核燃料循环后端
核工业基础知识
第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
（四）稳压器 现代大功率压水堆核电站都采用电热式稳压器。 电热式稳压器一般采用立式圆柱形结构。用来 抑制压力升高的喷雾器安置在稳压器上部蒸汽空间 的顶端。限制压力降低的电加热元件安置在稳压器 下部水空间内。
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第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
三、一回路辅助系统 （一）化学和容积控制系统 核电站的化学容积控制系统的作用是调节一回 路系统中稳压器的液位，以保持一回路冷却剂容积； 调节冷却剂中的硼浓度，以补偿反应堆在运行过程 中反应性的缓慢变化；通过净化冷却剂及添加化学 药剂，保持一回路的水质。 （二）主循环泵轴密封水系统 （三）硼回收系统 （四）补给水系统 （五）取样系统及分析室
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核工业基础知识
第二章 核反应堆
反应堆本体的组成和结构
第三节
反应堆总体结构均可分为反应堆本体和回路系统 两部分。 反应堆本体通常由反应堆（压力）容器、堆芯 （活性区）、堆内构件及控制棒驱动机构等几部分组 成，如图3所示。
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核工业基础知识
第二章 核反应堆
图 3 反 应 堆 的 构 成
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核工业基础知识
核工业基础知识核工业基础知识前言第一章核燃料循环第二章核反应堆第三章核电站动力装置第四章核燃料的开采冶炼和浓缩第五章核燃料元件的制造第六章乏燃料后处理第七章带电粒子加速器第八章核聚变装置第九章核设施退役第十章放射性废物的贮存处理和处置核工业基础知识核工业基础知识简要介绍核燃料循环体系核反应堆核动力堆装置核燃料开采冶炼和浓缩核燃料元件制造核燃料后处理带电粒子加速器核聚变装置核设施退役及放射性三废处理处置等
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第三章 核电站动力装置
核工业基础知识
二、一回路系统及主要设备 压水堆核电站的一回路系统除了反应堆之外的 主要设备有：蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压 器及主管道等。 （一）反应堆压力容器 压力容器是压水堆核电站中最关键的高温高压 设备。
核电站如何处理核废料,你造吗？
随着核能事业的不断发展，核能发电过程中产生放射性乏燃料的数量也将随之增加，这也将成为核能利用发展道路上急需解决的问题，如何管理好放射性核废料？各国的办法各不相同，本文整理了一些核废料处理方法，以供读者参考。
核废料是指核电站在运行中产生的含有放射性的物质，从技术层面来看，核废料主要分为高放射性、中放射性、低放射性三种，一般可归为高放射性核废料和中低放射性核废料两类。
高放射性核废料主要包括核燃料在发电后产生的乏燃料及其处理物。
这些废料包括铀、钚和高放射性元素裂变过程中产生的废弃物。
大多数高级别废弃物中的放射性同位素具有超强的辐射和极长的半衰期（有的超过10万年），对人体的危害巨大，如只需10毫克钚就能致人毙命，而这些核废料降低到安全放射性水平也需要相当长的时间。
中低放射性核废料一般包括核电站的污染设备、检测设备、运行时的水化系统、交换树脂、废水废液和手套等劳保用品。
