MOX燃料元件制造

MOX燃料的生产及应用现状

摘要：MOX燃料制造是“核燃料闭式循环”的关键性环节，MOX燃料的发展战略对于乏燃料后处理具有重要意义。本文简要回顾了MOX燃料的发展史，综述了轻水堆MOX燃料和快堆MOX燃料的生产和应用状况，并介绍了MOX燃料的制备技术，最后展望了我国发展MOX燃料的前景以及现实意义。

1. MOX燃料发展简史

MOX燃料是一种混合的铀-钚氧化物燃料(mixed uranium-plutonium oxide fuel)的简称。二十世纪六十年代初，一些国家基于“快中子增殖堆能产生比其所消耗还要多的易裂变材料”这一概念，预计到这种新堆型将给人类带来美好的能源前景时，确立了发展怏堆的技术路线。比利时、法国、美国、德国、意大利等国纷纷建立了钚实验室，开始进行乏燃料后处理，开发供快堆使用的MOX燃料。七十年代初，法国和美国率先在实验快堆内考验了MOX 燃料组件。与此同时，德国、瑞士、法国、英国也开始在轻水堆内引入MOX燃料组件。截止到八十年代，大多数已建成的快堆都成功地使用了MOX燃料。然而八十年代中期以后，由于技术、政治和经济等方面的诸多原因，世界范围内快堆发展计划受挫，许多国家取消或推迟了快堆发展进程，从而促使欧洲一些国家改变策略，把工作的重心转移到在轻水堆中实施MOX燃料的再利用和再循环，以消耗因发展快堆MOX燃料而贮存的大量钚。在这一时期，他们着重研究了在轻水堆(LWR)(含压水堆(PWR)和沸水堆(BWR))以及重水堆(HWR)电站中使用MOX燃料的技术条件，使之在轻水堆电站中的应用达到了工业规模。

2. MOX燃料的生产与应用现状

截止到2007年，全世界已有5个国家的40座以上的LWR获得了MOX再循环许可。其中，法国20座，德国12座，瑞士4座，比利时2座，日本2座，大约30多座MOX燃料热堆在运行。据统计，有33座LWR已装有MOX燃料并投入使用，其中包括31座PWR，2座BWR（位于德国）。由于轻水堆MOX燃料与快堆MOX燃料在制造时，芯块中PuO2与UO2的比例、元件棒包壳材料和燃料组件结构有所区别，现将两种不同类型MOX燃料的生产与应用现状予以分述。

2.1 轻水堆-MOX燃料生产与应用现状

根据2007年IAEA统计，全世界运行的商业核反应堆机组共435套，总装机容量为3.69×105MWe，每年约需6.65万吨铀。预计到2025年。世界核电装机容量将增至4.49-5.33×105MWe．届时铀的需求量将增至8.2-10.1万吨。现役核电站反应堆除使用UOX燃料外，也使用了MOX燃料。截止到2000年，己有2200套以上的MOX燃料组件在法国、德国和比利时等国家的33个PWR和BWR机组中使用，平均燃耗达40GWdHM/t。实践证明在轻水堆中循环利用MOX燃料可达到与UOX相似的性能。目前世界上正在运行的制造轻水堆-MOX燃料厂有：法国的卡达拉希厂(CFCa)和梅洛克斯厂(MELOX)，英国的塞拉菲尔德厂(Sellafield)，日本的东海村和六所村厂，俄罗斯的车里雅宾斯克联合企业。MOX燃料的制造工艺业已日臻完善，并积累了工业生产经验。

2.2 快堆-MOX燃料生产与应用现状

1946年世界上首座实验快堆，美国克列门汀(Clementine)达到临界(额定热功率为

25kW)。1951年美国EBR-1实验快堆首次实现发电(额定热功率1200kW，发出电功率200 kW)。到1980年美国又建成各种目的快堆6座。截止到上世纪末，美国、俄罗斯、法国、英国、德国、日本和印度等七个国家，共计建成大小钠冷快堆18座，积累了300多堆·年的运行经验。其中俄罗斯积累了125堆·年的运行经验，约占40％，在可靠性、安全性和经济性方面保持了较高的水平。特别是BN-600原型快堆电站已运行24年，平均负荷因子超过了74％。目前尚有四个国家，即法国、俄罗斯、日本和印度有快堆仍在运行。至于英、美和德国都曾发展过快堆和相关MOX燃料制造工艺，但是这些设施均先后披拆除或封存起来。

