核燃料后处理工学 PUREX
后处理工艺Purex流程计算机模拟研究现状及展望
ｔ ｅ ｒ ｔｃ ｌｍｏ ｅ ａ ｅ ｃ ａ ｄ ｏ ｏ ｅ ｓ ｆ ｒ ｄ ａ ｈ ｅ ｒ ｓ ｎ ａ ｉ ｅ ｏ ｈ ｉｔ ｉ ｕ ｈ ｏ ｅ ｉａ ｄ ｌ ｍ ｄ Ｒｉｈ ｒ ｓ ｎ ｍ ｄ １ｗａ ｏ ｍｅ ｓ ｔ ｅ ｒ ｐ ｅ ｅ ｔ ｔ ｆｔ ｅ ｄ ｓ ｒｂ — ｎ ｖ
混 合 澄 清 槽 模 拟 方 面 开展 了部 分 研 究 工 作 ， 国 外 存 在 较 大 的差 距 。 与
关 键 词 ： ｕｅ Ｐ ｒｘ流 程 ； 算 机 模 拟 ； 学 模 型 计 数 中 图分 类 号 ： Ｌ ４ Ｔ ２９ 文献标志码 ： Ａ
Ａｐ ｉ ａ ｉ ｎ Ｓ ａ ｕ ｎｄ Ｐｒ ｓ ｃ ｆＣｏ ｐｕ ｅ ｉ ｕ ａ ｉ ｎ ｏ ｒ ｘ ｐｌｃ ｔｏ ｔ ｔ ｓ ａ ｏ ｐｅ ｔ ｏ ｍ ｔ ｒ Ｓ ｍ ｌ ｔｏ ｆ Ｐｕ ｅ
后 ห้องสมุดไป่ตู้ 理 工 艺 Ｐ ｒｘ流 程 计 算 机模 拟 ｕｅ
研 究 现 状 及 展 望
陈延鑫， 辉 ， 何 唐洪彬， 张春龙， 婷 于
中 国原 子 能 科 学 研 究 院 放 射 化 学研 究 所 ， 北京 １２ １ ０４３
摘要 ： 利用 与 Ｐ ｒｘ流程 相关 的 基 础 数 据 ， 展 Ｐ ｒｘ流程 计 算 机模 拟 研究 并 形 成 模 拟 程 序 ， 够开 展 工 艺 条 ｕｅ 开 ｕｅ 能 件 分 析 和 工 艺 优 化 工 作 ， 有 重 要 的应 用 价 值 。国 外 对 于 此 类 研 究 开 展 的 较 早 ， 分 配 比模 型 研 究 上形 成 了 具 在
第３ ４卷 第 ４期
２ １ 年 ８月 ０２
核
化
学
与
放
射
化
学
核燃料后处理工学
核燃料后处理工学
核燃料后处理工学是研究用于处理和处理核燃料后产生的放射性废料的学科。
它涉及从核反应堆中提取并处理已使用的核燃料，以及处理和分离放射性废料，以减少对环境和人类健康的影响。
核燃料后处理工程的目标是：
1. 提高核燃料的利用率：通过对已使用核燃料进行处理和再利用，可以提高核燃料的利用率，延长其寿命，并减少新鲜核燃料的需求。
2. 处理放射性废料：对核燃料后处理过程产生的放射性废料进行处理和减量，确保安全处理和最小化对环境的影响。
3. 回收优质物质：核燃料后处理过程中，可以回收包括铀、镎、钍等在内的优质核材料，减少资源的浪费。
核燃料后处理工程涉及的主要技术包括萃取、溶剂萃取、精细分离、裂变产物处理、铀和钍处理等。
这些技术需要综合利用化学、物理、材料等知识，确保处理过程的安全性和高效性，同时遵循辐射安全和环境保护的原则。
核燃料后处理技术与应用研究
核燃料后处理技术与应用研究核能是目前世界上广泛应用的一种清洁能源，但核燃料在使用过程中产生的高放射性废物却是对环境和人类生命的威胁。
为了解决这一问题，核燃料后处理技术应运而生。
本文主要介绍核燃料后处理技术的概念、主要方法以及应用研究进展。
一、核燃料后处理技术的概念核燃料后处理技术是指对核燃料在使用过程中产生的放射性废物进行分离、浓缩、稳定和安全存储的过程。
其目的是降低放射性废物对环境和人类的影响，同时回收可再利用的核材料。
核燃料后处理技术是核能利用的重要环节之一，它也是核电站运行和废物管理的关键。
目前国际上最常用的后处理技术是PUREX法和UREX+法，它们可以有效地分离和回收铀、钚等可再利用核材料，减少核废物的数量和危害。
二、核燃料后处理技术的主要方法目前核燃料后处理技术主要采用的方法有化学分离法、浸出法、溶剂萃取法、离子交换法等。
1. 化学分离法化学分离法是指通过化学反应实现核材料的分离和回收。
最常用的化学分离法是PUREX法和UREX+法。
PUREX法是指用二巯基辛烷酸（D2EHPA）萃取酸性溶液中的铀和钚，而其他放射性核素则留在溶液中。
UREX+法在PUREX法的基础上进一步改进，可以分离铀、钚和镎等多种元素。
2. 浸出法浸出法是将放射性物质浸泡在一定浓度的化学溶液中，使得放射性物质溶解在其中。
浸出法包括硫酸浸出法、氢氟酸浸出法、硝酸浸出法等。
3. 溶剂萃取法溶剂萃取法是将铀、钚等核材料从放射性物质中分离出来的一种方法。
它通过让放射性物质溶于溶剂中，然后将溶剂和其他放射性物质分离。
4. 离子交换法离子交换法是利用放射性物质的化学性质与具有亲和力的固体或树脂交换离子的方法，使得放射性物质被分离和回收。
三、核燃料后处理技术的应用研究进展核燃料后处理技术的应用研究一直是核能利用领域的热点之一。
近年来，国内外学者在核燃料后处理技术的研究和应用方面做出了很多有价值的贡献。
1. 将大气污染物转化为核燃料美国科研人员在最近一项实验中发现，可以将某些大气污染物转化为核燃料。
核燃料后处理工学 PUREX(课堂PPT)
5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）
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5.2 共去污-分离循环
(一)过程概述
(2) 1B槽（铀钚分离槽）
