核燃料后处理解析
核电站中的核燃料储存与处理技术
核电站中的核燃料储存与处理技术核电站是一种重要的能源供应方式，它利用核能产生电能，为社会经济发展提供了可靠且持久的电力支持。
然而，在核电站中，核燃料的储存与处理成为了一个重要的问题。
本文将就核燃料储存与处理技术进行探讨。
一、核燃料储存技术核电站产生的废弃核燃料需要进行储存，以确保其安全与稳定。
核燃料储存技术主要分为两种形式：湿式储存和干式储存。
湿式储存是将废弃核燃料存放于水池中，利用水的冷却效果来控制温度以确保安全。
这种储存方式对于新鲜核燃料及短期储存非常有效，但对于长期储存来说存在一些问题，比如需要大量的水资源和防水设施的要求较高。
干式储存则将废弃核燃料进行转运，放置于密封的容器中，并利用气体或真空对其进行保护。
这种储存方式在长期储存中更加可行，因为它不依赖于外部冷却系统，同时减少了水资源的需求，符合可持续发展的理念。
二、核燃料处理技术核燃料处理技术主要包括再处理与封装两个环节。
再处理是指将废弃核燃料进行分离与提取，以回收其中的可再利用材料；封装则是将废弃核燃料进行封存，以隔离和稳定其中的有害物质。
在再处理过程中，从废弃核燃料中分离出的可再利用材料可以进一步加工，用于生产新的核燃料。
这样不仅提高了可再生资源的利用效率，减少了对原始核燃料的需求，还可以减少废弃物的产生。
而封装技术则需要对废弃核燃料进行密封和隔离，以减少对环境和人体的影响。
封装的方式可以根据具体情况选择，比如使用金属容器、陶瓷材料或混凝土进行包裹。
封装后的废弃核燃料可以储存在专门设计的设施中，确保其安全和稳定。
三、核燃料储存与处理技术的挑战与前景核燃料储存与处理技术在实践中面临着一些挑战。
首先，核燃料储存需要解决安全和环境污染问题，确保废弃核燃料在储存过程中不会对周围环境和人体产生不良影响。
其次，再处理技术虽然能够回收可再利用材料，但同时也会造成一定的放射性废物，如何处理这些废物也是一个重要问题。
然而，随着科学技术的不断发展，核燃料储存与处理技术也在不断改进与创新。
核燃料后处理
铀钚分离
– 萃取器中铀处于六价态，将钚还原到三价态，实现铀 钚分离 – 方法：化学试剂还原法和电化学还原法
铀的反萃：将有机相中的铀反萃入水相
净化循环过程 钚的净化循环
– 经过铀、钚共去污—分离循环，钚从大量的铀中分离 经过铀、钚共去污— 出来以后，需要进一步除去裂变产物、铀和其他锕系 元素。
铀的净化循环
化学分离（净化与去污过程) 化学分离（净化与去污过程) 铀钚共萃取共去污
– 来自首端处理的铀、钚共萃取料液中含有硝酸铀酰、 硝酸钚、硝酸、裂变产物，将其中的铀和钚一起萃入 有机相，99%以上的裂片元素不被萃取而留在萃取残 有机相，99%以上的裂片元素不被萃取而留在萃取残 液中，使铀、钚共同实现了去污。
核燃料后处理的工艺过程 07辐射防护 07辐射防护 李逢伟
核燃料后处理的工艺过程可分下列几个步骤： 冷却与首端处理 化学分离 净化循环 尾端处理
冷却与首端处理 燃料元件解体，元件去壳
– 化学去壳法、机械去壳法、包壳与芯体同时溶解法、 机械机械-化学去壳法
溶解燃料芯块
– 燃料元件的剪切 – 燃料元件的学溶解
– 将来自共去污分离循环的铀溶液再经过两个TBP萃取循 将来自共去污分离循环的铀溶液再经过两个TBP萃取循 环以进一步除去裂片元素、镎和钚。
尾端处理 经过铀、钚共去污经过铀、钚共去污-分离循环过程，净化循环过程 后，铀和钚主要以硝酸铀酰和硝酸钚溶液的形式 存在，而对最终产品贮存成本分析结果表明，贮 存二氧化铀和二氧化钚比贮存硝酸铀酰、硝酸钚 溶液更经济。因此，通常将铀和钚制成二氧化铀 和二氧化钚。
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。
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。
核燃料后处理解析ppt课件
资金是运动的价值，资金的价值是随 时间变 化而变 化的， 是时间 的函数 ，随时 间的推 移而增 值，其 增值的 这部分 资金就 是原有 资金的 时间价 值
