核燃料循环与乏燃料后处理、分离与嬗变思想
中国核能发展历程
中国核能发展历程中国核能发展历程：回顾、挑战与前景一、引言核能作为一种高效、清洁的能源，在全球能源结构中占有重要地位。
中国作为世界最大的能源消费国之一，其核能发展历程充满了曲折与挑战。
本文将回顾中国核能发展的历程，分析其所面临的挑战，并展望未来的发展前景。
二、历史回顾中国的核能研究始于20世纪50年代。
在国家的支持下，一批科学家和工程师投身核能研究，奠定了中国核能事业的基础。
经过数十年的努力，中国在核能领域取得了显著的成果。
1.核电站建设：自20世纪80年代开始，中国陆续建设了多座核电站，包括秦山核电站、大亚湾核电站等。
这些核电站的建成投产，为中国提供了稳定的电力供应，并推动了相关产业的发展。
2.核燃料循环：中国建立了完整的核燃料循环体系，包括铀矿开采、铀浓缩、燃料制造、乏燃料后处理等环节。
这保证了核电站的燃料供应，并降低了对外部资源的依赖。
3.核安全技术：中国在核安全技术方面取得了重要进展，建立了完善的核安全法规和标准体系，加强了核设施的安全监管和应急响应能力。
4.核能国际合作：中国积极参与国际核能合作，与世界多个国家和地区共同开展核能研究和项目合作，推动了全球核能事业的发展。
三、面临挑战尽管中国核能发展取得了显著成果，但也面临着一些挑战：1.技术瓶颈：随着核电站规模的扩大和技术的复杂化，中国在核能技术研发方面仍存在一定的瓶颈，需要加大投入和研发力度。
2.公众接受度：由于核能的特殊性和潜在风险，公众对其接受度相对较低。
这在一定程度上制约了核能的发展速度和社会认可度。
3.安全监管：随着核电站数量的增加和运行年限的延长，安全监管面临更大的压力。
如何确保核电站的安全稳定运行，防止核事故的发生，是中国核能发展中的重要课题。
4.废物处理：核电站产生的放射性废物处理是一个世界性的难题。
中国在废物处理技术研发和设施建设方面仍存在一定的不足，需要加强投入和研发力度。
四、前景展望展望未来，中国核能发展仍具有广阔的前景：1.政策支持：随着国家对清洁能源的重视和支持力度的加大，核能作为清洁、高效的能源形式，有望得到更多的政策支持和投资倾斜。
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。
我国乏燃料后处理大厂建设的几点思考
第33卷第4期核 化 学 与 放 射 化 学Vo l .33No .4 2011年8月Journal of Nuclear and RadiochemistryA ug .2011 收稿日期:2010-11-15;修订日期:2011-02-28 作者简介:李金英(1957—),男,河北衡水人,研究员,博士生导师,从事核燃料循环与材料管理与研究 文章编号:0253-9950(2011)04-0204-07我国乏燃料后处理大厂建设的几点思考李金英1,2,3,石 磊1,2,3,胡彦涛41.华润(集团)有限公司,北京 100005;2.中国原子能科学研究院,北京 102413;3.核工业北京地质研究院,北京 100029;4.中国核电工程有限公司,北京 100840摘要:本文在分析了国际乏燃料后处理设计思路、工艺流程、相关关键技术、建造过程和运营经验的基础上,结合我国乏燃料后处理技术现状以及相关配套,就我国乏燃料后处理大厂的建设提出初步的思考。
关键词:乏燃料;后处理大厂中图分类号:T L249 文献标志码:ASome Considerations on the Construction of a SpentNuclear Fuel Reprocessing Plant in ChinaLI Jin -ying 1,2,3,SH I Lei 1,2,3,H U Yan -tao 41.China Resour ces (Ho ldings )Co .,Ltd .,Beijing 100005,China ;2.China I nstitute o f A to mic Ene rgy ,Beijing 102413,China ;N C