➢ 1BX：还原反萃剂 ➢ 1BS：补充萃取剂 ➢ 1BP：水相反萃液 ➢ 1BU：含U有机相
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5.2 共去污-分离循环
(一) 过程概述 (3) 1C槽
➢ 1CX：铀反萃取剂 ➢ 1CU：含铀水相反萃液 ➢ 1CW：污溶剂
✓ 依据：
• 当1AF料液中锆铌含量比钌多时
✓ 优点：
• 由于采用较高铀浓度的料液而提高了设备的生产能力； • 降低了强放废液1AW的硝酸浓度。
✓ 缺点： • 增加了铀/钚净化循环除钌的负担。
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5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ➢ ③ TBP浓度 ➢ 所处理对象
➢ 高加浓铀燃料元件 • 2%-15%(体积)TBP浓度 ➢ 天然铀及低加浓铀燃料元件 • 30% (20%-40%) (体积)TBP浓度 • 生产能力 • 水力学性能 • 铀/钚和裂片元素分配系数
核燃料化学工艺学
Part Ⅱ 核燃料后处理
第五章 溶剂萃取工艺过程
第十三讲 聂小琴
1
第五章 溶剂萃取工艺过程
5.1 普雷克斯流程概述 5.2 共去污-分离循环 5.3 钚的净化循环 5.4 铀的净化循环
2
5.1 普雷克斯流程概述
普雷克斯 (Purex: Plutonium Uranium Recovery by Extraction—萃取回收铀钚)
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5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ➢ ① 料液铀浓度
✓ 高(生产能力/进料级的铀饱和度) ✓ 太高(粘度/密度/流动性)
后处理Purex流程洗锝工艺的计算机模拟Ⅰ.计算机模拟及工艺参数分析
后处理Purex流程洗锝工艺的计算机模拟Ⅰ.计算机模拟及工艺参数分析陈延鑫;何辉;张春龙;常利;李瑞雪;唐洪彬;于婷【摘要】在串级萃取理论的基础上,编写了洗锝工艺段计算机模拟程序,程序可考察HNO3、U、Pu和Tc体系的萃取行为.通过串级实验对该程序的可靠性进行了验证.结果表明,该程序的计算值与串级实验的实验结果吻合很好,两者间的相对偏差大部分小于10％.在此基础上,利用该程序对洗锝工艺段工艺参数进行了计算分析,结果表明:洗锝工艺段洗锝效果与该工艺段所使用的硝酸总量(摩尔浓度乘以体积流量)有关,提高硝酸总使用量有利于提高锝的净化系数；在硝酸总用量不变前提下,仅靠改变硝酸浓度和流比的组合无法显著改善洗锝工艺段洗锝效果,同时,洗涤效果并非随着硝酸浓度改变而单调递变,存在拐点,该拐点处对应的酸度和流比就是该硝酸使用量下洗锝效果最好的组合.%A computer program was developed to simulate technetium scrubbing section (TcS) in Purex process based on the theory of cascade extraction. The program can simulate the steady-state behavior of HNO3, U, Pu and Tc in TcS. The reliability of the program was verified by cascade extraction experiment, the relative error between calculation value and experiment value was 10% more or less except few spots. The technical parameters of TcS were analyzed by this program. It is found that the decontamination factor (DF(Tc/U)) in TcS is remarkably affected by the overall consumption (the product of molarity and volume flux) of HNO3, DF(Tc/U) is increase with the increase of the over consumption of HNO3. Changing the combination of HNO3 concentration and flow ratio can not remarkably improve the DF(Tc/U) in TcS if theoverall consumption of HNO3 is fixed. An inflection point exists whenDF(Tc/U) changed with HNO3 contraction, the optimum combination of HNO3 concentration and flow ratio is given by this point.【期刊名称】《核化学与放射化学》【年(卷),期】2013(035)001【总页数】5页(P19-23)【关键词】计算机模拟;TcS工艺段;净化系数【作者】陈延鑫;何辉;张春龙;常利;李瑞雪;唐洪彬;于婷【作者单位】中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL243锝是核燃料在反应堆使用过程中产生的一种重要的人工放射性元素，其含量随着燃耗的升高而升高。