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％！
☞ 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。
工业上曾先后使用过的主要流程有磷酸铋流程、Redox流 程、Butex流程、Thorex流程和Purex流程。而在各种萃取 流程中性能最好、使用最成功的是以TBP为萃取剂的Purex 流程：目前世界各国用来处理电站辐照核燃料的工艺流程 （而离子交换法则是用于尾端处理，作为钚或镎产品的纯 化、浓缩手段）。
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
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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)
我国核燃料后处理技术的现状与发展_叶国安
嬗变过程可实现核废物的最小化，并有效 降低其放射性毒性的长期危害。乏燃料 若直接进行地质处置，其体积是 2m3/tU， 而经后处理提取铀钚后，需地质处置的 废物体积低于 0.5m3/tU。
地质处置库的装载容量取决于处 置库关闭后巷道内的温度，即残留在玻 璃固化体中的释热核素决定处置库的 容量。以乏燃料直接处置为参照，提高 钚 、次 锕 系 与 高 释 热 核 素 (Sr-90、 Cs-137) 的 回 收 率 ，可 显 著 提 高 处 置 库 的装载容量。
全分离技术的要点是改进 PUREX 流程，除了分离铀、钚外，同时分离镎、 锝、碘，然后进一步分离高放废液中剩 余的铀、钚和次锕系元素以及锶、铯，分 别得到上述元素的单个产品。部分分 离指分别得到铀和铀/钚（或铀/超铀）混 合产品。部分分离由于得到的是锕系 混合物，只能用于均匀嬗变。在干法后 处理中，钚与其他锕系元素一般难以分 开，属于部分分离。
后处理发展的意义
一是通过后处理提取并复用铀、钚， 可提高铀资源利用率。
后处理可极大地提高铀资源的利用 率。回收的铀、钚可用于热堆循环，但钚 最好用于快堆循环。在热堆中铀资源利 用率不足 1%，而在快堆中铀资源利用率 可以提高到 60%以上，理论上可使地球铀 资源使用达到千年，从而确保核能的可 持续发展。
核燃料后处理及核废物处置(第三章和第四章)
用4-6mol/L的热硫酸溶解不锈钢包壳。
Fe H 2 SO 4 FeSO 4 H 2
Cr 1 .5 H 2 SO 4 0 .5Cr 2 ( SO 4 ) 3 1 .5 H 2
Ni H 2 SO 4 NiSO 4 H 2
化学溶解去壳法的缺点
（1）溶解速度慢，且不稳定，硝酸根对不锈钢包壳
东华理工大学 化学生物材料科学学院 张志宾
首端处理的目的：将不同种类的乏燃料组（元）件加工 成具有特定的物理、化学状态的料液，供铀钚共萃取共
去污工序使用。
首端处理对后处理试剂的消耗量、三废的产生量及运行费有很 大的影响，而且直接关系到萃取工艺工程能够顺利进行。
因此，首端处理是后处理工艺的重要组成部分。
优 点：（1）产生的废物包壳处于固态状态，克服
了化学法溶解包壳那样产生过多的放射性废液， （2）也解决了机械脱壳可能将少量芯体夹带在包
壳中而失去核燃料。
缺 点：切割设备较复杂，需遥控操作。 应 用：用于处理锆及其合金包壳、不锈钢包壳， 是动力堆乏燃料元件有代表性的去壳方法。
1 乏燃料元件的剪切
乏燃料剪切的要求： （1）切除元件端头，使不含铀芯的金属材料尽可能
铝包壳的元件
在同一溶解器中先用碱溶壳，再用硝酸溶芯的溶解 过程。
2 Al 2 NaOH 2 H 2 O 2 NaAlO
2
3H 2
氢气与空气的爆炸极限为4% ～75%（范围较宽，爆炸难控制）， 在NaOH溶液中添加适量NaNO3可以一直氢气的产生。
8 Al 5 NaOH 3 NaNO 3 2 H 2 O 8 NaAlO
