核燃料化学及工艺学考试重点

界面污物：溶解产品液含有少量二氧化硅和其他胶体沉淀。

进入萃取设备后，含Si 微粒容易积累在两相界面附近，吸附Zr-Nb 裂片，与溶剂降解产物结合形成界面污物沉淀，大大降低去污效率和铀、钚收率，破坏萃取器的稳定操作。

超临界状态(反应堆启动和提升功率的状态)：当反应堆系统的K 有效>1时，裂变中子一代比一代多，链式反应发散。

核燃料：含有易裂变核素或可转换物质，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料铀饱和度：已与硝酸铀酰络合的TBP 摩尔数在TBP 总摩尔数中所占的份额。

以ξ（%）表示为ξU =2Y u /Y T(0)×100%，Y u 为有机相中铀浓度（mol/L ）；Y T(0)为有机相中初始TBP浓度（mol/L ）随着ξU 的提高，铀、鎿、钚的分配系数均下降。

分离系数β：某两种元素的分离系数，指这两种元素在分离前含量的比值与分离后含量的比值的比值。

ε：快中子增值因子（由各种能量中子引起的裂变而产生的快中子总数与仅由热中子裂变而产生的快中子数之比。

f ：热中子利用因子（核燃料所吸收的热中子数与被吸收的热中子总数之比。

与核燃料在慢化剂中的浓度紧密相关）。

f=0活性区完全由慢化剂组成，f=1活性区完全有核燃料组成。

核燃料后处理：从乏燃料中除去裂变产物，分离并回收易裂变核素及可转换核素的的处理过程。

（建议理解）分配系数：用来描述在萃取和反萃取过程中物质分配状况的一个参数，表示在萃取过程中，某物质被萃取的能力，α=C 0/C a ，)('1'3)(M y P T n P n M M M M r r r T NO K X Y +±-==α核燃料后处理的任务：1）提取和纯化新生成的可裂变物质；2）回收和纯化没有用完的可裂变物质和尚未转化的转化材料；3）提取有用的裂变产物和超铀元素；4）对放射性废物进行妥善处理和安全处置。

铀钚共去污-分离循环的安全运行是核燃料后处理的关键环节之一，因为：（1）后处理厂稳定运行的持续时间、生产负荷由1A 槽（柱）控制；（2）后处理流程中的铀线和钚线需要几个净化循环，在很大程度上取决于1A 槽（柱）的净化效果；（3）有机溶剂的质量、再生效果及其对萃取过程的影响主要体现在1A 槽（柱）；（4）运行过程中，由于1A 槽界面污物的产生及其放射性积累所导致的开停车期间放射性后移问题最突出；（5）237Np 回收率的高低在很大程度上取决于1AP 中铀饱和度的控制；（6）在1AW 中铀、钚金属的流失量，占整个工艺流程中的铀钚总流失量的30%左右。

酸浸影响浸取过程的主要因素：1）、矿石粒度-根据矿石特性和浸取工艺条件来定矿石越细→比表面积越大→铀矿物暴露越充分→加快分子的扩散速度→有利于提高铀的浸出率矿石越细→磨矿时间越长→降低磨矿机的生产能力→多消耗了动力→增大了酸耗及杂质的溶解量→不利于后续工序的操作2）、矿浆液固比：矿浆中液体和固体之间的重量比。

一般：0.6-1.2液固比越小→液相的体积越少→提高浸出液的铀浓度→降低酸耗量液固比越小→浸取时间越长→妨碍矿浆的搅拌和输送。

3）、酸的用量及剩余酸度增加酸的用量→强化浸出过程→提高铀的浸出率→继续增加酸的用量（一定程度时）→增加杂质的溶解和后续中和石灰用量→经济上浪费酸用量太低→影响铀的浸出率→不能保证浸出液中有足够的剩余酸度，从而使浸出液中得铀化合物可能发生水解而转入渣中→造成铀的不必要损失剩余酸度：指经浸取后留在浸出液中还未与其它物质发生作用的那部分酸的浓度。

为了防止发生铀的再沉淀，必须根据被浸取矿石的特点控制好酸的用量，保持浸出液中铀适当的剩余酸度。

易浸矿石：0.03-0.08mol/l;难浸矿石：0.30-0.41mol/l。

4）、氧化剂--控制酸浓度5）、温度和时间浸取时间影响因素：酸度、矿石特性及其暴露情况、搅拌程度每一种矿石存在一个最优的浸取时间，超过此值再增长时间必然会降低设备的生产能力和增大杂质的溶解量。

通常选择较长的浸取时间以保持较低的操作温度。

6）、搅拌强度增大搅拌强度：矿浆与硫酸接触均匀，浸取效果好。

强度过大，动力消耗大，增加了矿浆对设备的磨损。

混合澄清器工作原理：每一级由混合室和澄清室组成，将若干级水平串联构成多级混合澄清槽。

在混合室借助于机械或空气脉冲搅拌，使有机相和水相充分混合，实现两相间的传质。

基于混合液的密度大于澄清室有机相的密度，混合液由混合室流向澄清室。

在澄清室，基于有机相与水相的密度差，借重力澄清分相，使来自混合室的乳状液澄清分相。

（3分）主要优缺点：混合澄清槽是一种箱式设备，高度低、结构简单、易于放大设计、适应性强、在工艺条件变化范围较大的仍能稳定运行，如果物料在每级的停留时间不小于2分钟，则级效率可达90％以上，能成功地处理3.7×1013Bq／L料液，容易提高生产能力。

