乏燃料后处理
乏燃料后处理验证项目2023
一、项目背景近年来，能源资源的日益枯竭和环境污染问题已经成为全球性的关注焦点。
作为一个大国，我国在能源资源的开发和利用方面一直处于世界前列。
然而，随着能源资源的逐渐枯竭和环境问题的日益加剧，我国政府不得不采取一系列措施来应对能源危机和环境污染问题。
二、项目意义乏燃料后处理验证项目2023是我国政府为了应对能源问题和环境污染问题而进行的重要项目。
该项目的实施将有助于推动我国能源结构的转型升级，推动清洁能源替代传统能源，减少对化石能源的依赖，降低能源消耗对环境造成的影响，推动能源与环境的和谐发展。
三、项目目标乏燃料后处理验证项目2023旨在开展对乏燃料进行深度处理和验证，确保乏燃料的安全处理和有效利用。
具体目标包括：1. 确定乏燃料处理的技术路线和方案；2. 确保乏燃料处理过程中的安全性和环保性；3. 确保乏燃料的有效利用和资源化利用。
四、项目实施乏燃料后处理验证项目2023的实施需要多个部门的合作，包括能源部门、环保部门、科技部门等。
具体实施步骤包括：1. 制定乏燃料处理技术路线和方案；2. 组织开展乏燃料处理技术的研究和开发；3. 建立乏燃料处理实验室和验证基地；4. 开展乏燃料处理技术的实验验证和效果评估；5. 推动乏燃料处理技术的产业化和推广应用。
五、项目保障为确保乏燃料后处理验证项目2023的顺利实施，需要从多个方面进行保障：1. 项目资金保障：确保项目所需的研发和实施资金得到充分保障；2. 项目人才保障：组织专业团队进行项目研发和实施，确保项目人才队伍的稳定和专业；3. 项目政策保障：制定支持乏燃料处理项目的政策和法规，鼓励企业和科研机构积极参与项目实施。
六、项目预期效果乏燃料后处理验证项目2023的实施预期将取得以下效果：1. 实现乏燃料的有效处理和利用，减少对环境的污染；2. 推动清洁能源的发展和利用，降低对传统能源的依赖；3. 推动我国能源结构的转型升级，促进能源与环境的和谐发展；4. 推动乏燃料处理技术的产业化和推广应用，为我国能源可持续发展提供技术支持。
乏燃料管理及后处理
乏燃料管理及后处理
乏燃料管理及后处理：乏燃料管理及后处理是指对核电站中已经使用过的、燃料棒燃烧产生的乏燃料进行处理和管理的一系列工作。
其主要包括以下几个方面：
1.乏燃料运输：将乏燃料从核反应堆中取出并用特殊运输装置运输到存储设施或后处理设施。
2.乏燃料存储：将乏燃料放置在专门的存储设施中，采取适当的措施确保其安全性和稳定性。
3.乏燃料回收：对可再利用的核材料进行回收和处理，如铀、钚等。
4.乏燃料后处理：对乏燃料进行不同方式的处理，以减少和控制放射性废物的数量和危害性。
5.放射性废物处置：将经过处理的放射性废物以安全的方式处置，以保护环境和公众健康。
乏燃料管理及后处理是核电站运行中不可或缺的环节，其目的是确保核能发电的安全和可持续性。
同时，为了减少放射性废物的数量和危害性，科学合理的乏燃料管理及后处理技术也在不断发展和应用。
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。
乏燃料水法后处理和干法后处理工艺
乏燃料水法后处理和干法后处理工艺乏燃料水法后处理和干法后处理工艺，哎，这个话题可真不是人人都懂，不过咱们可以轻松聊聊，让大家对这事儿有个初步的了解。
乏燃料，听起来是不是很专业？其实就是咱们核电站里用过的燃料棒，差不多就像咱们用过的电池，虽然它们能量大，但用完之后可不能随便丢啊。
这就得靠乏燃料的后处理工艺来帮忙，想想就挺重要的。
水法后处理，简单说就是把这些乏燃料放到水里，像泡澡一样。
水不仅能冷却，还能把一些有害的东西给洗掉。
这个过程就像是给乏燃料做个彻底的清洁，让它变得“干净”一些。
水里的化学反应就像是在厨房里炒菜，各种成分混合在一起，有些东西被留下来，有些就被去掉了。
关键是这个工艺得小心翼翼，因为可不能让有害物质跑出去，要不然可就麻烦了。
