裂变产物和锕系元素的回收利用
核废物处理途径的探讨
・ ３・ ７
核 废物 处理途径 的探讨
李 虎
（ 军 ９ ３７部 队 ， 宁 大 连 １６ ０ ） 海 ２３ 辽 １０ ０
摘 要： 随着全世界核技 术的发展 ， 核废物的处理成为限制核能发展的重要 因素之一。本文通过分析对比现有的放射性核废物处理 技 术与方法， 旨在寻找 出科 学合理的核废物处理途径 ， 为核废 物处理的发展找 到方向。本文主要介 绍 了后 处理、 固化、 地质 处置、 变、 嬗 自 由电子激光等核废物 处理途径。根据 目前的核能技 术现状 ， 国普遍 采用的方法仍 然是地质处置 ， 各 但是 ， 变及 自由电子激光很可能成为 嬗
以后核 废 物 处理 的发 展 方 向。
关 键 词 ： 废 物 ； 变； 核 嬗 自由 电子 激 光； 固化 ； 质 处 置 地
人类活动造成伤害 ， 目前我 国已经在西北和南方地 区建立了若干个 核科学 技术 的发展与核能 的和平利用是 ２ ０世纪人类最伟大的 中低 放 废 物 处 置 场 。 ２３嬗变。嬗变可以把高放核废物中的锕 系元素 、 ． 活化产物元素 成就之一。但随着核 能和核技术 的不断发展 ， 特别是上世纪 中叶 以 来， 人类开发利用核裂变能产生了大量高放固体废物（ ： 注 高放 固体 以及长寿命 裂变产物Байду номын сангаас素分离出来 ， 转变为燃料元件送到反应堆进 从而转变为短寿命 废物是指含有半 衰期 大于 ５年 、 小于或等于 ３ 的放射性核素 、 ０年 且 行燃烧 或者转变为靶子用于加速器 的轰击散 裂 ， 其释热率大 于 ２ Ｋ 立方米 ，或 比活度大于 ４×１“ ｑＫ Ｗ／ ０ Ｂ ／ｇ的放射 元素或者稳定 同位 素。嬗变技术对 于长寿命 的锕系元素应 用 比较 因为嬗变可以有效地将其转变为短寿命或者稳定的核素 。嬗变 性 固体废物 ， 及含有半衰期大于 ３ 的放射性核素 ， ０年 且其释热率大 多 ， 于 ２ Ｋ 立 方米 ，或 比活 度大 于 ４×１ ｑＫ Ｗ／ ０ Ｂ ／ｇ的放 射性 固体 废 不仅可以促进铀资源 的充分利用 ， ￣ 还可 以减小高放核废物地质处置 物 。） 根据 国际原子能机构的定义 ， 。 核废物是指含有放射性核原素 的长期风险以及 负担 。 嬗 变 的主要 原理是通 过核反应把 长寿命的裂变 产物或者 锕系 或者被放射性元素污染并且今后不 能再被利用 的物质 （ 主要包括含 有辐射 的不稳定放射性元 素并伴 随有 衰变热 产生 的无 用材 料 ） 。乏 核废物转化 为稳定 的短寿命元素 ， 目前常用 的嬗变装置有聚变嬗变 加速器驱动的次临界装 置 、 强流加速器 、 热中子堆 、 快堆 等。口 燃料后 处理产生 的高放废 液固化体和核 电站卸出的一次 通过准备 堆 、 直接处置的乏燃料等都属 于高放 固体废物。 从第一座核 电站建立起 ２ ． ４固化 。固化主要 是用来改善和后续处理相关 的安全性 ， 一般 的半个世纪 以来 ，全世界 已经建立起 了 ４ ７座 总功率 为 ３０ Ｗ 的 是用适 当的材 料把 放射性核废物包裹起来 ，防止放射性 元素的泄 ３ ５Ｇ 水泥和混凝土作 为固化介质应用 比较广泛 ， 此外 ， 也有人 商 用核电站 ， 这些核 电站在 给人 类带来 巨大能源 的同时 ， 也排泄 出 漏 。目前 ， 大量 的乏元件 ，这些乏元件 中的核元素成 了人们生存 环境 的危 胁。 把沥青和有 机聚合物用于 固化处理。相应的 ， 放射性核废物 的处理 混凝土 固化 、 沥青固化 、 有机聚合物 固化 如果对核废物 的处理不当 ， 会导致土壤 、 大气 、 地下水 的核污染 以及 方法也可以分为水泥 固化 、 对生态环境 的破坏 ， 而影 响人类 的生存与发展 。据相关调查结果 等 。 进 ２５ ．后处理 。后处理 主要是把乏燃料经 过酸溶解 后分解 出铀等 显示 ， 近几年 核废物 的年均 积累量超过 了一万 吨 ， 累计 总量 已经超 过了２ ０万吨。 这也对 核废物 的处理提出 了更高的要求 。 核废 物的安 裂变产物 ， 这是一个特 殊的化学分离过程 ．经过后 处理后 ， 以把 可 全处理成为全世界关注的焦点 以及 制约 核能发展 的主要 因素之一。 核废物 中的裂变元素分离 出来进入再循环 ， 这个技术在 ２ Ｏ世纪 ７ Ｏ 年代起就在若干个 国家运行 ，目前 已经是公认的 比较安全的技术。 本文将对 目前常用的核废 物处 理技 术与途径进行介绍 ， 并对不 经过后处理后 ， 放射性元素的回收比例可 以高达 ９ ．％～ ９ 这不 ８５ ９ ％。 同的核废物处理途径进行对 比， 从而找 出科学合理 的核废物处理途 仅可 以减少核 废物处理 的压力 ， 减小核废物 污染 的可能性 ， 也可 以 径， 以满足现在及将来对核废物处理的要求。 提高天然资源的利用率 ， 符合可持续 发展 的要求 。 目前最常用 的核 ２核 废 物处 理 技 术 介 绍 废物后处理方法是用水溶法萃取 ， 又称普雷克斯法。 ２１自由 电子 激 光 。 自由 电子 激 光 进行 核废 物 处 理 的原 理 是 ， ． 用 由于后处理 的整个工艺流程都具有很强 的放射性 ， 因此不能直 当用不 同波长 的激光激发分子时 ， 以导致化学反应差异 。 目前 已 接进行人 工操作 ， 可 必须进行远距离 的控制 ， 而且在操 作空间上也需 经实现 了紫外 准激 光分子实现锕 系离 子在溶液 中的选 择性单光 子 要 用 厚 重 的混 凝 土 等 屏 障进 行 隔 离 保 护 。 与双光子还原 ，因此可以把光氧化还 原反应用来分离核 废料 的金 需要注意 的是 ， 核废物后处理并不能完全取代其它核废物处理 属， 把溶液 中镧系和锕离子 的激光化学反应用来进行核燃料再处 理 方法 。