Beijing Resea rch Institute of U ranium G eolog y ,Beijing 100029,China ;4.China Nuclear Po wer Enginee ring Co .,Ltd .,Beijing 100840,ChinaA bstract :The histo ry of spent nuclear fuel reprocessing w as review ed ,inclusive of pro blem sand actuality ,principle and attaching .Key technolog ies o f com mercial spent fuel repro cess -ing plants w ere summa rized ,as w ell .Pro po sals on spent nuclear fuel reprocessing in China is described extensively .So me sug gestions to the g overnm ent and establishments are m ade as well .Key words :spent nuclear fuel ;spent fuel reprocessing plant 核能作为一种安全、清洁、经济的一次能源,已经得到了全世界的广泛认可和接受。
核燃料循环课件
685.8 187W
250
200
150
100
50
30.7 179W 58.0 W-K1 & 59.3 W-K2
69.1 W-K1 65.9185mW & 72.0187W & 73.2183Hf 67.2W-K2
94.6185mW 107.9185mW 111.2184Ta
122.1185mW & 122.3
按燃料布置型式分类的反应堆 ❖ 从核燃料后处理的角度看，按堆芯燃料布置型式，把反应堆划分为均匀
和非均匀两大类更有实际意义。对此两种类型反应堆的辐照材料有完全 不同的后处理方式。对均匀堆而言，多为流体性燃料，一般可采用连续 后处理方式，进而大大简化了处理流程。而对非均匀堆，燃料通常以固 体燃料元件方式装卸，只能是分批进行后处理。由于多方面的原因，目 前广泛使用和建造的反应堆多数仍属非均匀堆，均匀堆还只是处于试验 阶段。
E1 石墨 E2 重水 E3 轻水或含氢物质（轻水堆包括压水堆和沸水堆） E4 铍或氧化物 核燃料循环
F．冷却 剂
F1 气体（空气、CO2、He、水蒸汽等） F2 液体（水、重水、有机溶液） F3 液态金属（钠、钠钾合金、铅，铅铋合金等
）
G．核燃 料转 换性 能
G1 燃烧堆（无明显的核燃料转换） G2 转换堆（有显著的核燃料转换，但转换比小
由于装在堆内的易裂变燃料必须经常保持（或大于）临界质量，否则 不可能维持链式反应。为了要在一定运行周期内发出额定功率，堆内需留 有超过临界质量的易裂变燃料，使反应堆活性区具有后备反应性。当燃料 达到一定的燃耗(burn up)深度，由于燃料的消耗，以及运行期间产生并积 累的裂变产物的毒化效应，使后备反应性接近消失时，虽然燃料元（组） 件中尚含有相当数量的易裂变燃料，也得把它从堆内卸出，换入新燃料。 卸出的燃料元（组）件称为乏燃料(spent fuel)，其中含有大量的易裂变核 素和可转换核素，包括原先装入未燃耗的和运行周期中在堆内转换生成的， 均属价值贵重的能量资源。因此，需要经过后处理，将裂变产物分离出去， 并回收这些易裂变核素和可转换核素，重新制成可用的燃料元（组）件返 回反应堆复用，以构成核燃料循环。而一次通过式核燃料循环，它仅利用 0.5%的铀资源，把乏燃料中尚存的235U、239Pu和238U等统统废弃不用，付 诸永久埋存，这种不经后处理的循核环燃料实循不环成其为循环。
核工程中的燃料循环与核废料再利用研究
核工程中的燃料循环与核废料再利用研究核工程中的燃料循环与核废料再利用研究摘要：核工程是现代能源领域不可或缺的一部分。