中低放射性核废料危害较低，它的放射性级别和放射性同位素的半衰期比较小，通常储存10到50年的时间后，其中的放射性同位素就会衰变，而此时的废物可以作为普通垃圾丢弃。
因此各种核废料处置方法是不一样的。
废弃物的放射性会随着时间减弱，因此处理核废物的原则是将其隔离起来直到它不再构成危险。
这意味着从核电站和核武器产生的废物经过几千年的时间才可以再处理。
目前，核废料的主要处理方法是将低放射性的废料隔离、存储，中放射性的废料近地面处理，那些高放射性的废物则通过深度填埋和变形的方式进行处理。
核废料的初步处理成功将核废料与生物圈隔离需要复杂的处理和管理过程。
这个处理过程伴随着一个包括存贮、处理或将废弃物转化为无毒形式的长期的管理策略。
世界各国政府都在探究废弃物管理和处理的方式，尽管在高级别废弃物的管理方案方面的进展有限。
玻璃化冷冻保存放射性废弃物的长期存储需要将其转化成一个稳定的形式。
其中一种方法是玻璃化冷冻保存。
目前，在塞拉菲尔德的高级别放射物就是先将其和糖混合起来，然后煅烧。
中国核燃料循环执行“闭计划”
中国核燃料循环执行“闭计划”作者：暂无来源：《环境与生活》 2016年第9期本刊主笔季天也前些时，一则有关“核燃料循环项目选址”的消息，引发舆论热议。
然而多数人并不了解核燃料循环是个“神马东东”。
那么从科学的角度看，所谓的核燃料循环是个什么项目？建它干吗用呢？世界核燃料循环方法有两种核燃料循环，指的是核燃料从铀矿开采冶炼后的纯化转化开始，到反应堆中发电、核燃料后处理厂回收利用、废物处置的整套过程。
以核电站反应堆为过程分界线，铀纯化转化，铀浓缩及燃料加工制造等，被称为核燃料循环前端；用过的核燃料（即乏燃料）从反应堆里卸出来后，经历的冷却储存、后处理、回收复用或最终处置等过程，则称为后端。
乏燃料的安全出路有两条，一是“一次通过”策略，即乏燃料不再用了，将其按照高放射性废物的处置方法，把乏燃料经冷却和特殊包装后长期贮存，或进行500 ～ 1000米的深埋，以屏蔽放射性和衰变热。
这种方法属于开式循环，采用此方法代表国家有美国、加拿大、西班牙、瑞典、芬兰等。
二是后处理策略，即回收乏燃料中还没烧完和仍有利用价值的铀、钚等放射性核素，其余的再按放射性等级分门别类进行处理，属于闭式循环，代表国家有法国、中国、英国等。
采用哪种循环方案，是由成本、安全性、地理条件等诸多因素综合决定的，各国都有基于各自国情的考虑，方案本身并没有绝对的好坏之分，都是需要高标准、严要求的技术活。
关于处理放射性废物的更多信息，《环境与生活》2015年8月号《处理好的核废物辐射小于X光》一文有详细介绍，这里就不再赘述啦。
铀资源开发冶炼难度不低，总量也不大。
出于省“铀”和废物减排的考虑，我国早在上世纪80年代核电发展之初，就确定了闭式燃料循环方案。
核循环厂辐射相当每年两次胸透我国拟建的核燃料循环项目，就是负责闭式循环后端环节的后处理部分。
2013年，中核集团与世界核燃料循环后端的龙头企业法国阿海珐集团（Areva），签署了大型商业后处理-再循环工厂项目合作意向书。
核燃料循环检测考核试卷
考生姓名：__________答题日期：__________得分：__________判卷人：__________
一、单项选择题（本题共20小题，每小题1分，共20分，在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）
1.核燃料循环中，以下哪个过程是用于提取铀矿物的？（）
A.矿石开采
B.矿石破碎
C.铀提取
D.尾矿处理
2.下列哪项不属于核燃料循环的前端？（）
A.矿石开采
B.燃料制造
C.核反应堆运行
D.核燃料浓缩
3.核燃料循环中，铀-235的浓缩过程属于以下哪个环节？（）
A.前端
B.后端
C.中端
D.侧端
4.以下哪种类型的核反应堆最常用在核电站中？（）
A.轻水反应堆
B.重水反应堆