溶解器出现正压造成放射性物质泄漏的危险。
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。
张锐核燃料循环作业分析
高放废物的产生量仅为中低放废物的1/10~1/100，主要来自于核反应堆乏燃料元件或其后处理高放废液的玻璃固化体。虽然在数量上比中低放废物要少，但由于大部分高放废物含有长寿命α粒子放射源，且会产生较多的衰变热，因此与中低放废物的处置相比，高放废物的处置不论在隔离时间还是处置地域都有更加严格的要求，其隔离时间需要超过105a。具体处置方法可分为地质处置法和非地质处置法，地质处置法主要有深地质处置、岩石熔融处置和深海地质处置等，而非地质处置法则主要有冰层处置、太空处置和核嬗变处置等。
玻璃固化物的化学稳定性及辐照稳定性很高，各向异性并且致密无隙。玻璃的主要缺点是热力学性质不稳定，放射性衰变产生的高温可能引起玻璃的反玻璃化，后者使得玻璃固化物的性质变坏，浸出速率增加。
对于高放废液的固化，目前只对低燃耗后处理产生的废液进行了工业规模的玻璃固化，对高燃耗燃料后处理产生的高放废液尚只进行了实验室规模的玻璃固化。玻璃固化体的世纪足城主要取决于费伍德院士组成和所采用的玻璃固化工艺，包括脱硝方法、煅烧装置、加热方法及固化操作程序等。
国际上有代表性的玻璃固化工艺有三种：
（1）法国玛库尔高放废液玻璃固化工艺（AVM和AVH）世界上第一个工业规模玻璃固化车间建于法国玛库尔后处理厂，1978年投入运行；
（2）德国高放废液玻璃固化工艺（PAMELA和VERA）德国的PAMELA法采用化学脱硝、废液供料、陶瓷熔融器，生产磷酸盐玻璃。产品是直径5mm左右的玻璃珠嵌入铅基体（称为玻璃金属固化体），导热性能和机械性能很好；VERA工艺包括脱硝、废物雾化、煅烧物与玻璃组分在1200℃熔炼等。
（3）英国高放废液玻璃固化工艺（HARVEST和WVP）英国的HARVEST是以前FINGAL法的改进流程，是一种废液供料的罐内熔融法。
核燃料使用后的处理流程
核燃料使用后的处理流程1. 前言核燃料是用于核能发电和其他核应用的关键材料。
在核反应堆中使用一段时间后，核燃料会产生一定的放射性废物，需要进行处理和管理。
本文将介绍核燃料使用后的处理流程以及相关环境保护措施。
2. 核燃料卸下当核燃料使用一段时间后，需要将其卸下并进行后续处理。
核燃料卸下是一个复杂而严谨的过程，需要在严格的安全措施下进行。
卸下后的核燃料需要储存在安全可靠的容器中，以防止辐射泄漏、核材料外泄或意外事故发生。
3. 核燃料储存卸下后的核燃料需要进行储存，以便后续处理。
储存方式包括湮灭库存、干式储存和湿式储存等。
3.1 湮灭库存湮灭库存是一种将核燃料与玻璃等材料结合，形成稳定的块状体，以防止核材料的泄漏。
湮灭库存可以使核燃料长期稳定地储存，减少辐射泄漏的风险。
3.2 干式储存干式储存是将核燃料储存在密封的金属容器中，通过与空气隔绝以减少核材料的氧化和腐蚀。
干式储存通常用于临时储存，可以将核燃料安全地保存多年。
3.3 湿式储存湿式储存是将核燃料放置在密封的容器中，浸泡在水或其他液体中。
这种储存方式可以有效地减少核燃料的辐射释放，并提供放射性监测和处理的便利性。
4. 核燃料后处理核燃料后处理是指对已使用的核燃料进行处理、处理和短暂贮存，以减少其放射性和危险性，提取可再处理的物质，并为潜在的最终处理方式做准备。
核燃料后处理主要包括：4.1 辐射泄漏和冷却核燃料卸下后会继续产生热量和辐射。
在后处理过程中，需要对核燃料进行适当的冷却和辐射监测，以确保工作人员的安全和环境的保护。
4.2 提取可再处理的物质核燃料后处理的关键步骤之一是提取可再处理的物质。
这些物质可以用于再生燃料制备、放射性核废料的处理和其他核应用。
4.3 高活度废液处理核燃料后处理会产生一定数量的高活度废液。
这些废液需要进行处理和安全贮存，以防止对环境和人体造成危害。
4.4 废物贮存和处理核燃料后处理过程中产生的固体废物需要经过特殊处理和储存，以防止辐射泄漏和污染。
核电站的燃料补充与处理