然而，核能发电过程中产生的大量核废料一直是人们关注的焦点。
为了解决核废料问题并更好地利用核能资源，燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。
本论文将介绍核工程中燃料循环的基本原理和技术路线，并探讨核废料再利用的潜力和挑战。
通过对国内外相关研究成果的梳理和分析，本论文旨在为未来核能工程的发展提供借鉴和参考。
关键词：核工程、燃料循环、核废料再利用、放射性废料、可持续能源一、引言核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式，在世界各国广泛应用于电力生产、医疗、工业等领域。
然而，核能发电过程中产生的核废料一直是人们关注的焦点。
核废料的长寿命和放射性污染性质使其必须得到妥善处理，否则可能对人类和环境造成严重的影响。
为了解决核废料问题并更好地利用核能资源，燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。
二、燃料循环的基本原理和技术路线燃料循环是核工程中的关键环节，它涉及到核燃料的提取、制备、使用和废料处理等方面。
燃料循环的基本原理是通过对核燃料的回收和再利用，最大限度地提高核燃料的利用效率和核能资源的可持续性。
核燃料的提取是燃料循环的第一步。
目前主要采用的是钚-铀循环和铀-铀循环两种技术。
钚-铀循环通过对使用过的核燃料进行化学处理，提取出可以再利用的钚和铀。
铀-铀循环则是通过对自然铀进行提纯和浓缩，得到适合再利用的铀燃料。
核燃料的制备是燃料循环的第二步。
在核工程中，核燃料是以核燃料元件的形式使用的。
核燃料元件一般由铀或钚化合物制成，并通过化学、物理或冶金方法进行成型和加工。
制备好的核燃料元件可以直接用于核反应堆的运行。
核燃料的使用是燃料循环的第三步。
核燃料一旦放入核反应堆中发生核裂变反应，产生大量的能量和核废料。
在核废料问题得到妥善解决之前，核废料需要进行安全的贮存和处理。
同时，核燃料在使用过程中的变化和衰变也需要进行研究和监测。
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。
nuclear fuel cycle1-4
乏燃料后处理的综合考虑
地质处置库对公众造成的放射性剂量当量 限制在0.1-0.3mSv/a。 对长期放射性毒性起决定作用的是钚和次 锕系元素。裂变产物中重点考虑对处置 库容量起主要作用的高释热核素锶-90、 铯-137，及长寿命的锝-99、碘-129。 分离后的高放废液玻璃固化。镎、镅、锔 等次锕系元素主要进入快堆或ADS嬗变。 碘、锝、锶、铯转化成各自固化形态暂 存。
第三代后处理技术
在讨论第三代后处理技术时需注意如下一些问题：
1）第三代后处理技术尚未成型，大部分分离流程处于实验 阶段，目前这一领域的研究非常活跃。 2）改进的PUREX流程主要考虑适应燃耗加深的燃料，甚至 是MOX燃料的后处理。 首端研究的重点是减少不溶残渣，降低钚的损失，在保证 铀钚分离的前提下调整工艺参数，控制并回收镎、锝。 俄罗斯、法国、日本在这方面的研究水平较高。 3）分离流程的分离手段多样，既有溶剂萃取法，也有离子 交换法、萃淋树脂法、色层法等。对次锕系以及锶、铯 的分离，原理上通过各萃取剂的组合使用可以实现。主 要问题是要解决萃取剂的萃取容量、生产第三相、稀释 剂的选择、试剂的稳定性和降解产物的处理、各工艺物 流接口处理。 4）在水法后处理流程中目前尚有不少前瞻性研究，如超临 界萃取，离子液体萃取等。
4.2.1乏燃料元件的剪切
4.2.2乏燃料元件芯体的化学溶解
燃料成分完全溶解；确 保临界安全。 硝酸：可溶解金属铀燃 料、二氧化铀燃料、 铀钚氧化物混合燃料 1.金属铀芯的溶解
溶芯过程中的惰性气体（85Kr,133Xe）及131I排入 尾气处理系统。
芯液进入萃取分离前需经三步调制：
1）调料 稀硝酸调节铀浓度；浓硝酸调节芯液硝酸浓度； 亚硝酸调节钚和镎的价态。 2）絮凝 1%明胶溶液絮凝硅胶粒 3）过滤分离