PUREX流程主要组分分配比模型及台架实验的模拟
PUREX流程主要组分分配比模型及台架实验的模拟核燃料后处理一直以来都是核燃料循环中十分重要的一个环节。
目前普雷克斯(PUREX)流程是国际上主流的后处理工艺流程,自从上个世纪五十年代投入工
业应用以来,如何选择理想的工艺条件和如何优化工艺参数一直是一个研究热点。
随着计算机模拟技术的进步,普雷克斯流程模拟仿真已经在后处理领域中发挥越来越重要的作用。
一套准确可靠的模拟仿真软件可以帮助研发人员高效、安全、低成本地设计和优化流程的工艺。
本文在对普雷克斯流程仿真模型研究成果广泛调研的基础上,建立并优化了铀、钚、硝酸、亚硝酸、锆、钌的分配比模型,对铀、钚、硝酸的改进模型进行了验证,与实验值的平均偏差分别为6.22%、6.43%和2.85%。
根据普雷克斯流程设计经验建立了混合澄清槽萃取模型,在模型中引入了级效率概念,使用不动点
迭代法建立了稳态萃取模型的求解算法,并借助MATLAB计算平台开发了计算程序。
并在模块化的理念下编写程序,保证了其可维护性与可拓展性。
最后参考国内外发表的普雷克斯流程台架实验数据,使用开发的计算程序进行计算,通过对
计算结果与实验数据的分析比对,三组拟合优度值为98%,94%和71%。
模拟结果总体可靠,并对拟合优度较低的实验组进行了分析,归纳了偏差形
成的原因。
动力堆乏燃料后处理PUREX流程仿真
动力堆乏燃料后处理PUREX流程仿真动力堆乏燃料后处理PUREX流程仿真引言：动力堆是一种利用核裂变产生的热能，转化为电能的设备，广泛应用于核能发电站。
在核能发电过程中，长期运行的动力堆会产生大量的乏燃料。
为了安全可靠地处理这些乏燃料，需要采用一系列的后处理措施。
PUREX（Plutonium Uranium Redox EXtraction）流程是其中一种被广泛采用的后处理技术。
本文将重点对动力堆乏燃料后处理PUREX流程进行仿真研究。
1. PUREX流程简介PUREX流程是一种基于溶剂萃取技术，用于回收和分离乏燃料中的铀和钚的工艺流程。
该流程包括溶解乏燃料、溶液处理和萃取纯化等步骤。
在PUREX流程中，乏燃料首先被溶解在强酸中，然后通过有机相与稀硝酸铀相互作用，实现钚和铀的分离纯化，最后得到纯度较高的铀产品和钚产品。
2. 动力堆乏燃料后处理仿真模型建立为了研究PUREX流程在动力堆乏燃料后处理中的应用，需要建立相应的仿真模型。
该模型需要考虑流程的物理化学特性、动力学特性和传热传质特性等。
根据已有的实验数据和工艺参数，可以通过建立质量守恒、能量守恒和动量守恒等基本方程，结合各类流程设备的特性方程，建立动力堆乏燃料后处理PUREX流程的数学模型。
3. 模型求解与优化通过数值计算的方法，可以求解建立的动力堆乏燃料后处理PUREX流程仿真模型，并得到各处理阶段的物质浓度分布、流速分布、温度分布等。
通过对仿真结果的分析和优化，可以得到PUREX流程在动力堆乏燃料后处理中的最佳操作参数和工艺条件，以提高钚和铀回收的效率，降低能源消耗和废弃物生成量。
4. 仿真结果分析分析仿真结果可以得到PUREX流程在动力堆乏燃料后处理中的关键性能指标，如：回收率、纯度、处理效率等。
仿真结果可以用来比较不同操作参数下PUREX流程的性能差异，并选取最佳的参数组合。
此外，还可以通过敏感性分析，研究不同因素对PUREX流程性能的影响程度。
核燃料循环与放射性废物处理技术
核燃料循环与放射性废物处理技术核能是一种非常清洁、高效的能源形式，它被视为是世界能源领域内的新领域，它必须得到大力推广。
然而，核能在发展之路上仍面临着一个棘手的问题：核废料的处理。
核废料因为其辐射具有很高的危险性，需要采取高水平的技术手段进行处置，否则会对环境和人类健康造成极其严重的影响。
为了解决这一问题，研究人员们开展了大量的研究和实践，探索出了一系列核燃料循环和放射性废物处理技术，下面通过介绍三种主要的处理技术来对此进行深入探讨。
1、用来处理放射性废物的技术：地下永久储存首先，关于废物处理的技术，我们需要对永久储存技术有所了解。
永久储存是现代社会的一种新技术，其将一些物质埋入地下层，或是将这些物质存储在一些专门的容器中。
在这个过程中，人们通过一系列的手段，以尽可能的确保这些物质永久地没有任何危害。
这些异物能够安全地保管在地下或者储存容器中，是因为地下的环境、层压和化学条件，与地表的条件有着很大的不同，并且这些条件可以很好地隔离和管制这些异物。
2、涉及核燃料循环的技术：混合氧化物燃料（MOX燃料）MOX是一种使用已经使用过的核燃料中的钚进行再加工后形成的一种燃料类型，这种燃料的特点是可以用于替代自然铀，为不可伸缩的燃料提供一种高效的替代物。
