关于核燃料循环之乏燃料后处理的报告
核燃料循环任务完成报告
核燃料循环任务完成报告尊敬的各位业内精英人士：首先，我想向大家汇报一项重要任务的完成情况。
经过我们团队的不懈努力，核燃料循环任务已圆满完成。
在这篇报告中，我将向大家全面展示我们的成果，以及对未来的展望。
一、任务完成情况：在过去的几年时间里，我们团队致力于推动核燃料循环技术的发展与应用，以实现资源的充分利用和核能的可持续发展。
在这项任务中，我们取得了以下重要成果：1. 研发了高效的核燃料循环技术：我们针对传统核燃料循环中存在的问题，进行了深入研究和创新。
通过优化核燃料循环流程，提高了燃料利用率，降低了核废料的产生量，并大幅度延长了核燃料在堆芯中的寿命。
2. 建立了完善的核燃料循环体系：为了使核燃料循环技术能够得到广泛应用，我们在政策、法律等方面进行了全面规划和制定。
通过与相关部门合作，我们成功地建立了一套完整的核燃料循环体系，包括燃料生产、使用、后处理和安全等方面的管理措施。
3. 提高了核燃料循环技术的安全性：核能是一项高风险的能源，因此我们在核燃料循环技术的研发过程中，始终将安全放在首位。
我们积极探索和引进先进的核安全技术，加强了核材料的管理和监测，确保了核燃料循环过程的安全可靠。
二、未来展望：虽然我们已经取得了一系列重要成果，但是核燃料循环技术的发展之路依然充满挑战。
在未来的工作中，我们将继续努力，推动核燃料循环技术的进一步发展，包括以下几个方面：1. 加强核燃料循环技术的国际合作：核燃料循环技术是一个全球性的问题，需要各国共同努力。
我们将积极与国际组织和其他国家进行合作，共享经验，加强技术交流，共同推动核燃料循环技术的发展。
2. 深入研究核燃料循环技术的关键问题：核燃料循环技术仍然存在一些尚未解决的关键问题，如燃料再加工过程中的高放射性废料处理等。
我们将加大对这些问题的研究和投入，寻找解决方案，推动技术的突破。
3. 推动核燃料循环技术的产业化进程：核燃料循环技术的产业化是实现其应用价值的关键。
乏燃料后处理
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 •。
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。
核燃料后处理
随着核能和平利用的发展，世界上陆续建造了各 种用途的反应堆，如核电站动力用堆、研究试验 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。
（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。
☞ 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。
☞ 核弹头的主要装料是239Pu 与235U的生产相比较，用天然铀作原料，在反应堆内将238U
转换为239Pu，然后通过后处理提取军用钚是发展核武器 的更加经济而有效的途径。另一方面，核弹性能上，钚 弹的临界质量要比铀弹要小，同样威力的原子弹用钚量 只有用铀量的1/3-1/4左右。 谁掌握了后处理技术，谁就有可能制造更经济的核武器。
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。
我国乏燃料后处理经济性研究
我国乏燃料后处理经济性研究赵弥 彭海成 董博(国家国防科技工业局核技术支持中心 北京 100071)摘要：随着我国核能产业快速发展，天然铀需求和所产生乏燃料的数量也逐年增加，后处理产业的经济性必然会再次成为发展闭式核燃料循环产业需要解决的问题之一。
该文参考经合组织核能署相关研究，开展乏燃料后处理经济性分析，对“一次通过”和后处理两种核燃料循环方式的成本进行测算。
结果显示，现阶段后处理方案比“一次通过”更加经济，并且随着天然铀价格的持续上涨与后处理、MOX燃料制造技术成熟所带来的价格下降，其经济性将在未来愈发凸显。
