核燃料工业

出处：按学科分类—工业技术 中国科学技术出版社《不锈钢实用手册》第1003页（1623字）

天然铀矿中能够产生裂变反应的U²³⁵仅占0．7%，不能做为核燃料使用，必须经过各种加工过程将其浓缩到2%～4%U²³⁵的产品供反应堆使用，经反应堆运行后，乏燃料中的未燃耗的U²³⁵和新生产的Pu²³⁹需经再处理工艺循环将其回收。铀矿开采－水冶－浓缩－反应堆－化学再处理等构成了核燃料工业的完整系统，在整个核燃料循环过程中，大量使用不锈钢和耐蚀合金材料，如果没有相适应的不锈钢材料就不可能有现代化的核燃料工业。

(1)铀的水冶

铀矿经过碱或酸洗→溶剂浸出→溶剂萃取→脱硝工序，最终形成U₃O₈。在上述工艺过程中的不锈钢材料使用情况见表2－9。由于用碱浸出，腐蚀性较弱，使用普通钢即可，但液－气介面处使用0Cr17Ni14Mo2制作挡板，可防止硫化物飞溅而产生点蚀。在使用硝酸浸出时，使用抗晶间腐蚀的18－8型奥氏体不锈钢。当用硫酸浸出时，需使用含钼或钼铜复合的Cr－Ni奥氏体不锈钢，在存在磨蚀的条件应使用沉淀强化的奥氏体不锈钢。

表2－9 铀水冶厂的不锈钢使用状况

(2)铀的精制

将水冶厂生产的U₃O₈转换成UF₄，再将UF₄转换成UF₆，在实际生产中存在湿法和干法两种工艺。

干法生产UF₄的主要工艺流程如下：

在整个工艺过程中，设备材料将遭到硝酸、硝酸蒸汽、UO₂(NO₃)₂的腐蚀，所使用的材料视工序环节有所不同，见表2－10。

表2－10 铀精制工艺装备使用的材料

(3)铀的浓缩

气体扩散法分离U²³⁵，压缩机的隔离套使用0Cr35Ni65Al。离心分离高速施转筒使用马氏体时效钢。

(4)核燃料再处理

将反应堆用过的乏燃料或将生产堆照辐的核燃料经化学处理分离U和Pu，并将危险的核分裂生成物分离的化学加工过程称核燃料再处理，亦称后处理。

核燃料再处理，当前成熟的工艺是水法，其回收过程由燃料元件脱壳、燃料溶解和燃料的分离和回收三部分组成。最后一部分的材料问题可参见铀的精制部分。在前两部分，其工艺介质具有强烈的腐蚀性，因此核燃料后处理工厂的装置和管线、泵、阀门几乎是由不锈钢和耐蚀合金堆砌而成。因工艺介质条件不同所选用的材料也存在差异，见表2－11。

表2－11 核燃料再处理脱壳工艺中的耐蚀材料

燃料芯的溶解 通常采用与脱壳相同或相似的溶液进行溶解。在溶解金属铀、氧化铀和铀－铝燃料时，广泛使用硝酸，溶解器材料一般使用0Cr23Ni13Nb，00Cr19Ni10和Carpenter20合金。

高放废液处理装置 高放废液是核燃料再处理循环中各种废气、高放射性废液的混合介质，其腐蚀性非常强烈，常常含有HNO₃、硫酸根、铁离子的成分，处理这种废液应严防设备泄漏，以免污染环境，装置的材料为00Cr18Ni9和00Cr25Ni20Nb，后者耐蚀性最佳，正在运行的后处理厂均以它为反应器(蒸发浓缩)的结构材料。