3、涉及核燃料循环的技术：循环使用后处理腐蚀物的技术（PUREX技术）纯净交换（PUREX）技术又称作JNC PUREX技术。
这是一种用来从核燃料中提取可再用的产品的技术，提取后的产品可被重复使用。
它可以用来从使用过的核燃料中提取铀和与钚，并且可以通过一系列的工艺流程将这些产品分离，去除杂质，保证产品的纯度。
在这三种处理技术中，永久储存技术是一个高水平的技术，可以用于低或中程度的放射性废物。
而在处理中和高程度放射性废物方面，MOX和PUREX技术是比较常用的方法。
当然，我们也可以采用其他的技术来处理放射性废物。
例如，可以采用镇压骨水泥技术（LLW），将放射性废物混合在砂浆或水泥中，变成不可外泄的状况。
purex流程1af料液中调节钚价态的研究ⅰ
purex流程1af料液中调节钚价态的研究ⅰ.二步法调价研究钚价态调节Purex流程1af料液中的二步法：
一、基本原理
1．Purex流程：Purex是现代核产品处理中最常用的水溶性提取技术，它能有效地将四价铀以质量比提取到取油溶液中。
Purex流程是指将原料液加入到取油溶液中发生反应，从而使钚价格或其他大离子价态调节，最终形成混合物。
2．调价用盐：在Purex流程中，当取油溶液中的强酸度超出一定范围时，采用钠或锂离子作为稳定剂或调价剂（统称为调价用盐），以维持适当的pH值，保持系统稳定。
利用调价用盐使钚价态发生转变，有益于沉淀原料液中的铀离子，以达到有效调节钚价态的目的。
二、三步法调价
1．首先加入调价用盐：Purex流程1af料液中加入调价用盐，将料液中的钚价态由E(0V)调节至高价态P(-2V)，从而提升钚离子沉淀效率。
2．其次添加醇类：为了提高料液pH值，可添加苯乙醇、叔二醇、丙三醇等合适的稳定剂，进而使料液中沉淀钚时的反应速率加快，得到更高的沉淀效率。
3．最后采用催化剂：对欲调节的钚价态离子，使用适当的催化剂加速
其反应，有助于进一步提高料液中的沉淀效率，有利于钚价格的调节。
三、实验结论
本文采用Purex流程1af料液中二步法进行钚价态调节，在料液中加入
调价用盐、添加醇类以及采用适当的催化剂，可以有效提高料液中沉
淀钚的反应速率、提高沉淀效率，从而有效调节料液中的钚价态。
核燃料后处理技术发展
第三代后处理技术
以动力堆元件氧化铀和MOX乏燃料为处理对象， 在回收分离铀钚的同时，分离次锕系元素、长 寿命裂变产物元素（LLFP）的水法工艺。
第一类是带有一体化特征的全分离流程研发，对 传统PUREX流程进行较大改变，统一考虑铀钚、 次锕系核素、LLFP的走向与分离，同时使用多 种方法和试剂。
Urex流程；NEXT流程；ERIX流程；法国的GANEX 流程
对氧化物快堆乏燃料元件则除钠脱壳、粉 碎溶解，在LiCl+KCl熔盐中用金属锂还 原，电解得到铀产品与铀钚、次锕系混 合物。
第四代后处理技术
俄罗斯金属氧化物电沉积流程主要工艺：
MOX元件脱壳粉碎
氯化还原为三氯化物
在Li(K, Na)Cl熔盐中溶解
在一定电位下，向
阴极喷射Cl2+O2，使铀钚在阴极以氧化物形式沉淀
第三代后处理技术
第二类是改进的Purex流程作为主流程附加 其它分离流程。
目前已研究了众多的分离流程，但尚未达 到中试阶段。
研发中的分离流程一般先对HLLW中相关组 分进行组分离，然后分别进行阿系镧系 分离和锶铯提取。
第三代后处理技术
用于组分离的流程有：
含磷类的TRUEX流程; TRPO流程; DIDPA流程。 含氮类的ARTIST流程; DIAMEX流程。
经过多年发展和运行，成为较为成熟的 后处理流程。
第二代后处理技术
采用改进的PUREX流程，处理动力堆氧化物乏燃料的后处 理技术。
主要改进有： 1.改进首端和铀钚化学分离方法以适应动力堆乏燃料后
处理带来的问题 2.减少废物量和对环境的影响 以上改进使得PUREX流程成为唯一商业化的后处理流程。
后处理技术从第一代向第二代发展过程中，化学分离中 所用还原剂的改进是关键，即以氨基磺酸亚铁或硝酸 亚铁还原Pu（Ⅳ）改为U（Ⅳ）+肼为还原剂。
一种Purex流程中铀纯化循环的方法[发明专利]
![一种Purex流程中铀纯化循环的方法[发明专利]](https://img.taocdn.com/s3/m/9b697ae4844769eae109eda6.png)
专利名称：一种Purex流程中铀纯化循环的方法专利类型：发明专利
发明人：兰天,欧阳应根,肖松涛,丛海峰,刘协春申请号：CN202011001356.9
申请日：20200922
公开号：CN112342409A
公开日：
20210209
专利内容由知识产权出版社提供
摘要：本发明属于核燃料后处理技术领域，涉及一种Purex流程中铀纯化循环的方法。
所述的方法是：将铀粗产品液1CU经过预处理和调料后，所得2DF在铀的萃取过程2D槽采用洗涤剂2DS进一步的去除钚，所述的洗涤剂2DS含有氨基羟基脲的硝酸溶液。
利用本发明的Purex流程中铀纯化循环的方法，能够克服现有Purex流程中铀纯化循环方法中存在的问题，改善铀纯化循环铀中去钚的净化效果，提高铀中去钚的净化系数DF(Pu/U)。