核电站的燃料补充与处理核电站作为一种发电设施，需要稳定的燃料供应以确保持续的发电能力。
为了满足这一需求，核电站采用严格的燃料补充与处理措施，以确保燃料供应的稳定性和安全性。
本文将探讨核电站燃料补充与处理的相关过程与方法。
一、燃料补充核电站的燃料补充是指向核反应堆中注入新的核燃料，以取代燃料耗尽或燃损过多的旧燃料。
燃料补充通常分为两个阶段：卸载旧燃料和装载新燃料。
在卸载旧燃料阶段，核电站会先将反应堆中的旧燃料卸载出来。
这个过程需要采用特殊的设备和技术，以确保旧燃料的安全处理并避免辐射泄漏。
通常情况下，旧燃料会被储存于专门的存储池或容器中，以待后续的处理和处置。
在装载新燃料阶段，核电站会将新的核燃料装载入反应堆中，以维持持续的核裂变反应。
这个过程同样需要采用严格的控制和安全措施，以确保新燃料的正确装载和反应堆的稳定运行。
核电站通常会根据预定的周期进行燃料补充，以保持发电能力的连续稳定。
二、燃料处理燃料处理是核电站中负责对核燃料进行处理和处置的重要环节。
主要任务包括燃料的后处理和废燃料的处置。
在燃料的后处理过程中，核电站会对核燃料进行处理和分离。
这个过程的目的是从核燃料中分离出有用的物质以及对环境有害的物质。
在这个过程中，核电站通常会使用化学方法和物理方法来进行核燃料的处理，以确保燃料的安全和环保。
废燃料的处置是燃料处理中的关键环节之一。
核电站产生的废燃料中含有放射性物质和有毒物质，需要采取安全的处置方法，以防止对人类和环境造成伤害。
常见的废燃料处置方法包括长期储存、再处理和高级处理等。
核电站根据实际情况和法规要求，选择合适的废燃料处置方法，以确保废燃料的安全和可持续性。
三、燃料补充与处理的挑战和前景核电站的燃料补充与处理涉及到复杂的技术和严格的安全要求，面临着一些挑战。
例如，旧燃料的安全处理和废燃料的处置都需要特殊的设备和技术，增加了成本和工作量。
此外，随着全球对环境和安全性要求的提高，核电站需要不断跟进最新的技术和法规，以确保燃料补充与处理的可持续性和安全性。
核电站中的燃料循环过程详解
核电站中的燃料循环过程详解核电站是一种利用核能进行发电的设施，其中的燃料循环过程是核电站正常运行的关键环节。
本文将详细介绍核电站中的燃料循环过程，包括燃料制备、燃料使用和燃料后处理三个主要阶段。
一、燃料制备燃料制备是核电站燃料循环的起始阶段。
主要任务是将天然铀或者贫铀经过浓缩、转化、块化等工艺处理，制备成为符合核反应堆要求的核燃料。
燃料制备的过程中需要保证燃料的纯度、均匀性和形状规整性。
1.浓缩浓缩是通过物理或化学手段将天然铀中的铀235同位素占比提高到适用于核反应的程度。
目前常用的浓缩方法有气体扩散法和离心机法。
气体扩散法是将氟化铀在特定条件下通过膜的扩散作用，使铀235被分离出来。
离心机法则是利用离心机的旋转力使铀同位素按照质量差异分层分离。
2.转化转化是将浓缩后的铀化合物转化为适合核反应堆中使用的化合物。
通常采用的方法是将氟化铀经过还原反应转化为金属铀，再与其他元素进行合金化处理，形成为核燃料所需的合金材料。
转化的过程需要控制反应条件和材料配比，以确保最终制备出符合要求的燃料。
3.块化块化是将转化后的核燃料材料加工成为固定形状和尺寸的燃料块。
常用的方法有热压法和挤压法。
热压法是将燃料粉末加热至高温状态后，通过机械压力将其压制成块。
挤压法则是将燃料粉末通过挤压机挤压成块，然后再进行高温烧结。
二、燃料使用燃料制备完成后，燃料将被运送至核反应堆中进行使用。
燃料使用是核电站燃料循环的核心阶段，主要是指核燃料在核反应堆中进行核反应产生能量的过程。
在核反应堆中，燃料被装入到燃料元件中，燃料元件则组成了燃料组件。
在运行过程中，核反应堆中的燃料会通过核裂变反应释放出巨大的能量，同时产生中子。
这些中子将继续引发其他铀核的裂变，形成连锁反应。
通过控制反应堆中的中子速度和密度，可以实现核反应过程的稳定控制，保持核反应堆处于可控的状态。
三、燃料后处理燃料使用完毕后，核电站还需要对使用过的燃料进行后处理，以将其中的可再利用物质分离并回收，同时将产生的放射性废物进行处理和储存。