3. MOX燃料的制备技术

MOX燃料的制备工艺与UO2燃料类似，都是长度和直径约10mm的陶瓷块，用锆台金管作包壳材料。所不同的是MOX燃料的原料为UO2粉末和PuO2粉末，需充分混合均匀，并在烧结时形成UO2和PuO2的固溶体。另外由于钚的极毒性和临界质量极小，所以MOX燃料生产设施，防护条件比U02燃料苛刻得多。其生产工艺流程见下图：

3.1国外MOX燃料的制备技术概况

MOX燃料元件的制备过程主要包括氧化物粉末的混合、芯块制备、燃料棒制造和元件组装等工序。MOX燃料棒的制造工艺有芯块法和振动密实法两种工艺路线，无论是在加工工艺方面，还是在性能测试、理化检测方面国外均已建立了相应的标准。当用振动密实法进行燃料棒制造时，最重要的就是先得到成分均匀的混合氧化物燃料粉末；当用芯块法进行燃料棒制造时，MOX燃料芯块的制备是MOX燃料元件制造的核心。

目前，MOX燃料棒的制造大多采取芯块法，即先制备氧化物燃料粉末，再通过成型压制和烧结等工序进行MOX芯块的制备，最后，将芯块装管、端塞焊接制成MOX燃料棒。其中，MOX燃料粉末的制备工艺大致可分为干法和湿法两种。干法即机械混合法，包括比利时的MIMAS和MIGAR、英国的SBR、法国的COCA和德国的OCOM等方法，工艺都比较成熟，是最早发展起来的工艺，已达工业生产规模，法、比、德、英、俄等国均采用过干法工艺进行MOX燃料元件的制造。法国CO-GEMA公司在MIMAS工艺基础上,建立了更为先进的A-MIMAS 工艺,以适应MELOX厂大规模生产需要。美国的FFTF工艺也是干法工艺。俄罗斯还对转化钚

的高温化学工艺（熔盐法）进行了深入的研究。湿法即共转化法，包括共沉淀法、直接脱硝法和溶胶-凝胶法等，其中德国的AUPuC工艺、俄国的草酸盐沉淀法和氨基共沉淀法、法国的NITROXFA法以及日本的微波加热脱硝法都是典型的湿法制备MOX燃料粉末方法，英国也曾用溶胶-凝胶法制备氧化物颗粒，再利用振动密实法制备快堆燃料元件，但这种方法未被广泛应用。

在以上MOX燃料干法和湿法制造工艺中，最为典型的当数比利时开发的MIMAS工艺，以及德国开发的AUPuC工艺，其他各国开发的工艺都与此两种工艺采用的技术相似。下面对这两种工艺进行简单的介绍。

3.1.1 MIMAS工艺

该工艺的第一步是用球磨机将UO2+30％PuO2粉末进行球磨，球磨时问一般为5h。第一步是用高效混台器将第一步得到的主混合粉末与剩余的UO2粉末进行混合。传统MIMAS 工艺是用AUC-UO2粉末，但后来法国MELOX工厂的批量生产改用ADU-UO2粉末。MIMAS 工艺规定最大富钚颗粒尺寸不超过150μm。MIMAS-ADU工艺制造的MOX芯块中一般含有3种不同成分的相，即富铀相(基体相)、富钚相和UO2表面包覆一层钚的涂层相。

3.1.2 AUPuC工艺

AUPuC工艺流程示意图如下

料液是反应堆乏燃料后处理厂产生的硝酸钚和硝酸铀酰溶液。2种溶液以需要的比例混合,进行共转换,制得含钚40 %的可溶性混合氧化物粉末。

3.2我国MOX燃料芯块制备技术研究进展

我国对MOX燃料技术的研究起始于20世纪80年代，发展相对较晚。受项目技术难度大、MOX燃料应用目标不十分明确和经费制约等因素影响，当前我国对MOX燃料的研究与国际发达水平还有较大的差距。