关键词：核燃料循环 乏燃料 后处理 经济性中图分类号：F426.61;F426.23文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2023)12-0252-05 Research on the Economy of Irradiated Fuel Reprocessing in ChinaZHAO Mi PENG Haicheng DONG Bo(Nuclear Technology Support Center of SASTIND, Beijing, 100071 China)Abstract: With the rapid development of China's nuclear energy industry, the demand for natural uranium and the amount of produced spent fuel are also increasing year by year, and the economy of the reprocessing industry will inevi‐tably become one of the questions that need to be answered in the development of the closed nuclear fuel cycle industry again. This study refers to relevant research from the OECD Nuclear Energy Agency, analyzes the economy of spent fuel reprocessing, and calculates the costs of two nuclear fuel cycle methods of "once-through" and reprocessing. The results show that the reprocessing scheme is more economical than "once-through" at this stage, and its economy will become increasingly prominent in the future with the continuous rise of the price of natural uranium and the decrease of the price caused by the maturity of reprocessing and MOX fuel manufacturing technology.Key Words: Nuclear fuel cycle; Spent fuel; Reprocessing; Economy近年来，随着世界各国积极推进“碳达峰、碳中和”，以及更安全的核电机组投运，核能产业开始逐渐复苏。
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。
核燃料后处理解析
5.1 概述
5.1.1核燃料（乏燃料）后处理
核燃料后处理目的：从乏燃料中除去裂变产物，并回收未 耗尽的和新生成的核燃料。
核燃料在反应堆中燃烧，不是一次烧尽的，为维持反应堆 的正常运行，堆中要留有最低数量的核燃料；积累的裂变产 物也会吸收中子而影响反应堆的正常运行。核燃料在反应堆 中燃烧一段时间后应从反应堆中卸出，卸出的核燃料经过后 处理才有可能重新利用其中有用之物。对核燃料循环来说， 核燃料后处理是一个不可缺少的环节。
因此，为了维持反应堆的正常运行，卸出的乏燃料必需 留有最低数量的易裂变核素，不能“烧尽”。
乏燃料并不是烧尽的废燃料，乏燃料中含有许 多有价值的物质： ☞ 一定量的未裂变和新生成的易裂变核素，如U235、Pu-239、U-233。 ☞ 大量的未用完的可转换核素，U-238、Th-232以 及在辐照过程中产生的超铀元素, 如Np-237、Am241、Cm-242等. ☞ 核裂变产生的有用的裂片元素，Sr-90、Cs-137、 Tc-99等. 上述核素可以通过乏燃料后处理和相应的分离流 程予以回收和纯化。
5.1.2 核燃料后处理在核工业中的重要性
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
核废料处理分析报告
核废料处理分析报告1. 引言核能在现代社会中被广泛应用，但核能的使用也会产生大量的核废料。