第六章 核燃料循环
我国核电站乏燃料管理立法思考
收稿日期：2018-01-29 作者简介：李宏业（1990-），女，河北人，硕士，从事乏燃料后处理产业发展战略、规划和政策研究工作。
的优化升级，并明确要求“加快论证并推动大型商用后处理厂建设”。
随后在国家发展和改革委员会、国家能源局发布的《能源技术革命创新行动计划（2016—2030年）》等文件中，核燃料循环体系建设及乏燃料后处理均被作为重要内容进行了规划，标志着我国乏燃料后处理产业进入了发展的“快车道”。
我国现有37台运行核电机组，在建机组19台，已经成为世界在建核电机组规模最大的国家。
随着核电机组陆续建成和投运，乏燃料的累积量和产生量逐年上升。
据预测，2030年我国核电站累积卸出乏燃料将达到近24000 t，离堆贮存需求达到15000 t以上。
为解决这一挑战，我国必须加快乏燃料后处理发展的步伐。
1.3 我国乏燃料管理领域法律现状我国核法律法规体系建设起步于20世纪80年代，经过30多年的核能立法，我国已经初步构建了内容比较全面的核法律法规框架，但乏燃料管理方面的立法还有很大的完善空间。
我国对乏燃料的管理主要以国家产业政策、国务院职能部门规章规则、科研院所操作规程、后处理企业工作规程等体现。
其中，国家产业政策具有宏观指导性，不是法律；而“原子能法”“核电管理条例”目前还处于征求意见或者送审阶段，距离生效还有时日，而且从公布的草案看，这两部法律草案对乏燃料管理虽有涉及，但不全面、不完整、不细致，不足以支持实现对乏燃料的规范管理。
近期生效的“核安全法”明确规定乏燃料不属于放射性废物，但并未对其处理处置进行进一步的详细规定。
涉及乏燃料管理的较为细致的规定只是散见于有关行政部门的规章中，比如2010年国家财政部、国家发展和改革委员会、工信部颁发的《核电站乏燃料处理处置基金征收使用管理暂行办法》（简称“基金管理办法”），2014年3月国防科工局颁发的《核电站乏燃料处理处置基金项目管理办法》。
这两个部门规章法律效力不及法律和行政法规，管理的范围也较窄。
核工业组成及其工作流程
55、核工业体系的组成及其流程核工业是一个十分广大的系统工程,其组成体系包括：铀矿勘探、铀矿开采与铀的提取、燃料元件制造、铀同位素分离、反应堆发电、乏燃料后处理、同位素应用以及与核工业相关的建筑安装、仪器仪表、设备制造与加工、安全防护及环境保护;56、核燃料循环及其组成核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分;所谓核燃料循环是指核燃料的获得、使用、处理、回收利用的全过程;燃料循环通常分成两大部分,即前端和后端,它包括铀矿开采、矿石加工选矿、浸出、沉淀等多种工序、铀的提取、精制、转换、浓缩、元件制造等；后端包括对反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分离的后处理以及对放射性废物处理、贮存和处置;57、铀矿地质勘探铀是核工业最基本的原料;铀矿地质勘探的任务,是查明和研究铀矿床形成的地质条件,阐明铀矿床在时间上和空间上分布的规律,运用铀矿床形成和分布的规律指导普查勘探,探明地下的铀矿资源;地壳中的铀,以铀矿物、类质图象形成含铀矿物和吸附状态的形式存在;由于铀的化学性质活泼,所以不存在天然的纯元素;铀矿物主要是形成化合物;目前已发现的铀矿物和含铀矿物有170种以上,其中只有25-30种铀矿物具有实际的开采价值;铀矿床是铀矿物的堆积体;铀矿床是分散在地壳中的铀元素在各种地质作用下不断集中而成的,也是地壳不断演变的结果;查明铀矿床的形成过程,对有效地指导普查勘探具有十分重要的意义;并不是所有的铀矿床都有开采、进行工业利用的价值;影响铀矿床工业评价的因素很多,有矿石品位、矿床储量、矿石技术加工性能、矿床开采条件,有用元素综合利用的可能性和交通运输条件等;其中矿石品位和矿床储量是评价铀矿床的两个主要指标;铀矿普查勘探工作的程序,包括区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等相互衔接的阶段;同时还伴随-系列的基础地质工作,如地形测量、地质填图、原始资料编录、岩石矿物鉴定、样品的化学和物理分析、矿石工艺试验等;58铀矿开采铀矿开采是生产铀的第一步;它的任务是把工业品位的铀矿厂从地下矿床中开采出来,或将铀经化学溶浸,生产出液体铀化合物;铀矿的开采与其它金属矿的开采基本相同,但是由于铀矿有放射性,能放出放射性气体氡气,品位较低,矿体分散单个矿体的体积小和形态复杂,所以铀矿开采又有一些特殊的地方;铀矿开采方法主要有露天开采、地下开采和原地浸出采铀三种方法; 