这是因为虽然后处理可 以提取绝大多数 的放射性元素 ， 但仍 以及 高级核废料 的分配。若可以把金属离子氧化还原 ， 则可 以实现 有部分元素残 留在核废物 中而不能被收 回。 而且这些元素多数为 长 金 属离 子与溶液 的分离 。此外 ， 经过热分子 的双光子 吸收也 可以应 周期性 的 ， 此外 ， 后处理 过程 本身也会产生大量 的低 放核废物 。因 用在核废物处理 中。 此， 核废物 的后处理并不能称 为核废物 处理的最终解决方法 ， 必须 ２２地质处理。 ． 高放废物地质处置是一项以放射性核素 的包容 、 与其它处理途径相配合才 能达到防止核废物扩散 、 维护核安全 的 目 阻滞为核心 内容 ， 以多重屏 障（ 质介 质属于天然屏 障 ， 地 废物体 、 包 的 。 装 容器和缓 冲回填 材料等属 于工程屏 障 ） 主要 手段 ， 为 以及千年 到 ３不 同核 废 物 的 处 理 途 径 万 年以上公众健康和环境保护为安 全 目标的极其复杂的系统工程 。 针对放射性程度不 同的核废物 ， 各国通常采用不 同的处理方法 它涉及 工程 、 地质 、 水文地质 、 化学 、 环境安全等众多学科领域 ， 基 分别对待 。 集 下面分高放 核废 物的处理方法以及 中低放核废物的处理 础学科 、 应用学科 、 工程学科 为一 体 ， 于综 合学科群 的攻 关项 目， 这两 种 方 法 论 述 。 属 集 中体现 了科学技 术和社会经济发展 对人类集体智 慧和能力 的巨 ３１ ． 高放核废物 的处理 。所谓 高放核废物的处理 ， 是指需要长时 大挑战。对 于放射性程度不同的核废料 ， 以分别采用 不同的地 质 间隔离 的高放废物或者超铀废物 的最终处理 ， 可 目的是使 它们 长期 与 处 理方法 ， 高放核废物需要 在距 离地表 ５０米 以下进行深 埋 ， ０ 而低 人类环境相隔离 ， 以免发生辐射危害人类 健康 。理论上 可行的方案 放 核废 物则 可 以在 浅 地 基 至 地 表 埋 藏 。 是把高放废物进行宇宙空间放置 、 底处置 、 海 分离嬗变处理 、 冰层处 深地 层埋 藏处 置是 把高 放核 废物 经过 处理 深 埋在 距离 地 表 置 、 深地 层处置等方法 ， 但是 目前常用 的安全可 靠的方案却仍然 局 ５ ０米 以下 ， ０ 由放射 性元素进行 自由衰变 ， 目前一般 的埋 藏深度 是 限在 深 地 层 处 置 。Ｉ］ ８ ， ９ １０ ０ ０米 。由于深埋处理这种方法成本较低 ， 并且安全性 高 ， 因而 目 地质处 置的安全性是建立在 多重屏 障的基础 上的 ， 一般 至少 需 前 应 用 比较 广泛 。 要四层屏 障来保证放射性元素与外界生物圈的隔离。 第一层屏障是 浅 地层埋藏处置一 般是把低放核废物 埋藏在地 面 ５ ０米以 内， 合 成岩 、 硼硅酸盐玻璃 固化体等高放废 物的 固化体 ； 第二层屏 障是 可以将 低放 固体废物 限制在处置场范 围之 内， 防止其在危险时间对 用于包装 固化体 的容器 ；第三层屏障是用 于避 （ 下转 ７ ４页 ）
氧化铀与裂片元素（Sr、Ba、RE）氧化物在熔融NaOH中的溶解行为
氧化铀与裂片元素（Sr、Ba、RE）氧化物在熔融NaOH中的溶解行为摘要MOX （Mixed oxide）乏燃料主要由锕系氧化物和少量裂片元素氧化物组成，乏燃料的处理最主要的目的就是回收乏燃料中的锕系元素。
锕系氧化物中的在高温熔盐中的溶解度较小，分离步骤较为复杂，本文以铀氧化物作为锕系氧化物的代表，研究了氧化铀（U3O8和UO3）与裂变元素氧化物在NaOH熔体中的溶解性，为进行分离回收铀氧化物提供理论基础。
主要研究如下：(1). 在723 K~973 K温度范围内，研究了2.5 wt.%的U3O8或UO3在NaOH 熔体的溶解。
在NaOH熔体中同时加入U3O8和UO3，随着温度的增加，溶解反应加快；XRD表征和热力学计算表明，UO3在NaOH熔体中溶解一步生成Na4UO5；而U3O8在NaOH熔体中溶解，有氧气时会有中间产物Na4UO4生成，最后生成Na4UO5，而在无氧条件下会生成Na4UO4和Na4UO5两种产物。
ICP-AES 测试结果显示含UO3熔体中的铀元素含量为8.17 wt.%，U3O8的为7.99 wt.%，说明U3O8未溶解完全。
对溶解产物进行表征，发现Na4UO4和Na4UO5水洗干燥后都为无定型的Na2U2O7。
(2). 在773 K~823 K温度范围，在NaOH熔体中用循环伏安法和方波伏安法研究了加入U3O8前后氧化还原峰的变化，发现在循环伏安和方波伏安的电化学窗口内未检测到铀氧根的氧化还原峰。
根据HSC软件计算了673 K~973 K时在NaOH熔体中加入U3O8和UO3，可能发生反应的理论分解电压。
发现溶解产物Na4UO5的理论分解电压比NaOH的理论分解电压更负，在NaOH的电化学窗口内无法检测到UO54+的氧化还原信号。
(3). 在673 K~873 K温度范围，研究了Na2O2的加入对U3O8和UO3在NaOH 熔体中溶解的影响，从溶解现象和反应的热力学分析看出，加入Na2O2能加快U3O8和UO3的溶解反应；不同比例的Na2O2:U3O8会生成不同的产物，确定在质量比为1:1时会生成Na4UO5，而在质量比小于1:1摩尔比大于1:1时会有Na4UO4生成；在NaOH熔体中加入质量比为1:1的Na2O2和U3O8或UO3时，随着温度的增高，对U3O8的溶解反应作用更明显；通过XRD的表征结果发现在有氧和无氧条件下加入Na2O2溶解反应的最终产物都是Na4UO5。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
TWR中文(03)