核废料数量的增加给环境和人类健康带来了巨大的风险，因此需要进行有效的核废料处理。
本报告旨在分析核废料处理的不同方法，评估其优劣，并提出适合特定情况下的处理方案。
2. 核废料处理方法核废料处理方法可以分为以下几种：2.1. 隔离贮存法隔离贮存法是将核废料封存在长时间不受干扰的地下设施中。
这种方法可以有效地防止核废料对环境和人类健康造成伤害。
然而，隔离贮存法需要寻找合适的地下设施，并且需要长时间的监管和维护。
此外，如果地下设施发生泄漏或地震等自然灾害，也会对环境造成极大的破坏。
因此，在选择隔离贮存法时需要充分考虑地质条件和设施的可靠性。
2.2. 高温熔融法高温熔融法是将核废料与玻璃或陶瓷材料一起熔融，形成固体块。
这种方法可以将核废料的体积大大减小，同时也能够防止核废料与环境接触。
然而，高温熔融法需要高温设备和能源，成本较高。
此外，熔融过程中产生的气体和残留物也需要进行进一步处理。
因此，在实施高温熔融法时需要综合考虑处理成本和环境影响。
2.3. 转化再利用法转化再利用法是将核废料转化为可再利用的材料。
例如，将废旧核燃料中的铀和钚提取出来用于再次使用。
这种方法可以最大程度地利用核废料中的资源，减少核废料的产生。
然而，转化再利用法需要复杂的技术和设备，并且涉及到核材料的安全和非扩散问题。
因此，在实施转化再利用法时需要充分考虑技术可行性和安全保障。
3. 核废料处理方案选择在选择核废料处理方案时，需要综合考虑以下几个因素：•处理效率：不同处理方法的处理效率不同，需要选择能够在合理的时间内处理大量核废料的方法。
•处理成本：不同处理方法的成本也不同，需要选择经济上可行的方法。
•环境影响：不同处理方法对环境的影响也不同，需要选择对环境影响较小的方法。
综合考虑以上因素，对于规模较小、核废料数量较少的情况，隔离贮存法是比较合适的选择。
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。
核燃料循环行业现状分析报告及未来五至十年发展趋势
核燃料循环行业现状分析报告及未来五至十年发展趋势近年来，核燃料循环行业在全球范围内受到了广泛的关注。
核能作为一种清洁、高效的能源形式，被认为是解决能源问题和实现可持续发展的重要途径。
核燃料循环作为核能发展的重要组成部分，具有资源高效利用、辐射废物管理和军民融合等方面的优势。
在这篇文章中，我们将对核燃料循环行业的现状进行分析，并展望未来五至十年的发展趋势。
一、核燃料循环行业现状分析1. 发展背景和态势核燃料循环作为核能发电的后续环节，具有回收再利用核燃料、减少核废料、提高核安全等重要优势。
当前，全球核燃料循环行业发展态势良好。
日本、法国、美国等国家在核燃料循环技术方面取得了显著进展，建立了完备的核燃料循环体系。
同时，中国也将核燃料循环列为国家战略，加大了对核燃料循环技术的研发和应用力度。
2. 技术进展和创新核燃料循环行业在技术方面取得了长足进展。
核燃料再处理、核燃料制备和核燃料储存等关键技术得到了不断完善。
在核燃料再处理领域，国内外企业积极推进核燃料再处理工厂的建设，提高核燃料的再循环利用率。
同时，核燃料制备领域的技术也取得了显著突破，新型核燃料的开发应用逐渐成为行业的新热点。
3. 国际合作与交流在核燃料循环行业的发展中，国际合作与交流起到了重要的推动作用。
各国在核燃料技术、政策法规、安全管理等方面进行广泛合作和交流，加强了核燃料循环行业的国际合作。
例如，中国与法国、俄罗斯等国就核燃料再处理、核燃料制备等方面进行了深入合作，推动了核燃料循环技术的发展。
4. 产业规模和市场前景核燃料循环行业的产业规模不断扩大，市场前景广阔。
目前，核燃料循环行业已经形成了完整的产业链条，包括核燃料再处理、核燃料制备、核燃料储存等多个环节。
全球核能装机容量的增加和核燃料循环技术的发展，将进一步推动核燃料循环行业的发展，市场潜力巨大。
二、未来五至十年发展趋势展望1. 技术创新和突破未来五至十年，核燃料循环行业将继续加强技术创新和突破。
乏燃料的后处理2
表15-3 乏燃料中需要清除的重要同位素
