核燃料后处理工学 URE
关于核燃料循环之乏燃料后处理的报告
关于核燃料循环之乏燃料后处理的报告经过对2010~2011下半年的核燃料循环课程的学习,我们了解了循环的概况:1.铀矿冶;2.铀转化;3.铀浓缩;4.核燃料元件制造;5.反应堆燃烧;6.核燃料后处理;7.高放废物贮存;8.玻璃固化;9.地质处置。
学习中我们认识到每个环节都极其重要，下面我们将针对核燃料循环之核燃料后处理进行详细论述。
一、乏燃料定义乏燃料又称辐照核燃料。
在反应堆内烧过的核燃料。
核燃料在堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出。
它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。
经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存。
二、我国乏燃料的来源1.已投入商业运行的核电站(秦山核电站、大亚湾核电站，未来还将会有多座核电站建成)2.用于核技术研究的实验堆(401、903等)3.核动力潜艇(未来还将会有核动力航母)4.军用生产堆(一部分已经处于退役阶段)三、乏燃料的管理办法目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有两种战略考虑:其一是“后处理”战略。
即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。
其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。
其二是“一次通过”战略。
即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处理。
该战略特点是费用可能较低，概念简单;无高纯钚产生，核扩散风险低。
但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年;没有工业运行经验。
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。
我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安
嬗变过程可实现核废物的最小化，并有效 降低其放射性毒性的长期危害。乏燃料 若直接进行地质处置，其体积是 2m3/tU， 而经后处理提取铀钚后，需地质处置的 废物体积低于 0.5m3/tU。
地质处置库的装载容量取决于处 置库关闭后巷道内的温度，即残留在玻 璃固化体中的释热核素决定处置库的 容量。以乏燃料直接处置为参照，提高 钚 、次 锕 系 与 高 释 热 核 素 (Sr-90、 Cs-137) 的 回 收 率 ，可 显 著 提 高 处 置 库 的装载容量。
全分离技术的要点是改进 PUREX 流程，除了分离铀、钚外，同时分离镎、 锝、碘，然后进一步分离高放废液中剩 余的铀、钚和次锕系元素以及锶、铯，分 别得到上述元素的单个产品。部分分 离指分别得到铀和铀/钚（或铀/超铀）混 合产品。部分分离由于得到的是锕系 混合物，只能用于均匀嬗变。在干法后 处理中，钚与其他锕系元素一般难以分 开，属于部分分离。
后处理发展的意义
一是通过后处理提取并复用铀、钚， 可提高铀资源利用率。
后处理可极大地提高铀资源的利用 率。回收的铀、钚可用于热堆循环，但钚 最好用于快堆循环。在热堆中铀资源利 用率不足 1%，而在快堆中铀资源利用率 可以提高到 60%以上，理论上可使地球铀 资源使用达到千年，从而确保核能的可 持续发展。
我国核燃料后处理技术的现状与发展的研究
我国核燃料后处理技术的现状与发展的研究摘要：核燃料后处理是充分的利用铀资源，保障核能可持续发展的关键技术之一，也是典型的军民两用技术，是国际上三大敏感技术之一，因此后处理技术成为世界不少国家梦寐以求的技术。
随着我国核电的快速发展，核燃料后处理技术也得到了一定的提升，本文主要围绕我国核燃料后处理技术的现状与发展进行了研究，探究了核燃料及后处理的概述、后处理技术发展的重要作用、我国核燃料水法后处理技术、以及核燃料后处理技术发展的任务和方向，以供参考。
关键词：核燃料；后处理技术；现状引言当前，核能作为人类可以重新利用的新能源，人们对它的探究和开发有了高度的关注，由于核燃料能够大量利用，而且产生巨大的能量，所以，其就成为了近几年来发展速度最快的新能源。