第1章前言1.1世界核电状况目前核电大约提供人类总需求电能的14%，在未来几年内它的作用可能变大因为我国正在试图减少温室效应气体和其他由化石燃料的生产和消耗所产生的气体污染物的排放。
大多数正建核电站或在运行的核电站都是以热中子范围为基础，都是典型的轻水堆技术。
到今天为止，这个领域大概积累了12,000–13,000 堆年的经验，大部分都是轻水堆。
只有大概300 堆年的检验是快中子范围积累的。
这相当于生产电的核电站的总经验的2.5% 。
1.2 TWR的概述快堆利用铀的效率比热堆比如轻水堆更高，早期的关于快堆的设计和实验证明快堆可以当做是增值反应堆。
最近，探讨了利用从轻水堆乏燃料中提取的长寿命裂变产物和少数锕系元素作为核燃料的快堆的设计问题，但这些研究还有待证实。
工程师提出了新颖的，不需后处理的，燃料利用率是轻水堆的6-10倍的关于快堆的设计。
Feinberg.是第一个知道的支持该反应堆概念的人。
1958年，他提出，应该设计一种在增值的同时消耗增值产物的反应堆，该堆只利用天然铀或贫铀作为燃料源。
其他人比如Teller等提出了相近的想法，这些想法包括对少数量可裂变产物的利用，它可以通过大部分由贫铀或贫钚作为燃料产生易裂变产物，来发动一个缓慢移动的波。
缓慢移动的焚烧波前面应该是一个增值波，增值波把可裂变核素转化为易裂变核素。
更近时期，有人在考虑这种具有空间依赖性的核焚烧波的数学解释。
Takaki 和Sekimoto可能在证明这种堆的优势上做出了最大贡献。
现在，TWR还没有建造，但在2006年，高智公司成立了分公司TerraPower,就是使这种堆走向模型化和商业化的实际工程体现，从那时起，这种堆被叫做行波堆（TWR）. TerraPower发展了TWR的从中低功率（300-MWe）到高功率（~1000-MWe）的应用设计。
TWR只需要少量的富集燃料（链式裂变反应中原子很容易裂开的物质）。
当政府的研究院间歇的公布新的反应堆设计时，TWR很值得关注，因为它由私人拨款的研究机构研究，这在核行业里几乎是没有的。
反应堆燃料选择及其对核反应过程的影响
反应堆燃料选择及其对核反应过程的影响核能作为一种清洁、高效的能源形式，被广泛应用于电力生产、医疗、工业等领域。
而核反应堆作为核能的主要利用装置，其燃料选择对核反应过程的影响至关重要。
本文将探讨反应堆燃料的选择以及其对核反应过程的影响。
一、反应堆燃料的选择反应堆燃料的选择是核能发展的重要环节，不同的燃料类型具有不同的特点和应用范围。
目前常见的反应堆燃料主要包括铀、钚和锕系元素等。
1. 铀燃料铀燃料是目前最常见的反应堆燃料，其主要包括铀-235和铀-238两种同位素。
铀-235是一种裂变性核素，具有较高的裂变截面，适合用于热中子反应堆。
而铀-238则主要用于快中子反应堆。
铀燃料具有丰富的资源和较低的成本，是目前大规模商业化运行的反应堆的主要燃料。
2. 钚燃料钚燃料是一种重要的核燃料，其主要来源于铀燃料的中子俘获和裂变产生的钚-239。
钚燃料具有较高的裂变截面和较长的裂变链，适合用于快中子反应堆。
钚燃料的利用可以有效延长铀燃料的资源寿命，并减少核废料的产生。
3. 锕系元素燃料锕系元素燃料是一种新型的反应堆燃料，其主要包括镅、锔和锫等元素。
锕系元素燃料具有较高的裂变截面和较长的裂变链，适合用于快中子反应堆。
锕系元素燃料的利用可以进一步提高核能的利用效率，并减少核废料的产生。
二、反应堆燃料对核反应过程的影响反应堆燃料的选择对核反应过程具有重要的影响，主要体现在以下几个方面：1. 反应速率不同的燃料类型具有不同的裂变截面和裂变链，从而影响核反应的速率。
铀燃料具有较低的裂变截面和较短的裂变链，反应速率相对较慢；而钚燃料和锕系元素燃料具有较高的裂变截面和较长的裂变链，反应速率相对较快。
2. 中子产额不同的燃料类型对中子的产额也有影响。
铀燃料的中子产额相对较低，而钚燃料和锕系元素燃料的中子产额相对较高。
中子产额的大小直接影响到反应堆的功率输出和燃料利用率。
3. 燃料利用率不同的燃料类型对燃料的利用率也有影响。
钚燃料和锕系元素燃料具有较高的裂变截面和较长的裂变链，可以更充分地利用燃料中的核能，提高燃料利用率。
核废料
核废料
3.深度钻孔
将核废料埋入地下正成为最受推崇的处理方式之一， 深度 钻孔这一解决方案仍处在计划阶段。深度钻孔有其优势一面，可 以在距离核反应堆很近的地区进行钻孔，缩短高放射性核废料在 处理前的运输 距离。然而，与将核废料送入太空面临的困难一样， 钚回收也是一项挑战将核废料埋入地下 3 英里（约合 4.8 公里） 是一回事，安全回收则完全是另一回事。
性核素分为长寿命（或长半衰期）放射性核素、中等寿命（或中
等半衰期）放射性核素和短寿命（或短半衰期）放射性核素。
核废料
三、核废料的特征 1. 放射性 核废料的放射性不能用任何的物理、化学和生物等人工方法 消除，只能靠自身的衰变而减少，而其半衰期往往长达数千年、 数万年甚至几十万年。也就是说，在几十万年后！这些核废料还 能伤害人类和环境。 2.射线危害 核废料放出的射线通过物质时，发生电离和激发作用， 对生 物体会引起辐射损伤。而且在这些射线当中，有相当一部分具有 极强的穿透力，甚至能穿过几十厘米厚的混凝土。
年提出的。30 年后，美国著名物理学家施勒津热尔也独立提出了 类似主张。但由于受当时国际形势和技术条件的限制，各国对核
废料的处理基本上都流于应付。
核废料
（二）固化
固化主要是用来改善和后续处理相关的安全性， 一般是用适当的 材料 把放射性核废物包裹起来，防止放射性元素的泄漏。目前，水泥 和混凝土 作为固化介质应用比较广泛，此外，也有人把沥青和有机聚 合物用于固化 处理。相应的，放射性核废物的处理方法也可以分为水泥固化、混凝土固 化、沥青固化、有机聚合物固化等。 放射废物的固化处理包括水泥固化、 沥青固化、塑料固化以及人造岩石固化等。