但从总体上看，还是取得了相当大的进步：自行设计并于2007年开始建设我国第一条MOX燃料芯块制备工艺试验线和分析检测线；确立了我国的MOX燃料芯块制备工艺流程，通过球磨、制粒、混料、压制、烧结等工艺试验，掌握了芯块制备的关键技术，研制出以CeO2替代PuO2的模拟MOX燃料芯块；建立了MOX燃料粉末和芯块性能检测的分析装置和方法（粉末的性能包括粒度、比表面积、松装密度、振实密度、混合均匀性、杂质含量等，芯块的性能包括密度、气孔率、气孔尺寸、晶粒尺寸、元素分布均匀性、O/M比等），并通过大量模拟样品的性能测试，积累了分析检测经验。总而言之，通过以上技术研究，积累了较为丰富的技术经验，培养了一批专业科研人才，为开展含钚MOX燃料芯块和单棒研制奠定了技术基础，使我国MOX燃料元件技术研究向前迈开了一大步。

下图是我国MOX燃料芯块制备的工艺流程：

4.我国发展MOX燃料的前景

近年来，我国核电发展较为迅猛，根据国家有关发展规划预测，到2020年投运核电的装机容量达到40 GW，占全国总装机容量的4%，核电占全国总发电量的6%。资料表明，一座1000 MW的压水堆在40年的寿期中共需要6040t天然铀，2005年我国运行的核电机组达到了8.7GW，共需使用天然铀52500 t。这就意味着要维持核电站正常运营，将需要更多的天然核燃料来加以支撑。由此可见，在我国发展目前使用的天然核燃料替代燃料——MOX燃料的需求非常大。

从轻水堆燃料循环的经济性来看，利用核燃料后处理提取钚是非常有效的策略。随着钚量的增加，对钚最有效的和平利用途径就是制成MOX燃料元件。如果对乏燃料中的钚弃置不用，不但不能解决核燃料资源不足的问题，每年还将支付相当大的费用贮存这些钚。鉴于反应堆更高的燃耗深度，将几年前的约30 000 MW·d/t的燃耗提高到现在的50 000 MW·d/t 以上，MOX的利用就变得更加有吸引力。相对于相对低廉的铀价格来说，后处理分离钚制造MOX进行回用本身并不经济，但考虑进行乏燃料管理的费用，分离钚的成本就又变得十分便宜了。7 个UO2燃料组件生成1个MOX组件和一些玻璃固化高放废物，其结果是使乏燃料处置的体积、数量和费用约下降65%。

中国实验快堆（CEFR）对MOX燃料的需求迫切。国际上热堆的铀资源利用率只有1%左右，而通过快堆及MOX燃料循环可以将铀资源利用率提高60～70倍。国际上已有20多座快堆的设计建造经验和300堆年的快堆运行经验，从工程技术上看，国际上快堆发展经历过实验快堆、原型快堆、示范快堆的完整阶段。中国实验快堆（CEFR）经过近15年的研发，即

将临界投入运行。但由于我国没有MOX燃料，目前不得不使用从俄罗斯进口的高富集度UO2燃料，这将影响我国快堆技术的发展。因此，急需开展CEFR-MOX燃料的研发，尽快过渡到使用MOX燃料堆芯装料，获得使用MOX燃料的经验和技术，从而加快我国快堆技术发展与核能“三步走”的发展战略进程。

无论用于轻水堆，还是用于快中子堆，MOX燃料的应用可实现核燃料的闭合循环，并减少钚的贮存费用，有利于环境保护。同时也可提高铀资源利用率，解决我国铀资源并不丰富的问题。这种新型可增殖核燃料技术是我国实施核能可持续发展战略的重要组成部分，对我国核电事业的可持续发展具有重要意义。