申请人：中国原子能科学研究院
地址：102413 北京市房山区新镇三强路1号院
国籍：CN
代理机构：北京天悦专利代理事务所(普通合伙)
更多信息请下载全文后查看。
purex流程废物处理方法
purex流程废物处理方法英文回答：Purex is a widely used process for the extraction of plutonium and uranium from spent nuclear fuel. It involves several steps, including dissolution, solvent extraction, and precipitation. However, the process also generates a significant amount of radioactive and chemical waste that needs to be properly managed and treated.One method for treating Purex waste is through vitrification. Vitrification involves mixing the waste with glass-forming materials and heating it to a high temperature to form a stable glass matrix. This immobilizes the radioactive and chemical components, preventing them from leaching into the environment. The resulting glass can then be safely stored or disposed of.Another method for treating Purex waste is through ion exchange. This process involves passing the waste through aresin bed that selectively adsorbs the radioactive and chemical contaminants. The resin bed can then be regenerated, and the contaminants can be recovered or disposed of separately.Additionally, chemical precipitation can be used to remove specific contaminants from Purex waste. This involves adding chemicals that react with the contaminants to form insoluble precipitates. The precipitates can then be separated from the liquid waste through filtration or sedimentation.Once the waste has been treated, it is important to properly store and dispose of it. This can be done through various methods, such as long-term storage in specially designed facilities or deep geological repositories. The choice of storage or disposal method depends on factors such as the characteristics of the waste and regulatory requirements.中文回答：Purex是一种广泛应用于从废旧核燃料中提取钚和铀的工艺。
5.1 核燃料后处理
第5章 核燃料后处理
Nuclear Fuel Reprocessing
3. 后处理对保障核燃料工业环境安全极其关键
☞ 每从核电站得到一度电，就有3.7×1010Bq放射性物质从 反应堆中排出。虽然一些放射性物质一开始就很快衰变掉， 但其中长寿命放射性核素的数量仍十分可观。一座10万 kW的核电站，每年要产生2.2×1017Bq的 137Cs、 90Sr。同 时，还要产生3.7×1013Bq的长寿命锕系元素（半衰期以万 到百万年计）。 ☞ 在后处理过程中，元件的包壳被剥去，燃料被溶解，整 个工厂要操作大量放射性物质，最后产生各种形式的放射 性废物。整个核工业中产生的放射性物质，绝大部分要由 后处理工厂进行分离、处理并将废物以安全、可靠的方式 永久处置。 ☞ 后处理厂的安全性、密封性以及对三废处置的好坏直接 影响到核能发电能否大规模的发展。
用堆、船舶推进用堆等。核燃料后处理的对象也