但由于物料在槽内的滞留量大，停留时间长，导致溶剂降解严重，(特别是在处理高燃耗乏燃料元件时)，界面污物在槽内积累难以排除。

（3分）（1分）在动力堆高燃料乏燃耗的处理中，混合澄清槽主要用于铀的第二、三净化循环及污溶剂的碱洗、酸洗。

离心萃取器工作原理：离心萃取器由转鼓、壳体、机座与液体进出装置组成，转鼓有若干紧固在轴上的圆筒，圆筒侧面开有若干小孔，转鼓同支于轴承上的空心轴一同旋转。

两相经空心轴进入转鼓，在密度差和离心力作用下，形成逆向流动：有机相由转鼓外侧向轴心流动，而水相则由轴心向转鼓外侧流动。

在经过萃取圆筒上的小孔时，两相均匀分散成小液滴，提供极大的传质界面以利于传质。

（3分）主要优缺点：离心萃取器具有物料停留时间短、存留量小，降低溶剂的辐照损伤并能确保的临界安全。

但离心萃取器结构复杂有转动部件，工艺操作参数控制要求很严格。

（2分）主要用于铀钚共去污作基取器。

（1分）影响TBP萃取铀、钍、钚、镎分配系数的主要因素：1水相硝酸浓度；2.有机相中铀饱和度影响，随着ξU的提高，铀、鎿、钚的分配系数均下降；3.萃取体系中其他盐或杂质离子（盐析效应、络合效应）；4.温度；5.稀释剂。

水相硝酸浓度对铀、钍、鎿、钚分配系数的影响主要通过盐析效应、排挤效应和络合作用体现低放废物主要来源：低放废物分为含超铀核素和不含超铀核素废物。

前者主要来源为核燃料后处理厂（后处理厂把纯化后的硝酸钚转化为氧化钚的过程）（废液的主要来源、废固的可能来源之一）和混合氧化物燃料元件制造厂（燃料元件制造厂把混合氧化物燃料加工成元件的过程）（废固的可能来源之一）。

后者主要来源为核燃料后处理厂（后处理厂把纯化后的铀转化成六氟化铀的加工过程和处理其他废物的过程中产生的这类废物）。

Redox流程优缺点：使用甲基异丁基酮（MIBK）作萃取剂。

优点，可进行连续操作，能以较高的收率同时回收铀和钚，对裂变产物的净化系数也较高；缺点，溶剂挥发性强，闪点低（27℃），安全性差，且要使用大量非挥发性的硝酸铝作为盐析剂，即增大了试剂消耗，又会产生大量难处理的放射性废液。

（被普雷克斯流程取代）从低品位铀矿石中回收铀：堆浸法、地下浸取、细菌浸取反应堆的核心部分组成（即堆芯）：核燃料组件、慢化剂、冷却剂、控制棒组件、中子源。

｛了解：反应堆构成堆芯（活性区），堆内构件，反应堆压力壳及控制棒驱动机构组成｝铀的氢氟化：UO2+4HF→UF4+2H2O氧化焙烧目的过程？：1.将矿石中的铀从难溶状态转化为易溶状态；2.将杂质转化为难溶状态；3.去除有机物；4.回收其他有用元素。

普雷克斯：采用经煤油或CCL4稀释的磷酸三丁酯(TBP)为萃取剂，硝酸作盐析剂，从乏燃料硝酸溶解液中分离回收铀、钚的溶剂萃取流程。

（2）、原理：利用TBP易萃取四价钚、六价铀，而不易萃取三价钚和裂变产物的这一化学性能，并采用适当的方法调节钚的价态，经过2~3个萃取循环，实现铀和钚的分离和回收，以及对裂变产物的净化。

有些普雷克斯流程中最后一步用阴离子交换纯化钚，用硅胶吸附纯化铀次生铀矿物：铀黑、铀云母类矿物、铀的含水氧化物（了解：铀矿物分为：原生铀矿物、次生铀矿物、含铀矿物）1、铀同位素分离：气体扩散法、高速离心法、喷嘴分离法1、 什么叫四因子公式？在反应堆中如何实现和控制链式反应的。

四因子公式：K ∞= η·ε·p ·fη：次级中子数；ε：快中子增值因p ：逃脱共振吸收几率（P=0 时活性区由核燃料组成；P=1时，活性区只由慢化剂组成。

f ：热中子利用因子K ∞= η·ε·p ·f 核燃料在第一代中子中每吸收一个中子所带来的被核燃料俘获的第二代中子数。

K ∞越大越利于临界尺寸的减小。

磷酸铋流程原理：利用Pu （Ⅳ）和pu （Ⅲ）在硝酸溶液中与BiPO 4共沉淀，而U(Ⅵ)红外大部分裂变产物不发生共沉淀的特点。

当乏燃料在硝酸溶液中溶解后，加入NaNO 3把Pu （Ⅵ）还原成Pu （Ⅳ），再加入硝酸铋和磷酸钠，使Pu （Ⅳ）与磷酸铋仪器共沉淀下来。

从而使钚与铀以及大部分裂变产物分离开。

低放射性废气的处理方法：碘：水溶液洗涤或含银吸收剂吸收。

惰性气体：加压贮存或沸石封存。

氚：氧化挥发法或同位素交换法三碳酸铀酰胺 ammonium uranyl tricarbonate(AUC)3个相口（混合、重、轻相口）溶解草酸钚用硝酸（主要考虑是歧化反应） 溶解草酸钍用ccl4普雷克斯流程不能加F 离子（与Pu 4+强络合能力。

而普雷克斯流程是不允许铀钚沉淀或形成络合物）关于钚化学：PuO 2是最重要的氧化物。

PuC 是钚的所有碳化物中最合适做燃料的公式解析：多级：p =(aR)n+1−aRaR n+1−1 p 总萃取率 a 分配系数 n 萃取级数R 为流比n=ln aR−p1−pln⁡(aR)−1单级：p =aR 1+aR。