露天开采是按一定程序先剥离表土和覆盖岩石,使矿石出露,然后进行采矿,这种方法一般用于埋藏较浅的矿体;地下开采是通过掘进联系地表与矿体的一系列井巷,从矿体中采出矿石,地下开采的工艺过程比较复杂;一般在矿床离地表较深的条件下采用这种方法;原地浸出采铀是通过地表钻孔将化学反应剂注入矿带,通过化学反应选择性地溶解矿石中的有用成分--铀,并将浸出液提取出地表,而不使矿石绕围岩产生位移;这种采铀方法与常规采矿相比,生产成本低,劳动强度小,但其应用有一定的局限性,只适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床59．铀提取工艺铀提取工艺的基本任务是将开采出来的矿厂加工富集成含铀是较高的中间产品,通常称为铀化学浓缩物,经过进一步强化,加工成铀氧化物作为下一步工序的原料;常规的铀提取工艺一段包括,矿石品位、磨矿、矿石浸出,母液分离、溶液纯化、沉淀等工序;矿厂开采出来后,经过破碎磨细,使铀矿物充分暴露,以便于浸出,然后在一定的工艺条件下,借助一些化学试剂即浸出剂与其它手段将矿厂中有价值的组分选择性地溶解出来;有两种浸出方法,即酸法和碱法;浸出液中,不仅铀含量低,而且杂质种类多,含量高,必须将这些杂质去除才能达到核电要求;这一步溶液纯化过程,有两种方法可供选择,离子交换法又称吸附法和溶剂萃取法;沉淀出铀化学浓缩物的工艺过程是水冶生产的最后一道工序;沉淀物经洗涤、压滤、干燥后即得到水冶产品铀化学浓缩物,又称黄饼;60．浓缩铀生产技术以同位素分离为目的,提高铀-235浓度的处理即为浓缩;通过浓缩获得满足某些反应堆所要求的铀-235丰度的铀燃料;现代工业上采用的浓缩方法是气体扩散法和离心分离法;浓缩处理是以六氟化铀形式进行的;此外,还有激光法、喷嘴法、电磁分离法、化学分离法等;对铀同位素进行分离,使铀-235富集;分离后余下的尾料,即含铀-235约％的贫化铀可作为贫铀弹的材料等61.反应堆用的燃料元件经过提纯或同位素分离后的铀,还不能直接用作核燃料,还要经过化学,物理、机械加工等复杂而又严格的过程,制成形状和品质各异的元件,才能供各种反应堆作为燃料来使用;这是保证反应堆安全运行的一个关键环节;按组分特征,可分为金属型、陶瓷型和弥散型三种；按几何形状分,有柱状、棒状、环状、板状、条状、球状、棱柱状元件；按反应堆分,有试验堆元件,生产堆元件,动力堆元件包括核电站用的核燃料组件;核燃料元件种类繁多,一般都由芯体和包壳组成;核燃料元件在核反应堆中的工作状况十分恶劣,长期处于强辐射、高温、高流速甚至高压的环境中,因此,芯体要有优良的综合性能;对包壳材料还要求有较小的热中子吸收截面快堆除外,在使用寿期内,不能破损;因此,核燃料元件制造是一种高科技含量的技术;62．乏燃料的后处理辐照过的燃料元件从堆内卸出时,无论是否达到设计的燃耗深度,总是含有一定量裂变燃料包括未分裂和新生的;回收这些宝贵的裂变燃料铀-235,铀- 233和钚以便再制造成新的燃料元件或用做核武器装料,是后处理的主要目的;此外,所产生的超铀元素以及可用作射线源的某些放射性裂变产物如铯- 