虑范围内。

以钍-HEU为燃料的300MWe钍基高温堆（THTR）在1983-1989年间，在德国运行。它包含674,000个球形颗粒中，大约一半是Th-HEU燃料颗粒，剩下的包括石墨慢化剂和一些中子吸收体。这些颗粒在反应堆运行过程中会在堆芯中不断流动，平均每个燃料颗粒通过堆芯六次。

美国40MWe的桃花谷高温堆（Peach Bottom HTR）是一个以钍为燃料的示范堆，它从1967年运行到1974年。它所使用的钍-HEU燃料是钍-铀碳化物为核心，以热解碳层包覆的微球体。这些微粒预埋入环形的石墨段（而非石墨球）。在1349个等效满功率运行日中，这个反应堆产生了超过330亿KWh的电量，它的负荷系数为74%。

在美国科罗拉多州的330MWe圣符伦堡高温堆（Fort St Vrain HTR）是一个在Peach Bottom HTR堆的基础上进行设计和建造的大型商用堆，从1976年运行到1989年。它所使用的钍-HEU燃料是钍-铀碳化物为核心，以氧化硅和热解碳层包覆的微球体，这样的设计使得微球体本身可以容留裂变产物。这些燃料颗粒嵌入排列于六角柱（“棱柱”）中的石墨“模塑”里。这个反应堆大约燃烧了25吨的燃料，这些燃料很大一部分达到了170GWd/t的燃耗深度。

美国码头市核电站是一个独特的钍基轻水增殖堆，它从1977运行到1982。其燃料元件比较特殊，它以U-233为易裂变驱动核素，且“点火区”可移动，这就使得随着燃料燃耗的加深，中子慢化的程度逐渐增加。反应堆的堆芯放置在改装过的早期PWR中。它在运行中可以达到86%的负荷系数，输出功率为60MWe（236MWt），产生了超过21亿kWh的电量。停堆检查发现，在堆芯退役时易裂变燃料增加了1.39%，即反应堆实现了增殖。

印度的重水堆（PHWRs）在很长的一段时间内，都用含钍的燃料棒束以展平一些燃料管道中的功率——尤其在一些需要特殊反应性控制措施的燃料管道中。

过去及现在关于钍燃料的研究

发展钍基燃料循环

钍基燃料循环有很所吸引人的特性，包括产生的废料更少，而且废料中的超铀元素也少，它为核燃料供应提供了一个新的选择。此外，在大多的反应堆中，以钍为燃料能够提供更大的安全裕度。尽管钍燃料有这些优点，它的商业化还是面临着很多障碍。

在钍燃料正式应用于核设施前，需要大量的测试、分析、执照审批工作。这些工作的完成，需要有清晰的商业案例和政府的支持。此外，铀的储量丰富、价格低，而且核能发电中，燃料成本仅是很小的一部分。因此，没有必要为了节省铀资源，去投资一种全新的燃料。

钍燃料循环发展中的另一个障碍是高昂的燃料制造成本和昂贵的后处理费用。为了从钍的乏燃料提取易裂变的钚驱动元素需要进行燃料后处理，这是一个高成本的过程。燃料制造过程中的高成本很大程度上是因为，辐照过的钍燃料会产生U-233，从燃料中化学分离出的U-233会产生很强的放射性。分离出来的U-233总含有U-232，U-232的半衰期为69年，它衰变会产生Tl-208，这是一种会发射高能γ射线的粒子。虽然U-233比较难以处理，容易被检测仪器发现，它的存在有利于防止核扩散，但是它的存在也增加了成本。在钍回收过程中也存在相似的问题，因为Th-288半衰期很短，为2年，它会发射出α粒子。在液态氟化钍反应堆（LFTR）和熔盐堆中，上面提到的问题中，一部分是可以克服的。

尤其在熔盐堆中形成的平衡燃料循环，放射性相对较低，因为它的裂变产物中只有Pa-233，没有超铀元素。于在线回收过程中，这些成分会不断被移除，虽然这个过程相较于铀-钚循环会更加复杂。

然而，从长期的角度来看，钍燃料循环有利于保障能源安全。因为它可以在没有快中子堆参与的条件下，维持燃料消耗与产出的平衡。因此，这是一个重要的潜在可行的技术，对于建立长期可靠的核能源体系有非常重要的意义。

印度的钍燃料循环计划

印度国内钍资源丰富但是铀资源匮乏，立足于这样的现实，其核能发展项目的主要目标时实现大规模利用钍资源，以获取所需能源。所确立的三个阶段的发展概念如下：

1. 在重水压水堆（PHWRs）和轻水堆中燃烧天然铀，产生钚，这些钚分离出来，应用于快堆和国产先进重水堆中。
2. 快中子增殖堆（FBRs）利用钚燃料以提高其中钚的含量。堆芯周围的再生区中包含有铀和钍，这可以进一步产生钚（主要Pu-239）和U-233
3. 先进重水堆（AHWRs）燃烧钍-钚燃料，增殖产生U-233，这可以用作一系列增殖先进重水堆(AHWRs)中的易裂变驱动核素。

在这三个阶段中，使用过的乏燃料需要再处理，提取出其中的易裂变材料以用于燃料循环。

印度重视并且优先发展500MWe的钠冷快堆，这个堆中会增殖出所需的钚，这些钚能否在先进重水堆中利用钍潜在能源的关键。这整个项目还需要15-20年，即使这个目标完成了，要实现钍燃料更大范围的利用，还是需要一定的时间。Kalpakkam的500MWe原型堆正在建造中，预计于2014开始运行。