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核燃料元件生产中化工转化工艺的评述 吴忠俭 核工业第五研究设计院 450052 摘要：本文对核燃料元件生产中三大化工转化工艺作了评述，系统介绍了IDR工艺的优点，提出了我国今后建厂所采取的工艺路线及现有ADU生产线的利用，并对IDR工艺中所存在的问题提出了建议。 关键词 核燃料 化工转化 IDR工艺 建议 1 前言 在核燃料生产中，铀化合物转化加工占有很大的比重。一般来讲，铀矿石水法冶金和纯化精制是获取核纯物料的手段。但从上述过程中制得的铀化合物的物理、化学性质和核性能尚不能适于核裂变的应用，必须经过化学转化加工，为生产金属铀和铀同位素分离提供适宜的铀化合物。 目前绝大多数核动力反应堆都是采用不同加浓度的铀，所以二氧化铀是生产合乎要求的二氧化铀燃料的重要原料，并且世界各国均随着我国核电事业及其它核动力的发展，对核燃料二氧化铀的需求量越来越大。大家知道，在压水堆核燃料元件生产中，首先必须把含有一定富集度的UF6转化为符合要求的陶瓷级UO2粉末。UO2粉末的性能决定了化工转化工艺。 当今世界上，压水堆核燃料化工转化工艺，用于生产实践的，主要有三种，即ADU工艺，AUC工艺及IDR工艺。ADU工艺是世界上发展最早的湿法工艺，随后西德研究并使用了AUC湿法工艺。IDR工艺是由英国的核燃料公司（BNFL）研究成功并首先使用的一种干法工艺，英国于1971年在斯普林菲尔德厂建造了世界上第一条IDR工艺生产线投入运行，并取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。1975年法国-比利时核燃料公司（FBFC）引进了该项专利，在法国的罗芒建立了IDR工艺生产线，也取代了该厂原来采用的ADU工艺生产线。法国在吸收、

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关于批准中核北方核燃料元件有限公司三门核电燃料组件运输核与辐射安全分析报告书的通知（2019） 你公司《关于〈中核北方核燃料元件有限公司三门核电燃料组件运输核与辐射安全分析报告书〉审评的请示》（公司安字〔2019〕222号）收悉。 根据《放射性物品运输安全管理条例》的相关要求，我局审查了你公司提交的《中核北方核燃料元件有限公司三门核电燃料组件运输核与辐射安全分析报告书》（以下简称《报告书》）。经研究，批复如下。 一、同意你公司按照《报告书》中的各项承诺和运输方案，以公路运输的方式实施三门核电燃料组件运输活动。你公司作为三门核电燃料组件运输活动的托运人（地址：内蒙古自治区包头市青山乌素图；法定代表人：李卫东），应承担三门核电燃料组件运输过程中的核与辐射安全责任。 二、你公司采用STC-NF1A新燃料运输容器（设计批准号：CN/059/AF-96（NNSA））实施运输，单个容器最多可以装载1组改进型RFA-XL型新燃料组件。单次最多运输68个货包，年最多运输2次。 三、运输活动实施前，你公司应委托有资质的辐射环境监测机构对货包表面污染和辐射水平实施监测，并将监测报告报内蒙古自治区生态环境厅备案。 四、每次运输活动实施前，你公司应报告我局。 五、运输过程中如发生核与辐射事件或事故，应及时报告我局和事故发生地的省级生态环境主管部门。 六、本批准不免除你公司遵守国家其他有关运输法规要求的责任。 七、本批准有效期至2024年6月30日。 国家核安全局 2019年7月20日 【此件社会公开】 抄送：中国核工业集团有限公司，内蒙古自治区、浙江省生态环境厅，生态环境部华北、华东核与辐射安全监督站、核与辐射安全中心，中国辐射防护研究院。 （本资料仅供参考，请以正式文本为准）

CANDU燃料元件现状与发展

CANDU堆元件现状与发展张杰崔振波王世波 包头核燃料元件厂 2005年5月

摘要 摘要 本文介绍了重水堆核电站用燃料棒束发展里程和CANDU-6燃料棒束的技术特性，介绍了重水堆核电燃料棒束的技术改进方向和发展现状以及我国在CANDU燃料循环方面的发展设想。 关键词 重水堆燃料元件、CANDU堆燃料元件、发展、燃料循环、CANFLEX燃料棒束。