虽然核燃料有着诸多的优点，不会产生有机染料对空气造成污染，同时可以有效的节省资源，为人们创造最大化的经济效益，但是核废料却具有令人生畏的辐射性，所以，核燃料的后处理技术就有着至关重要的作用，基于此，后处理技术得到了快速的发展。
1核燃料及后处理的概述1.1核燃料的概述核燃料的主要组成部分是可裂变和可转换的材料。
可裂变材料即为反应堆中经过燃烧后而发生的裂变材料，在其裂变的过程中，主要产生三个效应：一是，可以释放大量的热量，被称之为核能；二是可以产生裂片，裂片的积累，会对可裂变材料的进一步裂变造成阻碍，所以在积累到一定程度时，裂变就很难再发生了，这就形成了乏燃料，此时，如果想要继续发生裂变，就需要卸堆进行处理；三是，可转换材料转换为可裂变材料，这是核燃料增殖的基础。
1.2后处理的概述核燃料的后处理就是对反应堆辐照过（即燃烧过）的核燃料所进行的化学处理。
其目的主要是将裂变产物分离出去，然后对新生成的以及未用完的核燃料物质进行回收。
为了使反应堆能为维持正常的运行，堆中要留有最低数量的核燃料，而且，积累的裂变产物也会吸收中子而妨碍反应堆的正常运行。
所以，在核燃料反应堆中燃烧一段时间后，就应从反应堆中卸出，卸出的核燃料经过后处理才有可能重新利用其中有用的物质。
核燃料循环与乏燃料后处理、分离与嬗变思想
Purex process
用稀释的磷酸三丁酯（TBP）做有机溶剂， 水相中加入硝酸。 • 优点： • 废物量减少 • 工艺条件和应用方面有较大的灵活性 • 由于溶剂闪点较高而减小了着火的概率 • 降低了运行费用 • 原理：萃取
TBP--磷酸三丁酯
• 化学稳定性，挥发性小,与水仅稍微混溶
• 在很强的辐照场下发生部分分解，分解产 物磷酸二丁酯和磷酸一丁酯可用碱溶液洗 除，因此它容易再生使用。 • 密度与水相近，粘度较大，需要加入稀释 剂以降低密度和粘度。
乏燃料 辐照核燃料
大量未用完的 可增殖材料： 铀238或钍232
在辐照过程中产生的镎、 镅、锔等超铀元素
其它
乏燃料的影响
时间
30—300年，Cs（铯） 300～10 000 年．钚和镅是 和Sr（锶）是主要 主要放射来源 的放射性来源
10 000～250 000 年，铀同位素占 主要来源
250 000年以后， Np（镎）、 I和 Tc（锝）是最主 要的放射源
Purex process流程
准备：核燃料溶解于 硝酸；调节PH与浓度， 使钚处于四价状态。 铀和钚被TBP萃取，实现铀、 钚与裂变产物的初级分离。
蒸浓,调节硝酸和铀的浓度, 并使钚重新处于四价状态。
稀硝酸反萃取铀、钚。
Purex流程的分离净化效果
干法
• 在高温下进行 • 优点：
• 采用的无机试剂具有良好的耐高温和耐腐 蚀和耐辐照性能； • 工艺流程简单，设备结构紧凑； • 试剂循环使用，废物产生量少。
干法
氟化挥发法 利用U，Pu 的氟化物与裂变产物的挥 发性不同来实现分离。 虽然分离过程的概念简单，但是实际 操作中设备材料腐蚀严重、Pu 的挥 发性与非挥发性形态间的转变困难。
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
核能燃料处理技术
核能燃料处理技术核能燃料处理技术是一种重要的核能发展领域，它对于有效利用和安全管理核能资源至关重要。
核能燃料处理技术可以解决核能燃料周期各个环节中产生的问题，包括核燃料制备、辐射废物处理和核燃料后处理。
这项技术的发展将为核能产业的可持续发展和实现清洁能源目标提供有力支撑。
核燃料制备是核电站运行的关键环节之一。
通过核燃料制备技术，可以将铀浓缩变为可用于核电站的燃料。
核燃料制备过程中的关键步骤包括铀浓缩、燃料元件的制备和组装。
核燃料制备技术的发展，既可以提高核燃料的制备效率，又可以减少核燃料制备过程中的辐射废物产生，从而降低对环境的影响。
辐射废物处理是核能燃料周期中不可忽视的环节。
核能产生的辐射废物对环境和人类健康构成潜在风险。
核能燃料处理技术可以将辐射废物进行分类、分离、储存和处置。
在辐射废物处理过程中，可以通过中子辐照、化学分离和转化等技术手段将长寿命和高放射性的核废料进行处理和减量，同时将辐射废料中的可回收物质进行回收再利用，最大限度地减少对环境的影响。
核燃料后处理技术是核燃料循环中的关键环节。