C.高温气冷堆
A.铀提取
B.燃料制造
C.核燃料浓缩
D.核燃料后处理
14.以下哪种核燃料循环后处理方法可以将核废料转化为稳定的固体形式？（）
A.溶剂萃取
B.离子交换
C.玻璃固化
D.水泥固化
15.核燃料循环中的核燃料后处理主要包括以下哪些步骤？（）
A.酸浸出
B.溶剂萃取
C.电子束焊接
D.离子交换
16.以下哪个选项不属于核燃料循环中的核废料处理方法？（）
C.核废料处理技术
D.环境因素
8.以下哪些类型的燃料可以被用于快中子反应堆？（）
A.铀-235
B.钚-239
C.钍-232
D.铀-238
9.核燃料循环的管理和监督旨在以下哪些方面？（）
A.防止核扩散
B.确保核安全
C.保护环境
D.促进核能发展
核燃料循环后端 PPT
大家应该也有点累了，稍作休息
大家有疑问的，可以询问和交流
乏燃料：大部分238U(95%)， 235U（小于0.83%）, 一定数量Pu（1％），裂变产物(约3%)
后处理的目的：提高资源利用——回收乏燃料中 的铀、钚进行再循环(MOX) 改进废物管理——减少废物体积， 实施先进燃料循环(P/T)
乏燃料经过冷却之后仍有很强的放射性，并有 很高的衰变热 核燃料循环中的非常重要的活动
—— 受国家和国际法规（IAEA）的限制 —— 受社会的高度关注
IAEA：国际原子能机构
可采用公路、铁路和 海上运输的方式 核运输是非常安全和成熟的商业活动
法国每年运输大约1,500万件危险品，其中: 30万件为放射性物品，15,000件与核燃料循环有 关 ，750件为燃料、乏燃料、HLW（高放废物）
机械设备实验大厅
中国第一座动力堆乏燃料元件后处理中间试验厂 （中试工程），兰州404厂
设计能力为日处理100公斤乏燃料
我国404厂的核燃料处理能力
日本的燃料再处理厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
乏燃料运输 一座1000MWe的PWR每年卸出乏燃料大约30吨，
经过一段时间的冷却之后要运离反应堆（离堆贮 存）
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
中间储存
图1-1. 开式或一次通过式燃料循环示意图
切割、包装 最终处置库
铀矿开采
新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
钚产品
中间储存
堆后铀、钚
后处理
乏燃料
废物处理处置 图1-2. 闭式核燃料循环示意图
• 我国核燃料循环相关企业情况
中法核燃料循环后端技术研讨会在成都举办(图)
中法核燃料循环后端技术研讨会在成都举办（图9月16~17日，由中国核能行业协会和法国阿海珐集团共同主办的中法核燃料循环后端技术研讨会在成都举办。
来自中法两国核能领域近50家单位的约140名代表参加了会议。
中国核能行业协会理事长张华祝、国家国防科工局系统工程二司副司长吕晓明、国家能源局核电司副司长陈飞、国家核安全局核安全监管一司副司长邱江、法国驻华使馆核参赞科尔迪耶、阿海珐亚太区副总裁陈亚芹等出席开幕式并致辞。
张华祝理事长在致辞中指出，本次研讨会为中法两国在核燃料循环后端合作搭建了技术交流的平台，对加强沟通、推动合作具有重要的现实意义。
首先，今年正值中法核能合作30周年，本次研讨会为中法两国核能伙伴共同回顾合作历程、展望合作前景提供了契机；其次，今年4月《中法合作建设大型商业后处理-再循环工厂项目的合作意向书》的正式签署意味着核燃料后端的技术与商务方面的合作将会成为中法合作一个新的重要领域；再次，福岛事故后，包括乏燃料在内的高放废物的处理处置受到公众和媒体的广泛关注，本次会议就核燃料循环后端技术各个层面的相关问题进行分析和交流，这不仅会使与会代表有所收获，也会帮助公众和媒体更好地了解核燃料后端技术的发展。
