爱华网1.乏燃料的基本情况 ............................................................................................................................. 1
1.1世界处理乏燃料的模式 .......................................................................................................... 1
2.后处理方法 .......................................................................................................................................... 2
2.1水法后处理。 ........................................................................................................................... 2
2.2干法后处理。 .......................................................................................................................... 3
3.后处理工艺 .......................................................................................................................................... 3
3.1普雷克斯流程的化学原理。 ................................................................................................... 3
3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤。 ........................................................................................... 3
3.2后处理的发展趋向 ................................................................................................................... 4
4.百科-乏燃料后处理 ........................................................................................................................... 4
4.1核燃料后处理的主要目的 ...................................................................................................... 4
4.2后处理工艺 .............................................................................................................................. 4
4.2.1水法后处理 .................................................................................................................. 5
4.2.2干法后处理 .................................................................................................................. 5
4.3后处理技术 .............................................................................................................................. 5
1.乏燃料的基本情况
比如，一座100万KW的热中子反应堆核电站，每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物，能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。
目前，全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。过去40年里，全世界卸出的乏燃料到2000年底，累计达22.5万tHM，预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM，其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM，而到了2020年以后，预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。
核反应堆卸出的乏燃料中，有三种类型的放射性核素：一种是长寿命和短寿命的裂变产物，二是活化产物，三是锕系元素。裂变产物和活化产物都是带β放射性，除了包含几种核素之外，其它半衰期都比较短，而锕系元素都是带α放射性，有些还带有自发裂变现象，大多数的锕系元素具有较短的半衰期，但是其子体的半衰期却很长，甚至长达几百万年。
1.1世界处理乏燃料的模式
由于核电站乏燃料的放射性很强，其中有些核素的毒性又大，所以整个乏燃料的处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行，这就给乏燃料处理过程带来很大的技术难度。怎样处置这些放射性强毒性大的乏燃料，长期存在着争议，分歧也主要集中在经济性、安全性和核扩散上。于是，世界上不同国家制订出了适应各自战略需求不同的技术路线：
①一种是采取开环式或称“一次通过”式燃料循环，即将乏燃料在经过一段时间的中间贮存后，作为最终废料直接深埋在地质处置库中，同时可以防止燃料中的钚的扩散，这是美国卡特政府1977年制定的决策。
②另一种是采取闭合燃料循环，即对核电站乏燃料进行化学处理（或称后处理，以区别于核燃料在进入反应前的化学处理过程），从中回收总量占96%左右的铀和1%左右的钚。目前，我国每年卸出的PWR乏燃料中含有大约1.8tPU，预计到2020年卸出的PWR乏燃料中Pu的累积量将达到约86～120t，且以每年6.5～9.5tPu的速度增加，如果能尽早的形成后处理能力，就可以将获得的Pu用于核燃料再循环，并为快中子反应堆供应核燃料。而只占总量3%左右的寿命
裂变产物和次锕系核素（镎、镅、锔等）才作为高放废物，经玻璃固化处理后作最终地质处置或做嬗变处理。这是英、法、德、俄，日等国家坚持不变的决策。
已有越来越多的人们倾向于后一种即乏燃料后处理和铀钚再循环的技术路线，我国早在1983 就已做出决定，采用乏燃料后处理的政策，走核燃料闭合循环之路。因为不这样做，全世界已探明的铀资源很可能在不到一百年之内就会变得枯竭，核裂变能利用的能源可持续发展就无法实现。况且，在不断的核燃料再循环中，使用的钚要比分散埋存在各废物处置库中的钚更易于控制和管理，从而更难于恐怖分子等搞非法的核扩散。
③ 尤其是随着科学技术的不断进步，相信在不久的将来，可以通过嬗变技术把那些在后处理过程中分离出来的99Tc、129I 等裂变产物和次锕系素“焚毁”，使之转变为短寿命或更为稳定的核素，从而大大地减少或消除放射性废物对环境的危害，使核能变得更加清洁干净。
2.后处理方法
辐照过的乏燃料后处理的工艺方法一般可分为水法和干法后处理两大类。
所谓水法后处理，就是把乏燃料溶解于酸中，再用沉淀、溶剂萃取、离子交换或吸附等方法使铀、钚与裂变产物互相分离，因各道工序均为水相操作，故称为水法后处理。
所谓干法后处理即高温冶金法或氟化挥发法等，均不需在水相中操作。
无论水法还是干法后处理，所处理的原始物质都是固体，产品均为铀和钚的氧化物。目前，水法后处理已在工业上得到比较广泛的应用，主要有溶剂萃取法，溶剂萃取法能够有效地去除核裂变产物，适用于处理包括天然铀、低加浓铀、高加浓铀、高温气冷堆元件及快堆元件等。而高温冶金法或氟化挥发法的干法后处理当前仍处于研究开发阶段。
辐射过的燃料（乏燃料）中含有大量放射性物质，随着乏燃料放置时间的延续，经自然衰变而使放射性活度和释热率降低。乏燃料的冷却一般在乏燃料储存水池中进行。动力堆乏燃料的冷却时间一般不少于3～5 年，使放射性大大衰减之后，才送到乏燃料后处理厂去处理。这个存放步骤称做中间储存。乏燃料经中间储存冷却降低放射性，可以缓解乏燃料后处理工艺上的技术难度。
2.1水法后处理
早期的水法后处理厂是采用沉淀法。目前世界各国的乏燃料后处理厂均采用溶剂萃取工艺。鉴于该工艺采用的技术已经成熟，而且已积累了丰富的实践经验，在今后相当长的时间内，该工艺仍会得到十分广泛的应用。
水法后处理工艺过程主要包括：首端处理、化学分离和铀、钚尾端处理等三个处理过程。
（1）首端处理。首端处理包括机械处理和化学处理两部分。
① 机械处理。首端机械处理将乏燃料组件切割成小短段，使铀从包壳中裸露出来以便化学溶解燃料芯体。
② 化学处理。首端化学处理是将切成小短段的乏燃料用硝酸在沸腾或非沸腾温度下浸取，溶解包壳中的二氧化铀。溶解所得的硝酸铀酰溶液含有不溶残渣，需经过澄清过滤除去，过滤所得的澄清液经调节钚、镎价态后送去化学分离过程处理。
（2）化学分离。化学分离过程是使铀、钚与放射性裂变产物分离以及铀、钚之间的分离纯化。目前，世界各国乏燃料后处理厂化学分离工艺都是采用purex 溶剂萃取流程，以30％磷酸三丁酯（TBP）为萃取剂，以正十二烷或加氢煤油为稀释剂，进行液——液萃取，一般经过三个溶剂萃取循环，即共去污分离循环，铀线二、三循环，钚线二、三循环的标准流程，也有采用两个萃取循环的后处理流程。
