簡介
核燃料循環是核能系統的“大動脈”。從鈾礦勘查、鈾礦采冶到純化轉化、鈾濃縮、元件制造，再到反應堆、後處理、廢物處理與處置，中國是世界上少數擁有完整核燃料循環産業鍊的國家。
核燃料循環（nuclear fuel cycle），為核動力反應堆供應燃料和其後的所有處理和處置過程的各個階段。它包括鈾的采礦，加工提純，化學轉化，同位素濃縮，燃料元件制造，元件在反應堆中使用，核燃料後處理，廢物處理和處置等。核燃料循環有3種主要型式：①一次通過。使用過的燃料元件不進行後處理，而直接作為廢物加以處置。②熱中子堆中再循環。使用過的燃料元件經後處理回收其中未用完的鈾和新産生的钚，返回重新制造元件，循環使用。③快中子增殖堆中再循環。快中子增殖堆燃料由钚和貧化鈾構成。使用過後，經後處理回收其中鈾和钚，返回循環使用。在這種反應堆中由鈾238吸收中子生成的钚比由于裂變而消耗掉的钚還要多，因此可以實現核燃料（钚）的增殖。另一種不常用的核燃料是钍，它來自自然界的钍礦。钍232在反應堆中吸收中子後可轉化為另外一種核燃料鈾233。因此，由鈾233和钍結合使用也構成核燃料循環。
核燃料循環
核燃料循環産業鍊價值鍊長内容豐富,且處于技術和實踐相對落後于市場,但需求和必要性十分确定的階段,前後端運營和裝備市場成長性明顯。
核燃料循環産業,從閉式燃料再循環的角度看,包括前端的鈾勘探采掘和冶煉加工、鈾轉化和濃縮、燃料組件制造和後端的核廢料最終處置、乏燃料後處理(含後處理、固化、處置、制造MOX燃料提取钚等)、乏燃料及廢料的貯存和運輸和核電站退役。
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制備，包括鈾礦的開采、鈾礦石的加工精制（即前處理）、鈾的轉化、鈾的濃縮和燃料元件制造等過程。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、钚和裂變産物的分離（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。
前段
核燃料循環從開采鈾資源開始。開采出來的鈾礦石經過精選，送到前處理廠制成八氧化三鈾。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含量隻有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，才能送至元件制造廠制成含鈾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，高于天然鈾；而且每噸乏燃料中還含有約10千克的钚,其中可作為核燃料的钚239和钚241約占7千克。因此，如将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，将鈾循環使用，可節約天然鈾約20%,節約分離功4%左右。如将鈾和钚都循環使用，可節約天然鈾約40%，節約分離功15%左右。
為了進行鈾和钚的循環，須将乏燃料中的鈾和钚分離并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，才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,并送至鈾的濃縮工廠,濃縮到含鈾235約3%，然後再轉化為二氧化鈾,以便制成燃料元件。從後處理廠得到的钚産品通常是二氧化钚，可儲存起來以備将來利用；也可和二氧化鈾一起制成混合氧化物燃料，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，以确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。處理的方法是先将高放廢液在不鏽鋼大罐中暫時儲存一段時間,然後根據各國不同的要求,或将高放廢液直接固化成為硼矽酸鹽形态的玻璃塊，或先将其中極長半衰期（如钚239需幾十萬年才能衰變到無害水平）的α放射性核素移除，加以利用，或單獨處置，然後再固化成玻璃塊。固化塊經包裝後一般要求在地面長期儲存庫儲存數十年，待其發熱量衰減到較低時，再送至最終處置庫，在地下深層永久埋藏起來。至此，核燃料循環的後段就完成了。
循環方式
除了前面講到的壓水堆（輕水堆）的鈾（钚）循環方式以外，還有快中子增殖堆(簡稱快堆)的鈾-钚循環方式以及钍-鈾循環方式等。快堆鈾-钚循環從最大限度利用鈾資源的角度來看，應發展快中子增殖堆。這種堆以钚239為燃料,并裝載鈾238,在堆中所裝鈾238轉化成為钚239的量大于燒掉的钚239的量，将占天然鈾99%以上的鈾238也利用起來，進行鈾-钚循環。鈾-钚循環就是在快堆中将鈾238轉化為钚239，并通過後處理把钚分離出來,作為快堆的燃料循環使用。在發展初期，可用壓水堆後處理得到的钚作為裝料；發展到一定規模後，就可用快堆自己增殖的钚作為燃料。钍-鈾循環指在熱中子堆中把钍232轉化為另外一種核燃料鈾233，通過後處理把鈾233分離出來返回堆中循環使用。适于采用這種核燃料循環的堆型是高溫氣冷堆，其科研開發工作現已接近商業化階段。在重水堆甚至輕水堆中，也可采用這種燃料循環方式，科研工作尚處于開始階段。
一次通過
有些國家考慮對壓水堆電站乏燃料不進行後處理，而直接包裝或經切割後包裝，然後送到深地層的最終處置庫永久儲藏起來。這樣未經後處理也就是沒有封閉的核燃料循環，稱做一次通過。加拿大核發電用的是重水堆,燃料用天然鈾，燒過後其中鈾235含量隻有0.3%，所以對核燃料循環一直采取一次通過的方針。有些國家對于壓水堆電站的核燃料循環也考慮采取一次通過的方針，這是因為這些國家的後處理和高放廢液處理的費用十分高。當前國際市場上天然鈾價格疲軟，濃縮鈾市場飽和，而商業钚價格既低，又未商品化。因此，對于這些國家來說，搞一次通過在經濟上較為合算。但是，一個1000兆瓦的壓水堆電站卸下燃料中所含锕系元素的α放射性高達10萬居裡左右，把這樣大量的極長半衰期的α放射性核素長期埋在地下能否保證安全尚未肯定，把大量可以利用的鈾238和钚239埋在地下廢棄不用也是不合理的。因此，大多數國家如英、法、聯邦德國、日本、意大利、蘇聯、阿根廷和印度等皆采用核燃料循環的方針，對于壓水堆電站乏燃料進行後處理，以大大減少需要最終處置的α放射性核素，并把鈾和钚循環使用。
我國核燃料現狀
近年來，事故容錯燃料正處在國際核燃料技術研發最前沿。自2015年我國啟動相關研發後，中廣核研究院ATF項目部牽頭研制出新型核燃料芯塊氧化铍增強型二氧化鈾、大晶粒二氧化鈾，及新型包殼材料鐵鉻鋁合金、塗層锆合金和钼合金等，可提高燃料的熱導率和裂變氣體包容能力，并有效提高事故工況下包殼的失效時間、防止氫爆事件發生。這些材料也是未來高安全性和經濟性核燃料及包殼的主要備選方案。