从2009开始，即使放松铀贸易的限制，印度还是重申他们发展钍燃料循环的决心。

核武器和防止核扩散

钍燃料循环有时候被认为能够很好的防止核扩散。这是正确的，不过历史和物理的一些东西需要进一步的解释

在冷战期间，美国用钚增殖堆从钍中转化出大约2吨的U-233，这2吨U-233的化学纯度和同位素丰度差异比较大。在1955年，美国进行了“茶壶行动”核试爆，其核装置以钚-U-233为复合燃料。爆炸的热核当量比预测的要小，大约为22千吨。在1998年，印度引爆了一个非常小的以U-233为燃料的核设施，Shakti V.然而，在U-233生产过程中，不可避免会产生U-232，U-233会发射出很强的γ射线，而且衰变产物Tl-208的存在使得这些材料难以处置，易于发现。

• 世界上大约65%的铀矿产量来自哈萨克斯坦,加拿大和澳大利亚。
• 现如今46%的铀都是由地浸法生产的,这个比例还在增加。
• 十年间铀矿产量持续降低,一直到1993年,铀产品产量才开始回升,现在已经能够满足90%的发电需求。

哈萨克斯坦的铀矿产铀最多(2013年占38%的铀矿供给量) ,其次分别是加拿大(16%)和澳大利亚(11%)。

铀矿产量 (吨 U)

*WNA 世界核燃料市场报告数据

铀矿的采矿方法正在发生改变。1990年,55%的世界铀矿产量来自地下开采,但是这种方法在1999年大幅缩减到只有33%。从2000年开始,加拿大铀矿又开始使用这种方法,加上奥林匹克坝其总共所占比例为37%。地浸法(ISL,或 ISR)采矿的份额已经平稳增加,这种方法主要由哈萨克斯坦使用。2013年各种采矿方法的产量如下:

* 这里把奥林匹克坝作为副产品而不是地下开采的类别

传统采矿用研磨机压碎、放置矿石并用硫酸溶解铀的氧化物。在传统的铀矿研磨机或地浸法操作设备中，铀在被干燥和浓缩之前，通常通过离子交换的形式以U₃O₈的形态存在。依据矿体的不同还可以利用碳酸盐代替硫酸来浸取。

20世纪90年代，铀生产工业通过收购、合并和停业得到巩固，但是在最近几年，随着哈萨克斯坦多样的所有制结构，铀的生产工业也变得多样化。在2013年8家公司销售了占82%的世界铀矿产品。

注意这些数据基于市场份额，并不包括风险份额

2013年的最高铀矿产量

自从2003年以来铀价复苏,已经有许多国家都准备开发新铀矿。世界核协会参考方案指出世界铀需求将在2015年达到约72,680 tU,大部分铀都直接来自于铀矿(2010年,22%来自间接资源,在2012年间接资源比例缩减至14%)。

一些新铀矿预计在接下来的几年达到的实际产量为:

世界核协会的2013市场报告中估计,到2030年,现存铀矿加上上述这些新建铀矿的未来产量不能满足铀产品的需求。价格信号会导致产量增加,而间接资源会缩小这个差距。

• 如今锂作为锂离子电池的组成部分广为人知。
• 锂-7的氢氧化物在控制压水堆冷却系统中的化学物质方面起着很重要的作用。
• 在熔盐堆中锂-7是氟化物冷却剂的一种重要组分。
• 锂-6是核聚变中氚的来源，氚通过锂-6的裂变产生。

锂的核工业应用

由于锂与中子之间的关系，锂-7在核动力方面会有两种重要用途。在压水堆冷却系统中锂的氢氧化物用来稳定pH值以确保反应堆的安全，而锂的氟化物预计在熔盐堆中会有很大的需求。

在核电工程中，丰度为99.95%的锂-7的氢氧化物在压水堆的主冷却剂中用来维持水的化学性质，中和硼酸（用作中子吸收剂）的腐蚀性，并且将压水堆中蒸汽发生器的腐蚀性降低到最小值。它也在核电工程中被用来做离子交换膜的基本组分，其中离子交换膜被用在压水堆冷却剂的水净化设施中。

锂-7还被用在氟化锂（LiF）和锂铍氟化物中，在熔盐堆中它们被用来制作冷却剂盐。在大多数情形下，冷却剂盐也有燃料溶解在其中。利用锂制造的氟化物盐有非常低的蒸汽压，即使在红热状态下也比等量的水含有更多的能量，且具有很好的传热性能和低中子吸收率，不会被辐射破坏，不与空气和水剧烈反应，对于一些常见结构的金属也呈现出惰性的状态。

LiF在化学上异常地稳定，LiF-BeF₂混合物(“FliBe”)是共晶体（在459°C时它比任何一个金属成分的熔点都要低，而LiF大约为500°C）。FLiBe在熔盐堆的主要冷却回路中是一种比较受欢迎的材料，因为在未受污染的情况下它有着较低的腐蚀效应。这三种核素（Li-7，Be，F）是少数的几个有足够低的热中子俘获截面的核素，不会阻碍裂变反应。FLiNaK (LiF-NaF-KF)也是共晶的，在454°C结晶。它比FliBe和 LiF的中子截面高但是能被用在中间冷却回路中。

锂的用途

锂有两种稳定核素Li-6和Li-7，后者在自然界中丰度为92.5%（因此天然锂的原子质量为6.94）。它被广泛用于锂离子电池中。

锂-7非常低的中子截面（0.045barns）使得锂-7在核电应用方面有着很大的价值。在美国对于锂-7的供应量有着担忧， 2013年12月核能研究所表示极其重要的锂-7的供应形势为监测核材料供应链的各个环节敲响了警钟。

