乏燃料的处理 刘平成
全球乏燃料后处理现状与分析
通常 ，压水 堆核 电站乏 燃 料 中 ｕ 为 ０．８％ ～ １．３％ ．比 天 然。 ｕ 的 含 量 ０．７１％ 还 要 高 一 些 ［２］。此外 。乏 燃 料 中还 含 有 新 生 的可 裂 变 物
质 Ｐｕ。通 过后处理过程 ，可 回收 到可用 的铀 和 钚 ，再制 成 二 氧 化 铀 （ｕｒａｎｉｕｍ ｄｉｏｘｉｄｅ，ＵＯ，） 或钚 铀氧化物混合 燃料 （ｍｉｘｅｄ ｏｘｉｄｅ ｆｕｅｌ ａｓｓｅｍ－ ｂｌ，ＭＯＸ）用 于热堆或快堆使 用 。据测算 ，仅铀 和钚返 回压 水 堆 中使 用一 项 。就 可 节 省 天 然 铀 ３０％左右 。
通讯作者 ：罗朝晖 ，Ｅ—ｍａｉｌ：１２９９５９６６８２＠ｑｑ．ｔｏｍ
１４
核 安 全
Ｖｏ１．１５，Ｎｏ．２
嬗变是指 分离下来 的长寿命 核裂 变产物 在 中子 的 路 线的 国家 ，有 中国 、法 国 、英 国 、俄罗 斯 、 日
辐 照下 ，形成低 原子量 、稳定 、短寿命 裂 变产 物 本和印度 。
高释热核素 （∞ｓｒ、” ｃｓ） 的 回收率 ，可显著提 高 加 ，预 计 到 ２０２０年 全 球 乏 燃 料 量 将 达 到 ４４．５
处 可 去 掉 长 寿 命 放 射 性 核 ２．２ 乏燃料 后处理
本 文对 国内外乏燃 料处理现 状进行 了调研 和 归类整理 ，分 析 了乏燃料后 处理 面临 的 问题 和挑 战 ，提 出了加 快实现我 国中长期 后处理 发展 目标 的建议
１ 乏燃料概述
乏燃料 （ｓｐｅｎｔｆｕｅ１），是 使 用 过 的 。一 般 由 核 电站 的核 反应 堆 产 生 的核燃 料 。在 反 应堆 内 ， 核燃料 经过 中子轰击 发生核 反应 ，经过 一段 时 间 把它从 堆 内卸 出 ，此 时 的燃料 含有 大量 没有 用完 的可增 殖 材 料瑚ｕ 或 １１１等 ．因燃 料 的铀 含 量 降低 ，无法继续维持核反应，所 以叫乏燃料＿】］。 乏燃料 中包 含有大量 的放射性 元素 ．因此 具有 放 射 陛 ，如果 不 加 以妥 善处 理 ，会 严 重影 响环 境 、
乏燃料的处理刘平成
再处理的基本目的
燃料再生：提取铀、钚（取决于反应堆类型，有时 还有钍） 去除放射性的、吸收中子的裂变产物。 把放射性的产物转化为能够长期安全存放的合适形 式，或提取有用的部分。
乏燃料处置
封装处置
深埋处置
北山一号
北山的地质条件非常优越，这里地处地壳运动稳定区，库址所在地有着 完整的花岗岩体，而花岗岩是对付辐射的最好的'防护服'。
国际原子能机构的专家们在北山进行考察之后称，北山是世界上最理想 的核废料库址之一。
核废料的用途
核燃料后处理厂产生的高放废料中含有大量的 裂变产物和超铀核素,包括30多种元素的300多种核 素。
其中锝和钷是自然界中基本不存在的元素，贵 金属铑、钯、钌和惰性气体氪、氙是自然界中的稀 缺物质。这些核素在各个领域中有着广泛的用途。
超铀元素的提取
•目前超铀核素主要从反应堆中子辐照后的核燃料或靶料 中提取和分离。常用的方法仍然是沉淀、萃取和离子交换 。 •除238Pu分离提取外，其它超铀核素的回收方法一般有 三步：
放射性同位素电池
238Pu
半衰期87.4年，比功率高0.56W/g
人造卫星电源
心脏起搏器电源
辐射源:
放射性核素用作辐射源已广泛应用在各个领域， 乏燃料中的镅241、锔242等可以代替钴60做辐射 源。
其 射线能量虽稍低于钴60，但成本较低且半
衰期长。
超铀核素的应用
241Am
（镅,Americium）
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。
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。
乏燃料干法后处理技术研究进展
第31卷 增刊 核 化 学 与 放 射 化 学 V ol. 31 Suppl. 2009年7月 Journal of Nuclear and Radiochemistry July 2009收稿日期：2009-03-02作者简介：刘学刚（1976—），男，北京人，博士，副研究员，核化工专业文章编号：0253-9950（2009）S0-0035-10乏燃料干法后处理技术研究进展刘学刚清华大学 核能与新能源技术研究院，北京 102201摘要：本文介绍了近年来各国的干法后处理研究计划，对干法后处理技术路线、流程特点和发展现状进行了综述。
关键词：乏燃料；干法后处理中图分类号：TL241.2 文献标志码：AResearch on Dry Reprocessing Technology ofSpent Nuclear FuelLIU Xue-gangInstitute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, Beijing 102201, ChinaAbstract ：In this paper, worldwide research projects of dry reprocessing technology are introduced. The technical routes of dry reprocessing, their features and current status are summarised.Key words ：spent nuclear fuel ；dry reprocessing目前世界核电总装机容量约为370 GWe ，占全球电力需求的16％。
每年，全世界核电卸出的乏燃料约为10 500 tHM ，截至2008年累计卸出的乏燃料总量已超过270 000 tHM 。
