核燃料

核燃料

核燃料,(nuclear fuel),是可在核反應堆中通過核裂變或核聚變產生實用核能的材料。重核的裂變和輕核的聚變是獲得實用鈾棒核能的兩種主要方式。鈾235、鈾233和鈽239是能發生核裂變的核燃料,又稱裂核燃料變。核燃料,是一種冶金學學科的一種專有名詞。

基本信息

概述

核燃料核燃料
核燃料(nuclearfuel),可在核反應堆中通過核裂變或核聚變產生實用核能的材料。重核的裂變和輕核的聚變是獲得實用鈾棒核能的兩種主要方式。鈾235、鈾233和鈽239是能發生核裂變的核燃料,又稱裂變核燃料。其中鈾235存在於自然界,而233、鈽239則是釷232和鈾238吸收中子後分別形成的人工核素。從廣義上說,釷232和鈾238也是核燃料。氘和氚是能發生核聚變的核燃料,又稱聚變核燃料。氘存在於自然界,氚是鋰6吸收中子後形成的人工核素。核燃料在核反應堆中“燃燒”時產生的能量遠大於化石燃料,1千克鈾235完全裂變時產生的能量約相當於2500噸煤。
已經大量建造的核反應堆使用的是裂變核燃料鈾235和鈽239,很少使用鈾233。至今由於還未有建成使用聚變核燃料的反應堆,因此通常說到核燃料時指的是裂變核燃料。由於核反應堆運行特性和安全上的要求,核燃料在核反應堆中“燃燒”不允許像化石燃料一樣一次燒盡。為了回收和重新利用就必須進行後處理。核燃料後處理是一個複雜的化學分離純化過程,曾經研究過各種水法過程和乾法過程。目前各國普遍使用的是以磷酸三丁酯為萃取劑的萃取法過程,即所謂的普雷克斯流程。核燃料後處理過程與一般的水法冶金過程之最大差別是它具有很強的放射性和存在發生核臨界的危險。因此,必須將設備置於有厚的重混凝土防護牆的設備室中並實行遠距離操作以及採取防止核臨界的措施。所產生的各种放射性廢物要嚴加管理和妥善處置以確保環境安全。實行核燃料後處理,可更充分、合理地使用已有的鈾資源