2011年在俄罗斯新西伯利亚，据称世界最大的锂离子电池工厂投入生产。它由Liotech公司持有，这个公司是合资企业，一半股份是由俄罗斯纳米技术公司(RUSNANO)持有，另一半股份是中国的控股公司雷空有限公司持有。尽管该工厂最初是利用中国的原材料进行生产，该工厂打算到2015年只使用俄罗斯的原材料。

锂和锂-7的来源

锂并不是稀有金属。与它的名字一样，锂出现在许多酸性火成岩矿石中，比如花岗岩、伟晶岩、锂辉石和透锂长石都是最常见的源矿石。由于锂离子的溶解性，锂也存在于海水中，通常从卤水和黏土（锂蒙脱石）中可以得到。保守来看锂在地壳中含量为百万分之20，在最丰富的元素中排名第二十五。锂的碳酸盐价格稳定在每t$4700，其需求量正以每年12%的速率增长着。

根据美国地质勘测（USGS）估计，2012年世界锂资源总计13.5百万t。智利大约有7.5Mt，大约占世界资源的56%，中国是3.5Mt（26%），澳大利亚1.5Mt（11.4%），阿根廷0.85Mt（6.3%）。2012年世界产量大约37000t。智利产量最多，13000t，紧接着是澳大利亚，然后是中国。智利从卤水池中回收锂，澳大利亚从矿石中收集锂。TRU组织预计过度供给的情况会持续到2020年。

如今锂的需求量是每年28000t，其中大约三分之一是供电池制造，四分之一是玻璃制造。包括核电在内的较小范围的应用只占需求量的一小部分。2013年美国能源部计划把200kg锂-7留出来备用，并为锂-7生产方法的研究提供资金。世界压水堆冷却系统对锂-7的需求是每年1t，包括每年有300kg用于65座美国压水堆（俄罗斯用不同的pH值控制方法）。建立熔盐堆时，每个堆需要几t的纯锂-7（对于一个1000Mwe单元，大约需要20t/50m³的LiF和5t的锂-7）。

在1950s末到1980s中期，美国成为第一个生产锂的国家，在那段时间氢氧化锂的贮藏量大约是42000t。锂的浓缩（对锂-6来说）造成了美国浓缩锂-6产生的废弃尾料和天然锂的大量贮存。大部分锂都可以在公开市场上贩卖。1963年美国停止生产锂-7，部分原因是浓缩过程中用到的汞对环境和职业保健安全的问题。如今锂-7的唯一来源（从天然锂中浓缩）是俄罗斯和中国，尽管后者现在也从俄罗斯购买。

在俄罗斯和中国，为了生产热核反应武器中的氚而对锂-6进行浓缩，而锂-7是作为一种副产品被生产的。

俄罗斯新西伯利亚化学浓缩工厂（NCCP）是最大的锂-7氢氧化一水合物（纯度99.95%）的供应厂，它能满足80%的世界需求。2014年6月，NCCP签署了一项三年的合同，为中国供应纯度99.99%的锂-7。

NCCP生产的锂-7氢氧化一水合物占到世界锂-7消耗量的70%。在2012-2013这段时间，设备现代化使得锂-7的出口量翻倍成为可能。

锂的性质与锂-7的生产

锂很容易电离成锂离子，形成LiOH。锂是唯一一个通过裂变产生净能量（即使对于锂-6净能量只有4.8MeV，而铀是200MeV）的稳定轻元素。

锂-6有很大的中子截面（940barns），很容易裂变产生氚和氦。锂已经成为热核武器和未来可控核聚变中氚的主要来源。将天然锂浓缩成锂-6也是这个目的。

1932年Cockroft和 Walton用质子轰击产生第一个锂的人工裂变反应，反应生成氦和氚：

Li-7 + 质子 → 2He-4 + 17 MeV

如今更重要的反应是：

Li-6 + 中子 → He-4 + H-3 (氚) + 4.8 MeV

锂-6和锂-7的同位素分离可以通过锂汞齐这一化学方法完成。由于锂-6与汞比较近似，锂-汞混合物与氢氧化锂混合时，锂-6会富集在混合物中，而锂-7会形成氢氧化物。如今这种方法只在俄罗斯和中国使用，尽管它最早是在美国得到的广泛应用。如今美国也在发展激光分离锂的技术。

在NCCP，锂-7的氢氧化一水合物通过氯化锂在汞溶液中电解得到。经过电解后，锂-7氢氧化一水合物溶液经历进一步的提纯、结晶、离心、干燥、筛选和电磁分离等操作，最终产物是白色结晶。

资料来源于世界核协会网站, 2014年8月更新数据

铀

铀存在于地壳中，带有轻微的放射性。其在地球中的储量是金的500多倍，大约与锡的储量相当。大部分的岩石、土壤，河流以及海水中都含有铀元素。地壳中60%的岩石属于石灰石，而铀在石灰石中的含量大约是百万分之四。在铀富集度高的地方，铀的含量可达0.04%。一些煤矿床中铀的含量可以超过0.01%。事实上，铀在自然条件下会形成一条衰变链，产生一系列元素。天然铀的放射性主要来自于这些衰变过程中产生的矿物质，在采矿和制粉过程中这些矿物质会被筛除。

有一些地区，地壳中的铀含量足够高，有开采的价值。这样的富集称为矿石。

铀矿的开采

铀矿石的开采方法有地下开采法、露天开采和地浸开采法三种。一般情况下，当矿体埋藏较浅时用露天开采法；当矿体埋藏较深时，用地下开采法。用地下开采法时，矿体的深度一般深于120m。