发生了变化，其中主要的是电站用堆卸下的辐照 燃料。 Purex流程已取代了其他溶剂萃取流程，它不 仅可以用于生产堆、动力堆燃料的后处理，而且 有可能性用于燃耗更深的快中子增殖堆的燃料后 处理，是现今最有效、最成功的核燃料后处理流
程。
5.1.2
核燃料后处理在核工业中的重要性
乏燃料中剩余易裂变燃料和可转换材料只有经后处理分离 净化后才能得到回收复用。 ☞ 对低加浓铀乏燃料中尚含有235U～0.9％、238U～95％和新生 成的易裂变物质239Pu～1％，经后处理可以从中回收有用的 铀和钚，再制成UO2、PuO2或UO2＋PuO2（MOX）燃料返 回热堆或快堆使用，使核燃料得以有效利用，缓解发展核电 与铀资源不足的矛盾。 ☞ 对于燃料的初始235U富集度为3.3％、燃耗为33000 MWd/t 的1000 MWe（即100万千瓦）的压水堆电站，若燃料用后 不再循环，每年需要天然铀（以U3O8计）约200t；而通过后 处理使铀可节约天然铀约15％，铀、钚同时循环使用，可节 约天然铀40％。此外，实现铀循环还可节约分离功6-10％， 实现铀、钚同时循环可节约分离功约40％。如果使用混合氧 化物燃料的快中子增殖堆核燃料闭路循环，对铀资源的利用 率可从热堆的0.5-1％提高到60-70％！
干法后处理——精选推荐
⼲法后处理按化学过程不同,后处理技术可分成[1](1)湿法(⽔法)后处理,(2)⼲湿结合后处理和(3)⼲法后处理三类。
以Purex流程为代表的湿法后处理仍然是主要的⽅法,其它⽅法均未实现⼯业化应⽤。
Purex流程的⼯业化运⾏已经积累了丰富的经验,为核能的发展做出了重要贡献。
核燃料⼲法后处理春秋中⽂社区h p://b b s c q zg cn春秋中⽂社区h p://b b s c q zg cn在⾼温、⽆⽔状态下处理辐照核燃料（见核燃料循环）的化学⼯艺过程,是核燃料后处理中正处于研究试验阶段的⼀类⽅法。
其中研究⽐较充分的有氟化挥发流程、熔融精炼流程和盐转移流程等。
氟化挥发流程利⽤铀和钚的六氟化物的⾼度挥发性和⼤部分裂变产物的氟化物难挥发的特点，使铀、钚与裂变产物分离的过程。
处理动⼒堆的辐照核燃料（⼆氧化铀，含有钚），可采⽤选择氟化，即⽤五氟化溴在300～350℃与经氧化⽽⽣成的⼋氧化三铀反应，⽣成挥发的六氟化铀；氧化钚和裂变产物氧化物与五氟化溴反应,⽣成不挥发的四氟化钚和裂变产物氟化物,随后在⾼温下与氟⽓反应，⽣成挥发的六氟化钚。
经过选择氟化和氟化达到了铀、钚和裂变产物之间的初步分离。
六氟化铀的进⼀步净化,有精馏法和氟化钠吸附-解吸法；六氟化钚的进⼀步净化，有热分解法和选择化学还原法等。
处理⼆氧化铀- ⼆氧化钚混合燃料，可采⽤全氟化流程，即混合核燃料在⾼温下与氟⽓反应,⽣成六氟化铀-六氟化钚的混合物,然后经净化，最后再制成⼆氧化铀-⼆氧化钚的混合核燃料。
熔融精炼流程使活泼⾦属氧化造渣⽽与钚、铀分离的过程。
将辐照过的铀、钚⾦属核燃料置于⼆氧化锆坩埚中，在惰性⽓氛下加热⾄1400℃,此时裂变产物中的氙、氪以及⽓态的碘、铯从核燃料中逸出，活泼性⾦属如镧系元素以及钡、锶等裂变产物与坩埚中的氧反应，⽣成氧化物熔渣附着在坩埚内壁；然后将经过净化的熔融状态⾦属核燃料倾倒出来，与熔渣进⾏分离。
这个过程也称氧化造渣过程。
purex流程1af料液中调节钚价态的研究ⅰ.二步法调价
purex流程1af料液中调节钚价态的研究
ⅰ.二步法调价
PUREX流程是一种常用的核燃料解除流程,用于解除核燃
料中的钚。
在PUREX流程的1AF料液中,可以使用二步法调
节钚的价态。
二步法调价是指在第一步中,使用氧化剂（如氧气或过氧
化氢）将钚的价态从+4降低到+3；在第二步中,使用还原剂（如碳酸钠）将钚的价态从+3还原到+4。
通过调节这两步的反应条件,可以控制钚的价态。
通常情况下,在PUREX流程中,钚的价态越低,其在1AF料
液中的溶解度就越高,因此可以通过二步法调节钚的价态来
提高其在1AF料液中的溶解度。
这对于后续的核燃料解除流程来说是有利的,因为钚的高溶解度有助于提高钚的解除率。
注意,二步法调节钚的价态是一个精细的化学操作,需要
在严格控制反应条件的前提下进行。
如果反应条件不当,可
能会导致钚的溶解度降低,影响后续的核燃料解除流程。
因此,在进行二步法调节钚价态的研究时,应注意细心谨慎。
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32
5.2 共去污-分离循环
(4) 污溶剂的净化与复用 ③ 溶剂的补充和更换
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更换方式 定期分批更换 一次性更换 处理方法 放到大罐中贮存或烧掉 再生(真空急骤蒸馏法)
33
(4) 污溶剂的净化与复用
真空急骤蒸馏法再生污TBP-煤油 原理
沸点不同，可通过精馏的方法达到彼此的净化分离。 TBP的沸点和煤油的沸点不同 污溶剂中得一些杂质、污物和降解产物的沸点与TBP不同 低碳链的烷烃和烯烃的沸点比煤油的沸点低 TBP是一种热敏性物质，在温度高于150℃时就开始分解。煤油 在较高的温度下也会发生裂解。 因此，必须采用真空急骤气化和真空精馏的方法，以便降低TBP、 煤油的沸点，缩短他们在气化过程的受热时间，减少它们的热分 解损失，从而达到净化和再生的目的。