璃固化，之后再放到至少500米深的地层内埋掉。
核废料
核燃料循环一次通过情景分析研究
核燃料循环"一次通过"情景分析研究摘要：现如今，我国大力发展核电并建立先进闭式燃料循环体系，为了核燃料循环各环节相互匹配，有机协调地发展核电，需对核燃料循环各环节的规模、布局等开展模拟分析研究。
核燃料循环标准化是核燃料循环产业安全发展、创新发展的重要支撑，特别是在我国进入高质量发展阶段期间，标准化作用显得尤为重要，开展核燃料循环标准化发展战略研究对支撑我国核工业强国建设具有重要战略意义。
关键词：核燃料循环；一次通过；燃料核电自20世纪50年代起步开始，逐渐在全世界范围内发展。
核电站的运行是一项整个核工业体系的复杂系统性工程，涉及多个环节的工业产业链。
其中，核燃料循环是核工业的重要组成部分，开发先进的核燃料及其相关材料是保证核电安全高效发展的最关键问题。
当前，国内外高度关注核燃料循环标准化研究工作，相关研究成果涉及铀矿冶标准化、核燃料标准化、核设施退役标准化、核安全标准化等领域。
一、国际化发展对核燃料循环标准化提出新要求随着我国“一带一路”倡议和核电“走出去”战略的实施，核燃料作为核电“走出去”的重要支撑，其技术和产品也将会进入国际市场，而产品竞争的核心是标准的竞争，迫切需要核燃料标准发挥桥梁纽带作用，抢占国际技术前沿和商业市场。
当前，我国在核燃料循环产业的一些关键领域还没有形成具有自主知识产权的标准，为应对国际竞争，亟需构建具有我国自主知识产权的核燃料循环标准体系，打破技术和贸易壁垒的限制，积极推动核燃料循环产业“走出去”。
构建适用于我国后处理发展路线的标准体系。
重点开展湿法后处理临界安全、辐射安全、工业安全，后处理总体、主工艺系统、辅助工艺系统、建（构）筑物设计，后处理化工设备、机械设备、仪控电设备、监测设备和后处理专用材料，后处理调试，工艺控制、分析、产品、检验、维修，运行限制和条件，乏燃料运输容器、辐射监测、应急安全等领域的标准研制。
二、国际核燃料循环的方式国际上核燃料循环的方式主要分为“一次通过”的方式和闭式核燃料循环方式，这两种方式在“燃料元件制造”环节前是一样的，都包括铀资源调查、铀矿开采、水冶、转化、浓缩。
中国乏燃料后处理现状与分析
中国乏燃料后处理现状与分析摘要：“核废料处理厂”的正式名称应该是乏燃料后处理厂。
该厂将核电厂用过的核燃料，即乏燃料，用化学方法处理，回收仍可继续利用的铀、钚等元素，并产生较多的放射性废料，包括高放射性和中低放射性废料。
乏燃料后处理厂一般也作为核电厂卸除燃料的场外保存地，能够存放较多的乏燃料，以缓解核电厂乏燃料的存放压力。
后处理厂一般还会有一个铀钚混合燃料（MOX燃料）厂，以直接将后处理提取出来的钚制成核燃料组件。
在找到最终处置地之前，后处理形成的各种放射性核废料要暂时堆放在后处理厂。
本文作者对中国乏燃料后处理现状进行了详细的分析，并提出了一些作者自己的观点和看法，共大家学习和借鉴。
关键词：中国；乏燃料后处理；现状；分析；1、引言乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对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。
为了应对化石燃料的短缺和保证能源安全，核电因其清洁性和高能量密度而受到青睐，进入了一个积极发展期，由此也带来了对核电站卸下的乏燃料进行有效管理的问题。
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。
2、乏燃料后处理的优点和必要性乏燃料后处理是我国早已确定的技术路线。
1983 年，国务院科技领导小组召开全国专家论证会，经过对我国核电发展计划、国内外铀资源情况、国内后处理工艺技术发展水平、后处理的安全性、经济性等诸多方面的充分论证，确定了“发展核电必须相应发展后处理”的战略，并在1987 年日内瓦国际会议上对外公布了这一决定。
核裂变产生同位素排放及放射性废料治理
核裂变产生同位素排放及放射性废料治理核裂变是一种重要的核反应过程，它通过分裂重核来释放大量能量。
然而，核裂变过程不仅会产生能量，还会产生大量的同位素排放和放射性废料。
这些排放物和废料对环境和人类的健康构成严重威胁，因此需要采取有效的治理方法来减少其对环境的影响。
核裂变过程中产生大量的同位素排放，主要包括气体、液体和固体形式。
其中，气体形式的同位素排放主要包括氚、氡和氚等。
这些气体排放具有高度的放射性和迁移能力，如果没有适当的控制措施，很容易从核反应堆逸出到大气中，对周围环境和人类的健康造成严重危害。
因此，核电厂需要采取措施来防止气体排放，如使用有效的处理设备，对气体进行过滤和净化，以确保不会产生大量的气体同位素排放。
液体同位素排放主要包括污水和冷却水。
核电厂通常使用冷却水循环来降低反应堆温度，但在循环过程中会带走一部分含有放射性物质的废水。
这些废水中的放射性物质主要是铯、锶、钚等，具有较高的放射性和迁移能力。
为了减少液体同位素排放，核电厂可以采取多种措施，如使用高效的过滤和净化设备，对废水进行处理，将放射性物质减少到最低限度。
此外，核电厂还可以采取循环利用冷却水和污水的措施，降低液体同位素的产生。
固体同位素排放主要是指核电厂产生的放射性废料。
核反应过程中会产生大量的废料，其中包括燃料棒、堆芯构件和辅助设备等。
这些放射性废料具有极高的放射性和持久性，需要采取特殊的处理方法来安全储存和处置。
一种常见的方法是将放射性废料封装在特殊的容器中，然后将其运送到地下储存设施或深海中进行长期安全存放。
另一种方法是采用核废料的再处理技术，对废料进行分离和回收，从而减少排放量和存储量。
