指核技术与同位素技术的应用，由核辐照站利用核技术对原有产品改良、改变性质并使其增值的加工活动。

根据用途的不同，常用的有放射性液体源和固体源。常用的放射性活度较大的源，一般多采用不锈钢柱封装，然后再装在铅罐内。 主要用途：能源、工业、农业、医学、国防、甚至人们的日常生活当中。

核燃料，可在核反应堆中通过核裂变或核聚变产生实用核能的材料。重核的裂变和轻核的聚变是获得实用U棒核能的两种主要方式。U-238和Pu-239是能发生核裂变的核燃料。而U-233、Pu-239则是Th-232和U-238吸收中子后分别形成的人工核素。从广义上说Th-232和U-238也算是核燃料。而氘和氚是能发生核聚变的核燃料，又称聚变核燃料，氘存在于自然界，氚是Li-6吸收中子后形成的人工核素。但由于至今还未有建成使用聚变核燃料的反应堆，因此通常说到核燃料时指的是裂变核燃料。核燃料在核反应堆中“燃烧”时产生的能量远大于化石燃料，1kgU-235完全裂变时产生的能量约相当于2500吨煤。

核辐射加工是利用人眼看不见的伽玛射线、电子束、离子束等,按不同需要,对材料进行加工。

这是商业开发的第一个浓缩方法。该工艺依靠不同质量的U同位素在转化为气态时运动速率的差异。在每一个气体扩散级，当高压六氟化U气体透过在级联中顺序安装的多孔镍膜时，其235-U轻分子气体比238-U分子的气体更快地通过多孔膜壁。这种泵送过程耗电量很大。已通过膜管的气体随后被泵送到下一级，而留在膜管中的气体则返回到较低级进行再循环。在每一级中，235-U/238-U浓度比仅略有增加。浓缩到反应堆级的235-U丰度需要1000级以上。

在这类工艺中，六氟化U气体被压缩通过一系列高速旋转的圆筒，或离心机。238-U同位素重分子气体比235-U轻分子气体更容易在圆筒的近壁处得到富集。在近轴处富集的气体被导出，并输送到另一台离心机进一步分离。随着气体穿过一系列离心机，其235-U同位素分子被逐渐富集。与气体扩散法相比，气体离心法所需的电能要小很多，因此该法已被大多数新浓缩厂所采用。

所谓贝克尔技术是将六氟化U气体与氢或氦的混合气体经过压缩高速通过一个喷嘴，然后穿过一个曲面，这样便形成了可以从238-U中分离235-U同位素的离心力。气体动力学分离法为实现浓缩比度所需的级联虽然比气体扩散法要少，但该法仍需要大量电能，因此一般被认为在经济上不具竞争力。在一个与贝克尔法明显不同的气体动力学工艺中，六氟化U与氢的混合气体在一个固定壁离心机中的涡流板上进行离心旋转。浓缩流和贫化流分别从布置上有些类似于转筒式离心机的管式离心机的两端流出。南非一个能力为25万分离功单位的235-U最高丰度为5％的工业规模的气体动力学分离厂已运行了近10年，但也由于耗电过大，而在1995年关闭。

激光浓缩技术包括3级工艺：激发、电离和分离。有2种技术能够实现这种浓缩，即“原子激光法”和“分子激光法”。原子激光法是将金属U蒸发，然后以一定的波长应用激光束将235-U原子激发到一个特定的激发态或电离态，但不能激发或电离238-U原子。然后电场对通向收集板的235-U原子进行扫描。分子激光法也是依靠U同位素在吸收光谱上存在的差异，并首先用红外线激光照射六氟化U气体分子。235-U原子吸收这种光谱，从而导致原子能态的提高。然后再利用紫外线激光器分解这些分子，并分离出235-U。该法似乎有可能生产出非常纯的235-U和238-U，但总体生产率和复合率仍有待证明。在此应当指出的是，分子激光法只能用于浓缩六氟化U，但不适于“净化”高燃耗金属钚Pu，而既能浓缩金属U也能浓缩金属Pu的原子激光法原则上也能“净化”高燃耗金属Pu。因此分子激光法比原子激光法在防扩散方面会更有利一些。

同位素电磁分离浓缩工艺是基于带电原子在磁场作圆周运动时其质量不同的离子由于旋转半径不同而被分离的方法。通过形成低能离子的强电流束并使这些低能离子在穿过巨大的电磁体时所产生的磁场来实现同位素电磁分离。轻同位素由于其圆周运动的半径与重同位素不同而被分离出来。这是在20世纪40年代初期使用的一项老技术。正如伊拉克在20世纪80年代曾尝试的那样，该技术与当代电子学结合能够用于生产武器级材料。