整个过程像是在走钢丝，既要小心，又得保持高效率，真是个技术活儿。
再说干法后处理，听起来是不是很酷？这就像是把乏燃料放在烘干机里，水分不需要，咱们直接用其他方法来处理。
这种方式一般采用的是高温，把乏燃料加热，分解里面的有害物质，转化成其它形式。
想象一下，把一块冰淇淋放在阳光底下，慢慢地融化，变成水。
其实也是这个道理，乏燃料里的元素也在这个过程中发生变化。
不过，干法可没那么简单，得掌握好火候，要不然就容易出现问题，像个调皮的孩子，稍不留神就能搞砸。
这两种工艺各有各的好处，水法就像是把乏燃料给洗了个澡，干法则是彻底给它换了个模样。
选择哪种方式，得看具体情况。
比如，如果乏燃料里的放射性物质含量很高，水法可能就更合适；而如果想快速高效地处理，那干法就是个不错的选择。
说到底，这就像选择不同的衣服，适合的才是最好的。
说到这里，不得不提一下这些工艺对环境的影响。
咱们都知道，处理乏燃料可得注意环保，不然就得不偿失。
水法虽然能有效降低放射性物质，但用水的同时也得考虑水的处理，不能让周围的水源受到污染。
干法虽然处理速度快，但产生的气体和固体废物也得妥善处理，绝不能让它们“趁机”溜掉。
5.1_核燃料后处理解析
核燃料后处理是核燃料循环中的一个重要组成部分，同
时它又是军民两用技术。核工业中的地位和作用如下： 1. 后处理对于充分利用核能资源意义重大 ☞ 核电是我国能源的重要组成部分。对动力堆乏燃料进行后 处理，实现核燃料闭路循环，对充分利用铀资源、实现核 能可持续发展，起着举足轻重的作用。我国已探明的铀资 源量有限，且铀矿品位低、规模小，如果不搞后处理，铀 资源将会限制我国核能的发展。 ☞ 核燃料通过反应堆使用一次，只能利用燃料总量的极少 部分。生产堆仅用了千分之几，较先进的动力堆，燃料的 利用率也只有百分之几。
3. 化学分离过程
任务是除去裂变产物，高收率地回收核燃料物质。化学分
离流程分为水法和干法两大类：
☞ 水法流程指采用诸如沉淀、溶剂萃取、离子交换等在水 溶液中进行的化学分离纯化过程；
☞ 干法流程则指采用诸如氟化挥发流程、高温冶金处理、
高温化学处理、液态金属过程、熔盐电解流程等在无水状 态下进行的化学分离方法。 目前，工业上应用的后处理流程都是水法流程。历史上曾 采用沉淀法流程从辐照天然铀中提取核武器用钚。但不久
离较差，综合提取同位素较困难等，目前尚未被实际应用.
4. 尾端处理过程
经溶剂萃取分离和净化得到的硝酸钚或硝酸铀
酰溶液，无论在纯度或存放形式上有时还不能完
全满足要求，因而在铀、钚主体萃取循环之后， 还需要采取一些尾端处理步骤。其目的在于将纯
化后的中间产品进行补充净化、浓缩以及将其转
化为所需最终形态。
（3）高的技术要求和指标
核燃料后处理的主要目的是回收核燃料物质。 根据这些物质进一步加工的方式、方法的不同， 对净化有不同的要求。 一般都要求对经后处理回收的核燃料物质在进 行再加工时要能做到不需要昂贵的防护和远距离 操作设备。这就要求后处理过程具有高的净化系 数，如 107 ；高的铀钚分离系数，如 108 。从而得 到优质的铀、钚产品。这些都是远高于一般化工 分离过程的要求。此外，还要求对核燃料物质有 尽可能高的回收率。
乏燃料后处理国际标准
乏燃料后处理国际标准乏燃料后处理是指对核能发电厂中已经使用过的燃料进行处理和处理的过程。
国际上对乏燃料后处理的标准主要由国际原子能机构（IAEA）制定。
以下是乏燃料后处理的国际标准的详细说明：1. 存储和交付：乏燃料应该在特定的存储设施中进行安全存储，并且在需要时能够交付给后处理设施。
2. 辐射防护：乏燃料后处理设施应该满足辐射防护要求，以确保工作人员和环境的安全。
这包括使用适当的屏蔽材料和设备，以减少辐射暴露。
3. 核材料安全：乏燃料后处理设施应该采取措施确保核材料的安全，以防止核材料被盗或滥用。
这包括使用安全措施，如监控系统和访问控制。
4. 高温处理：乏燃料通常需要经过高温处理，以将其转化为更稳定和易于处理的形式。