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
核电站中的核燃料后处理
核电站中的核燃料后处理核电站是一种利用核能进行发电的设施。
在核电站中，核燃料是不可或缺的要素，它通过核反应产生热能，进而转化为电能。
然而，核燃料在使用过程中会产生一些放射性废物，这些废物需要经过核燃料后处理才能安全处理和运输。
本文将探讨核燃料后处理的重要性、方法和挑战。
在核电站中，核燃料后处理是一项不可或缺的环节。
它的主要目的是降低核燃料残留物和放射性废物的风险，以保护环境和人类健康。
核燃料后处理过程涉及到从使用的核燃料中分离和回收可再利用的物质，同时将剩余的废物进行安全处置。
核燃料后处理的方法有很多种。
其中最常见的方法是通过化学提取和溶剂萃取来分离和回收核燃料。
在这个过程中，核燃料会被浸泡在特定的溶剂中，通过化学反应将核燃料从溶液中提取出来。
同时，通过不同的化学处理过程，可从核燃料中分离出铀和钚等可再利用的物质，这些物质可以重新用于生产核燃料。
然而，核燃料后处理也面临着一些挑战。
首先，核燃料中含有多种放射性核素，这使得后处理过程复杂且危险。
必须严格控制和遵守安全规范，以确保处理过程中不会对环境和人类造成伤害。
其次，核燃料后处理还涉及到核废料的处理和储存。
处理和储存核废料需要特殊的设施和技术，以防止核废料泄漏或辐射泄漏。
这需要严格的监管和合格的专业人员来进行操作和管理。
此外，核燃料后处理也需要考虑成本和资源的问题。
后处理过程需要大量的能源和化学物质，这对于核电站来说是一个挑战。
核燃料后处理设施的建设和运行成本也是一个重要的考虑因素。
总结起来，核燃料后处理在核电站中起着至关重要的作用。
它不仅可以回收利用核燃料中的可再利用物质，还可以降低剩余废物的风险，保护环境和人类健康。
但是，核燃料后处理也面临着安全、技术、成本等方面的挑战。
因此，我们需要不断提高核燃料后处理技术，加强监管和管理，以确保核燃料后处理过程的安全性和可持续性。
核燃料后处理工学 PUREX
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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
提高铀饱和度，导致运行不稳定，造成铀/钚的流失量增大。
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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℃
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(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。
(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槽工艺条件
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(4) 污溶剂的净化与复用
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• •
① 洗涤剂净化污溶剂
常用方法 酸、碱交替洗涤 碱洗作用
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。
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。
什么是核燃料循环？
什么是核燃料循环？随着人类对能源的需求不断增长，原子能作为清洁、高效的能源逐渐被重视。
核燃料循环作为核能的重要组成部分，其意义不言而喻。
那么，核燃料循环到底是什么呢？一、什么是核燃料循环？核燃料循环是指将核燃料材料经过多个阶段进行加工和处理，使其在反应堆中逐渐消耗，最终形成高放射性核废料并进行处理和贮存的过程。