在本次会议上，中法两国专家就核燃料循环产业的发展、乏燃料后处理工艺、乏燃料后处理的资金与经济性问题、后处理厂址选择与标准、干式贮存的必要性、MOX燃料的制造与应用、乏燃料的贮存与运输，以及高放废物地质处置地下实验室等内容作了专题告。
告引起与会代表的高度兴趣，大家就告提到的观点、结论与关切问题展开积极交流和探讨，并希望中国核能行业协会今后能就该领域的具体问题组织进一步的深入研讨。
中国核能行业协会副理事长赵成昆和法国阿海珐后端战略销售与创新高级副总裁德莱鸿女士应邀主持了第一天的小组讨论，并在会议结束时作了总结。
赵成昆谈到，通过闭式燃料循环可有效提高铀资源利用率，减少高放废物，是保障我国核电长期可持续发展的一个重要方面。
核燃料循环行业现状分析报告及未来五至十年发展趋势
核燃料循环行业现状分析报告及未来五至十年发展趋势近年来，核燃料循环行业在全球范围内受到了广泛的关注。
核能作为一种清洁、高效的能源形式，被认为是解决能源问题和实现可持续发展的重要途径。
核燃料循环作为核能发展的重要组成部分，具有资源高效利用、辐射废物管理和军民融合等方面的优势。
在这篇文章中，我们将对核燃料循环行业的现状进行分析，并展望未来五至十年的发展趋势。
一、核燃料循环行业现状分析1. 发展背景和态势核燃料循环作为核能发电的后续环节，具有回收再利用核燃料、减少核废料、提高核安全等重要优势。
当前，全球核燃料循环行业发展态势良好。
日本、法国、美国等国家在核燃料循环技术方面取得了显著进展，建立了完备的核燃料循环体系。
同时，中国也将核燃料循环列为国家战略，加大了对核燃料循环技术的研发和应用力度。
2. 技术进展和创新核燃料循环行业在技术方面取得了长足进展。
核燃料再处理、核燃料制备和核燃料储存等关键技术得到了不断完善。
在核燃料再处理领域，国内外企业积极推进核燃料再处理工厂的建设，提高核燃料的再循环利用率。
同时，核燃料制备领域的技术也取得了显著突破，新型核燃料的开发应用逐渐成为行业的新热点。
3. 国际合作与交流在核燃料循环行业的发展中，国际合作与交流起到了重要的推动作用。
各国在核燃料技术、政策法规、安全管理等方面进行广泛合作和交流，加强了核燃料循环行业的国际合作。
例如，中国与法国、俄罗斯等国就核燃料再处理、核燃料制备等方面进行了深入合作，推动了核燃料循环技术的发展。
4. 产业规模和市场前景核燃料循环行业的产业规模不断扩大，市场前景广阔。
目前，核燃料循环行业已经形成了完整的产业链条，包括核燃料再处理、核燃料制备、核燃料储存等多个环节。
全球核能装机容量的增加和核燃料循环技术的发展，将进一步推动核燃料循环行业的发展，市场潜力巨大。
二、未来五至十年发展趋势展望1. 技术创新和突破未来五至十年，核燃料循环行业将继续加强技术创新和突破。
法国核燃料循环后端方案设想-Orano
UP2 -UP3
UOX再循环
2
UP5
快堆-MOX再循环
1
UP4
轻水堆-MOX再循环 快堆-MOX制造
பைடு நூலகம்快堆
不同燃料循环绩效评估
(1) 核材料
开式循环
一次再循环 两次再循环 多次再循环 轻水堆 轻水堆–(快堆) 轻水堆–快堆
多次再循环 不需要铀 快堆
快堆占比 (GWe %)
天然铀消耗 (吨/年)
钚净产量 (吨/年)
现有核 电机组
2020
轻水堆
2
1
快堆
3 3
快堆MOX
钚
钚
轻水堆-MOX
快堆-MOX
钚
钚
第三阶段：只用MOX燃料 不需要天然铀 需要更多快堆 (约大于40 GWe)
2050
快堆部署：
现行方案研究
EDF-AREVA-CEA 联合研究
约60 GWe
现有核 电机组
轻水堆
1
3
第三阶段：只用MOX燃料 不需要天然铀 需要更多快堆(约大于40 GWe)
当前法国的燃料循环 (轻水堆)
哪种过渡方案
快堆部署：
先前的观点
(?)