137,锶-90等的提取,也有很大的科学和经济价值;乏燃料后处理具有放射性强,毒性大,有发生临界事故的危险等特点,因而必须采取严格的安全防护措施;后处理工艺可分下列几个步骤：1冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体,脱除元件包壳,溶解燃料芯块等;2化学分离：即净化与去污过程,将裂变产物从Ｕ-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来;3通过化学转化还原出铀和钚;4通过净化分别制成金属铀或二氧化铀及钚或二氧化钚;放射性废物处理与处置在核工业生产和核科学研究过程中,会产生一些具有不同程度放射性的固态、液态和气态的废物,简称为“三废”;在放射性废物中,放射性物质的含量很低,但带来的危害较大;由于放射性不受外界条件如物理、化学、生物方法的影响,在放射性废物处理过程中,除了靠放射性物质的衰变使其放射性衰减外,无非是将放射性物质从废物中分离出来,使浓集放射性物质的废物体积尽量减小,并改变其存在的状态,以达安全处置的目的;对“三废”区别不同情况,采取多级净化、去污、压缩减容、焚烧、固化等措施处理、处置;这个过程称为“三废”处理与处置;例如,对放射性废液,根据其放射性水平区分为低、中、高放废液,可采用净化处理、水泥固化或沥青固化、玻璃固化;固化后存放到专用处置场或放入深地层处置库内处置,使其与生物圈隔离。
核与辐射安全
第一章1.核与辐射安全定义在核技术的研究、开发和应用的各个阶段，在核设施设计、建造、运行和退役的各个阶段，为使核技术应用过程中或核设施运行和退役过程中产生的辐射对从业人员、公众和环境的不利影响降低到可接受的水平，从而取得公众的信赖，所采取的全部理论、原则和全部技术措施及管理措施的总称。
2.核安全与辐射安全着重点及其关系核安全的着重点在于维持核设施的正常运行，预防事故发生和在事故下减轻其后果，从而保护从业人员、公众和环境不至于受到辐射带来的伤害辐射安全的着重点在于通过辐射水平的监测、辐射效应的评价、辐射防护措施和事故应急与干预，实现辐射防护最优化并使辐射剂量不超过规定限值。
3.广义核安全：放射性废物安全、核安全、放射性物质运输安全、辐射安全第二章1.放射性衰变规律N=N At放射源中的原子核数目巨大，放射性原子核是全同的。
放射性衰变是一个统计过程。
2.放射性活度某种放射性核素的放射性活度为A,是单位时间内该放射性核素发生自发核衰变的次数。
也遵循上面的衰变规律3.带电粒子与物质的相互作用①电离与激发作用②散射作用③吸收④轫致辐射4.光子与物质的相互作用(特点和主要过程)特点：①X(Y)光子不能直接引起物质原子电离或激发，而是首先把能量传递给电子粒子；②X(Y)光子与物质的一次相互作用可能损失其能量的全部或很大部分，而带电粒子则时通过许多次相互作用逐渐损失其能量；③X(Y)光子入射到物体上时，其强度随穿透的物质厚度近似呈指数衰减，而带电粒子有其确定的射程，在射程之外观察不到带电粒子。
过程：①光电效应②康普顿效应③电子对效应5.中子与物质的相互作用①弹性碰撞②非弹性碰撞③吸收6.根据射线与物质的相互作用选择屏蔽材料7.辐射量及单位吸收剂量：受照物质发生的辐射效应，与它们吸收的辐射能量有关。
可以用授予某一体积内物质的辐射能量除以该体积内物质的质量，得到一个量用于衡量，这就是吸收剂量。
吸收剂量适用于任何类型的辐射和受照物质。
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。
燃料管理
核反应堆燃料管理就是对整个核燃料提出安全经济的管理策略，具体包括：堆前燃料管理（指核燃料的勘测和制造）堆内燃料管理（指反应堆运行期间的管理）堆后燃料管理（指对燃烧后的乏燃料的处理管理）转换比：反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数增殖比：如果CR＞1，反应堆内产生的易裂变元素比消耗掉的还要多，除了维护反应堆本身的需要外，还可以增殖出一些易裂变材料供给其他新反应堆使用，这一过程成为增殖，这时的转换比成为增殖比核燃料循环形式：一次性通过循环（核燃料经过反应堆燃烧后直接作为核废料处理，不再进行回收使用的燃料循环）回收铀循环（轻水反应堆中卸下来的燃料送后处理厂处理，从中提取Pu-239，同时把8%的U235重新加以富集制成新的燃料元件）燃料增殖循环燃料联合循环(把一个反应堆的乏燃料用作另一个反应堆的燃料循环)燃耗深度：装入堆芯的单位质量燃料所产生的总能量的一种量度，也是燃料贫化的一种度量循环长度：一次装料后，反应堆满功率运行的时间循环系列：初始循环过渡循环平衡循环扰动循环初始循环：反应堆首次启动运行的第一个循环，堆芯全部由新燃料组成过渡循环：从第二循环开始一直到初始循环堆芯内的燃料组件全部被全部卸出堆芯为止的运行循环平衡循环：每个循环的性能参数（循环长度新料富集度一批换料量平均卸料燃耗深度）都保持相同，进入到平衡状态扰动循环：-燃料管理的主要内容：1.