露天开采要求玻璃表土，打开一个大的开采口。为了防止滑坡，开采口的墙体要求有一定的倾斜度，因此开采口一般比矿体本身大。相较于露天开采，地下开采对土表的影响比较小，需要移除的土方也比较少。需要注意的是，在地下开采中，要求加强通风系统，以防止人暴露在空气辐照中。

如今，地浸开采法占的比例越来越大。在开采过程中，用氧气处理的浸出剂流过疏松多孔的矿床，将铀的氧化物溶解到浸出剂中，然后将其带到地面。浸出剂可能会呈弱酸或者弱碱性，以保证铀元素溶解在溶液中。接着，从浸出剂中的收集铀的氧化物，这与传统的方法相同。

在开采过程中到底采用何种开采方法，取决于矿床的自然条件，安全因素以及经济方面的考虑。

在以下的链接中，可以获得更详细的相关信息：

• 铀的供应
• 世界范围内，铀矿的开采
• 铀矿的地浸开采法

铀的水冶

铀的水冶过程就是从铀矿石（或浸出剂）中提出铀，这个过程一般在铀矿附近进行。大部分的矿井配有研磨机，有些地方各个铀矿井距离较近，一台研磨机可能需要处理来自多个矿井的铀矿石。通过水冶可以得到铀氧化物的浓缩物。这些浓缩物俗称“黄饼”，其中铀含量达到了80%。而天然铀矿石的铀含量为0.1%，甚至更低。

在水冶过程中，对铀矿石进行了粉碎，研磨成细浆，并用硫酸（有时用强碱溶液，这依据具体矿石的种类来选取）处理以从中分离出铀的化合物。紧接着通过一系列的化学过程，从中沉淀出铀氧化物的浓缩物（U₃O₈）。这些浓缩物俗称“黄饼”，但是它一般呈黄褐色的，在干燥后装入200L的鼓式容器。

铀市场上交易的产品就是U₃O₈，一个1000MWe的反应堆一年发电所需的U₃O₈大约是200吨。

铀转化和铀浓缩

铀水冶过程中得到的产物并不能直接用作核反应堆的燃料，而是需要进一步的处理。天然铀中主要是U-235和U-238，其中U-235是“易裂变核素”，所谓的“易裂变核素”就是在任意能量中子的轰击下都能发生裂变，释放出能量，而且能发生链式反应的核素，它可以直接用作反应堆的核燃料；U-238是“可转换核素”，它需在中子的照射下转换出“易裂变核素”才能用作核燃料。在天然铀中“可燃”的U-235仅占0.7%左右，而剩余的主要是“不可燃”的U-238。而大部分反应堆所用的铀燃料中，U-235的含量为3.5%-5%，因此需要进行同位素分离处理，以获得所需产品。所谓的同位素分离，就是增加一种同位素相对于另一种同位素的含量的过程。同位素分离过程中，要求含铀工质处于气态。因此在进行铀同位素分离之前，要将其转化成低温条件下气态的六氟化铀。

在转化装置中，先将铀的氧化物还原成二氧化铀，然后再转换成六氟化铀，以备浓缩之用。在一些以天然铀为燃料的反应堆中，二氧化铀就是所用的燃料。此环节的主要危险在于，此过程中所使用的氟化氢。这些得到的六氟化铀凝固后装入14t的金属柱形容器。

同位素分离的过程就是将气态的六氟化铀分成两股流。一股是精料流，它将被浓缩到所需的丰度，称为“低浓铀”；另一股流为贫料流，其中U-235的含量逐渐减少。在商用分离工厂中一般采用的是气体离心法，就是将成千上万台离心机连接起来，组成分离级联。当离心机高速旋转的时候，这些分子间的差别——两种铀元素间1%的质量差别，就会将两种元素分离开。激光分离方法是目前正在研究的一种更具发展前景的新方法。

分离得到的是经过浓缩的六氟化铀，再转化回浓缩的铀的氧化物。此时，铀燃料才可以称为可相互替代（虽然他们的丰度可能不一样），但是燃料的制造工艺与设计却有很大差别。

一少部分的反应堆以天然铀为燃料，无需进行铀的同位素分离过程，例如加拿大和印度的重水堆。

燃料制造

反应堆最普遍使用的是陶瓷燃料芯块。浓缩后的六氟化铀转化成铀的氧化物（UO₂）后，经过高温（超过1400℃）烧结，压制成二氧化铀芯块。接着将这些芯块装入金属管以制成燃料棒，这些燃料棒组成燃料组件，放入反应堆中燃烧。燃料芯块的尺寸和燃料组件各部件的理化特性，都需要精确控制以保证它们与燃料的相容。

在燃料制造工厂，生产线的形状和大小都需要严格控制，以防达到临界状态。对于低浓铀燃料，达到临界几乎是一件不可能的事情，但是对于使用特殊燃料的研究堆，临界却是一个重要的问题。

对于一个1000MWe的核反应堆，每年需要27吨的新燃料。

发电和燃耗

核反应堆的堆芯中装入了几百个燃料组件。对于一个1000MWe的反应堆，其堆芯需要装载75吨的低浓铀。在堆芯中，U-235会发生链式裂变反应，并持续地释放出能量。链式反应过程需要慢化剂的参与，水或者石墨都可以充当慢化剂的角色，如今已经实现了裂变链式反应可控的目标。