乏燃料的处理处置问题已成为影响核电可持续发展的关键问题。
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。
乏燃料溶解
乏燃料后处理—乏燃料溶解王小亮学号：1090230113 班级：09023011引言1.1乏燃料后处理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。
1.2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。
第一，后处理可以充分利用铀资源，保障核电可持续发展。
发展后处理工业是保证我国核电可持续发展的重要环节。
压水堆核电站乏燃料中铀-235 为0.8％～1.3％，比天然铀中的铀-235 的含量0.71％还高。
另外还有新生的可裂变物质钚-239。
通过后处理可从乏燃料中回收有用的铀和钚，再制成UO2 或MOX 燃料返回热堆或快堆使用，大大提高铀资源的利用率。
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今年东京都新知事选举中，首相安倍晋三调动各 种执政力量，全面封杀了“去核电”的舆论焦点，其 背后暗藏着保持核电、蓄势发展核武的重要内因。 安倍政权在本年度要通过修改宪法解释，实现允 许行使集体自卫权。同时继续增扩军费，强化岛屿夺 回的军事备战能力。
241Am、 242 241Am 、 242Am 和243Am的制取 Am和243Am的制取和应用
放射性同位素电池
238
Pu
半衰期87.4年，比功率高0.56W/g
人卫星电源
心脏起搏器电源
辐射源: 放射性核素用作辐射源已广泛应用在各个领域， 乏燃料中的镅241、锔242等可以代替钴60做辐射 源。 其 射线能量虽稍低于钴60，但成本较低且半 衰期长。
超铀核素的应用
241
Am
242
Cm
在化学工业中的用途： 废料中铑、钯等贵重的铂族金属在工业上有特殊重 要用途，主要是用作催化剂。
核武器：
238
Pu
可用来提纯武器级钚
242
Am
小型核反应堆应 用 小型氢弹引爆装 置
题外话： 作为无核武国家的日本，其实是目前世界上拥有 全部核产业链的国家。三菱重工、日立制作和东芝集团 是日本目前最大的三家核电企业，它们都能独立设计核 电机组，并拥有从核燃料到后处理的全套技术。 从1993年开始，至今已囤积了3000吨核废燃料， 其储量超过核老大美国，居世界第一。 由此推算，仅目前储存的这些核废燃料可以提炼 出的武器级钚总量，至少可制造出2000枚以上核弹。
241Am 252Cf 的制取与应用制取 、242Am和243Am的制取和应用
•252Cf价格昂贵在于制备过程比较复杂。从239Pu
通过（n,γ ）反应生成252Cf要连续吸收13个中子。 只有专门建造超热中子比例高、共振俘获截面大的高 通量堆，才能在不太长的辐照时间内得到一定数量的 252Cf。
核废料的用途
核燃料后处理厂产生的高放废料中含有大量的 裂变产物和超铀核素,包括30多种元素的300多种核 素。 其中锝和钷是自然界中基本不存在的元素，贵 金属铑、钯、钌和惰性气体氪、氙是自然界中的稀 缺物质。这些核素在各个领域中有着广泛的用途。
超铀元素的提取 目前超铀核素主要从反应堆中子辐照后的核燃料或靶料中 提取和分离。常用的方法仍然是沉淀、萃取和离子交换。
把放射性的产物转化为能够长期安全存放的合适形 式，或提取有用的部分。
乏燃料处置
封装处置
深埋处置
北山一号
北山的地质条件非常优越，这里地处地壳运动稳定区，库址所在地有着 完整的花岗岩体，而花岗岩是对付辐射的最好的'防护服'。 国际原子能机构的专家们在北山进行考察之后称，北山是世界上最理想 的核废料库址之一。
（镅,Americium）
（锔,Curium）
中子源、α 源、γ 源、X射线源。
超铀核素的应用
252
Cf
(锎,Californium)
价格为239Pu的一百万倍，具有很高的自发中子 发射率和(α ,n)反应率。 用于活化分析、现场制备短寿命放射性核素(如用 于示踪)、癌症治疗、射线照相、非破坏性检验等。
乏燃料中超铀核素的 回收利用
汇报人：刘平成
乏燃料后处理
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。
后处理
化学“消化”乏浓缩燃料。 把化学分离的铀成分，未使用的铀和超铀核素返 回到反应堆循环。
背景 预计到2050年， 全世界乏燃料积存量将达到 100万吨。 每年将产生乏燃料为 2万吨。
构成长期放射性危害的Pu、MA (Minor Actinides: Np, Am，Cm和LLFP(Long Lived Fission Product)仅 占乏燃料的3-4%左右，乏燃料直接处置不科学。
再处理的基本目的
燃料再生：提取铀、钚（取决于反应堆类型，有时 还有钍）
去除放射性的、吸收中子的裂变产物。
除238Pu分离提取外，其它超铀核素的回收方法一般有 三步：
a.
b. 去除大部分硝酸根和裂变产物，使超铀核素初步浓集。
c. 使超铀核素进一步净化并分离成单个元素
放射性同位素电池： 利用放射性同位素的衰变热,通过热-电转换变成电能 的装置叫做放射性同位素电池。
高放废料中的锶90、铯137、铈144、钷147、钚238、 镅 241等都是适宜的同位素电池材料。
•用从后处理厂回收的241Am和243Am作靶料，进
一步在反应堆内照射，所得的镅同位素混合物经净化 后可用电磁法提取242mAm产品。
•目前241Am和243Am主要有两个来源：一是从钚
含量较高的核燃料后处理废液中回收镅同位素混合物； 二是重新处理贮存了较长时间的陈化钚（老钚），从 废液中提取241Pu的衰变产物241Am.