换料批数n,换料批量N 2.循环长度T 3.新燃料富集度 4.循环功率水平P 5.燃料组件在堆芯的装载方案A 6.控制毒物在堆芯的布置的控制方案P多循环燃料管理：对上述1-4进行变量决策时，相对来说受空间分布影响较小，燃料组件在堆芯的空间影响仅以批的特性加以简单考虑，所谓“点堆”模型，把这部分燃料管理成为多循环燃料管理两种常见的压水堆单循环换料方案优缺点：Out-In装载方案：新料在堆芯外区，堆芯内部为燃烧了一两个循环的燃料组件分散交替排列。
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
《乏燃料后处理产业的市场前景和发展路径》
一、乏燃料后处理产业的发展现状目前，全球核能产业正在迅速发展。
随着核能发电的增多，核电厂产生的乏燃料也在不断增加。
乏燃料的后处理工作由于其特殊性和复杂性，成为了核能产业中不可或缺的一环。
然而，乏燃料后处理产业在国内仍然处于起步阶段，与国际先进水平还存在一定差距。
二、乏燃料后处理产业的市场前景1. 国内核能发展速度加快随着我国经济的持续快速增长，对能源的需求不断增加，核能作为清洁能源受到了国家的极大重视。
我国核电装机容量持续增长，乏燃料的处理需求也在不断增加。
2. 国际环境的变化随着全球环境保护意识的增强，对清洁能源的需求也在不断增加。
国际上对乏燃料的处理和管理提出了更高的要求，这为乏燃料后处理产业的发展提供了机遇。
3. 国内政策的支持为了提高能源利用效率，我国一直在大力推进乏燃料后处理产业的发展。
政府出台了一系列支持政策，包括财政支持、税收优惠等，这为乏燃料后处理产业的发展提供了良好的政策环境。
三、乏燃料后处理产业的发展路径1. 技术创新技术是乏燃料后处理产业发展的重要动力。
在提高乏燃料后处理效率、降低成本、提高安全性等方面需要不断进行技术创新。
2. 国际合作乏燃料后处理是一个复杂的工程，需要各方面的专业知识和技术。
在这方面，国际合作是非常重要的，可以借鉴国际先进经验，提高我国乏燃料后处理产业的发展水平。
3. 建立完善的产业链乏燃料后处理产业是一个系统工程，需要建立起完整的产业链，包括乏燃料运输、储存、后处理、再利用等一系列环节。
只有构建完善的产业链，才能实现乏燃料后处理产业的可持续发展。
四、结语乏燃料后处理产业是核能产业中不可或缺的重要环节，其发展对于我国能源安全和清洁能源发展都具有重要意义。
在政策的支持下，乏燃料后处理产业有望迎来新的发展机遇，我们有信心和能力将乏燃料后处理产业发展成为国际先进水平的新亮点。
五、突破技术瓶颈，提高后处理效率乏燃料后处理的关键技术包括乏燃料的储存、运输和后处理过程中的辐射防护等。
201133(4)我国乏燃料后处理大厂建设的几点思考
处理能力为+ 实现我 ) ) :商用乏燃料后处理大厂 & 国核能利用的可持续发展 ( 作者根据多 年 收 集 的 资 料 & 分析国际乏燃料 后处 理 设 计 思 路 ' 工 艺 流 程' 相 关 关 键 技 术' 建造
表 *! 几个主要核国家轻水堆乏燃料后处理厂 B 0 R % 3*!T 3 / :/ 2 % 3 0 . 1 3 %S % 0 / : 9$ 1 : 7 38 0 6 /2 $ / : . 6 3 9 S