约60 GWe
延寿
现有核 电机组
快堆
轻水堆
# 2040
快堆部署：
现行方案研究
约60 GWe
现有核 电机组
2020
轻水堆
第一阶段：回收轻水堆中的MOX乏燃料 需要少数快堆(3 – 5 GWe?) 轻水堆MOX乏燃料量稳定
天然铀
轻水堆-UOX 钚 轻水堆-MOX
2
第二阶段：快堆MOX多次再循环 需要更多快堆( 约20 GWe) 钚量稳定
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离的后处理以及对放射性废物处理、贮存和处置。
铀矿开采 新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
中间储存
切割、包装
最终处置库 图1-1. 开式或一次通过式燃料循环示意图
铀矿开采 新元件
反应堆 乏燃料
燃料获取
元件制造
钚产品
中间储存
堆后铀、钚
乏燃料
后处理
废物处理处置
和工程上的努力，工厂性能得到不断改进 —— 环境影响和工作人员辐照持续减少 —— 工艺改进使处理能力增加 —— 工厂可操作性的改进，启动运行所需时间缩短（法 国UP2－400用10年，UP3用5年，UP2－800仅用1年），开 工率提高
23
未来后处理厂的改进
简化Purex工艺 扩大处理厂规模 改进设计和维护技术，减少中放废物数量 提高扩散阻力——与MOX元件制造设施建于 一地 后处理技术适应反应堆从第二代向第四代 的过渡
Lowa：爱荷华大学，车辆、下落物体）、火
灾、爆炸、火灾和其他事故的共同作用、水淹等等 （1） （2） 方式：公路、铁路、海上 容器：应考虑防止临界、传热、屏蔽和机械强度 铅容器、钢容器、贫铀容器和铸铁容器
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未来后处理厂的改进
世界后处理工业已经有超过30年的运行经验
通过经验的积累、持续的R&D（research and development)
乏燃料：大部分238U(95%)，
235U（小于0.83%）,
一定数量Pu（1％），裂变产物(约3%)
后处理的目的：提高资源利用——回收乏燃料中
的铀、钚进行再循环(MOX)
改进废物管理——减少废物体积，
实施先进燃料循环(P/T)
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MOX燃料（Mixed Oxide Fuel）钚铀氧化物 混合燃料的简写，是由二氧化铀（UO2）和 二氧化钚（PuO2）构成的氧化铀钚燃料。 钚除用于制备核武器外，还可以制成核燃料， 用作和平目的，其中最有效的利用就是钚铀混 合氧化物燃料，即MOX燃料。 法国有1/3的核电站用MOX燃料。
萃取流程图
U、Pu 共萃 U/Pu 分离 Pu萃取 Pu反萃
Pu产品
U反萃
U萃取
U反萃
U产品
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PUREX已成功实现工业运行
Purex流程的去污因子及回收率
后处理厂 美国汉福特工厂 英国温斯凯尔工厂 对 钚 去 对 铀 去 铀钚分离系数 污因子 >10 8 8 3×10 污因子 107 107 U/Pu >10 7 7 1×10 Pu/U 106 5 3×10 铀回收 钚回收 率 （％） 率 （％） 99.9 99.97 99.9 99.8
根据1975－1997的统计：每年平均发生一起可 能造成局部影响的事故。
在OECD（经济合作与发展组织）国家，燃料、乏燃料和
HLW的运输没有发生过一起造成放射性后果的事故
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核运输要遵从的基本原则：
——利用能够保证达到所要求的安全水平并独立于运输 手段的容器
——对容器安全水平的要求由可能的风险决定、
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对乏燃料进行处理，对铀、钚回收，并重返燃料循环
后处理厂检修大厅
机械设备实验大厅
中国第一座动力堆乏燃料元件后处理中间试验厂 （中试工程），兰州404厂 设计能力为日处理100公斤乏燃料
我国404厂的核燃料处理能力
日本的燃料再处理厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
乏燃料运输