堆芯中一部分的不可燃的U-238转化成钚，大约50%的钚可以发生裂变反应释放能量，反应堆释放出的能量中三分之一来自钚。

与火电厂一样，燃料裂变反应产生的热能会加热水产生水蒸气，以推动汽轮机和发电机。这样，每年就可以提供超过70亿千瓦时的电力。

为了维持反应堆的发电效率，每12或者18个月，就会有三分之一的乏燃料从堆芯中移除，并代之以新燃料。

一般情况下，1吨的天然铀可以产生4.4千万千瓦时的电力。而对于化石燃料，产生等量的电力需要燃烧20,000吨的煤或者8.5百万立方米的天然气。

另一个与反应堆运行相关的重要问题是燃料的燃耗问题。燃料的燃耗是以十亿瓦日/吨（GWd/t）来计算的，燃料燃耗深度的限值与燃料丰度成正比。对于一个燃料组件韧度一般的反应堆，达到40GWd/t燃耗深度所需的燃料丰度为4%。如果，燃料组件及其他设备的性能更好时，是有可能达到55GWd/t的燃耗深度的，不过这要求5%的燃料丰度；未来在燃料丰度为6%的条件下是有望达到70GWd/t的燃耗深度的。提高燃料燃耗深度的好处是可以延长换料周期——达到约24个月，同时乏燃料组件数量可以减少三分之一。相应的燃料循环成本减少20%。

与火力发电相同，大约三分之二的热量无法得到利用。这些热量或者排入大型水体（海洋或者大河，使得其水体温度升高几度），或者排入冷却塔中的小型水体，用蒸发冷却（蒸发潜热）。

世界各地的核工业体系包含了各种各样的参与者：从个人到公司，从工业组织到联合国，以及其它政府间国际组织和对国家政府负责的指定机构。

核反应堆的建造者与运行者

核工业的中心是为核能发电而成立的公司、政府机构及职能部门。这些组织通常也负责核电站的建造。它们还要利用反应堆等设备的供应商和承包商的力量，来完成核电站的建造工作。

矿料、核燃料、乏燃料贮存和废料

为核能发电服务的组织还包括向电站提供核燃料的公司。除采矿公司外，部分公司的工作是制造燃料元件，来满足反应堆的需要。燃料元件的制造有三大主要流程：铀转化、铀浓缩和燃料元件制造。

燃料在反应堆里使用完毕后，首先会被暂时贮存起来。之后，另一些公司将大显身手，进行已使用燃料的管理、尽可能的再加工以及最终废物的处置。

上述公司中的大部分都具备一定的技术或工程方面的基础。但也有一些贸易公司不需要具备这些——它们维系着其它公司，从而置身于核燃料循环体系中。

监管机构

任何一个国家的主要工业都应当受到政府的监管。对于核工业而言，政府委任的国家级监管机构在核相关技术的核准、核电站的选址与运作上，扮演着重要的角色。

研究与开发

在上述“台前的主角”后面，则是负责技术研究与发展的组织。它们制定工程技术的标准，并进行设备的设计工作。

融资

核电站的建设需要大量的投资。因而在为资本的运作提供资金方面，金融服务部门的作用非常重要。它们与电站的保险、第三方责任险之间的关系很密切；而没有保险，电站将不能运作。

另外，整个核工业的收入来自核电站产生电力的销售，也就是电费。

国家组织与国际组织

首先，联合国下属的国际原子能机构（IAEA）负责执行国际有关核能的具体协议，对国家政府起到约束作用。特别是核不扩散条约（NPT），保证了国际在和平使用原子能上的合作，并互相确保民用涉核项目不发生“变质”。

而有些不正式的国际合作，不必通过IAEA。这些合作要通过世界核能发电协会（WANO）进行。WANO主要致力于让反应堆运行更加安全及可靠，并使之保持在高水平。在一些国家也有与WANO对应的国家组织，以便与反应堆的不同运营机构联系。

世界核协会（WNA）是一个国际行业协会，它联系着世界范围的公司和组织，以携手解决大家共同关心的事务。在各个国家和全欧洲都设置着与WNA对应的行业协会，它们相互支持，具有向政府游说交流的功能。

这些组织由来自企业和政府各方面主导的有关人员构成。他们一起协作，更有效地完成核工业内的各种职能。

• 大多数核电站产生的能量有超过三分之一是来自钚。钚在反应堆中是作为副产物产生的。
• 从反应堆燃料中回收的钚被制成混合氧化物燃料（MOX）进行循环利用。
• 在快中子堆中钚是主要燃料，从不易裂变的U-238中增殖得到。
• 钚是自然产生的，但是除了极少量的钚以外其余的在地壳中都难以找到。
• 由于20世纪50年代和60年代大气核武器测试，在生物圈中遗留有几吨的钚。

在实际情形中，有两种不同类别的钚要考虑：反应堆级别的和武器级别的。第一种级别是作为核反应堆乏燃料的副产物回收得到的，这一过程中燃料被辐照大约3年时间。第二种级别专门作为军事用途，在生产钚的反应堆中铀燃料被辐照2-3个月之后得到钚。两种级别在同位素组成方面大不相同，但是它们都有潜在增殖风险。

无论是反应堆级别的还是武器级别的的钚，对与核燃料循环来说它们都是宝贵的资源。在传统核反应堆中，1千克钚-239产生的热量足够用于产生一千万千瓦时的电。

钚与核能

钚由核反应堆中的铀产生。在进行反应堆操作时，1000兆瓦电力的核反应堆包含装有几百千克的钚的铀燃料。

与其他重元素一样，钚有很多同位素，它们的原子核有不同中子数目。由于钚的15种同位素在某种程度上都是不稳定的，所以它们全都具有放射性，都能够发生衰变，放出粒子和一些伽马射线。

所有钚同位素都能与快中子发生裂变反应，尽管只有两种是易裂变核素（与慢中子反应）。由于这个原因在快中子堆（FNR）中钚的所有同位素都显得尤为重要，而在传统轻水堆中只有钚-239起主导作用。