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工业规模的乏燃料后处理已有七十多年的历 史& 在这段时间内 & 有* 建成 @ 个国家从事后处理 & 在 了包 括 中 间 试 验 厂 在 内 的 后 处 理 厂 有 ! ( 个! 计划建造的后 处 理 厂 有 * 处理对 ( ) ) ) 年前 & ! 个& 象有天然铀 ' 低浓铀 ' 高浓铀和铀钚混合氧化物燃 料& 表 * 列出了世 界 上 几 个 主 要 核 国 家 已 建 和 计
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** ( 法国 ' 英国 ' 俄 罗 斯' 印度和日本等国采取 式)
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。
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一次通过循环
• 铀的利用率<0.7% • 填埋： • 空间：1吨核废料=2立方米 • 污染：放热，融化，地下水
铀资源
• 常规铀资源： • 已知铀资源：470万吨 • 推测铀资源：1000万吨 • 非常规铀资源： • 磷矿：2200万吨 • 海水：40亿吨
后三种核素是最麻烦的．因为在环境条件下，其都以可溶的形式存在。
核燃料循环
乏燃料后处理的意义
• 资源的充分利用： • 乏燃料中资源丰富 • 循环增加利用率，增加使用年份
乏燃料后处理的意义
• • • • 减轻环境保护负担： 乏燃料体积大幅减小 放射性水平大幅减弱 没有固化后融化的隐患
乏燃料处理方法
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。
铀资源问题
常规铀资源只能支持几十年
水法过程
• 冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元 件包壳，溶解燃料芯块等。 • 化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从U-Pu 中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别 以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。 • 通过化学转化还原出铀和钚。
• 通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚
PYROX流程
• 乏燃料中超过98%的U 被还原成金属U，而 Cs，Sr 和Ba 进入熔盐，TRU、稀土和贵金属 仍留在阴极吊篮中，大部分稀土和Zr 仍然 以氧化物的形式存在。
处理LWR 氧化物乏燃料的PYROX 流程示意图
电还原处理氧化物燃料
氧化物燃料电还原处理的原理示意图
氟化挥发法
Hale Waihona Puke DDP流程的改进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。
核燃料循环与乏燃料后处理、 分离与嬗变（P/T）思想
核燃料循环
• • • • • 必要性： 1、补充裂变物质 2、过分的腐蚀与辐射损伤 3、回收转化得到的裂变物质 4、从回收物质中去除吸取中子的裂变产物
乏燃料
裂变元素锶90、 铯137、锝99 未烧完的和新生 成的易裂变材料 钚239、铀235或 铀233
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。
熔盐金属萃取法
利用U 和裂变产物在熔融氯 化盐和液态金属Bi 体系中的 分配比差异来实现分离。
熔盐电精制
电解精致过程图
JAEA提出的DDP改进流程的物料计算
FLUOREX流程
• 氟化挥发法与水法后处理流程相结合
FLUOREX流程处理氧化物燃料
干法缺点
高温 强腐蚀（特别 是氟化物体系）
对于强放射性环境下的 操作设备的要求太高。
• 分离效率较低 • 批式操作，限制了流程的处理量 • 对挥发产物的管理有困难
谢谢！
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