核燃料在核反应堆中经过一段时间的使用之后，产生了大量的高放射性废物。
核燃料后处理技术可以将核燃料中的可再处理物质分离出来，同时通过化学处理手段将废物进行降低毒性和减少体积。
通过核燃料后处理技术，可以将核燃料驻留时间的延长，提高核燃料利用效率，减少核废料的储存量和危险性。
核能燃料处理技术的发展具有重要意义。
首先，核能燃料处理技术可以提高核能燃料的利用效率，减少对铀资源的依赖，从而实现核能产业的可持续发展。
其次，核能燃料处理技术可以减少核废料的体积和危险性，降低核能产生的辐射废物对环境和人类健康的威胁。
最后，核能燃料处理技术可以通过回收和再利用核燃料中的可再处理物质，进一步提高核燃料的利用效率，减少核废料的产生量，降低核能发电的成本。
然而，核能燃料处理技术的发展也面临着一些挑战。
首先，核能燃料处理技术需要巨大的资金投入和技术支持。
我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安
次循环的物料衔接角度考虑，全分离流 程适应性更强。
需要指出的是，俄、法、日、印、韩等 国均规划了快堆的发展计划，积极开发 先进后处理-快堆嬗变（也可增殖）核燃 料循环技术。2008 年至 2012 年欧洲 12 个国家发起了由 34 个研究机构参与的 ACSEPT（分离-嬗变使锕系再循环）计 划，主要开展水法和干法先进分离技术 研究。在新萃取剂合成、组分离、锕/镧 分离和锶/铯分离流程开发以及干法分 离等方面均取得了阶段进展。韩国在 干法后处理研究中也取得了较大成绩， 2012 年完成了干法后处理示范设施的 建设（PRIDE），目前正在开展干法流程 铀试验；日、法等则在快堆嬗变次锕系 的元件制造和干法后处理等方面开展 大量研究。
3.后处理科技项目研究进程 自上世纪开始，国内即开展先进 无盐 PUREX 两循环流程、高放废液 分离等研究。在此基础上，提出了具 有自主知识产权、具有第三代后处理 技术特点的先进无盐全分离流程。 该流程中的先进无盐两循环 APOR 流程，进行了十多次全流程台 架 温 试 验 验 证 与 改 进 ，结 果 表 明 ， APOR 流程具有良好的适应性，适宜 高燃耗乏燃料处理。铀钚分离使用 的二甲基羟胺还原剂和单甲基肼支 持还原剂具有良好稳定性。
全分离技术的要点是改进 PUREX 流程，除了分离铀、钚外，同时分离镎、 锝、碘，然后进一步分离高放废液中剩 余的铀、钚和次锕系元素以及锶、铯，分 别得到上述元素的单个产品。部分分 离指分别得到铀和铀/钚（或铀/超铀）混 合产品。部分分离由于得到的是锕系 混合物，只能用于均匀嬗变。在干法后 处理中，钚与其他锕系元素一般难以分 开，属于部分分离。
核燃料后处理工程题
为什么说，确保IA槽(柱)的稳定运行是核燃料后处理厂的关 键环节?
• • 答：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、再生效果及对 萃取过程的影响主要体现在1A槽(柱)；4)运行过 程中，轴于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序上取决于lAP 中铀饱和度的控制；6)在lAW中铀、钚金属的流 失量占整个工艺流程中Байду номын сангаас钚总流失量的30％左右 。
一、填空题
• • • • • 1、核燃料后处理的任务是： 2、首端处理包括： 3、硝酸铀酰一步脱硝一还原流程包括： 4、蒸发浓缩酸性废液用甲醛脱硝的目的是： 5、核燃料后处理过程中产生的放射性废物按 进行 分类，以便制订各类废物的管理原则。 6.在lB槽中实现铀与钚的分离原理： 7.一个萃取分离循环包括三个主要步骤： 8. 在Purex流程图中，常用1A表示 ；F表示 ，X表示 ，S表示 ，P表示 ，U表示 ，W表示 ，OK表示 ，R表示 ，TS表示 。 9.混合澄清槽的操作、运行可以分为 等步骤 10. 是除去溶剂的降解产物、保留的裂片元素、铀 、钚等，尽可能地恢复溶剂原有的性能。目前常用的净化 方法是
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。 • 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 ，主要用于铀钚共去污作基取器。