除了控制同位素排放外，放射性废料治理也是核裂变过程中的重要环节。
治理放射性废料主要包括收集、运输、储存和处置等步骤。
其中，收集和运输是确保废料安全处置的关键环节，需要采取严格的措施来保护工作人员及环境安全。
储存废料时，需要选择合适的储存设施，确保其能够安全地储存和监管放射性废料。
第四代核电技术
六
结束语
传统的核反应堆有很大的改善空间，这 就导致了第四代核电技术的发展。 现在发展的第四代核电技术都面临很多 问题，需要我们去探索和解决。 我相信随着经济社会的进一步发展，先 进核能系统会得到长足地进步，也会获 得越来越多的人的支持。
4.钠冷快堆 4.钠冷快堆
2010年7月21日，中国第一座快中子反应 堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。 堆芯富集度高、能谱硬、多普勒效应比热 堆小，而且快堆缓发中子份额小，中子代 时间短，要求快堆控制系统有更好的瞬态 响应特性。 采用钠作冷却剂，无法使用可溶性毒物来 控制反应性，一般采取单一的控制棒控制 反应性方式,因而必须设置两套独立的控制 棒停堆系统，以保证冗余和安全。
可持续性：能提供清洁、可持续的核能， 能为世界长期使用。 经济性：低成本、短周期建设，可在不 同的电力市场竞争。 安全性和可靠性：应有更优良的安全性 和可靠性（包括非常低的堆芯损坏程度、 防止核扩散等）。
三 具体的一些指标
堆芯熔化概率低于10-6 堆年； 在事故条件下无厂外释放，即无论核电站 发生什么事故，都不会对厂外公众造成损 害； 能够通过对核电站的整体实验向公众证明 核电的安全性； 初投资低于1000 美元/Kw； 建设期小于3年； 能够和其他电力生产方式相竞争，总的电 力成本低于3美分/Kwh。
3.熔盐堆 3.熔盐堆
熔盐堆的概念最早形成于上世纪四五十 年代末期的飞机推进装置研究中。 以液态钍及铀的氟化物作为燃料在石墨 堆芯通道内流动。 核裂变产物从液体燃料中连续被去除， 锕系元素可得到再循环。 采用闭式燃料循环，其液态燃料添加方 便，不用专门制作和加工燃料元件。
最近的熔盐堆创新型设计包括一个由日 俄美联合研发的100MW富士反应堆。 强放射性的废物实际仅由裂变产物构成 ,所以废物具有更短周期的放射性。 仅有少量的核武器级别的裂变材料,低 程度的燃料使用和被动的安全设施等特 征。
核燃料循环重点
另外还有：分离锶铯的有 CCD-PEG 流程；用冠醚分离锶的 SREX 流程；用杯冠化合物 直接萃取铯的 CSEX 流程。
第四类后处理技术有： 主要采用的是干法后处理技术。主要用于在水溶液中难以溶解的辐照燃料及靶件、金属
元件快堆乏燃料中锕系元素的回收分离。 主要有以下二种方法： 1) 氟化物挥发法： 铀钚的六氟化物易挥发，且有合适差异的沸点。在对铀附加净化 后对裂片元素的去污系数和铀钚分离系数接近水法。可以处理金属或氧化物燃料元 件，尤其适合于熔盐堆的在线后处理。 2) 熔盐电解法：美国的金属锂还原熔盐电解精炼流程；俄罗斯的金属氧化物电沉积流 程。
废物处理与处置的基本原则：（希望大家帮忙找答案）
对反射性废水处理原则是：稀释排放、浓缩贮存和回收利用。
对放射性废气处理原则是：
对反射性固体废物处理原则是：
9-2：放射性废水处理技术有哪些？（书 P204）
答：反射性废水处理技术有：
1) 凝聚沉淀：是一种化学处理方法，其过程是往废水中加入某些称为凝聚剂的化学物质， 使废水中的胶体状物质聚集成细小的可沉淀颗粒，颗粒与颗粒或与废水中的悬浮状物质 组合成绒粒，绒粒具有很大的比表面积和吸附能力，吸附更多的溶质形成絮状物。经过 澄清和机械过滤，将沉淀从水中分离。
件也有关以及悬浮物的组成合燃料及形态。
另外一种答案： 1) 乏燃料溶解液的预处理，除去溶解液中的固体颗粒； 2) 调整酸度以满足高酸流程或低酸流程的要求 3) 调整铀浓度 4) 调整钚的价态，以使铀钚分别处于易于被 TBP 萃取的 U（VI）和 Pu（IV）。
第五章 铀钚共去污—分离循环
5-2：铀钚共去污—分离工艺过程。（书 P101） 答：铀钚共去污—分离循环包括铀钚共萃取共去污、铀钚分离、铀的反萃三个单元操作。其 中萃取净化过程包括萃取、洗涤、反萃三个单元操作。 PS：所对应的框图是在课本 P102，大家自己画。 5-6：铀和钚分离原理是什么？（书 P111） 答：实现铀钚分离原理是：选择合适的还原反萃剂，将钚由 Pu（IV）还原到不被 TBP 萃取 的 Pu（III），使钚从有机相转入水相，而铀仍以铀（VI）保留在有机相中，从而实现铀与钚 的分离。 5-7：第三代、第四代后处理技术有哪些？（PPT） 答：第三代后处理有：
核反应堆中的裂变产物处理
核反应堆中的裂变产物处理核反应堆是一种利用核裂变反应产生能量的设备。
在核反应堆中，裂变反应会产生大量的裂变产物，这些裂变产物对环境和人类健康都具有潜在的危害。
因此，正确处理核反应堆中的裂变产物是非常重要的。
一、裂变产物的种类和特性核反应堆中的裂变产物主要包括放射性核素和非放射性核素。
放射性核素具有放射性衰变的特性，会释放出放射线，对人体和环境造成辐射危害。
非放射性核素则不具有放射性，但仍然需要进行处理，以防止对环境造成污染。
裂变产物的种类繁多，其中包括铯、碘、锶、钚等放射性核素，以及稳定的元素如钠、铝、铁等。
这些裂变产物的半衰期不同，从几秒到几百万年不等，因此需要采取不同的处理方法。
二、裂变产物的处理方法1. 放射性核素的处理放射性核素的处理主要包括储存、转运和处理三个步骤。
首先，放射性核素需要储存在特殊的容器中，以防止辐射泄漏。
这些容器通常由厚重的铅或混凝土制成，能够有效地吸收放射线。
其次，放射性核素需要进行转运，将其从核反应堆运送到专门的处理设施。
