mox燃料(混合氧化物（MOX）燃料)

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在每个反应堆中，都有两个裂变同位素，例如235U，以及由于中子俘获产生新的更重的同位素，主要是238U。反应堆中大部分燃料是238U，它可以生成239Pu以及连续的中子俘获240Pu、241Pu、242P以及其他超铀同位素（请参阅钚）。和235U类似，239Pu和241Pu是易裂变的（同时235U也有非常少量的236Pu和238Pu产生。）

一般情况下，伴随着燃料每三年左右一次改变，有大约一半的239Pu在反应堆中“燃烧”，提供了大约三分之一的总能量。它像235U一样裂变放射出能量。在燃料废物中mox燃料，它可以保持较高的燃烧程，也可以产生更少的裂变污染。一般情况下，约有1%的放射性燃料使用退出钚反应堆 ，从世界角度，在乏燃料中每年有大约70吨的Pu在反应堆装料时被卸载。

在乏燃料中，钚（铀）是可以通过再加工回收的，钚可以用在制造混合氧化物（MOX）核燃料通过发电提供能量。（基于轻水反应堆45GWd/tU的燃耗深度）钚以MOX燃料的单循环形式回收利用，可以将天然铀的资源利用率提高12%，如果铀也进行回收，这个值将增加到22%。

如今，使用循环生产分离的铀和钚占有显著比例，信息来源包括前军事情报部门。它相当于世界上天然矿山三年的供应量。

分离可循环再造物料的库存

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45000

50000

15000

70000

MOX燃料在1963年首次应用于热中子反应堆，但是直到二十世纪80年代才投入商业化使用，到目前为止大约2 000吨混合氧化物燃料制造并且加载到动力反应堆。2006年约180吨混合氧化物燃料被加载到30多个反应堆在欧洲(主要是压水式反应堆)。

今天MOX燃料广泛应用于欧洲和日本。目前约有40个欧洲国家(比利时、瑞士、德国和法国)的反应堆被允许使用MOX燃料，并且有超过30多家都是这么做的。在日本大约有10个反应堆在使用它，剩下的也在这样做。这些反应堆通常使用MOX燃料作为核心的约三分之一使用,但有些人会接受高达50%的核燃料组件。法国900兆瓦的核反应堆至少有三分之一应用这种燃料。日本计划在不久的将来使三分之一的反应堆采用这种燃料，并且预计将启动一个1 383兆瓦反应堆，完整的采用MOX燃料装载在Ohma工厂，或者在2014年下旬应用于其他先进的轻水反应堆，如果EPR或AP1000可以接受MOX的完整燃料载荷。

二十世纪60年代和70年代美国在开发几个关于MOX燃料使用的项目（San Onofre, Ginna PWRs, Dresden, Quad Cities and Big Rock Point）他们表现出可行性，同时类似二氧化铀燃料。2005年时上面提到的4个测试程序集由Melox在法国卡托巴族电站测试成功。

使用50％的混合氧化物不会改变反应器的运行特性，尽管如此工厂还是需要进行相应的调整来适应它，我们需要更多的控制杆。但是对于超过50％的混合氧化物装载来说，就会有显著变化，MOX燃料的燃烧虽然与UOX燃料的燃烧有相同之处，但是反应器还是需要进行相应的改造，比如新的设计。

MOX燃料的一个优势在于，钚的添加可以简单的使裂变燃料浓度的增加，而通过铀浓缩至更高水平的235U花费相对较高。反应堆运营商在寻求燃料可以燃烧的时间更久更长，短短几年的时间燃耗就从每天约30 000 兆瓦/吨，几年的时间提升到每天约50 000 兆瓦/吨，现在MOX燃料变得更有吸引力。

铀价格的上涨导致混合氧化物燃料的再处理以及分离钚的再循环变得更经济实惠。减少乏燃料的使用，采用混合氧化物燃料的呼声变得越来越高。七组二氧化铀燃料组件组成一个混合氧化物燃料组件并带来一些玻璃化高放射性废料，导致只有约35％的体积，质量和处理的成本大大降低。

如果使用过的燃料是可以回收的，那么第一步是从裂变产物和其他废物（约3%）分离钚和铀（剩余约96%的乏燃料）。再从所有或大部分的铀中把钚分离出来。这一切都是在后处理厂进行（参见处理使用过的核燃料信息页）。

钚作为氧化物，与贫铀混合制成新的混合氧化物燃料（ MOX，UO2 +PuO2）。混合氧化物燃料，它由约7~10％的钚贫铀混合，相当于氧化铀燃料浓缩至约4.5％的235U，假设钚大约有三分之二的裂变同位素。如果钚被用于武器（239Pu> 90％），只有约5％的钚需要再混合。商业MOX燃料的钚含量为10.8％（取决于燃料的设计）并且平均为约9.5％。小于10.8％的钚和30%的混合氧化物燃料组成EPR相当于4.2％的浓缩铀燃料。100% MOX燃料的EPR比只有30%的混合氧化物可以更广泛的用于燃料（燃耗，初始富集，Pu的品质）。

为了避免出现短暂的钚同位素衰变问题，所以后处理钚燃料通常都加工成MOX燃料。特别是241Pu (半衰期14年)衰变为241Am，这是一种强γ发射体。如果分离半衰期超过五年的钚用于正常的MOX核电站，可以引发潜在的职业健康危害。伴随钚裂变价值的相应降低，在钚中储存的241Am的水平每年大约增加0.5％。238Pu(半衰期88年)是一个强α发射体和自发的中子源，应用在高燃耗燃料。239Pu、240Pu和242Pu寿命较长，因此适用于长期存储。 (参见钚信息页)。

快中子反应堆允许钚的多次再循环，因为所有的铀同位素都有裂变，但是热中子反应堆中同位素的减少直接影响了钚的循环潜力并且应该将大部分的MOX燃料储存起来以等待更大的快堆发展。 （用钚同位素（37% 239Pu, 32% 240Pu, 16% 241Pu, 12% 242Pua和4% 238Pu）组成的混合氧化物燃料组件燃耗可以达到45 GWd/tU。)

从后处理厂回收铀可以重新富集为新燃料。因为它含有一些中子吸收234U和236U，再加工铀需显著富集（例如十分之一）程度超过对天然铀的要求。因此，从低耗燃料后处理铀可能更适合重新富集，而从高耗燃料是最好的用于混合或MOX制造。

法国每年后处理的燃料有850吨（在贮存15年之后）生产8.5吨钚（立即回收100吨MOX）和810吨再加工铀（浓缩铀）。这大约有三分之二是转换成稳定氧化物的形式存储，三分之一的再浓缩铀和EDF在900兆瓦的反应堆中发挥了它的作用。

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