这种浓缩形式开拓了这样的工艺，即这些同位素离子由于其质量不同，它们将以不同的速率穿过化学“膜”。有2种方法可以实现这种分离：一是由法国开发的溶剂萃取法，二是日本采用的离子交换法。法国的工艺是将萃取塔中2种不互溶的液体混和，由此产生类似于摇晃1瓶油水混合液的结果。日本的离子交换工艺则需要使用一种水溶液和一种精细粉状树脂来实现树脂对溶液的缓慢过滤。

在该法中，利用离子回旋共振原理有选择性地激发235-U和238-U离子中等离子体235-U同位素的能量。当等离子体通过一个由密式分隔的平行板组成的收集器时，具有大轨道的235-U离子会更多地沉积在平行板上，而其余的235-U等离子体贫化离子则积聚在收集器的端板上。已知拥有实际的等离子体实验计划的国家只有美国和法国。美国已于1982年放弃了这项开发计划。法国虽然在1990年前后停止了有关项目，但它目前仍将该项目用于稳定同位素分离。

主要产品有重U酸铵(俗称黄饼)和三碳酸U酰铵等。纯化（又称精制）后的U化合物产品，必须达到核纯的要求。精制的产品进一步干燥、煅烧，加工成二氧化U或八氧化三U,供制作反应堆元件或六氟化U（用于U-235的同位素分离）用。整个过程须经下述单元操作：U矿石的破碎和磨细、U矿石的浸取、矿浆的固液分离、离子交换和溶剂萃取法提取U浓缩物、溶剂萃取法纯化U浓缩物。可根据矿石种类、产品要求等不同情况，选择由上述单元操作所组成的适当流程。

1. 破碎和磨细　破碎是将矿石经颚式破碎机、圆维破碎机或锤式破碎机粗碎、中碎和细碎以达到所要求的粒度。然后进行细磨，以达到浸取工序所要求的粒度。
2. 浸取　用溶剂将矿石中的U选择性地溶解。U矿石经浸取后，U与大部分脉石分离，浸取液中U与杂质的比例比原矿石中约提高10～30倍，因此，浸取过程也是U与杂质初步分离的过程。
3. U矿石浸取方法一般有酸法和碱法两种。多数U水冶厂采用酸浸取法,少数厂用碱浸取法,只有个别厂同时采用酸、碱两种浸取流程。酸浸取法一般用硫酸作浸取剂，矿石中的U和硫酸反应,生成可溶的U酰离子(UO2 2+)和硫酸U酰离子 [UO2(SO4)];浸取时常加入氧化剂（常用二氧化锰、氯酸钠），以保持适宜的氧化还原电势（约450mV），使四价U氧化成六价,以提高U的浸出率。含碳酸盐的U矿石主要用碱法浸取，常用的浸取剂为碳酸钠和碳酸氢钠的水溶液，在鼓入空气的条件下，矿石中的U与碳酸钠生成碳酸U酰钠 [Na2UO2(CO3)2]，溶于浸取液。
4. 矿浆的固液分离:　矿石浸取后所得到的酸性或碱性矿浆（包括含U溶液、部分杂质及固体矿渣）中的溶液和矿渣须经分离。根据需要也可进行粗矿分级，以除去+200～40目的粗砂,得到细泥矿浆。常用的固液分离设备有过滤机、沉降槽（浓密机）；分级设备有螺旋分级机、水力旋流器。中国还采用流态化塔进行分级和洗涤。
5. 分离出的溶液可用离子交换法分离U，也可用溶剂萃取法分离和纯化U，或将U从含U溶液中沉淀出来。
6. 离子交换法提取U:　固液分离后的浸取液中八氧化三U的含量大致为500～1000mg/L。对于含U浓度低的浸取液采用离子交换法提取U较为合宜。离子交换法一般采用强碱性阴离子交换树脂吸附U。按吸附液含固量的多少，吸附可分为清液吸附、混浊液吸附和矿浆吸附。当树脂吸咐饱和后，经水洗，再用淋洗剂（硫酸－氯化钠、硫酸－氯化铵、硝酸－硝酸钠、硝酸－硝酸铵、稀硫酸或稀硝酸）将U从树脂上淋洗下来。
7. 萃取法提取和精制U:U水冶厂处理的溶液是体积大、U浓度低、杂质含量高的稀溶液，须将U与杂质分离并初步使U浓缩，而在精制工艺中，处理的是高浓度的含U溶液，产品质量要求达到核纯。在U的萃取工艺中常用的有机膦与烷基胺类萃取剂有磷酸三丁酯 (TBP)、2-(2－乙基己基)磷酸、三辛胺等。
8. 在U水冶厂，硫酸体系的萃取多采用磷类和胺类两种萃取工艺(碱性体系的萃取常用季铵盐萃取工艺)，如烷基膦萃取工艺和胺类萃取工艺流程，后者在世界上应用较多。中国应用较多的是淋萃流程。淋萃过程的原则流程见图1。吸附U的饱和树脂，用1摩/升硫酸淋洗,随后对此淋洗液进行萃取。例如淋萃流程所用的萃取剂是0.2mol/L 2-(2-乙基己基)磷酸、0.1mol/L三烷基氧膦体系.有机相的饱和度控制在85%以上，经水洗后，用碳酸铵结晶反萃取，可得核纯三碳酸U酰。此流程中淋洗与萃取结合,使萃取所处理的液量减少,金属回收率高，节省试剂，产品纯度也高。