在转运过程中，需要采取严格的安全措施，以防止辐射泄漏和事故发生。
最后，放射性核素需要进行处理。
处理的方法包括固化、封存和埋地等。
固化是将放射性核素与其他物质混合，形成固体或液体废物，以减少其活性。
封存是将固化的废物封装在特殊的容器中，以防止辐射泄漏。
埋地是将封存的废物埋入地下，以防止对环境造成污染。
2. 非放射性核素的处理非放射性核素的处理主要包括回收和再利用两个步骤。
首先，非放射性核素可以通过化学方法进行回收。
化学方法可以将非放射性核素与其他物质分离，以便进一步利用。
其次，回收的非放射性核素可以进行再利用。
再利用的方法包括回收利用和工业利用两种。
回收利用是将非放射性核素重新加工，使其具有新的用途。
工业利用是将非放射性核素用于工业生产，如合金制备、催化剂制备等。
三、裂变产物处理的挑战和前景核反应堆中的裂变产物处理面临着许多挑战。
首先，放射性核素的处理需要高度的安全性和技术水平，以防止辐射泄漏和事故发生。
核反应堆中的裂变产物处理与废弃物管理
核反应堆中的裂变产物处理与废弃物管理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的设备。
在核反应堆中，裂变反应会产生大量的裂变产物，这些产物包括放射性核素和非放射性核素。
这些裂变产物需要进行有效的处理和管理，以确保核反应堆的安全运行和环境的保护。
一、裂变产物的处理1. 辐射防护核反应堆中的裂变产物具有辐射性，对人体和环境有一定的危害。
因此，在处理裂变产物时，必须采取有效的辐射防护措施。
这包括使用防护服、戴上防护面具和手套等个人防护装备，以及在处理区域周围设置辐射屏蔽物，减少辐射的泄漏。
2. 分离和提取裂变产物中含有一些有用的核素，如铀、钚等，可以进行分离和提取，用于核燃料再利用或其他用途。
分离和提取的方法包括溶剂萃取、离子交换、电解等。
这些方法可以有效地提高核燃料的利用率，减少核废料的产生。
3. 固化和封存裂变产物中的放射性核素需要进行固化和封存，以防止其对环境和人体造成伤害。
固化的方法包括将裂变产物与玻璃、陶瓷等材料混合，形成固体块状物，然后进行封存。
这样可以有效地限制放射性核素的释放和扩散。
二、废弃物的管理1. 分类和标识核反应堆产生的废弃物需要进行分类和标识，以便进行有效的管理和处理。
废弃物的分类包括放射性废弃物和非放射性废弃物，放射性废弃物又分为低放射性废弃物、中放射性废弃物和高放射性废弃物。
每种废弃物都需要进行相应的标识，以便在处理和储存过程中进行区分。
2. 储存和运输核反应堆产生的废弃物需要进行储存和运输，以确保其安全性和稳定性。
废弃物的储存可以采用深地贮存、地下贮存或水下贮存等方法，以减少对环境和人体的影响。
废弃物的运输需要采取专门的运输容器和设备，确保废弃物在运输过程中不会泄漏或造成其他安全问题。
3. 处置和处理核反应堆产生的废弃物需要进行最终的处置和处理。
处置的方法包括地下埋藏、海洋排放、深地贮存等。
处理的方法包括热处理、化学处理、物理处理等。
这些方法可以有效地降低废弃物的放射性和危害性，减少对环境和人体的影响。
钍基熔盐堆燃料处理流程
钍基熔盐堆燃料处理流程下载温馨提示:该文档是我店铺精心编制而成，希望大家下载以后，能够帮助大家解决实际的问题。
文档下载后可定制随意修改，请根据实际需要进行相应的调整和使用，谢谢!并且，本店铺为大家提供各种各样类型的实用资料，如教育随笔、日记赏析、句子摘抄、古诗大全、经典美文、话题作文、工作总结、词语解析、文案摘录、其他资料等等，如想了解不同资料格式和写法，敬请关注!Download tips: This document is carefully compiled by theeditor.I hope that after you download them,they can help yousolve practical problems. The document can be customized andmodified after downloading,please adjust and use it according toactual needs, thank you!In addition, our shop provides you with various types ofpractical materials,such as educational essays, diaryappreciation,sentence excerpts,ancient poems,classic articles,topic composition,work summary,word parsing,copy excerpts,other materials and so on,want to know different data formats andwriting methods,please pay attention!钍基熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor, TMSR）的燃料处理流程是一个闭环系统，旨在实现高效的燃料利用和放射性废物管理。
熔盐电解法乏燃料干法后处理技术研究进展