这一过程可以大致分为核燃料制备、利用、后处理和最终处置等阶段。
二、核燃料循环的优势核燃料循环有着重要的优势，其中最为关键的是资源利用效率的提高。
目前，只有不到1%的天然铀可以直接用于核能发电，而经过核燃料循环后，可将燃料利用率提高到95%以上，从而更充分地利用有限的铀资源。
此外，核燃料循环也推动了核技术的发展与更新，有助于不断提升核能发电的可靠性、安全性和经济性。
三、核燃料循环的技术路线1.核燃料制备阶段核燃料制备阶段的主要目的是制备反应堆所需要的核燃料，包括铀和钚等。
其中，铀燃料的制备是最为常见的一种。
其主要有两种方法：浓缩铀加工和再处理重燃料。
浓缩铀加工是将天然铀中的铀-238、铀-235和铀-234等同位素分离提纯而成的核燃料。
而重燃料再处理则是将使用过的核燃料进行加工处理，将其中可利用的铀和钚分离出来，以作为再次利用的燃料。
2.核燃料利用阶段核燃料利用阶段是核燃料循环过程中最为重要的一环。
核燃料在反应堆中发生核裂变反应，并释放出能量，用于驱动发电机发电。
核裂变还将产生一系列的核废料和中子等反应产物，这些产物对燃料的使用和运行都会产生一定的影响。
3.核燃料后处理阶段核燃料后处理阶段是将使用过的核燃料按照规定的程序进行处理，去除其中对人体健康产生危险的放射性物质，同时将能够再次利用的物质进行回收和重复利用。
核燃料后处理涉及到的主要技术包括化学分离、浸出、精炼等。
4.最终处置阶段最终处置阶段是将处理好的核废料按照严格的安全要求进行处置和贮存，其中包括浅层贮存和深层地质处置两种方式。
目前，国际上普遍采用深层地质处置的方式，将高放射性废料埋入地下，以隔离和封存。
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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
核燃料在反应堆中为什么不能“烧尽”？
☞ 核燃料物理寿命：当最后调整控制棒不能维持链式反应时 的时间。此时，核燃料必需从堆内卸出。
☞ 燃料包壳寿命：随着燃耗的加深，燃料包壳受热和中子影 响以及裂变产物积累的影响会变形。包壳存在一个使用 寿命问题。
☞ 实际中核燃料从堆内卸出的时间，需根据燃料的辐照性能、 力学性能以及燃料的浓缩度的相互匹配，提出最经济的 燃耗值来确定。
☞ 1950-1952年，橡树岭进行了普雷克斯（Purex）流程的中 试，并于1954年和1956年先后在萨凡那河工厂和汉福特工 厂投入运行。
乏燃料组成
（95%U、1%Pu、4%FP+MA）
从轻水堆卸出的 乏燃料中，235U含 量仍有0.85%左右， 高于天然铀，而 且每吨乏燃料还 含有约10 kg钚， 其中可作为核燃 料的239Pu和241Pu 约占7kg。
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）。
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。
ห้องสมุดไป่ตู้
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。
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。
用率也只有百分之几。
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％！
核燃料后处理历史
☞ 源于军事目的，上世纪40年代为得到核武器装料Pu-239， 建立了以天然铀为燃料的反应堆，并用沉淀法从辐照天然 铀中提取武器级钚。
☞ 1944年首次大规模地使用磷酸铋沉淀流程从辐照天然铀中 提取钚，但其严重缺点是不能回收铀。
☞ 1948-1949年，橡树岭对以甲基异丁基酮（MIBK）作萃 取剂的雷道克斯（Redox）流程进行了中试，并于1952年 在汉福特开始大规模运行，这个流程既能同时回收铀和钚， 同时又可以连续操作并大大减少了废物量。