主要的钚同位素为：

• 钚-238，（半衰期88年，α衰变成铀-234，释放6MeV能量）
• 钚-239，易裂变核素（半衰期24000年，α衰变成铀-235）
• 钚-240，可裂变物质（半衰期6560年，α衰变成铀-236）
• 钚241，易裂变核素（半衰期4年，β衰变成镅-241）
• 钚-242，（半衰期374000年，α衰变成铀-238）
• 元素周期表上显示钚的原子质量为244，这表示钚-244是最稳定同位素，它的半衰期最长，为8200万年。它也是唯一能在自然界中找到的微量钚同位素，显然钚-244是在地球形成时通过宇宙射线照射产生的。它能发生α衰变成铀-240。

在核反应堆中形成的最常见同位素为易裂变的钚-239，它是通过铀-238发生中子俘获再发生β衰变产生的，钚-239能与铀-235裂变产生几乎一样的能量。在轻水堆（LWR）中，堆芯处产生的钚有超过半数在原处就作为燃料“燃烧”了，这一过程能产生约三分之一的总热量。对于剩下的钚，六分之一通过中子俘获成为钚-240和钚-241。大约1.15%的钚作为乏燃料从工业轻水堆（燃耗为42 GWd/t）中被移出，其中包括53%的钚-239，25%的钚-240，15%的钚-241，5%的钚-242，以及2%的钚-238，它们是主要的热源和放射源。早些年前（到1964年）用来生产军用钚的英国镁诺克斯合金反应堆其燃耗为0.4 GWd/t。

钚-240是第二常见的钚同位素，由钚-239发生中子俘获形成。在核燃料中钚-240的浓度平稳增加，原因是钚-240与钚-239不同，它不经历裂变产生能量。（在快中子堆中，钚-240是可裂变物质，这意味着这样的反应堆能够比轻水堆更有效地利用回收得到的钚。）与反应堆中发生的裂变数量级不同，钚-240与中子发生较高速率的自发裂变。这使得反应堆级别的钚完全不适用于原子弹中。反应堆级别的钚定义为钚-240浓度为19%或更高，反应堆级别的钚也叫做“民用钚”。

钚-238，钚-240和钚-242通过原子核自发裂变产生一部分中子，但是自发裂变的速率很低。这些核素与钚-239一样也发生衰变，放出α粒子和热量。

一个1000兆瓦电力的轻水反应堆一年会产生25吨核废料，其中包括290千克的钚。如果钚是从反应堆核废料中提取，它能在常用燃料中用作铀-235的替代品，发生裂变的主要是钚-239，钚-241也有所贡献。为了回收钚，核废料经过处理，重新获得钚的氧化物，它们与贫化铀的氧化物混在一起生产混合氧化物燃料，其中钚-239的浓度约为8%。

钚也能用在快中子反应堆中，在快堆中所有的钚同位素都发生裂变，因此钚就是快堆中的燃料。与铀一样，在快堆中钚的潜能得到充分认识。六项正在发展的第四代反应堆设计中有四项是快中子堆。在这些反应堆中，钚会在燃耗较高的堆芯中产生，除了钚-239之外的钚同位素的比率会保持在较高水平。

在商业核电站和研究应用中，钚通常以钚的氧化物的形式（PuO₂）存在的，它是一种在水中拥有极低溶解度和高熔点（2,390 ºC）的稳定陶瓷材料。纯钚有六种同素异形的形式或晶体结构，比其他任何元素都要多。当温度发生改变时，它会改变结构，每一种都有不同的机械特性和电特性。其中一种的密度是铅（19.8 g/cm³）的两倍。在640°C时它会熔化成具有腐蚀性的液体。α相很硬很脆，与铸铁类似，如果把它分离出来它会在空气中燃烧成PuO₂。β、γ和δ相密度均比α相小。如果将钚与镓制成合金，钚就变得更容易加工。

毒性和对健康的影响

尽管在化学上有毒性，还有电离辐射作用，钚却远非地球上的最毒物质，也并没有达到很少量就能置人于死地的地步。从这两点来看在日常生活中有一些物质有比钚的化学毒性（砷、氰化物、咖啡因）和辐射毒性（烟雾探测器）更强。

下面有三种钚进入人体的最主要途径：

• 摄取
• 外伤感染
• 吸入

钚的摄取不是一种很危险的情形，因为钚很难被胃肠道吸收，而且在钚造成危害之前它就被身体排出了。

尽管成千上万的人在工作中与钚打交道，但是外伤感染还是很少发生的。通过远程操作、防护服和大范围的健康监测程序，这些人员的健康得到保护。

钚对健康的主要危害来自吸入。虽然像钚这种重金属很难弥散在大气中，但是一些类似于二氧化钚的物质，在尺寸小于10微米的时候就是比较危险的。一旦吸入，很多物质立即就被放出，或与其他微粒物一起通过支气管系统的粘液进入到胃肠道。有一些会很容易发生转移，先是到血液或是淋巴系统，随后到身体的各个部位，尤其是肝脏和骨骼。钚的持续α辐射最终会导致癌症。

钚-239的危害与其他被人体吸入的发生α辐射的放射性核素是相似的。它比短寿命、强放射性的核素危害性要小，比如氡的子代衰变产物氡气，它们在环境中很常见，分布也较为广泛。

在20世纪40年代在美国核武器工厂工作的26名工人受到了钚污染。这些工人的健康检查显示没有造成很严重的后果，也没有发生死亡。在20世纪90年代，钚被注射和吸入到一些志愿者体内，也没有发现很严重的后果。钚是一种有毒物质，需要小心处理，但是我们需要对其危险性有正确的认知。