国际标准要求乏燃料后处理设施具备适当的高温处理能力，并确保处理过程的安全和有效性。
5. 辅助处理：乏燃料后处理还可能包括其他辅助处理步骤，如化学处理、溶解和分离等。
国际标准要求这些辅助处理步骤符合安全和环境要求，并确保处理过程的可靠性和效率。
6. 废物管理：乏燃料后处理产生的废物应该得到妥善管理，以确保其对环境和人类健康的影响最小化。
国际标准要求乏燃料后处理设施具备适当的废物处理能力，并采取措施确保废物的安全处理和处置。
7. 监督和控制：乏燃料后处理设施应该受到监督和控制，以确保其符合国际标准和相关法规。
国际原子能机构（IAEA）对乏燃料后处理设施进行定期检查和评估，以确保其安全和合规性。
总之，乏燃料后处理的国际标准主要涵盖存储和交付、辐射防护、核材料安全、高温处理、辅助处理、废物管理和监督控制等方面，旨在确保乏燃料后处理过程的安全、可靠和环境友好。
乏燃料后处理
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。
乏燃料后处理干法
乏燃料后处理干法（原创版）目录1.乏燃料后处理干法的概念2.乏燃料后处理干法的过程3.乏燃料后处理干法的优点4.乏燃料后处理干法的应用前景正文乏燃料是指在核反应堆中使用过的核燃料，这些核燃料在经过一定的使用时间后会产生大量的放射性废物，这就是所谓的“乏燃料”。
乏燃料的处理一直是核工业中的重要问题，处理不当会对环境和人类健康造成极大的威胁。
乏燃料后处理干法是一种处理乏燃料的方法，下面我们来详细了解一下。
1.乏燃料后处理干法的概念乏燃料后处理干法，顾名思义，是指在处理乏燃料时采用干燥的方式，而不是传统的湿式处理方法。
这种方法主要是通过物理和化学方法将乏燃料中的放射性物质分离出来，以便进行进一步的处理和利用。
2.乏燃料后处理干法的过程乏燃料后处理干法的过程主要分为以下几个步骤：首先，将乏燃料进行粉碎和混合，使其达到一定的均匀程度。
其次，通过高温烧结等方法，将乏燃料转化为一种陶瓷状的物质，以便进行进一步的处理。
然后，采用化学方法，如溶解和沉淀等，将乏燃料中的放射性物质分离出来。
最后，对分离出来的放射性物质进行处理和储存，以便进一步的利用或处置。
3.乏燃料后处理干法的优点乏燃料后处理干法相比传统的湿式处理方法，有许多优点：首先，乏燃料后处理干法可以大幅度减少处理过程中的用水量，减少了对环境的影响。
其次，乏燃料后处理干法可以有效地分离出乏燃料中的放射性物质，提高了处理效率。
最后，乏燃料后处理干法可以实现废物的资源化利用，既节约了资源，又减少了环境污染。
4.乏燃料后处理干法的应用前景随着我国核工业的快速发展，乏燃料的处理问题越来越引起人们的关注。
乏燃料后处理干法作为一种新型的处理方法，具有广阔的应用前景。
乏燃料后处理
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。
我国乏燃料贮存以及后处理的现状
科学技术Science technology2021年10月26日国务院发布《2030年前碳达峰行动方案的通知》，即中国承诺在2030年前，二氧化碳的排放不再增长，达到峰值后再慢慢减下去。
为了实现“碳达峰、碳中和”战略目标，我国将致力于发展清洁能源，而其中核电将成为电力中重要的“发展对象”。
但是随着核电站数量以及发电量的增加，核电站里有核反应产生的乏燃料也会随之累积增加。
针对这一现象本文系统地归纳了我国对于乏燃料的贮存以及后处理的现状。
分析了我国对乏燃料以及后处理所采取措施的发展趋势，并对此提出了相应的研究思路以及选择，为这两方面的发展提供指导。
核电作为一种清洁能源，对满足电力的需求、优化能源结构、保障能源的安全以及促进经济发展等方面的优点使核能得到了广泛的认可。
但是，在核电站的运行过程中，会有一部分燃料不能反应彻底，这部分未燃尽的燃料我们称之为乏燃料[1]。