• 3H 12.3a； 85Kr 10.7a；91Y 58d； 95Zr 65d； • 95Nb 35d； 103Ru 39.5d；141Ce 32d； • 144Ce 285d； 137Cs 30a； 143Nd 稳定； • 钷147Pm 2.6a；149Sm 稳定； 151Sm 100a； • 155Eu 1.8a ；155Gd 稳定。 • 短时间“冷却”后还有下列同位素 • 143Pr、 131I、 133Xe 、135Xe、 140Ba
中国原子能科学研究院 我国核能发展概况
中央领导批示后5年来的重大标志性进展：
● 我国核电进入快速发展期 ● 核燃料后处理事业受到前所未有的重视 后处理大厂建设项目启动（总投资千亿元以上） 后处理技术研发正在列入国家重大专项（申报70亿元） ● 核科技研究投入力度明显加大 核科研经费大幅增加 核科研基地建设得到加强（原子能院“十一五”13亿元） ● 大学恢复或新设核专业教育
乏燃料的后处理要求
• 为了减少宝贵的易裂变物质的损失，防止 铀、钚进入废液流造成环境危害和避免易 裂变物质积累达到临界状态的危险，后处 理一般要求铀回收率大于99.8%（可能达到 99.97%），钚回收率大于99.5%（可能达 到99.9%）。后处理厂还应负责实施铀、钚 物料衡算。
反应堆乏燃料元件的基本特性
• 由于静电斥力，两块碎片将向相反方向飞开。同 时，过程中还发出几个中子和一些γ射线。裂变反 应的普遍式：
235 92
U n F1 F 2 n 能量
1 0 A1 Z1 A2 Z2 1 0
• Z1+Z2=92;A1+A2+ γ=235+1=236. • 铀-235核吸收中子后并不是每次都发生裂变的， 通常用α表示其辐射俘获截面（概率）与裂变截面 （概率）之比： • α=δ γ/δf
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
《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。
我国乏燃料干法后处理技术研究
我国乏燃料干法后处理技术研究摘要：乏燃料干法具有较强适应性，其面对的处理对象也更为广泛，属于是乏燃料分离当中的热点研究对象，最近几年国家开展了氧化物乏燃料、熔岩对燃料循环理论、工艺方面的研究，文中着手于我国核燃料干法后处理技术的研究现状，探析干法后处理措施，希望能够为相关工作者的深入研究停工一些帮助。
关键词：乏燃料；干法后处理；技术；挥发；措施；当前，国外在熔盐电化学分离技术的基础之上分别构建了经过工程规模热验证干法后处理的流程，其减少了临界的安全风险，设备更为紧凑，而干法后处理设施的规模比较小，其能够和反应堆达成同厂址建设。
同时，干法或处理技术所产生的废物量并不多，主要是固体形式，此种技术批示操作的处理量较小，设备材料的可靠性需要持续提升，因此其并未实际应用到工业化生产中。
最近几年国家整合分析了熔岩电解分离与氟化挥发分离技术的干法后处理现状与进展，针对国家现代化燃料循环体系构建提出一些实施建议。
一、核燃料干法后处理技术的研究现状（一）熔盐电解精炼分离1.熔盐体系的性质与配位架构熔盐体系的选择、组配比优化会被熔盐体系本身的熔点、黏度、蒸气压、表面张力以及密度等诸多任关键性热物参数所影响，其可应用在专用的碱金属、碱土金属氯化物熔盐热物性能测试设备中，实验当中获得了干法后处理技术，熔盐体系热物性数据给熔盐体系的选择与优化奠定了坚实基础。
通过熔盐热物性参数与技术工艺流程的表现来明确适用的具体工况。
为了能够对高温状态下熔盐体系当中微观的锕镧系元素以及整个电极反应的过程，相关工作者基于紫外光谱、高温拉曼光谱、X射线吸收光谱等诸多原位光谱的测量技术，整合熔盐电化学的测量技术进行高温熔盐体系当中锕镧系元素配位化学研究，其中设计元素氧化态、熔盐配位架构、电子结构以及诸多化学种态转换等。
熔盐当中的铀离子属于是六配位的八面体结构，温度并不会对铀离子的配位结构产生显著影响[1]。
2.专用参比电极和内腐蚀坩埚材料在对熔盐电化学进行实际研究的时候，参比电机具备稳定性与可靠性，其能够对熔盐诸多元素的电极反应机理、氧化还原电位进行精准测定。
关于加快发展核电站乏燃料后处理的建议
ENERGY OF CHINA44收稿日期： 2018-12-20作者简介：张琦（1985-），男，山东人，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。
第41卷 第1期 2019年1月45加了相关投入，后处理领域取得了一系列的成果。