核燃料化学工艺学
Part Ⅱ 核燃料后处理
第五章 溶剂萃取工艺过程
第十三讲 聂小琴
1
第五章 溶剂萃取工艺过程
5.1 5.2 5.3 5.4
普雷克斯流程概述 共去污-分离循环 钚的净化循环 铀的净化循环
2
5.1 普雷克斯流程概述
普雷克斯 (Purex: Plutonium Uranium Recovery by Extraction—萃取回收铀钚) 定义： 采用磷酸三丁酯(30%)为萃取剂，正十二烷、煤油或烃混合物作稀释剂， 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。 原理： 该流程利用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。
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5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）
原理 选择适当的还原反萃剂，将钚由Pu(Ⅳ)还原到不被 TBP萃取的Pu(Ⅲ)，从有机相转入到水相。铀仍以六 价状态存在于有机相中，从而实现了铀与钚的分离。 关键 还原反萃剂的选择 还原反萃剂的浓度确定 各种干扰因素的排除
依据：
当1AF料液中锆铌含量比钌多时
• •
优点：
由于采用较高铀浓度的料液而提高了设备的生产能力； 降低了强放废液1AW的硝酸浓度。
•
缺点： 增加了铀/钚净化循环除钌的负担。
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5.2 共去污-分离循环
• • • • •
(1) 共萃取共去污(1A) ③ TBP浓度 所处理对象
高加浓铀燃料元件 2%-15%(体积)TBP浓度 天然铀及低加浓铀燃料元件 30% (20%-40%) (体积)TBP浓度 生产能力 水力学性能 铀/钚和裂片元素分配系数
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5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）
① 氨基磺酸亚铁用量 ② 硝酸浓度 ③ 补充萃取剂用量
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5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）
① 氨基磺酸亚铁用量 [Fe(NH2SO3)2]
铀和钚分离的程度，取决于Pu(Ⅳ)还原到Pu(Ⅲ)的完全程度。
•
34
(4) 污溶剂的净化与复用
真空急骤蒸馏法再生污TBP-煤油 主要设备 TBP精馏塔 用途
从污TBP中出去高沸点降解产物，精馏回收TBP
煤油精馏塔 用途
从污煤油中除去低沸点的降解产物，精馏回收煤油
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5.3 钚的净化循环
任务
对经过初步分离掉铀和裂片元素的钚中间产品液 1BP再进行萃取分离，进一步除去铀和裂片元素， 以便得到较纯净的钚的浓缩液。
25
5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）
• • • • • •
③ 补充萃取剂用量
增大补充萃取剂的用量
显然有利于铀/钚的分离， 但是，1BS用量太大将使有机相耗量过多， 使反萃段的流比(有机物/水)增大， 有机相铀饱和度下降， 反而使铀中钚分离效果变差。 因此其用量的选择以能达到良好的补充萃取为宜。
酸度低，锆铌反萃下来的量多
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5.2 共去污-分离循环
(2) 铀、钚分离（1B槽）
• • •
③ 补充萃取剂用量
补充萃取的作用
是用TBP-煤油洗涤还原反萃后的含钚水相， 将与钚同时反萃下来的少量铀重新反萃取到有机相中去， 以便提高铀钚分离效果。
• •
补充萃取剂1BS 可用新鲜的30%TBP-煤油 也可以用钚净化循环的污溶剂2BW
提高铀饱和度，导致运行不稳定，造成铀/钚的流失量增大。
•
•
19
5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ⑥ 温度
TBP萃取铀/钚的过程是一个放热反应过程 高温 有利于除钌，改善澄清分相，对铀/钚的收率有好处 低温 有利于除锆/铌 洗涤段加热到50-55℃
• •
39
5.3 钚的净化循环
(2) TBP萃取裂片元素
硝酸浓度 温度 络合剂
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5.3 钚的净化循环
(二) 钚净化循环工艺过程
(1) 2AF料液的制备 ① 调价
亚硝酸钠(NaNO3) 硝酸
② 硝酸浓度的调整
