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核燃料循環
nuclear fuel cycle
核燃料進入反應堆前的製備和在反應堆中燃燒後的處理的整個過程。這個名稱反映了核燃料在反應堆中衹能燒到一定程度就必須卸出並換上新燃料這個特點。乏燃料（即燒過的燃料）中的鈾和鈈可以分離出來並返回反應堆，作為燃料循環使用，形成核燃料的循環。
概況 核燃料循環以反應堆為中心，劃分為堆前部分（前段）和堆後部分（後段）。前段指核燃料在入堆前的製備，包括鈾礦的開採、鈾礦石的加工精製（即前處理）、鈾的轉化、鈾的濃縮和燃料元件製造等過程。後段指從反應堆卸出的乏燃料的處理，包括乏燃料的中間儲存，乏燃料中鈾、鈈和裂變産物的分離（即核燃料後處理），以及放射性廢物處理和放射性廢物最終處置等過程。附圖壓水堆核電站核燃料循環圖（％表示鈾中鈾235含量百分數）表示壓水堆電站的核燃料循環,其中略去三廢處理中氣體、固體和中低放廢液的處理和處置。（見彩圖花崗岩型葡萄狀瀝青油礦、紅偉晶岩中的硅鈣鈾礦結晶、鈣鈾雲母、露天鈾礦、鈾礦選礦廠、英國斯普林菲爾茲核燃料前處理廠、重鈾酸銨（黃餅）、二氧化鈾、八氧化三鈾、金屬鈾、草酸鈈(Ⅲ)結晶(放大 600倍)、中國秦山核電站施工現場。、中國秦山核電站施工現場反應堆核燃料組件、聯邦德國比布利斯核電站、法國阿格(La Hogue)核燃料後處理廠、乏燃料（燒過的核燃料）的運輸客器）
前段 核燃料循環從開採鈾資源開始。開採出來的鈾礦石經過精選，送到前處理廠製成八氧化三鈾。壓水堆核電站以含鈾235約3％的低濃鈾作為燃料，但天然鈾的鈾235含量衹有0.720％。為了把天然鈾中鈾 235的含量提高到3％,需要進行鈾同位素分離即鈾的濃縮。當前工業規模的鈾的濃縮工廠以六氟化鈾為供料，因此需要把前處理的産品八氧化三鈾進行還原、氫氟化和氟化轉變為六氟化鈾，這就是鈾的轉化過程。在鈾的濃縮工廠中，六氟化鈾中的鈾235含量被濃縮至3％左右。這樣得到的六氟化鈾須再經過一個轉化過程變為二氧化鈾，才能送至元件製造廠製成含鈾235約3％的低濃鈾燃料元件。至此，核燃料循環的前段完成。
後段 從壓水堆卸出的乏燃料中,鈾235的含量仍有0.85％左右，高於天然鈾；而且每噸乏燃料中還含有約10千克的鈈,其中可作為核燃料的鈈239和鈈241約占7千克。因此，如將這些易裂變核素分離出來，作為燃料返回反應堆，既可節約天然鈾，又可節約分離功。據估計，將鈾循環使用，可節約天然鈾約20％,節約分離功4％左右。如將鈾和鈈都循環使用，可節約天然鈾約40％，節約分離功15％左右。
為了進行鈾和鈈的循環，須將乏燃料中的鈾和鈈分離並淨化到所含裂變産物的放射性低到人們可以接近的水平，這就是後處理工廠的任務。剛從反應堆中卸出的乏燃料放射性太強，一般需要在冷卻水池中存放3～5年，使放射性大大衰減之後，纔送到後處理廠去處理。這個存放步驟稱做中間儲存。從後處理廠得到的含鈾 235約0.85％的鈾産品（稱做堆後鈾），又須經過轉化過程變為六氟化鈾,並送至鈾的濃縮工廠,濃縮到含鈾235約3％，然後再轉化為二氧化鈾,以便製成燃料元件(見圖壓水堆核電站核燃料循環圖(％表示鈾中鈾235含量百分數))。從後處理廠得到的鈈産品通常是二氧化鈈，可儲存起來以備將來利用；也可和二氧化鈾一起製成混合氧化物燃料，返回壓水堆使用，或作為快中子增殖堆的燃料使用。
從後處理廠出來的放射性廢物，均須經過妥善處理和處置，以確保在長期儲存條件下也不轉移到生物環境中。其中最重要的是占全部廢物放射性約99％的高放廢液的處理和處置。處理的方法是先將高放廢液 |