因为取出后的乏燃料具有很强的放射性，如果对其处理不妥当将会对生态环境以及周边的人类身体健康造成不利的影响，故我们在取出乏燃料后先需要将乏燃料放入冷水池中进行冷却，然后乏燃料冷却到一定程度以后再将乏燃料送往后处理，因为我国的乏燃料处理手段和国际上一些其他国家相比稍有不足，所以我们大量的乏燃料是需要进行贮存的。
目前，乏燃料的处理方法主要有以下两种，开式燃料循环和闭式燃料循环。
开式燃料循环是指将乏燃料通过装在密闭性、吸收放射性的罐后进行长期的地质深埋存储；而闭式循环是指通过化学以及物理的方式将乏燃料中未燃烧充分的部分乏燃料进行提取以及分离，经过一定处理后再加入反应堆内利用。
然而，因为核电站对于乏燃料后处理的效率远远低于其产生的效率，故我们需要对剩余的乏燃料采取贮存的手段，由于核电站能用来贮存的空间十分有限，所以一般采用离堆贮存的手段[2]。
本文总结了我国当前乏燃料后处理以及贮存的现状，根据我国核电目前的发展现状，分析了我国对乏燃料的后处理以及贮存的需求存在的问题，为我国的核电的发展提出一些展望。
核工程导论 第四部分乏燃料的后处理
压水堆
乏燃料 100kg/d
工业钚回收 后处理 0.8kg/d
裂片元素
补充天然铀 470kg/d
UF6制备
UF6 0.712%
浓 缩
U-235
回收UF6 0.8%U-235
贫化UF6 0.2%U-235
压水堆（钚重复用）燃料循环
回收钚复用 1.1kg/d
元件制作 UO2+PuO2 2.1%U-235
核燃料后处理
后处理过程的任务可大致归纳为以下四个方面：1)回 收和净化乏燃料中的易裂变核素；2)回收和净化尚未反应 的可转换核素；3)提取有用的放射性核素；4)处理和处置 放射性废物。
简化的核燃料后处理工艺流程示于下页图。一个完整 的后处理流程包括许多工序，但其中最关键的是化学分离 工序，化学分离方法可分为湿法与干法两大类．所谓湿法 即是将乏燃料进行适当地预处理之后溶解于酸中，再采用 溶剂萃取、离子交换等高效分离方法，以达到提取有价元 素、除去杂质的目的．与此相反，把不引入水溶液的高温 后处理工艺称为干法流程。目前干法仍处于试验研究阶段， 工业上广泛采用的是湿法流程．
压水堆
乏燃料 100kg/d
浓缩UF6
后处理 裂片元素
补充天然铀 300kg/d
UF6制备
UF6 0.712%
浓 缩
U-235
回收UF6 0.5%U-235
贫化UF6 0.2%U-235
重水堆燃料循环
补充天然铀 400kg/d
元件制作 UO2 0.712%U-235
重水堆
乏燃料 400kg/d
工业钚回收 后处理 1.5kg/d
核燃料的各种循环方式
➢生产堆燃料循环
补充天然铀 750kg/d
51核燃料后处理解析
核燃料后处理过程所产生的废物，一般都具有很 强的放射性，必须进行妥善的贮存、合理的处理和 最终的处置，严防对环境的污染。
4. 后处理是生产发展核武器所需239Pu必经的环节
☞ 核威慑力量主要组成部分：现有核武器、运载工具、军用 核材料和核材料生产技术（铀浓缩和后处理）。不仅体 现在弹头数量、核材料储备上，而且也体现在保持一定 的生产能力以及先进的核技术水平上。因此，世界上很 多国家都积极发展后处理技术。谁掌握了后处理技术， 谁就可以拥有小型化核武器的装料。
2. 后处理过程对核电经济性有重要影响
☞ 为保护天然资源，今后的反应堆将不断提高可转 换材料的利用率，发展先进的增殖反应堆，同时 实现工业钚的复用。
☞ 因此，天然铀提炼费和同位素富集费在核电成本 中所占比重将逐渐下降，而后处理和元件再制造 这两个环节占燃料循环费的比例将明显上升。
☞ 为了适应上述变化，必须在后处理工厂中不断降 低每公斤燃料的处理费用。
2. 首端处理过程：其任务是燃料束的机械解体和燃料芯和包 壳材料的分离。根据包壳材料的不同可采用化学法、机械 法等不同首端处理方法。然后制成针对不同分离流程所需 要的物料。
3. 化学分离过程
任务是除去裂变产物，高收率地回收核燃料物质。化学分 离流程分为水法和干法两大类：