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5.3 钚的净化循环
(二) 钚净化循环工艺过程
(2) 选择萃取工艺条件 ① 料液硝酸浓度 ② TBP浓度 ③ 洗涤剂的硝酸浓度 ④ 流比
(二) 工艺条件的选择
(1) 共萃取共去污(1A) (2) 铀钚分离(1B槽) (3) 铀的反萃取(1C槽) (4) 污溶剂的净化与复用
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5.2 共去污-分离循环
(二) 工艺条件的选择
(1) 共萃取共去污(1A) ① 料液铀浓度 ② 料液和洗涤剂的硝酸浓度 ③ TBP浓度 ④ 铀饱和度 ⑤ 流比 ⑥ 温度
(一) 无铀时TBP对钚及裂片元素的萃取 (二) 钚净化循环工艺过程
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5.3 钚的净化循环
(一) 无铀时TBP对钚及裂片元素的萃取 (1) TBP萃取Pu(Ⅳ) (2) TBP萃取裂片元素
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5.3 钚的净化循环
(1) TBP萃取Pu(Ⅳ)
硝酸浓度 TBP浓度 Pu(Ⅳ)浓度 温度 络合剂(硫酸/草酸/磷酸)
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5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ④ 铀饱和度
有利于去除裂片元素 增加铀/镎/钚的损失 60%-80%
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5.2 共去污-分离循环
(1) 共萃取共去污(1A) ⑤ 流比(1AF:1AX:1AS的流量比)
X:F 有机相和料液比 X:S 有机相和洗涤剂比 流比大 降低铀饱和度，对去除裂片元素不利 流比小
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5.3 钚的净化循环
(二) 钚净化循环工艺过程
(3) 反萃取工艺条件选择 ① 钚的低酸反萃 ② 钚的还原反萃
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5.4 铀的净化循环
任务
对已经初步分离钚和裂片元素的铀溶液1CU再次进行 萃取和洗涤，以便进一步除去钚和裂片元素，获得更 为纯净的铀溶液。
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45
5.4 铀的净化循环
3
4
5.1 普雷克斯流程概述
共去污分离循环
装置：1A,1B,1C混合澄清槽 任务: 实现铀钚与裂片元素的分离，以及铀钚之间的分离。
铀的净化循环
装置：2D,2E混合澄清槽 任务：完成第一循环铀产品液的进一步净化
钚的净化循环
装置：2A,2B混合澄清槽 任务：完成第一循环钚产品液的进一步净化
(一) 工艺过程 (二) 2DF料液制备 (三) 选择工艺条件 (1) 2D槽工艺条件 (2) 2E槽共去污-分离循环
① 污溶剂洗涤流程
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5.2 共去污-分离循环
(4) 污溶剂的净化与复用
• • •
② 用大孔阴离子交换树脂净化污溶剂
适用 非水的甚至是非极性的溶液 作用、类型 穿漏 解吸：HNO3-HF/NaOH 更换树脂 优点 流程简单，产生的废液量少，净化后的溶剂的物化性质优
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5.2 共去污-分离循环
(3) 铀的反萃取（1C槽）
• •
① 硝酸浓度 ② 温度
提高温度有利于 铀的反萃 分相，减少相夹带
③ 流比
铀的收率 反萃水相的铀浓度不致太低
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5.2 共去污-分离循环
(4) 污溶剂的净化与复用
定义 目的 要求 方法
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5.2 共去污-分离循环
•
•
• • •
•
• •
洗涤试剂：碳酸钠/氢氧化钠/高锰酸钾/硝酸 洗涤顺序：碱酸交替 两相接触时间：3-5min连续洗涤/5-10min间歇洗涤 相比: 有机相(1-10):水1 温度：碱洗温度50-60℃/酸洗温度35℃ 洗涤方式：混合澄清槽/球洗 洗涤剂的更换：放射性水平/浓度变化/洗涤效果 洗涤流程：
•
Fe(Ⅱ)/ Pu(Ⅳ) 10/1-40/1 15/1 在保证钚回收率的前提下，亚铁用量尽量少 还原反萃剂1BX中的亚铁浓度和1BP的浓缩倍数 通过实验确定
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5.2 共去污-分离循环