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核燃料循環ppt課件(編輯修改稿)

2026-05-28 00:30 本頁面

　

【文章內容簡介】后處理元件制造中間儲存燃料獲取鈾礦開采廢物處理處置乏燃料乏燃料堆后鈾、钚新元件钚產品圖 11. 閉式核燃料循環示意圖新元件反應堆元件制造中間儲存燃料獲取鈾礦開采乏燃料切割、包裝最終處置庫圖 12. 開式或一次通過式燃料循環示意圖第八章核燃料循環由于裝在堆內的易裂變燃料必須經常保持（或大于）臨界質量，否則不可能維持鏈式反應。為了要在一定運行周期內發出額定功率，堆內需留有超過臨界質量的易裂變燃料，使反應堆活性區具有后備反應性。當燃料達到一定的燃耗 (burn up)深度，由于燃料的消耗，以及運行期間產生并積累的裂變產物的毒化效應，使后備反應性接近消失時，雖然燃料元（組）件中尚含有相當數量的易裂變燃料，也得把它從堆內卸出，換入新燃料。卸出的燃料元（組）件稱為乏燃料 (spent fuel)，其中含有大量的易裂變核素和可轉換核素，包括原先裝入未燃耗的和運行周期中在堆內轉換生成的，均屬價值貴重的能量資源。因此，需要經過后處理，將裂變產物分離出去，并回收這些易裂變核素和可轉換核素，重新制成可用的燃料元（組）件返回反應堆復用，以構成核燃料循環。而一次通過式核燃料循環，它僅利用%的鈾資源，把乏燃料中尚存的 235U、 239Pu和 238U等統統廢棄不用，付諸永久埋存，這種不經后處理的循環實不成其為循環。第八章核燃料循環核燃料循環按核燃料性質可分為鈾系燃料的鈾钚循環方式和釷系燃料的釷鈾循環方式。鈾钚循環方式：包括熱中子堆鈾钚循環和快中子增殖堆鈾钚循熱中子堆鈾钚循環以 235U作為易裂變燃料、以 238U作為轉換原料、生成 239Pu的燃料循環，稱為鈾钚循環。而輕水堆（熱中子堆）鈾钚循環通常以低富集鈾為燃料、以 238U作為轉換原料、生成 239Pu的燃料循環。快中子增殖堆鈾钚循環快堆以 239Pu為燃料，并裝載占天然鈾 99%以上的 238U，在堆中 238U轉化成為 239Pu的量大于燒掉的 239Pu的量，并通過后處理把钚分離出來，作為快堆燃料的循環使用。因此，從最大限度利用鈾資源的角度來看，應充分利用快堆鈾钚循環方式的優勢。第八章核燃料循環釷鈾循環方式：以 235U（或 233U）作為易裂變燃料、以 232Th作為轉換原料、生成 233U的燃料循環，稱為釷鈾循環。在熱中子堆中把232Th轉化為另外一種核燃料 233U，通過后處理把 233U分離出來返回堆中循環使用。從我國釷資源較為豐富的角度來看，也應充分利用熱中子堆釷鈾循環方式的優勢。第八章核燃料循環 ~% 反應堆元件制造化

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