☞ 水法流程指采用诸如沉淀、溶剂萃取、离子交换等在水溶 液中进行的化学分离纯化过程；
（3）对铀、钚分离要求
由于钚的化学毒性和α放射性都很强，铀中去除钚的分 离系数要求在106以上。相反，钚中杂有一点铀问题就没 那么严重，钚中去除铀的分离系数在104就可以了。
乏燃料后处理
1.乏燃料的基本情况 (1)1.1世界处理乏燃料的模式 (2)2。
后处理方法 (2)2。
1水法后处理。
(3)2.2干法后处理 (4)3。
后处理工艺 (4)3。
1普雷克斯流程的化学原理。
(4)3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤 (4)3.2后处理的发展趋向 (5)4。
百科—乏燃料后处理 (6)4.1核燃料后处理的主要目的 (6)4.2后处理工艺 (6)4。
2。
1水法后处理 (6)4.2。
2干法后处理 (7)4.3后处理技术 (7)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。
乏燃料后处理
1.乏燃料的基本情况 (1)世界处理乏燃料的模式 (1)2.后处理方法 (2)水法后处理。
(2)干法后处理。
(3)3.后处理工艺 (3)普雷克斯流程的化学原理。
(3)普雷克斯流程的主要工艺步骤。
(3)后处理的发展趋向 (4)4.百科-乏燃料后处理 (4)核燃料后处理的主要目的 (4)后处理工艺 (4)水法后处理 (5)干法后处理 (5)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。
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。
乏燃料后处理工艺
乏燃料后处理工艺
乏燃料后处理工艺是指对用过的核燃料（乏燃料）进行处理，以回收可再利用的核材料，并处理和处置核废料的工艺。
乏燃料后处理工艺主要包括以下几个步骤：
1. 辐照体开裂：将乏燃料放入酸浸液中，在高温和高辐照剂量的条件下进行辐照体的开裂。
开裂后，乏燃料中的核材料会释放出来，同时生成辐照体残留物。
2. 核材料回收：将乏燃料中释放出的核材料进行回收。
常见的回收方法包括液液萃取、浸出溶解和溶剂萃取。
3. 废液处理：处理乏燃料开裂过程中产生的酸浸液。
一般会进行中和、沉淀或溶剂萃取等处理方法，以减少废液的体积和放射性。
4. 辐照体残留物处置：将开裂过程中产生的辐照体残留物进行处理和处置。
一般会进行固化、封装和贮存等措施，以减少其对环境的影响。
乏燃料后处理工艺的目的是最大限度地回收和利用可再利用的核材料，同时减少核废料的体积和放射性，以确保核能的安全和可持续利用。
核燃料后处理
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％！3. 后Leabharlann 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）。
乏燃料（Spent Fuel）：指在核反应堆中，辐照 达到计划卸料的比燃耗后从堆中卸出，且不再在该 堆中使用的核燃料。 核燃料在反应堆中燃烧的过程实质是核燃料中的易 裂变核素（如U-235、Pu-239或U-233）在中子流 的轰击下发生自持的核裂变反应的过程。 ☞ 随着核反应的进行，初期核燃料中的易裂变核素 逐渐减少，俘获中子的裂变产物逐渐增加； ☞ 随着燃耗的加深，反应性逐步降低，为了维持反 应堆中全活性区的有效增殖系数大于1，需调整控 制棒位置以增加反应性。
乏燃料后处理安全设计
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乏燃料后处理 国际标准
乏燃料后处理是指对使用过的核燃料（乏燃料）进行再处理，以提取其中的可回收材料和降低其放射性废物的长期危害。