• 混合氧化物（MOX）燃料提供了约2%目前使用的新的核燃料。
• MOX燃料是由核废料中提取再生产的钚加工得来的。
• MOX燃料还提供了以燃烧武器级钚（来自军方消息）来发电的方法。

在每个反应堆中，都有两个裂变同位素，例如²³⁵U，以及由于中子俘获产生新的更重的同位素，主要是²³⁸U。反应堆中大部分燃料是²³⁸U，它可以生成²³⁹Pu以及连续的中子俘获²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu、²⁴²P以及其他超铀同位素（请参阅钚）。和²³⁵U类似，²³⁹Pu和²⁴¹Pu是易裂变的（同时²³⁵U也有非常少量的²³⁶Pu和²³⁸Pu产生。）

一般情况下，伴随着燃料每三年左右一次改变，有大约一半的²³⁹Pu在反应堆中“燃烧”，提供了大约三分之一的总能量。它像²³⁵U一样裂变放射出能量。在燃料废物中，它可以保持较高的燃烧程，也可以产生更少的裂变污染。一般情况下，约有1%的放射性燃料使用退出钚反应堆 ，从世界角度，在乏燃料中每年有大约70吨的Pu在反应堆装料时被卸载。

在乏燃料中，钚（铀）是可以通过再加工回收的，钚可以用在制造混合氧化物（MOX）核燃料通过发电提供能量。（基于轻水反应堆45 GWd/tU的燃耗深度）钚以MOX燃料的单循环形式回收利用，可以将天然铀的资源利用率提高12%，如果铀也进行回收，这个值将增加到22%。

如今，使用循环生产分离的铀和钚占有显著比例，信息来源包括前军事情报部门。它相当于世界上天然矿山三年的供应量。

MOX燃料用途

MOX燃料在1963年首次应用于热中子反应堆，但是直到二十世纪80年代才投入商业化使用，到目前为止大约2 000吨混合氧化物燃料制造并且加载到动力反应堆。2006年约180吨混合氧化物燃料被加载到30多个反应堆在欧洲(主要是压水式反应堆)。

今天MOX燃料广泛应用于欧洲和日本。目前约有40个欧洲国家(比利时、瑞士、德国和法国)的反应堆被允许使用MOX燃料，并且有超过30多家都是这么做的。在日本大约有10个反应堆在使用它，剩下的也在这样做。这些反应堆通常使用MOX燃料作为核心的约三分之一使用,但有些人会接受高达50%的核燃料组件。法国900兆瓦的核反应堆至少有三分之一应用这种燃料。日本计划在不久的将来使三分之一的反应堆采用这种燃料，并且预计将启动一个1 383兆瓦反应堆，完整的采用MOX燃料装载在Ohma工厂，或者在2014年下旬应用于其他先进的轻水反应堆，如果EPR或AP1000可以接受MOX的完整燃料载荷。

二十世纪60年代和70年代美国在开发几个关于MOX燃料使用的项目（San Onofre, Ginna PWRs, Dresden, Quad Cities and Big Rock Point）他们表现出可行性，同时类似二氧化铀燃料。2005年时上面提到的4个测试程序集由Melox在法国卡托巴族电站测试成功。

使用50％的混合氧化物不会改变反应器的运行特性，尽管如此工厂还是需要进行相应的调整来适应它，我们需要更多的控制杆。但是对于超过50％的混合氧化物装载来说，就会有显著变化，MOX燃料的燃烧虽然与UOX燃料的燃烧有相同之处，但是反应器还是需要进行相应的改造，比如新的设计。

MOX燃料的一个优势在于，钚的添加可以简单的使裂变燃料浓度的增加，而通过铀浓缩至更高水平的²³⁵U花费相对较高。反应堆运营商在寻求燃料可以燃烧的时间更久更长，短短几年的时间燃耗就从每天约30 000 兆瓦/吨，几年的时间提升到每天约50 000 兆瓦/吨，现在MOX燃料变得更有吸引力。

铀价格的上涨导致混合氧化物燃料的再处理以及分离钚的再循环变得更经济实惠。减少乏燃料的使用，采用混合氧化物燃料的呼声变得越来越高。七组二氧化铀燃料组件组成一个混合氧化物燃料组件并带来一些玻璃化高放射性废料，导致只有约35％的体积，质量和处理的成本大大降低。

燃料的回收

如果使用过的燃料是可以回收的，那么第一步是从裂变产物和其他废物（约3%）分离钚和铀（剩余约96%的乏燃料）。再从所有或大部分的铀中把钚分离出来。这一切都是在后处理厂进行（参见 处理使用过的核燃料信息页）。

钚作为氧化物，与贫铀混合制成新的混合氧化物燃料（ MOX，UO₂ +PuO₂）。混合氧化物燃料，它由约7~10％的钚贫铀混合，相当于氧化铀燃料浓缩至约4.5％的²³⁵U，假设钚大约有三分之二的裂变同位素。如果钚被用于武器（²³⁹Pu> 90％），只有约5％的钚需要再混合。商业MOX燃料的钚含量为10.8％（取决于燃料的设计）并且平均为约9.5％。小于10.8％的钚和30%的混合氧化物燃料组成EPR相当于4.2％的浓缩铀燃料。100% MOX燃料的EPR比只有30%的混合氧化物可以更广泛的用于燃料（燃耗，初始富集，Pu的品质）。