2010年12月，由我国自主设计与建造的动力堆乏燃料中间试验厂热调成功，标志着我国初步掌握了动力堆乏燃料后处理核心技术。
2015年9月，中国原子能科学研究院核燃料后处理放化综合实验设施首次热实验顺利完成，成功获得铀钚产品，为我国后处理科技水平提升提供了重要保障。
此外，近期乏燃料后处理科研专项规划获正式批复，其承担了我国自行研究设计大型乏燃料后处理厂的科研任务；后处理工业示范项目也已开工建设。
上述成果展现了我国后处理领域的技术实力，也彰显了国家发展后处理的决心。
但不可否认的是，目前我国后处理能力建设与国际先进水平还有显著差距，还未形成商业规模的后处理能力，也还不具备自主建造大型商用后处理厂的实力。
1.3 核能强国的后处理情况当今世界上核电规模较大的国家，如法国、日本、俄罗斯、印度、英国等，均是积极发展乏燃料后处理的国家。
美国虽然由于坚持核不扩散等原因停止了商业后处理活动并限制某些国家发展后处理技术，但是美国仍然保持很高的后处理技术研究水平和发展能力以及随时实现工业化的实力，目前只是采取乏燃料暂存的“观望”态度。
表1为世界主要国家后处理设施一览表。
表1世界主要国家后处理设施2 发展乏燃料后处理的必要性2.1 是保证战略核威慑力量长期安全的需要乏燃料后处理技术是典型的军民两用、寓军于民技术，与铀浓缩和重水生产技术一样，是核不扩散三大敏感技术之一，是国际核保障监督和禁产核查的主要内容，也是核大国地位的体现。
虽然我国签署了《不扩散核武器条约》和《全面禁止核试验条约》，但国家核威慑力量的保持和建设不能松懈。
若将后处理得到的钚做成MOX 快堆燃料，则可以通过快堆增殖生产高品质的军用钚。
乏燃料处理方法
乏燃料处理方法乏燃料是指在核反应堆中已经燃尽的核燃料。
处理乏燃料是核能发展和利用的重要环节之一，对于核能的可持续发展具有重要意义。
本文将介绍乏燃料处理的方法和技术。
一、乏燃料处理的必要性乏燃料中包含了大量的放射性核素，其中包括长寿命的放射性核素和高放射性核素。
如果不加以妥善处理，乏燃料会对人类和环境造成巨大的危害。
因此，乏燃料处理是必要的，可以将其中的放射性核素进行回收和转化，减少其对环境的影响。
二、乏燃料处理的方法乏燃料处理的方法主要包括以下几种：1. 处理和储存乏燃料首先需要进行处理和储存。
处理的目的是将乏燃料进行初步的分离和分析，确定其中的放射性核素的种类和含量。
储存的目的是将乏燃料放置在合适的容器中，避免对环境和人体造成污染。
2. 高温氧化法高温氧化法是一种常用的乏燃料处理方法，可以将乏燃料中的放射性核素进行转化和分离。
该方法利用高温氧化反应将乏燃料中的有机物质氧化成气体，然后进行分离和回收。
这样可以减少乏燃料的体积和放射性核素的含量。
3. 超临界水氧化法超临界水氧化法是一种新兴的乏燃料处理方法，可以在高温高压条件下将乏燃料中的有机物质氧化成无机物质。
该方法具有高效、环保的特点，可以有效地降低乏燃料的放射性污染。
4. 熔盐处理法熔盐处理法是一种将乏燃料中的放射性核素溶解在熔盐中的方法。
通过溶解和分离，可以将乏燃料中的放射性核素进行回收和转化。
这种方法具有高效、经济的特点，可以有效地减少乏燃料的体积和放射性核素的含量。
三、乏燃料处理的挑战和前景乏燃料处理面临着一些挑战，包括技术和安全等方面。
乏燃料中的放射性核素具有高毒性和高放射性，处理过程需要高度的技术和安全保障。
同时，乏燃料处理还需要解决废物处理和储存等问题，以确保对环境和人体的安全。
乏燃料处理的前景是光明的。
随着核能的发展和利用，乏燃料处理技术也在不断创新和改进。
新型的乏燃料处理方法可以更加高效、环保地处理乏燃料，减少对环境的影响。
同时，乏燃料中的放射性核素也可以被回收和利用，提高核能的利用效率。
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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。
四、乏燃料后处理
1.乏燃料后处理的定义
乏元件从堆内卸出后，从“燃烧过”的乏燃料和辐照过的转换材料中，提取未耗尽的和新生的易裂变核素，并从裂变产物
中提取有用的同位素。
2.乏燃料后处理的目的