国际上关于乏燃料后处理的标准主要由国际原子能机构（IAEA）制定和管理。
以下是一些与乏燃料后处理相关的国际标准：
1. IAEA-TECDOC-1435：这是一份关于乏燃料后处理设施设计、运行和安全评估的国际指南。
它提供了关于乏燃料后处理设施的基本要求、技术参数和安全措施等方面的信息。
2. IAEA-TECDOC-1506：这份文件提供了关于乏燃料后处理设施中的化学分离过程的技术指导。
它包括了从乏燃料中提取铀、钚和其他可回收材料的方法和设备。
3. IAEA-TECDOC-1578：这份文件提供了关于乏燃料后处理设施中的物理分离过程的技术指导。
它包括了从乏燃料中提取裂变产物和超铀元素的方法和设备。
4. IAEA-TECDOC-1594：这份文件提供了关于乏燃料后处理设施中的干燥和储存过程的技术指导。
它包括了将乏燃料干燥至低水平水分的过程和设备，以及将干燥后的乏燃料储存在合适的容器中的方法。
5. IAEA-TECDOC-1600：这份文件提供了关于乏燃料后处理设施中的废物管理过程的技术指导。
它包括了将不可回收的放射性废物固化为玻璃状物质的过程和设备，以及将废物安全地储存或处置的方法。
这些国际标准旨在确保乏燃料后处理设施的安全、可靠和经济性，同时也有助于减少核废物的产生和长期危害。
各国在进行乏燃料后处理时，应遵循这些国际标准以确保其活动符合国际法规和最佳实践。
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乏燃料后处理Purex流程中碘的强化分离研究Frédéric Devisme Emmanuel Touron(法国原子能委员会)摘要本文描述了Purex流程中分子碘的回收和纯化它包括先用硝酸羟胺对尾气进行酸洗对碘进行选择性解吸目前正用带洗涤柱的小型中间装置进行研究在pH约为5条件下用HAN在室温下进行洗涤的碘得到捕集在短寿命同位素衰变完后129I的半衰期为1.57×107aLLFP¼´Ê¹ÆäÏà¶Ôº¬Á¿½µµ½±Èï¹ÏµµÍºÜ¶àʱʹÆ伸ǧÄêºóÈÔ¾ßÓзÅÉäÐÔDZÔÚ¶¾ÐÔͬλËØÏ¡Ê͸ù¾Ý·¨¹ú1991年通过的长寿命核废物管理法的框架包括嬗变本文的目的是针对上述目标本文的研究方法及前期研究结果在以前会议中已有介绍[1]Ëæºó»ã×ܽéÉÜÁËÔÚСÐÍÖÐÊÔ×°ÖÃÉϵÄʵÑé½á¹ûÈȵĴ󲿷ÖCsI被氧化成易挥发的分子碘90²¢±»ËÕ´òÏ´µÓÖù²¶¼¯×îºóÒ»µÀβÆø´¦ÀíÊǽ«µâ»¯Ñ§Îü¸½ÔÚµâ¹ýÂËÆ÷ÉÏ其去污系数>1000法国阿格后处理厂乏燃料中几乎所有的碘都被浓集成NaI形式的液体本文提出的分离过程主要用于回收溶解阶段排放的气态碘该过程不必增加额外投资• 1 •与现有液体废物处理方案高放废液玻璃固化相适应图1示出了流程图便于暂存该流程包括下列主要步骤１不是目前的碱性介质HAN ¸Ã¹ý³ÌÖÐHAN将I2还原成I-随后用H2O2氧化碘ｇ去污目的将碘转化成适宜于最终处置的固态稳定形式HAN是ＨＮ易于破坏对第1Ê×ÏȽøÐлù´¡Ñо¿Óë·¨¹úһЩ´óѧºÏ×÷ËæºóÔÚʵÑéÊÒÖмä×°ÖÃÉϽøÐÐÆøÌ岶¼¯ÊÔÑéµÚ3步研究未在本文讨论并重新评估了其适应性并与传统的NaOH洗涤作了对比3 碘ＮＯ2的氧化还原前文[1]的研究表明H2O2也能氧化碘阴离子其主要过程与结果如下• 2 •3.1 酸性介质中HAN还原分子碘一种情况是HAN过量HAN过量时产物是N2O2NH3OH+ + 2I2→N2O + 6H+ + H2O (HAN过量)如I2过量产物是NOÿĦ¶ûHAN消耗的I2摩尔数在1-1.5之间使用UV分光光度计的流动注射法研究了反应的终点图2图2I2的浓度开始快速单调下降ｂ表明在初始操作条件下的一个窄范围内降低[HAN]/[I2]之比值向溶液中加入碘化物也有利于I2的再生总的反应可以分成三个反应NH2OH+ + 2I2 + H2O → 4I- + HNO2 + 