一座1000MWe的PWR每年卸出乏燃料大约30吨， 经过一段时间的冷却之后要运离反应堆（离堆贮 存） 乏燃料经过冷却之后仍有很强的放射性，并有 很高的衰变热
核燃料循环中的非常重要的活动
—— 受国家和国际法规（IAEA）的限制 —— 受社会的高度关注
IAEA：国际原子能机构
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可采用公路、铁路和 海上运输的方式
核运输是非常安全和成熟的商业活动
法国每年运输大约1,500万件危险品，其中: 30万件为放射性物品，15,000件与核燃料循环有 关 ，750件为燃料、乏燃料、HLW（高放废物）
乏燃料的处理
辐照过的燃料元件从堆内卸出时，无论是否达到设
计的燃耗深度，总是含有一定量裂变燃料（包括未分裂 和新生的）。回收这些宝贵的裂变燃料（铀-235，铀-233 和钚）以便再制造成新的燃料元件或用做核武器装料， 是后处理的主要目的。 此外，所产生的超铀元素以及可用作射线源的某些放 射性裂变产物（如铯-137，锶-90等）的提取，也有很大 的科学和经济价值。
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乏燃料后处理具有放射性强，毒性大，有发生临界事 故的危险等特点，因而必须采取严格的安全防护措施。后 处理工艺可分下列几个步骤： （1）冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件 包壳，溶解燃料芯块等。 （2）化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从Ｕ-Pu中 清除出去,然后用溶剂萃取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀 酰和硝酸钚溶液形式提取出来。 （3）通过化学转化还原出铀和钚。 （4）通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二 氧化钚)。
图1-2. 闭式核燃料循环示意图
• 我国核燃料循环相关企业情况
中核集团拥有我国核燃料循环相关的所有企业。
采矿：新疆、内蒙、江西等矿冶企业
铀浓缩： 504、405、814厂
核燃料元件制造：202、812 前后处理： 404、821（中核四川环保工程有限责任公司）
相关研究院： 401、北京二院、石家庄四院、郑州五院、中
MOX燃料
天然铀
U235 Pu239
低浓铀（发电前） 低浓铀（发电后） MOX燃料
U238
U238等
FP（Fission Product） 裂变产物
乏燃料后处理的发展历史
最初目的：提取武器级钚 尝试过多种方法，先用沉淀法，最终选择萃取法 用过多种萃取剂（二乙醚、甲基异丁基酮等）， 美国发展Purex（普雷克斯）流程（以磷酸三丁酯 TBP为萃取剂）， 1954年在Savannah River运行， 60年代实现商业应用 目前世界上的后处理厂都采用Purex流程 干法后处理尚未实现商业运行
核集团天津理化工程研究院、上海八所、太原七院
乏燃料是指在核反应堆中，辐照达到计划卸料的比燃耗后
从堆中卸出，且不再在该堆中使用的核燃料。 对反应堆中用过的核燃料所进行的化学处理，以除去裂变
乏燃料后处理 产物等杂质并回收易裂变核素和可转换核素以及一些其他
可利用物质的过程，称为核燃料后处理（nuclear fuel reprocessing）。
核化131班吴福海 2015.4.28
何为核燃料循环？
核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分；
所谓核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、
回收利用的全过程；
燃料循环通常分成两大部分，即前端和后端
前端包括铀矿开采、矿石加工（选矿、浸出、沉淀等
多种工序）、铀的提取、精制、转换、浓缩、元件制 造等；
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未来后处理厂的改进
1. 日本PNC（日本动力反应堆及核燃料开发团） 单循环萃取流程；TBP萃取－稀硝酸反萃－U产品(O)＋U, Pu混合物产品,分别用作增殖层燃料和 堆芯燃料——MOX 燃料 结晶流程：TBP萃取前将大部分U结晶分离，减少后续流 程的处理量 2. Iowa大学 四柱简化流程 ：降低分离系数（长冷却期) U产品＋U,Pu混合物产品