为了避免出现短暂的钚同位素衰变问题，所以后处理钚燃料通常都加工成MOX燃料。特别是²⁴¹Pu (半衰期14年)衰变为²⁴¹Am，这是一种强γ发射体。如果分离半衰期超过五年的钚用于正常的MOX核电站，可以引发潜在的职业健康危害。 伴随钚裂变价值的相应降低，在钚中储存的²⁴¹Am的水平每年大约增加0.5％。²³⁸Pu(半衰期88年)是一个强α发射体和自发的中子源，应用在高燃耗燃料。²³⁹Pu、²⁴⁰Pu和²⁴²Pu寿命较长，因此适用于长期存储。 (参见钚信息页)。

快中子反应堆允许钚的多次再循环，因为所有的铀同位素都有裂变，但是热中子反应堆中同位素的减少直接影响了钚的循环潜力并且应该将大部分的MOX燃料储存起来以等待更大的快堆发展。 （用钚同位素（37% ²³⁹Pu, 32% ²⁴⁰Pu, 16% ²⁴¹Pu, 12% ²⁴²Pua和4% ²³⁸Pu）组成的混合氧化物燃料组件燃耗可以达到45 GWd/tU。)

从后处理厂回收铀可以重新富集为新燃料。因为它含有一些中子吸收²³⁴U和²³⁶U，再加工铀需显著富集（例如十分之一）程度超过对天然铀的要求。因此，从低耗燃料后处理铀可能更适合重新富集，而从高耗燃料是最好的用于混合或MOX制造。

法国每年后处理的燃料有850吨（在贮存15年之后）生产8.5吨钚（立即回收100吨MOX）和810吨再加工铀（浓缩铀）。这大约有三分之二是转换成稳定氧化物的形式存储，三分之一的再浓缩铀和EDF在900兆瓦的反应堆中发挥了它的作用。

MOX燃料的生产

目前在法国和英国有两家工厂在生产MOX燃料，2006年比利时一个年产40吨的工厂关闭，2007年四月法国Melox厂增产从145至195吨/年。另外，英国的塞拉菲尔德MOX厂产量从128降至40吨/年，通过对工厂的前景评估，在2011年八月核退役局宣布并将其关闭。

日本计划于2015年在六所村建造一个130吨/年的J-MOX生产厂。与此同时，在美国的萨凡纳河场地MOX生产厂正在制造中，预计将在2016年启动。–见下节MOX和武器级钚的处理。

MOX燃料也用在一些国家的快中子反应堆，特别是法国和俄罗斯。目前在美国，俄罗斯，英国，法国，德国，比利时和日本也在为了这一目的而进行实验工作。今天，俄罗斯的先进快堆的发展具有长远的规划，预计建立一个新的快堆燃料MOX时代。世界上最大的快堆BN-800––800千瓦正在建设中，将在2014年在乌拉尔和别洛亚尔斯克启动。

目前后处理厂的产量超过MOX钚的使用率，导致钚的剩余（民用）。这些存货预计将超过250吨，2012年之后随着MOX燃料的使用，存量将会随之下降，MOX将提供约5%的世界核燃料的要求。

英国正在研究将120吨的反应堆级钚的掺入CANMOX燃料中，可用于CANDU反应堆。英国四个反应堆（2 800兆瓦）将需要含有2%的钚的燃料约400吨/年。最后所使用过燃料会保存一百年后送到储存库。

MOX和武器级钚的处理

根据钚的管理和处理的协议条例，美国和俄罗斯在2000年一致认为，每年需要处理34吨武器级冗余钚。（见上页：军用核燃料来源 ）

2007年8月，在南卡罗来纳州的萨凡纳河场地开始建筑混合氧化物燃料制造设施（MFFF），预计在2016年运行。建成后每年将把3.5吨武器级冗余军用钚生产成 MOX燃料，供压水堆和沸水堆使用。该合同的设计、建造和运营的MFFF与1999年交给Shaw AREVA MOX服务联盟，2008年五月美国用27亿美元实施该方案，MOX燃料将测试组件和制造的Melox厂在法国卡托巴工厂成功试行。

同时，随着这几年的争论，在2007年11月，美国和俄罗斯一致同意，俄罗斯出售其34吨武器级钚用来转变成MOX燃料，这将在Beloyarsk核工厂BN- 600反应堆中进行，并在BN-800建在同一地点。根据这项计划，俄罗斯将在2012年内开始调整600反应堆。BN-800的调整工作将紧随其后。一旦开始工作，两个反应器可以处理大约1.5吨武器级钚每年俄罗斯。美国同意提供4美元的项目。一个60吨/年的商业MOX燃料制造设施（MFFF）计划在2014年于热列兹诺哥尔斯克开始，由矿业化学联合操作（MCC）。这将为未来快堆BN-800提供MOX燃料颗粒和粒状MOX燃料组大约每年400组，容量设计为5- 800单位的供应。这是可能是使用前的武器级钚。另外的在MOX军用工厂在Seversk, Siberia，但这似乎是由MCC取代了。

MOX燃料循环再利用

1992年在法国的La Hague工厂已证实MOX燃料的后处理的使用。2004年第一次使用MOX燃料后处理进行了较大规模的连续过程。10吨的MOX燃料照射约35 000兆瓦/吨，与含有约4%的Pu有关。只要问题是克服完全溶解的PuO₂。自2004年以来，来自德国和瑞士的反应堆需要处理的MOX燃料越来越多，共约70吨，混合物种类多。作为物质反复循环使用的是混有相当比例的（70-80%）UOX燃料。

钚钍燃料

自20世纪90年代早期俄罗斯有计划开发一种钍铀燃料，钚燃料特别强调利用武器级钚，该方案是在钍的信息页中描述。估计有150万吨的过剩武器级钚在俄罗斯，但是钍钚项目未必能超越现有的MOX燃料。

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。

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。