類型

核燃料核燃料
包含易裂變核素、在核反應堆內可以實現自持核裂變鏈式反應的材料。核燃料在反應堆內使用時,應滿足以下的要求:①與包殼材料相容,與冷卻劑無強烈的化學作用;②具有較高的熔點和熱導率;③輻照穩定性好;④製造容易,再處理簡單。根據不同的堆型,可以選用不同類型的核燃料:金屬(包括合金)燃料,陶瓷燃料,彌散體燃料和流體(液態)燃料等(見表)。
金屬燃料是目前普遍使用的核燃料。天然鈾中只含0.7%的U,其餘為U。天然鈾的這個濃度正好能使核反應堆實現自持核裂變鏈式反應,因而成為最早的核燃料,目前仍在使用。但核電站(特別是核潛艇)用的反應堆要求結構緊湊和高的功率密度,一般要用U含量大於0.7%的濃縮鈾。這可以通過氣體擴散法或離心法來獲得。金屬鈾在堆內使用的主要缺點為:有同質異晶轉變;熔點低;存在尺寸不穩定性;最常見的是核裂變產物使其體積膨脹(稱為腫脹);加工時形成的織構使鈾棒在輻照時沿軸向伸長(稱為輻照生長),雖然不伴隨體積變化,但伸長量有時可達原長的4倍。此外,輻照還使金屬鈾的蠕變速度增加(50~ 100倍)。這些問題通過鈾的合金化雖有所改善,但遠不如採用UO2陶瓷燃料為佳。
(Pu)是人工易裂變材料,臨界質量比鈾小,在有水的情況下,650克的鈽即可發生臨界事故。鈽的熔點很低(640℃),一般都以氧化物與UO2混合使用。鈽與U組合可以實現快中子增殖,因而使鈽成為著重研究的核燃料。
吸收中子後可以轉換為易裂變的U,它在地殼中的儲量很豐富,所能提供的能量大約相當於鈾、煤和石油全部儲量的總和。釷的熔點較高,直至1400℃才發生相變,且相變前後均為各向同性結構,所以輻照穩定性較好,這是它優於鈾、鈽之處。釷在使用中的主要限制為輻照下蠕變強度很低。一般以氧化物或碳化物的形式使用。在熱中子反應堆中利用U-Th循環可得到接近於1的轉換比,從而實現“近似增殖”。但這種循環比較複雜,後處理也比較困難,因此尚未獲得廣泛套用。
核燃料處理廠核燃料處理廠
陶瓷燃料 包括鈾、鈽等的氧化物、碳化物和氮化物,其中UO2是最常用的陶瓷燃料。UO2的熔點很高(2865℃),高溫穩定性好。輻照時UO2燃料芯塊內可保留大量裂變氣體,所以燃耗(指燃耗份額,即消耗的易裂變核素的量占初始裝載量的百分比值)達10%也無明顯的尺寸變化。它與包殼材料鋯或不鏽鋼之間的相容性很好,與水也幾乎沒有化學反應,因此普遍用於輕水堆中。但是UO2的熱導率較低,核燃料的密度低,限制了反應堆參數進一步提高。在這方面,碳化鈾(UC)則具有明顯的優越性。UC的熱導率比UO2高几倍,單位體積內的含鈾量也高得多。它的主要缺點是會與水發生反應,一般用於高溫氣冷堆。
彌散體燃料 這種材料是將核燃料彌散地分布在非裂變材料中。在實際套用中,廣泛採用由陶瓷燃料顆粒和金屬基體組成的彌散體系。這樣可以把陶瓷的高熔點和輻照穩定性與金屬的較好的強度、塑性和熱導率結合起來。細小的陶瓷燃料顆粒減輕了溫差造成的熱應力,連續的金屬基體又大大減少了裂變產物的外泄。由裂變碎片所引起的輻照損傷基本上集中在燃料顆粒內,而基體主要是處在中子的作用下,所受損傷相對較輕,從而可達到很深的燃耗。這種燃料在研究堆中獲得廣泛套用。除陶瓷燃料顆粒外,由鈾、鋁的金屬間化合物和鋁合金(或鋁粉)所組成的體系,效果也較好。在彌散體燃料中由於基體對中子的吸收和對燃料相的稀釋,必須使用濃縮鈾。
包覆顆粒燃料也是一種彌散體系。在高溫氣冷堆中,採用鈾、釷的氧化物或碳化物作為核燃料,並把它彌散在石墨中。由於石墨基體不夠緻密,因而要在燃料顆粒外面包上耐高溫的、堅固而氣密性好的多層外殼,以防止裂變產物的外泄和燃料顆粒的膨脹。外殼是由不同密度的熱解碳和碳化矽(SiC)組成的,其總厚度應大於反衝原子的自由程,一般在100~300微米之間。整個燃料顆粒的直徑為1毫米。使用包覆顆粒燃料不僅可達到很深的燃耗,而且大大提高了反應堆的工作溫度,是一種很有前途的核燃料類型。
以上幾種類型的核燃料都用於非均勻堆。根據設計要求,可製成帶有包殼的、不同形狀的燃料元件(見圖)。
核燃料核燃料

流體燃料 在均勻堆中,核燃料懸浮或溶解於水、液態金屬或熔鹽中,從而成為流體燃料(液態燃料)。流體燃料從根本上消除了因輻照造成的尺寸不穩定性,也不會因溫度梯度而產生熱應力,可以達到很深的燃耗。同時,核燃料的製備和後處理也都大大簡化,並且還提供了連續加料和處理的可能性。流體燃料與冷卻劑或慢化劑直接接觸,所以對放射性安全提出較嚴的要求,且腐蝕和質量遷移也往往是一個嚴重問題。目前這種核燃料尚處於實驗階段(見錒系金屬)。

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伊外長要求修改核燃料交換方案
伊朗外交部長馬努切赫爾·穆塔基2010年2月5日說,伊朗想修改國際原子能機構提出的核燃料交換方案,他對最終達成協定表示樂觀。穆塔基當天接受德國《南德意志報》採訪時作出上述表態。報紙定於6日刊登出這篇採訪文章。
國際原子能機構2009年10月提議,伊朗把國內大部分低濃度濃縮鈾一次性運往俄羅斯提純,然後再由法國把它們加工成伊朗研究用核反應堆所需的核燃料棒。“我們認為,這一過程將讓我們進入一種新的信任氛圍中,”穆塔基說,“我們已經由我們的總統、以最高級別表明我們同意,那是重要的一點。”他同時警告,伊朗不會接受國際原子能機構提議的時間表。按德新社的說法,國際原子能機構方案中,伊朗運出濃縮鈾後,等待多達1年時間才能收到核燃料。穆塔基說,最近幾個月外交氛圍已改善,表明或許能達成一項最終協定。“最重要的一點是存在核燃料交換的政治意願……雙方採取舉措建立信任很重要,我們已感覺到那正在發生。”

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