核燃料循环后端

乏燃料的处理
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。
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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,然后用溶剂萃取法将铀-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)。
图1-2. 闭式核燃料循环示意图
• 我国核燃料循环相关企业情况
中核集团拥有我国核燃料循环相关的所有企业。
采矿：新疆、内蒙、江西等矿冶企业
铀浓缩： 504、405、814厂
核燃料元件制造：202、812 前后处理： 404、821（中核四川环保工程有限责任公司）
相关研究院： 401、北京二院、石家庄四院、郑州五院、中
核化131班吴福海 2015.4.28
何为核燃料循环？
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
前端包括铀矿开采、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；
运输安全的评估：考虑碰撞风险(车辆、下落物体）、火
灾、爆炸、火灾和其他事故的共同作用、水淹等等 （1） （2） 方式：公路、铁路、海上 容器：应考虑防止临界、传热、屏蔽和机械强度 铅容器、钢容器、贫铀容器和铸铁容器
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未来后处理厂的改进
世界后处理工业已经有超过30年的运行经验
通过经验的积累、持续的R&D（research and development)
Lowa：爱荷华大学，著名美国高校
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萃取流程图
U、Pu 共萃 U/Pu 分离 Pu萃取 Pu反萃
Pu产品
U反萃
UБайду номын сангаас取
U反萃
U产品
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PUREX已成功实现工业运行
Purex流程的去污因子及回收率
后处理厂 美国汉福特工厂 英国温斯凯尔工厂 对 钚 去 对 铀 去 铀钚分离系数 污因子 >10 8 8 3×10 污因子 107 107 U/Pu >10 7 7 1×10 Pu/U 106 5 3×10 铀回收 钚回收 率 （％） 率 （％） 99.9 99.97 99.9 99.8
核燃料循环中的非常重要的活动
—— 受国家和国际法规（IAEA）的限制 —— 受社会的高度关注
IAEA：国际原子能机构
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可采用公路、铁路和 海上运输的方式
核运输是非常安全和成熟的商业活动
法国每年运输大约1,500万件危险品，其中: 30万件为放射性物品，15,000件与核燃料循环有 关 ，750件为燃料、乏燃料、HLW（高放废物）

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未来后处理厂的改进
1. 日本PNC（日本动力反应堆及核燃料开发团） 单循环萃取流程；TBP萃取－稀硝酸反萃－U产品(O)＋U, Pu混合物产品,分别用作增殖层燃料和 堆芯燃料——MOX 燃料 结晶流程：TBP萃取前将大部分U结晶分离，减少后续流 程的处理量 2. Iowa大学 四柱简化流程 ：降低分离系数（长冷却期) U产品＋U,Pu混合物产品
根据1975－1997的统计：每年平均发生一起可 能造成局部影响的事故。
在OECD（经济合作与发展组织）国家，燃料、乏燃料和
HLW的运输没有发生过一起造成放射性后果的事故
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核运输要遵从的基本原则：
——利用能够保证达到所要求的安全水平并独立于运输 手段的容器
——对容器安全水平的要求由可能的风险决定、
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对乏燃料进行处理，对铀、钚回收，并重返燃料循环
后处理厂检修大厅
机械设备实验大厅
中国第一座动力堆乏燃料元件后处理中间试验厂 （中试工程），兰州404厂 设计能力为日处理100公斤乏燃料
我国404厂的核燃料处理能力
日本的燃料再处理厂
青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附
乏燃料运输
一座1000MWe的PWR每年卸出乏燃料大约30吨， 经过一段时间的冷却之后要运离反应堆（离堆贮 存） 乏燃料经过冷却之后仍有很强的放射性，并有 很高的衰变热
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。
铀矿开采 新元件
反应堆
乏燃料
燃料获取
元件制造
中间储存
切割、包装
最终处置库 图1-1. 开式或一次通过式燃料循环示意图
铀矿开采 新元件
反应堆 乏燃料
燃料获取
元件制造
钚产品
中间储存
堆后铀、钚
乏燃料
后处理
废物处理处置
乏燃料：大部分238U(95%)，
235U（小于0.83%）,
一定数量Pu（1％），裂变产物(约3%)
后处理的目的：提高资源利用——回收乏燃料中
的铀、钚进行再循环(MOX)
改进废物管理——减少废物体积，
实施先进燃料循环(P/T)
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MOX燃料（Mixed Oxide Fuel）钚铀氧化物 混合燃料的简写，是由二氧化铀（UO2）和 二氧化钚（PuO2）构成的氧化铀钚燃料。 钚除用于制备核武器外，还可以制成核燃料， 用作和平目的，其中最有效的利用就是钚铀混 合氧化物燃料，即MOX燃料。 法国有1/3的核电站用MOX燃料。
和工程上的努力，工厂性能得到不断改进 —— 环境影响和工作人员辐照持续减少 —— 工艺改进使处理能力增加 —— 工厂可操作性的改进，启动运行所需时间缩短（法 国UP2－400用10年，UP3用5年，UP2－800仅用1年），开 工率提高
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未来后处理厂的改进
简化Purex工艺 扩大处理厂规模 改进设计和维护技术，减少中放废物数量 提高扩散阻力——与MOX元件制造设施建于 一地 后处理技术适应反应堆从第二代向第四代 的过渡
核集团天津理化工程研究院、上海八所、太原七院
乏燃料是指在核反应堆中，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。 对反应堆中用过的核燃料所进行的化学处理，以除去裂变
乏燃料后处理 产物等杂质并回收易裂变核素和可转换核素以及一些其他
可利用物质的过程，称为核燃料后处理（nuclear fuel reprocessing）。
MOX燃料
天然铀
U235 Pu239
低浓铀（发电前） 低浓铀（发电后） MOX燃料
U238
U238等
FP（Fission Product） 裂变产物
乏燃料后处理的发展历史
最初目的：提取武器级钚 尝试过多种方法，先用沉淀法，最终选择萃取法 用过多种萃取剂（二乙醚、甲基异丁基酮等）， 美国发展Purex（普雷克斯）流程（以磷酸三丁酯 TBP为萃取剂）， 1954年在Savannah River运行， 60年代实现商业应用 目前世界上的后处理厂都采用Purex流程 干法后处理尚未实现商业运行