1 CANDU重水堆核电概况 CANDU型重水堆经过40多年的改进和发展，已成为当前比较成熟的堆型之一。历经几十年的商业运行已充分证明，就技术指标、经济性、安全性等方面而言，CANDU堆可称为当今世界上一种较为领先的核电技术。 我国秦山三期重水堆核电站就是引进加拿大原子能有限公司两台CANDU-6重水堆核电机组，总装机容量为2×728Mwe，设计年容量因子为85%，设计寿命40年。两台机组已分别于2002年12月和2003年7月投入商业运行。 同时，为了实现重水堆燃料元件国产化，满足秦山三期核电站换料节点要求，1998年12月8日经由中核原子能公司，二零二厂与加拿大ZPI公司签定了CANDU-6型燃料棒束制造技术转让合同。该项目于2000年4月1日破土动工，工程历时33个月，于2002年12月建成了我国第一条重水堆核燃料棒束生产线——包头核燃料元件厂。包头核燃料元件厂设计生产能力为年产200吨（铀）CANDU-6型核燃料棒束（约10400-10600只燃料棒束），以满足秦山三期两座728 Mwe商用核电站的年换料要求。2003年3月27日首批国产化燃料棒束入堆，目前堆内运行状态良好。 2 CANDU重水堆燃料元件 2.1 CANDU堆燃料元件 2.1.1 燃料元件的基本结构 CANDU堆燃料元件是由天然UO2陶瓷芯块，Zr-4合金包壳管、端塞、隔离块、支承垫和端板等部件组成的棒束。图2-1是一个典型的CANDU-6型燃料棒束。 图2-1 CANDU-6型燃料棒束外形 1-端塞；2-端板；3-包壳管；4-芯块；5-石墨涂层；6-支承垫；7-隔离块；8-压力管芯块是由天然陶瓷UO2粉末经压制成型、高温烧结制成圆柱形，其密度≥10.45克/厘米3，氧铀比为2.000～2.015。高密度燃料芯块可使燃料在堆内有尽可能多的可裂变材料和尽可能小的体积变化。芯块端面呈碟形，芯块端部有倒角。芯块柱面要经磨床磨削，以得到较高的光洁度，可以保证芯块与包壳有良好的接触及有利于热传导。 每只CANDU-6型燃料棒束是由37根单棒组成。UO2芯块装入壁厚0.4mm的Zr-4合金包壳管内，其两端由端塞密封焊接组成单棒。37根单棒按照固定位置环形排列，两侧用端板焊接固定，组成燃

中核北方核燃料元件有限公司

中核北方核燃料元件有限公司中核北方核燃料元件有限公司（二○二厂），创建于1958年，是我国核工业最早创建的“五厂三矿”之一，是我国核材料、核燃料元件研制和生产的重点军工企业，是我国核电燃料元件主要的生产科研基地。 企业规模 公司地处被誉为“鹿城”“花园式城市”的内蒙古自治区包头市，占地8.13平方公里。公司现有职工3049人，各级各类专业技术人员939人，研究员级高级工程师42人、高级专业技术人员162人，高级技师35人。其中，中国工程院院士1人，享受国务院政府特殊津贴人员29人。 科研实力 公司具有“厂所合一”企业结构和雄厚的科技创新实力，拥有中国核工业重点实验室、国防科技工业企业技术中心、博士后科研工作站、核燃料材料联合实验室、内蒙古自治区钍基燃料研究工程技术中心和国家及国防实验室等，公司被认定为国家高新技术企业。 公司承担了以大型先进压水堆核电站、高温气冷堆核电燃料元件和新一代核材料、核燃料关键技术研究为核心的国家科技重大专项、装备探索、核能开发等科研课题，形成了军、核、民技术相互融合的研发格局。公司成功研制了我国

首件CAP1400自主化燃料组件样件、首个环形燃料辐照考验元件、首套医用钴调节棒组件等一系列产品，在国家能源示范工程海洋核动力平台燃料组件研制、城市供热堆燃料组件研制、大型核电站主泵高性能贫铀飞轮研制以及航天、医疗、强放射源贫铀屏蔽体研制等方面，取得了重要技术突破。 从事领域 公司先后建成了重水堆核电燃料元件生产线、压水堆核电燃料元件生产线、AP1000核电燃料元件生产线和高温气冷堆核电燃料元件生产线等四条核电燃料元件生产线，形成了国内品种最多、技术最全、规模最大的核电燃料元件制造产业格局；开发了钴调节棒、医疗堆燃料元件、民用放射源特种材料屏蔽体、航天器特种材料屏蔽体等多种民用产品。 企业已形成集铀化工转化、铀冶金、铀粉末冶金、压力加工、机械加工、真空焊接、金属表面处理、理化分析、无损检测、辐射防护等诸多专业领域于一身的核燃料元件、核材料科研生产体系，获得了一批具有较强应用价值的可以军民两用的研究成果，建成了一套较完整的技术体系和质量保证体系，具有较强的研发能力和创新能力，发展潜力巨大。 您的加入必将使中核北方核燃料元件有限公司更加朝 气蓬勃、焕发活力，也将使中核北方核燃料元件有限公司如虎添翼、加速发展。中核北方核燃料元件有限公司真诚欢迎莘莘学子的加入