（3）铀、环尾端处理。铀、环尾端处理是将硝酸铀酰和硝酸钚溶液制成氧化物产品。硝酸铀酰采用流化床脱硝制成二氧化铀。硝酸钚经草酸沉淀、煅烧制成二氧化钚。
2.2干法后处理
干法后处理是在非水条件下进行乏燃料后处理的工艺过程。干法后处理分挥发法和高温法两大类：
（1）挥发法。挥发法可以分为氟化物挥发法和氯化物挥发法。
（2）高温法。高温法又可分为物理法和化学法。物理法包括分级蒸馏法、分级结晶法和熔融金属萃取法；化学法包括熔融金属萃取法、熔融盐萃取法、熔融盐电解法和熔融精炼法。在乏燃料后处理过程中，乏燃料中各主要成分的分离纯化和回收，必须达到一定的要求。产品回收率是乏燃料后处理厂的一项重要的经济指标和技术指标，一般水法流程对铀、钚的回收率已经分别可达99.8％和99.5％以上。产品放射性则是后处理厂一项主要的质量指标，应对乏燃料的特性，产品用途，燃料元件再加工技术以及经济、安全等方面进行综合考虑后再提出要求。
3.后处理工艺
下面以压水堆低富集铀氧化物燃料的乏燃料后处理为例，对水法普雷克斯溶剂萃取流程的主要工艺步骤加以简要的阐述。
3.1普雷克斯流程的化学原理
昔雷克斯流程采用稀释过的磷酸三丁酯（TBP）为萃取剂。TBP 的化学稳定性好、闪点高、挥发性低，与水仅稍微混溶，处理乏燃料后容易实现再生，也可重复使用，为了改善其密度与粘度，需要对它加以稀释，性能最好的稀释剂是正十二烷，比较经济适用的是优质煤油。当TBP 与含硝酸的水溶液接触时，它能选择性地萃取铀和钚，而对裂变产物及其它杂质的萃取率则十 分低。因此，通过多级逆流萃取可使铀、钚与裂变产物分离。另一方面，TBP 对三价钚的萃取 率很低，所以选用合适的还原方法将四价钚还原成三价钚，可以实现铀、钚的分离。
3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤
处理不锈钢包壳或锆合金包壳的压水堆低富集氧化铀燃料的普雷克斯流程，主要工艺步骤 如下：
（1）去壳溶解。早期采用化学去壳法，即用适当的化学试剂硫酸和氟化物分别将不同包壳材料（不锈钢和锆合金）进行溶解。这种方法会带来容器的腐蚀，还有大量放射性废液及铀、钚损失等问题。因此，对动力堆乏燃料普遍采用切断——浸取法来去壳，溶解过程需采用适当方法以确保可能发生的临界安全。
（2）去污萃取。由萃取段和洗涤段组成，在萃取段中，铀和钚经30％（体积）TBP——正烷烃稀释剂，多级逆流萃取后再进入有机相；裂变产物基本上仍留在水相萃余液中；镅、锔也进入萃余液中，镎则在两相之间进行分配。在洗涤段，用约3mol/L 的硝酸洗涤来自萃取段的有机相，在除去其中夹带的裂变产物后，再返回萃取段。萃取段往往是在室温下进行操作，萃取设备的物料滞留量要尽量减少，以减少溶剂的辐照降解。同时，提高洗涤段的温度还有利于去除钌。
（3）铀、钚分离。TBP 对不同价态的钚有不同的萃取能力，三价钚的分配系数比四价钚的低得多。硝酸浓度低时，三价钚的分配系数更低。采用适当的还原方法，将载有铀、钚的有机相中的钚，还原成三价而铀仍保持六价，即可将钚还原反萃而与铀分离。还原剂可用亚铁离子、四价铀、硝酸羟胺。
（4）铀的纯化。铀、钚分离后，铀使用稀酸反萃，再经1～2 个TBP 萃取循环进行纯化处理。
（5）钚的纯化。铀、钚分离后的钚仍含有一定量的铀、镎和裂变产物。再经过两个萃取循环进行纯化。反萃时，可用稀酸（0.35mol/L。硝酸）选择性反萃取钚，也可用还原反萃。还可采用阴离子交换作为钚的尾端净化步骤。
（6）溶剂再生返回使用。处理过大量裂变产物和钚的溶剂，必须除去其中所含的裂变产物和降解（辐照降解和化学降解）产物，同时回收所含铀和钚。常用的溶剂处理方法是洗涤法，以酸、碱交替洗涤为主，近年来世界上正在研究新的溶剂再生方法。
（7）废水处理。后处理过程产生大量的各种废水，放射性废水按其比活度大小分为高放、中放和低放废水，并可根据含盐量、含酸量进行进一步分类。其中最重要的是占全部废物放射性约99％的高放废液的处理处置，高放废水通常较多的采用蒸浓储存以待进一步处理。低放废水可采用凝聚沉淀法、离子交换法处理，还可用电渗析法、反渗透法处理。对于放射性水平低于露天水源中最大允许浓度的废水，可经过稀释后直接排入江河、海洋。
3.2后处理的发展趋向
乏燃料后处理不仅在实现核燃料循环使用，充分利用核资源方面是必需的，而且从环境保护和核废物的最终安全处理处置来看，也是十分重要的。
一方面，随着核能利用事业的发展，要求乏燃料后处理厂能够接受燃耗深、冷却时间短，比活度大、含钚量高的乏燃料。另一方面，对乏燃料后处理的经济性和安全性的要求也是越来越高，对放射性三废的排放标准也是日趋严格。因此乏燃料后处理的发展应向这些方面努力。
目前，世界上已建成应用TBP 萃取流程（即普雷克斯流程）年处理能力达1000t 以上的大型轻水堆乏燃料处理厂。需要进一步解决的问题是：在首端处理方面要进一步发展元件的切断——浸取技术，解决不溶颗粒的去除问题；在溶剂萃取方面要降低溶剂辐照降解；改善铀、钚分离方法以实现“无盐过程”（即减少废水中的盐分）；回收铀、钚、镎、镅、锔及某些裂变元素的一体化流程；在三废方面要进一步减少废液体积，提高高放废液的玻璃固化处理和最终处理处置技术，对废气要进行有效处理，尽量减少废液和废气的排放等；此外，铀、钚产品的直接脱硝、溶剂再生新方法也是今后乏燃料后处理工艺研究中的新课题。