1t乏燃料中回收的铀和钚相当于22000t石油，提取和纯化新生成的易裂变核素（239P/233U），回收和纯化没有用完的易
裂变核素（235U/239Pu）和尚未转换的可转换的材料238U。
提
取有用的裂变产物（90Sr,137Cr等）和超铀元素（237Np，241Am）处理放射性废物，使其适合于长期安全储存，转变成公众可接
受的易于安全处置的形式。
3.乏燃料后处理的工艺流程
(1)湿法：磷酸铋流程、Redox流程、Trigly流程、Butex流
程、Purex流程、Thorex流程。
(2)干法：高温冶金流程、高温化学流程、氟化物挥发流程。
五、我国乏燃料后处理的现状
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404中试工程热调试取得成功，这就是我国乏燃料后处理的现状。
这意味着我国核技术取得重大突破，核燃料效率猛增60倍，中国铀资源够用3000年。
但是，中国的乏燃料后处理技术还处于落后阶段，不要说跟技术先进的法国和英国比，我们比邻国印度还要落后二十年。
目前，中国的核燃料循环前段(包括铀矿勘探、采冶、提纯、铀转化、铀浓缩、燃料制造)已经形成工业能力，当然其规模尚
待扩大，技术水平尚待进一步提高，以满足国内核电快速发展的需要；我国核燃料循环后段尚未形成工业能力，我们没有压水堆乏燃料后处理厂，也还没掌握MOX燃料制造技术和工厂，快堆乏燃料后处理研究尚未正式开始。
404中试厂的技术还不是很先进，一些关键的设备包括剪切机、溶解器，后处理钚尾端的关键设备，一些远距离维修技术，自控技术等都还比较落后。
但是我们毕竟自己搞出来了，具有了改进和发展的基础。
六、我国乏燃料后处理的发展趋势
1．技术引进
在自主研发的同时，中国和法国也一直就后处理大厂的技术引进和合作进行谈判。
在2008年的中国国际核工业展上，法国原子能委员会主席阿兰·毕加披露了中法合作细节：中法在合作建设一座价值150亿欧元的乏燃料后处理和循环再利用工厂问题上已经成立了联合工作组，总体进程顺利。
尚未解决的问题只有两个：一是选择哪种最佳技术方案；二是国际保障、监督的实施方式。
实际上，最大的障碍是引进的代价。
其实，真实的价格与阿兰·毕加透露的150亿欧元也有差距，为200亿欧元，而后处理大厂的年处理能力为800吨。
相比之下，法国
为美国曾经考虑(奥巴马上台后，美国停止了后处理厂建设计划)开建的年处理能力为2500吨的后处理厂开出的价码仅为120亿美元，如果包括一个MOX厂，则为160亿美元。
从800吨到2500吨，成本约增加50%，算起来法国给中美之间的价格也相差两倍。
造成这种差价的原因是美国在后处理方面有深厚的技术基础。
美国是最早建成军用和商用后处理厂的国家，在上世纪70年代初建成了处理能力为1500吨/年的商用后处理厂。
基于卡特政府的不扩散核能政策，美国于1977年决定采用“一次通过”循环方式，故该后处理厂建成后未投入运行。
然而，美国的商用后处理厂虽叫停，后处理技术的研发却并未停止。
这使得美国在谈判中掌握了较大的话语权。
在技术引进的谈判中我们要掌握话语权，就必须有一定的技术基础。
404中试厂的热调试成功为我们在谈判中加上了一枚筹码，等到未来中试厂正式运转起来，我们的议价能力会更强。
在乏燃料后处理方面，做好专项科研是实现“以我为主，中外合作”建设商业化后处理大厂的重要支撑，必须自主掌握建设后处理大厂核心技术。
因此，后处理重大专项也是中国核工业为自己打造的一枚谈判利器。
2.自主研发
在引进谈不拢的情况下，中核集团有了第二个方案，即自建一个年处理能力为200吨或400吨的厂。
用重大专项的科研成果肯定来不及了，所以中核很有可能是在404中试厂的技术基础上来做，适当放大几倍还是有可能的。
我国对于全盘引进并不赞同。
把全盘引进变成关键设备引进，成本就可以降低很多，因为引进关键设备的话时间可以加快，我们也能掌握主动权。
目前，在完成国家规定的50吨乏燃料处理任务后，中试厂将进行改扩建，形成年处理80吨的能力。
当然，这个过程还需要好几年。
随着中国核电产业的爆发式发展，乏燃料后处理的研究日益受到重视，并被列入了国家科技16个重大专项之一《大型先进压水堆和高温气冷堆核电站重大专项》中，并为后处理技术单列出了70多亿元的经费，以建成一个更先进的后处理厂。
以上便是我们对我国乏燃料后处理的综述，特此报告。