熔盐电解法乏燃料干法后处理技术研究进展唐浩;任一鸣;邵浪;钟毅;高瑞【摘要】熔盐电解法是目前最有前途的干法后处理技术,适合于处理氧化物和金属等不同类型乏燃料.熔盐电解法主要包括四个核心流程,即首端处理、电解还原、电解精炼和提取以及废物处理.本文以国际上最新的研究进展为蓝本,综述熔盐电解法乏燃料后处理技术的基本流程以及待解决的关键问题.%Pyroprocessing,based on molten salts electrolysis,is the most promising technol ogy for dry reprocessing of different types of spent fuels,such as oxide and metallic fuels.Pyroprocessing technology involves four main processes,which are head-end treatment,electrochemical reduction,electrorefining and electrowinning,and waste treatment.This paper provides a state of the art review of the basic processes and unresolved key issues of pyroprocessing technology.【期刊名称】《核化学与放射化学》【年(卷),期】2017(039)006【总页数】12页(P385-396)【关键词】乏燃料;干法后处理;核废物;熔盐电解;锕系元素【作者】唐浩;任一鸣;邵浪;钟毅;高瑞【作者单位】中国工程物理研究院材料研究所,四川江油621907;中国工程物理研究院材料研究所,四川江油621907;中国工程物理研究院材料研究所,四川江油621907;中国工程物理研究院材料研究所,四川江油621907;中国工程物理研究院材料研究所,四川江油621907【正文语种】中文【中图分类】TL99核能是可被人类大规模利用的清洁能源，用核电替代化石燃料发电能够大规模减少温室气体的排放，对于环境污染日益严峻的我国，核能有着不可替代的吸引力。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
流程概述：在普雷克斯流程处理之前辐照核燃料预先溶解
于硝酸，然后将溶解液调节到所需的酸浓度、铀浓度并使 钚处于四价状态。分离过程在多级逆流萃取设备（如混合 澄清槽、萃取柱）中进行。首先是含铀、钚、裂变产物的 料液在第一个萃取设备中与TBP接触，铀和钚被TBP萃取， 而大部分裂变产物则留于水溶液中,从而实现铀、钚与裂变 产物的初级分离；在下一个萃取设备中用稀硝酸反萃取铀、 钚。这样经过一次萃取和反萃取的操作过程，称为一个萃 取循环。经过第一萃取循环得到的铀、钚溶液经过适当的 处理（如蒸浓,调节硝酸和铀的浓度,并使钚重新处于四价 状态）后进行第二次铀、钚萃取，以进一步与残留的裂变 产物分离,再用还原剂溶液反萃取钚以实现铀、钚分离,然 后用稀硝酸反萃取铀。这时所得到的铀、钚产品纯度往往 还达不到要求，因此需要进行第三个萃取循环以提高纯度。 以上所述仅是普雷克斯流程的一种类型，还有其他类型。 例如在第一萃取循环中就进行铀、钚分离；用其他方法代 替第三萃取循环（如用硅胶吸附法纯化铀，用阴离子交换 法纯化钚）；或经两个萃取循环后铀、钚产品纯度已满足 要求，就不需第三个萃取循环了。
化学原理：磷酸三丁酯
(TBP)对铀、钚和裂变产物 的萃取能力的差别是普雷克斯流程的化学分离基础。 由于TBP对铀（在过程中以UO卂 形式存在）和钚(Pu4+) 具有比对裂变产物（重要的有十余种）更大的萃取能 力(图1),通过多级萃取可使铀、钚和裂变产物相分离。 又由于TBP对三价钚(Pu3+)萃取能力很小，利用这一性 质可以分离铀、钚。在普雷克斯流程中，含有还原剂 (如氨基磺酸亚铁)的水溶液与萃取有铀、钚的TBP接触， 钚还原成三价转入水溶液，与留在TBP中的铀分离。 TBP具有良好的化学稳定性，闪点高，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，适用于核燃料后处理。但 TBP的密 度与水相近，粘度较大，需要加入稀释剂以降低密度 和粘度。含有12～14个碳的饱和烃可以用作稀释剂， 最佳的稀释剂是正十二烷，实用的是含烯烃和芳烃少 的高级煤油。
乏燃料管理
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
铀燃料的利用和再处理
乏燃料的成分
• 裂变产物：3％ • 钚： 1％ • 铀235: 1％ • 铀238： 95％
回收锕系元素的再利用
241Am是α 放射体，作为α 辐射源，可用于测量胶 片厚度和气体组成，或制造火灾报警器、静电消 除器、避雷针等。利用其(α ，n)反应，可制成镅 -镀中子源。由于241 Am的γ 射线能量很低，它又 可作为低能γ 辐射源，用γ 测量轻质薄板厚度和 金属覆盖层厚度。 242Am、243 Am可做成靶材，生产更重的超钚元素。 242Cm和244Cm是优良的α 辐射源，适宜用作空间 能源。
氪的提取
方法二：低温精馏法。将初步净化、干燥后的溶 解尾气加压( 2 -2. 46MPa)冷冻(至32℃)，利用 氟利昂[CCL2F2作溶剂吸收氪、氙及其他杂气。 然后减压、升温进入精馏柱，去除氧和氯，最后 利用氪、氙的沸点差（氪的沸点为- 153 2℃， 氙的沸点为-108. 8℃，氧的沸点为- 182. 6℃， 氮的沸点为- 195.8℃）进行彼此之间的分离。
表15-6表示辐照过燃料中有回收价性质和用途， 注意其生成量随燃料的种类和燃耗深度有很大变化。
从溶解尾气中提取氪
核燃料元件中的惰性气体氪和氙绝大部分在溶解 过程中进入尾气。85K，的半衰期为10.7 年,133Xe的半衰期仅为5.27天，在“冷却”时 间长的燃料中133Xe的含量已降至很低。溶解尾 气中还含有大量的空气、氧化氮、水蒸气、二氧 化碳等。，为了使尾气中氧化氨含量降低到符合 用低温工艺回收85Kr的要求，可用KMnO4NaOH混合液洗涤法清除残余的氧化氮。