5H+(1) ――HNO2有两种消耗途径HNO2 + NH3OH+→ N2O + 2H2O +H+(2) 2HNO2 + 2I- +2H+→ 2NO + I2 + 2H2O (3)(a)[I2]0=5.5×10-4mol.L-1,[NH3OH+]0=3.3×10-2mol.L-1 - (b)[I2]0=6.5×10-4mol.L-1,NH3OH+]0=5.2×10-3mol.L-1I2浓度单调下降可这样解释1ͼ2A段同时生成HNO22ͼ2B浓度再增加可用反应解释31用测量I2和I3-Ũ¶ÈËæʱ¼ä±ä»¯µÄ·½·¨Ñо¿ÁË×Ü·´Ó¦¶¯Á¦Ñ§• 3 •注明外离子强度为0.5mol/L下得到的一级反应但pH下降图3示出了反应的准二级速率常数k0与介质中质子浓度的关系pH以1.5为界ØpH在1.5k0与1/[H+]之间成线性关系k1+ k2/[H+]2.20±0.37mol-1L s-1, k2=6.64×10-2±0.04×10-2 s-1k0与1/[H+]之间为非线性关系(a)3.10-4 [H+]0 0.3mol.L-1 (0.5 pH 3.5) – (b)10-2 [H+]0 0.3mol.L-1(0.5 pH 2)与H+类似最终在pH½¨Á¢ÁËI2―HAN反应的初始速率方程k1=2.20±0.37mol-1⋅L⋅s-1, k2=6.64±0.04×10-2 s-1k3=10.2±1.9mol⋅L, k4=42620±37660 mol-2⋅L2提出了反应机理解释该结果NH2OH和NH3OH +6HNO2作为瞬时中间产物而中间反应产物INHOH和INH2OH+分解均可生成HNOHNO + I2 + H2O → HNO2 + 2I- + 2H+应用准稳态近似方法处理这些中间产物ＩＮＨ2OH+可结果表明以推导出上述由实验得到的实验速率定律k NH2OH/k NH3OH+3.2 HAN还原HNO2及NO X的反应HAN还原HNO2的总反应式如下主要产物是N2O在pH=2-4• 4 •• 5 •}OH][NH k OH][NH ][HNO k x){(1}]OH [NH ][HNO k ][H ]OH [NH ][HNO x{k V o24o22o 23o 3o 22o o 3o 21o +−++=+++内做了大量研究酸度不同时在酸度高时１．７反应对两种物质均为一级反应对HNO 2为二级反应介质中H +浓度对二级反应速率常数的影响表明了反应有两个主要阶段k 0与[H +]0直接相关曲线向内弯曲其中1-x=[NO 2-]/[HNO 2]总k 3=0.84±0.02 mol -1⋅L ⋅s -11.3±0.1I -ʵÑéÊÇÔÚÈõËáÐÔ½éÖÊÖнøÐеÄ,这样可以避免质子催化的I -与HNO 2之间的反应１０-2 mol/LHNO2和H +的反应体系中加入I-ÈçI -对总反应速率的贡献为V 1[NH 3OH +]o 和[HNO 2]o²»Í¬Ëá¶ÈϵÄʵÑé½á¹û±íÃ÷V 1与[H +]o 无关其中k 5=8600±750 mol -1Ls -1,因此将V 1加到上述V o 的表达式中便得到总的NO x 硝化HAN 反应的速率表达式在pH<5的范围内研究了NO/NO 2/NH 2OH 体系的反应NO 不被溶液吸收依照[NO 2]o /[NO]o 比值的不同A. 比值<0.2时通入的NO 2全部被溶液吸收B. 