U水冶厂生产的产品一般为工业U浓缩物，仍含有硫酸盐、硅、钙、镁等杂质，须进一步精制，才能得到核纯产品。精制过程中最常用的是TBP萃取工艺，TBP对U饱和容量大，可处理含U量高的溶液，在有机相接近饱和的条件下,对杂质元素有较高的净化能力。

1. 从含U溶液中沉淀：U在浸取所得溶液中，也可将U以不溶性化合物的状态分离出来；并可通过对沉淀物的多次溶解及再沉淀而进行纯化。主要有碱中和法和过氧化氢沉淀法：
2. ① 碱中和法 将碱性沉淀剂如氨水、氧化镁、气态氨等加入到酸性含U溶液中,并控制最终pH值为6.5～8.0,U以重U酸盐形式完全沉淀出来。对碱性浸取液主要采用氢氧化钠沉淀剂，得U酸钠或重U酸钠沉淀。如果从纯化过的酸性溶液中沉淀U，则其沉淀物重U酸铵的纯度较高。
3. ② 过氧化氢沉淀法 将含U溶液的 pH调至2.5～4.0，缓慢加入比化学计算量过量的 30%过氧化氢，再加入适量的氨水，以中和反应过程生成的酸，使最终pH达2.8，生成U的过氧化物(UO4·H2O)沉淀。过氧化氢沉淀法对U选择性高，并可获得晶状、易处理的产品，也具有工业意义。

U238,U235,Pu239等

中国的核工业是在中华人民共和国建立后创建和发展起来的。

1. 1950年成立了中国科学院近代物理研究所，开始从事核科学技术研究工作。
2. 1954年，中国地质工作者在综合找矿中，在广西发现了U矿资源。毛泽东在听取地质部门汇报后指出，我们有丰富的矿物资源，我们国家也要发展原子能。
3. 1955年7月，国务院决定，在国家建设委员会设立建筑技术局，负责原苏联援助的实验性重水反应堆和回旋加速器的筹建工作。
4. 1956年11月16日，国家建立了第三机械工业部（1958年改为第二机械工业部，1982年改为核工业部） ，在苏联援助下建设核工业。1958年，中国第一座重水型实验用反应堆和回旋加速器建成并投入运行。
5. 1960年，苏联政府单方面撕毁协定，停止了援助，撤走在核工业系统工作的233名苏联专家和重要资料。然而，中国核科技研究和核工业建设并未就此止步，在党中央的领导下，自力更生，奋发图强，继续发展。1962年11月成立以周恩来为首的中央15人专门委员会，直接领导研制生产YZD的工作。
6. 1964年10月16日，中国第一颗YZD成功爆炸；
7. 1967年6月17日，中国第一颗氢弹又爆炸试验成功；
8. 1971年9月，中国第一艘核潜艇试航成功，表明中国的核工业已有较快的发展，建成了比较完整的核工业体系。70年代末，随着国家工作重点转向经济建设，核工业由主要为军用服务，转向军民结合，以核为主，多种经营，主要从事核能、核技术的和平利用，民用产品的开发。
9. 1983年6月，在浙江海盐县秦山，开始了中国自行设计的电功率为30万千瓦的秦山核电站的建设；
10. 1984年4月，引进技术设备，在广东深圳开始建设大亚湾核电站。
11. 1988年4月，核工业部撤销，其政府职能划入新建的能源部；同时组建了中国核工业总公司，负责对核工业企事业单位的经营管理。
12. 90年代以来，核工业继续贯彻“军民结合，以核为主，多种经营，搞活经济”的方针，得到了更快的发展。

趋势

• 中国目前建成和在建的核电站总装机容量为870万千瓦，预计到2010年中国核电装机容量约为2000万千瓦，2020年约为4000万千瓦。到2050年，根据不同部门的估算，中国核电装机容量可以分为高中低三种方案：高方案为3.6亿千瓦（约占中国电力总装机容量的30%），中方案为2.4亿千瓦（约占中国电力总装机容量的20%），低方案为1.2亿千瓦（约占中国电力总装机容量的10%）。
• 中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到2020年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4%，即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。
• 从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用U资源，采用U钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。

天然矿价格约为360人民币每磅，而中的可用物质含量约为百分之一。

GB18871-2002电离辐射防护及辐射源安全基本标准 GB6249-2011 核动力厂环境辐射防护规定

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