专业：核化工与核燃料工程112班 姓名：郑浩然 学号：20114150218 负责版块：15-6 裂变产物和锕系元素 的回收利用。
裂变产物和锕系元素的回收利用
1.从溶解尾气中提取氪 2.高放废液中裂变产物的提取 3.高放废液中锕系元素的提取
裂变产物和锕系元素的回收利用
经过后处理，除铀、钚（可能还有镎）以外的锕 系元素和绝大多数的裂变产物都进到高放射性废 液和溶解尾气中去了。如将其中的长寿命核素和a 放射性核素除去后，再进行废液同化和尾气排放。 可以大大提高废物贮存的安全性，有利于环境保 护。同时，这些裂变产物和锕系元素对工农业、 国防、医疗卫生和科学研究具有相当高的价值， 应考虑其回收利用。
回收氪的再利用
回收的氪可用以充填白炽灯泡、荧光灯、卤 素灯、高压弧光灯等。85Kr，可用作同位素电池 的能源，及厚度计等放射性仪表的辐射源。
普雷克斯( PUrex)流程
简介：普雷克斯流程（英文名：Purex Process）， 是核燃料水法后处理流程之一，是用磷酸三丁酯 萃取法从辐照核燃料中回收铀、钚的一种化工过 程。Purex一词为plutonium uranium recovery by extraction(另一说为plutonium uranium reduction extraction)的缩写。20世纪50年代中 期，该流程首先被用来处理生产堆辐照核燃料， 从中提取核武器用的钚并回收铀。后被用来处理 电站用轻水堆的辐照核燃料，从中回收、纯化铀 和钚。普雷克斯流程是现今最有效、最成功的核 燃料后处理流程。研究试验还证明，它还是发展 中的新型电站用堆──快中子增殖堆──的辐照 核燃料适用的后处理流程。
普雷克斯流程图
高放废液中裂变产物的提取
从普雷克斯( PUrex)流程的高放废液中提取裂变 产物的方法，有沉淀法、溶剂萃取法、离子交换 法及这些方法的不同组合。
溶剂萃取法——锶-90 阴离子交换法——锝-99 离子交换法——铯一137 多次沉淀同离心分离相结合——钷
锶-90的提取
锝-99的提取
锝-99常用阴离子交换法提取。先用碱把高 放废液中和成弱碱性清液，注入树脂交换柱，经 两次吸附净化，除去铈、铯、钌、锆、铌等杂质， 用浓硝酸洗提得到较纯净的硝酸锝，再经脱硝浓 缩和过滤转化，成为高锝酸铵产品。99Tc是β 放 射体，γ 射线很弱。它是性能优良的超导材料和 抗腐剂。由于它的半衰期特别长（21万年），可 制成为稳定的标准源。
铯-137的提取
铯一137是环境保护中需要加意防范的一种中长 半衰期（30年）强放射性同位素。从曾雷克斯( Purex) 流程的高放废液中提取铯主要采用离子交换法。由于 有机离子交换树脂的耐辐照性和耐热性不易解央，现 多采用无机离子交换法。可用的材料有天然沸石和磷 酸锆Zr3 (PO4)4。将调好酸度的高放废液送入磷酸锆 离子交换柱来选择性地吸附铯，饱和后用去离子水和 稀硝酸反复洗涤，以去除钠、铁、镁、铷等杂质离子。 最后在提高的温度（约70℃）下用浓酸淋洗，可得到 浓集的CsNO3，或CsCl产品液。通常的产品形式是铯玻 璃或固体氯化铯（由CsCl溶液加热烘干制成）。137CS 的半衰期长，屏蔽要求比60Co低，是很好的γ 辐射源， 可用于医疗上的灭菌消毒，农业上的杀虫灭菌，化工 上的辐射聚合和交联以制造新材料，或作为仪器工业 上各种非接触式测量仪表的点源、线源等。
氪的提取
方法一：活性炭吸附法。将溶解尾气经洗涤、干 燥、预冷后，送入活性炭床，在液氮的冷却下使 气体液化并一一被活性炭吸附。活性炭床可以完 全吸附氪、氙而与空气组分（氧、氮）分离。接 着对活性炭进行加热和解吸。升温时除氪以外的 杂气先后被解吸出来，从烟囱排放掉。随着温度 继续升高到100℃左右，氪也被解吸出来，转送 到冷阱或气柜贮存。裂变气体氪含有大量的稳定 同位素舵82Kr、83 Kr、84Kr和86Kr等，所以 产品中85Kr，只占5%左右。
高放废液中锕系元素的提取
在动力堆乏燃料中积累较多的锕系镅、锔核 素是241Am、242Am、243Am和242 Cm、243Cm、 244Cm。从流程的高放废液中提取镅、锔比较复杂， 通常采用溶剂萃取同离子交换相结合的方法。 (1)先用荤取法使锕系元素同稀士以外的其他裂变 产物及杂质元素相分离。 (2)再用萃取法使锕系元素同稀土元素相分离。 (3)最后用离子交换法纯化和分离镅、锔。对于具 体的工艺流程，各国实验室做过大量的研究，所 用的试剂和工艺参数各不相同。
锶-90的提取以溶剂萃取法为主。其产品回 收率较高，净化效果较好。一般采用有机溶剂双2-乙基己基磷酸HDFHP为萃取剂，先把锶和稀土元 素，共萃取入有机相，再用不同浓度的硝酸把它 们分别反萃到水相，成为含锶液流和含稀土液 流。，含锶液流经再一次萃取和反萃，清除掉残 余的稀土，经阳离子交换树脂的净化，清除掉钙、 钡杂质后，可得到纯净的锶产品。产品中的89Sr 的半衰期较短（50 4天），随着时间的延长而逐 渐消失。90Sr是半衰期为28年的纯β 放射体，用 以制成同位素电池在人造卫星、海岸照明浮标、 无人气象站中，或制成β 辐射源在医疗、核仪器 仪表中，有广泛应用的价值。
钷的提取
钷是唯一在自然界里不存在的稀土元素。由于稀 土元素的化学性质相似，互相分离很困难，提纯 尤其困难。从普雷克斯( Purex)流程的高放废液 中提取钷，可以采用多次沉淀同离心分离相结合 的方法，或级数很多的连续逆流溶剂萃取法。或 者先用沉淀法或萃取祛清除掉废液中的锶、铯、 锆、铌、钌等杂质，分离出所有稀土元素，再用 加入适当络合剂的离子交换法使钷与其他稀土元 素分离。最后用草酸将钷沉淀下来，在空气中加 热煅烧成为Pm2O3产品。147 Ptn是强β 放射体， 它的γ 射线很微弱。
MOX燃料• 混合铀/钚氧 Nhomakorabea燃料 • 铀：钚＝1：1