对于快中子增殖堆和高温气冷堆乏燃料的乏燃料后处理，曾考虑过水法。首先，经过各自的首端处理，使乏燃料转变成硝酸溶液。然后分别用TBP 萃取流程（普雷克斯流程和梭勒克斯流程）进行处理。当然，这两种堆型的乏燃料处理目前有更为复杂的技术问题。虽然干法工艺对处理钚量高、短冷却、高比度的乏燃料具有明显的优点，但是，如果在工业上采用干法流程，还有许多复杂的技术问题需要进一步解决。
4.百科-乏燃料后处理
4.1核燃料后处理的主要目的
（1）回收剩余的易裂变核素铀-235和新生成的钚-239及可转换核素铀-233或钍-232。
（2）需要时可提取有用的裂变产物。如锶-90、铯-137和超铀元素如镎、镅和锔。
（2）去除长寿命的放射性核素和中子吸收截面大的裂变产物，以便对只含短寿命核素的放射性废物进行处理和安全处置。
4.2后处理工艺
辐照过的乏燃料后处理的工艺方法可分为水法和干法两大类。所谓水法，就是把乏燃料溶解于酸中，再用沉淀、溶剂萃取、离子交换或吸附等方法使铀、钚与裂变产物互相分离，因各道工序均为水相操作。故称为水法。所谓干法即高温冶金法或氟化挥发法等均不需在水相中操作。
无论水法还是干法，所处理的原始物质都是固体，产品均为铀和钚的氧化物。目前，水法已在工业上得到广泛应用，主要采取溶剂萃取法，而高温冶金法或氟化挥发法处于研究开发阶段。溶剂萃取法能有效地去除裂变产物，适用于处理包括天然铀、低加浓铀、高加浓铀、高温气冷堆元件及快堆元件等。
辐照过的燃料（乏燃料）中含有大量放射性物质，随着放置时间的延续，经自然衰变而使放射性活度和释热率降低。乏燃料的冷却一般在乏燃料储存水池中进行。动力堆乏燃料的冷却时间一般不少于3～5年。乏燃料经冷却降低放射性可以缓解乏燃料后处理工艺上的技术难度。
4.2.1水法后处理
早期的水法后处理厂是采用沉淀法。目前世界各国的后处理厂均采用溶剂萃取工艺，鉴于该工艺技术成熟且已积累了丰富的经验。在今后相当长的时间内，该工艺仍会得到广泛应用。 水法后处理工艺过程主要包括：首端处理、化学分离和铀、钚尾端处理。
1）首端处理。首端处理包括机械处理和化学处理两部分。
2）机械处理。首端机械处理将乏燃料组件切割成小短段，使铀从包壳中裸露出来以便化学溶解燃料芯体。乏燃料用硝酸在沸腾或非沸腾温度下浸取，溶解包壳中的二氧化铀。溶解所得的硝酸铀酰溶液禽有不溶残渣，需经过澄清过滤除去，过滤所得的澄清液经调节钚、镎价态后送去化学分离过程处理。
3）化学分离。化学分离过程是使铀、钚与放射性裂变产物分离以及铀、钚之间的分离纯化。目前世界各国后处理厂化学分离工艺都是采用purex溶剂萃取流程，以30%磷酸三丁酯(TBP)为萃取剂，以正十二烷或加氢煤油为稀释剂，进行液-液萃取，一般经过三个溶剂萃取循环，即共去污分离循环，铀线二、三循环，钚线二、三循环的标准流程，也有采用两个萃取循环的流程。
4）铀、环尾端处理。铀、环尾端处理是将硝酸铀酰和硝酸钚溶液制成氧化物产晶，硝酸铀酰采用流化床脱硝制成二氧化铀。硝酸钚经草酸沉淀、煅烧制成二氧化钚。
4.2.2干法后处理
干法后处理是在非水条件下进行核燃料后处理的工艺过程。干法后处理分挥发法和高温法两大类：
1）挥发法，挥发法可以分为氟化物挥发法和氯化物挥发法。
2）高温法，高温法又可分为物理法和化学法。物理法包括分级蒸馏法、分级结晶法和熔融金属萃取法；化学法包括熔融金属萃取法、熔融盐萃取法、熔融盐电解法和熔融精炼法。
在后处理过程中，乏燃料中各主要成分的分离纯化和回收，必须达到一定的要求。产品回收率是后处理厂的一项重要的经济指标和技术指标，一般水法流程对铀、钚的回收率分别可达99.8%和99.5%以上。产品放射性是后处理厂的一项主要质量指标，应对乏燃料的特性，产品用途，元件再加工技术以及经济、安全等方面进行综合考虑后提出。
4.3后处理技术
乏燃料后处理技术，就是把已经使用过的铀废料（乏燃料），以化学方法将铀和钚从裂变产物中分离出来，称为乏燃料再溶解和后处理技术。回收的铀和钚可在核电厂混合氧化物燃料中再循环使用，以生产更多能量，从而使铀资源得到更充分利用并减少浓缩需求。后处理也通过减少高放废物的体积和去除钚有助于废物的最终处置。
乏燃料后处理技术，是高放射性条件下的高技术，世界上核电站的核燃料处理与保存本身就是一个十份困难的事情，有了这一技术，其意义是不仅能充分利用核燃料的功能，提高核燃料利用能力，为人类造福，更重要的是减小了体积，降低了放射性，为保存核废物创造了条件，对环境也是一个大贡献。
2010年12月21日，中国第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂——中核四〇四中试工程热调试取得成功。热调试的成功，实现了核燃料闭式循环的目标，有力地推动了核燃料产业及核电的快速发展，为中国先进后处理工程技术的开发提供了重要的研究实验平台，标志着中国已掌握了动力堆乏燃料后处理技术。
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