比值>0.2时每消耗1mol NO 2同时测出了NO 3-NO/NO 2消耗比下降H O3+溶液的pH值和初始羟胺浓度对反应产物和浓度没有大的影响但其速率很慢HNO2 + NH3OH+→ N2O + H+ + 2H2OA. NO2和N2O4吸附在溶液中B. NO N2O3水解生成HNO2ÔÚ[NO2]o/[NO]o<0.2时3.3 I2/I-/HNO2/NH3OH+/H+体系总体反应模型在溶解尾气被含HAN的酸性溶液洗涤过程中其中3个反应是主要反应HAN还原HNO2以及HNO2氧化I-µÚÒ»¸ö»ùÓÚËÙÂʶ¨ÂÉÀ´ÃèÊöÕâÈý¸ö·´Ó¦25o C下的实验结果HNO2/NH3OH+之间在此条件下的基本反应定律第二个模型是在广泛实验基础上提出的经验模型其系数可以从两个优化的实验模式中估算得到另一个用Fedorov算法构成达到在8秒钟内使I2和HNO2被快速还原95出于经济方面的考虑得到的满意且可靠的操作点为pH接近2处假定[HNO2]/[I2]之比超过150时本工作在封闭的反应器中进行虽然获得的动力学参数与实验过程有差别酸度和温度条件下表明流程是可行的气态的I2和NOx是在一个带有循环进料的反应器中被吸收的H2O2可定量地将I-氧化成I2:2I-+2H++H2O2→I2+2H2O从热力学上看但过程复杂本文证实了反应的计量关系如下在无IO3-和低酸下该自催化反应不会发生但在无IO3-时诱导期很长ｐＨ＝２．４时诱导期为8[H2O2]=5x10-3mol/L,[I2]=5x10-4mol/L Ò²»á·¢ÉúH2O2还原I2的反应H2O2氧化I-到I2以及H2O2分解的总反应PH=2-4H2O2氧化I-仅生成I2Ïà·´µØÒòΪ·´Ó¦±»HNO2催化1价态的碘H2O2破坏HAN的反• 6 •应复杂3H2O2+NH3OH+N2O+5H2O+2H+2H2O2+NH3OH+生成的NO2-很少验证上述实验室研究的结果以及验证在代表性的工艺操作条件下该方案的可行性即用HAN酸洗涤回收I24.1 描述本研究的中间装置包括一个逆流填料柱1m 高如图5所示本装置直接合成待处理的尾气2000NL.h-1[NO2]/[NO]=0.25,[I2]=7vpm,NOＮＯ进行连续监测ＮＯ2和N2O进行连续监测NO2-NO3-浓度进行取样测量I-的测量有ICP或UV分光光度法NO3-用UV• 7 •分光光度法或离子色层法测量R可以从初始通入量与泡罩塔苏打溶液中碘的量估算出来［（１中间装置必须通过其它参数才能控制洗涤液中HNO2的浓度在第一次中试中始终保持恒定考虑到会有一些变化•气流中不含NOÆøÁ÷Öв»º¬NO x时pH在3.0-4.5之间时１％６－ｂ表明了气流中含有NO[NO]+[NO2]=2400vpm,[NO2]/NO=0.25,同样不固定pH在某一定值(Q air=2000Nl.h-1;[I2]=7vpm; [NO]+[NO2]=2400vpm;[NO2]/[NO]=0.25;[HAN]=0.5M;T=25a表明以I-表示吸收的碘量越来越少同时由于吸收了NOͼ6a类似这对I2的行为很快就有影响即使在低pH也如此这两个实验表明了碘的吸收随时间增加对pH值敏感2HNO2+2I-+2H+→I2+2NO+2H2O 在反应器中HAN还原I2的过程中可用来解释I2浓度非单调下降其反应速度增加同时HAN还原I2使H+浓度增加ＮＯ2而使HNO2相对I2大大过量此时碘将被氧化• 8 •而不是小实验观察到的还原从0.05M到0.5M固定HAN浓度0.5M¼ûͼ7观察到的结果与前面提出的速率定律一致要使I2吸收速率达到99溶液的PH应为5左右－２０与pH值无关相反HAN破坏HNO2的速率要下降提高温度可以部分消除HNO2的积累表1NO2水解产生NO3-NO+NO2/空气通过HAN溶液时pH值对反应产物的影响洗涤液pH 3.5 4.5 5.0 5.5 N2O产生%62 55 52 41NO2-产生%<0.1 4 20 29 目前正在进行其它试验气相中NO 和NO2的浓度的影响试验ÔÚMALAGA装置上解吸实验条件与小实验一样目前只在中试装置上进行了一次模拟洗涤的解吸试验HAN彻底分解5 结论针对LLFP的处理• 9 •它包括下列3步Ø加H2O2选择性解吸I2ͬʱÑõ»¯¶àÓàµÄHAN;Ø将碘转变成适宜于中期处置和最终处置的稳定固体形式对I2与HNO2的还原都不利pH提高到5左右溶液中有NO2-的积累中试还表明99.5NO2-被氧化成NO3-[叶国安译自Actinide’01] • 10 •。