浅谈核燃料后处理_林灿生

采用 Ｐｕｒｅ ｘ 流 程 ， 属 水 法 后 处 理 技 相关的 研究工作也不如铀钚燃 料 循 燃料循环的关键环节， 钍基乏燃料工
术， 乏燃料元件经解体和硝酸溶解 环那么完善。自从三哩岛和切尔诺 业规模的水法后处理技术中， 化工分
ຫໍສະໝຸດ Baidu
后 ， 以 磷 酸 三 丁 酯（ ＴＢＰ） 为 萃 取 剂 ， 贝利事故后， 人们对核能 利 用 的 安 离部分没有特殊困难， 但是首端溶解
◎撰文·林灿生
ＺＨＯＮＧＧＵＯ ＨＥ ＧＯＮＧＹＥ 中国核工业
核能视野
浅谈核燃料后处理
一、后处理形成核燃料闭合循 如 今 有 核 国 家 主 要 用 铀 作 为 核 燃
环， 有效利用核能资源
料， 这方面的科学研究工作基础厚
能源是人类生存和进步的物质 实， 技术日趋成熟。
基础， 长期以来对煤炭和石油的开
件的结构更新， 燃耗不断提高， 使水 以及通用压水堆等多种反应堆内的 了实现核燃料闭合循环， 应该加强
法后处理的首端溶解更困难； 硝酸 利用开展研究。铀－ ２３３ 在热区和超 研究和开发核燃料后处理技术。
溶液中裂变产物元 素的沉淀与 次 级 热区的中子产额 （ η 值） 比铀－ ２３５ （ 作者单位： 中国原子能科学研究院）
煤油作稀释 剂， 进行液－ 液 溶 剂 萃 全 及 其 对 生 物 圈 的 影 响 更 加 关 切 ， 很难。加入氢氟酸助溶， 则设备腐蚀严
取， 提取铀和钚， 去除裂 变产物元素 把 目 光 又 转 向 资 源 比 铀 更 丰 富 而 重。用铝盐络合也只能保护溶解器， 蒸
和次量锕系元素， 进而实 现 铀 和 钚 “ 洁 净 ”的 钍 铀 燃 料 循 环 ， 加 上 某 些 发的气体对设备的损害无法避免， 而
当前应该以建造大型后处理工 厂的急需为重点， 安排铀钚燃料循 环后处理技术的研究和开发计划。 关于后处理工艺流程， 通常要经过 基础化学研究， 冷试验 、温 试 验 和 热 试验， 逐步深入研究， 确定工艺流程， 再通过中试厂验证可行， 方可提供给 大型工厂的工程设计。我们经过多 年的研究， 在 减少流程的 循 环 数 、简 化工艺和无盐化等方面， 已经取得 了具有创新性和先进性的科技成 果， 待进一步完善和验证后可望作为 大型后处理工厂的工艺流程。关于 设备和材料的研制， 我们的技术储 备不足， 需要广开引进渠道， 同时加 强自主研制， 以便消化、吸收。
沉淀严重， 钚的损失增加； 萃取剂和
稀释剂受强辐射造成“ 暂时损伤”和
“ 永 久 损 伤 ”严 重 ， 加 之 溶 液 中 的 辐
射效应， 将使工艺难于运行。针对存
在的问 题 ， 在 不 断 改 进 Ｐｕｒｅ ｘ 流 程
的同时应重视探索非水法后处理技
术， 如卤化物挥发法、熔盐 电解法等
等， 是后处理新技术研究的动向。
２． 后处理科研要兼顾灵活性和 前瞻性
后处理科研在确保当前重点工 作的基础上， 要适当兼顾灵活性和 前瞻性的应用基础研究。我国的反 应堆类型较多， 除通用轻水堆外， 还 有 ＣＡＮＤＵ 堆 、高 温 气 冷 堆 、快 中 子
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关于新的乏燃料类型的后处
理， 倍受关注的是钍和铀－ ２３３ 组成
的钍铀燃料循环。钍作为核燃料也
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分离， 并且使次量锕系 元 素 和 裂 变 发 达 国 家 为 防 止 核 扩 散 的 需 要 ， 上 且铝盐使废物增加。因此， 有人建议研
产物元素的去污进一步提高。Ｐｕｒｅ ｘ 世纪 ９０ 年代以来， 对钍资源利用的 究开发非水法技术， 用于钍基乏燃料
流程的有其突出优点， 在 半 个 多 世 兴趣出现了国际性的“ 复 苏 ”。许 多 的后处理。
素含量大， 放射性比活度高， 燃料 元件的结构也不同于生产堆， 因此 在后处理技术上有更高的要求。如： 更严密的辐射防护和核临界安全， 工艺过程远距离、自动化和连续操 作， 减少机械操作过程和实现最少 维修量或免维修， 设备和材料耐腐 蚀和抗辐射性能强， 次量锕系元素 和裂变产物元素含量大引起的相关 效应及其去污难度等对工艺分离流 程也有新的要求。
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增殖堆、特殊用途动力堆以及各种 很 早 就 引 起 人 们 的 关 注 ， 德 国 和钚－ ２３９ 都高， 用钍－ ２３２ 为可转换
实验堆。在 后处理技术储备 研 究 中 Ｊ ｕｅ ｌｉｃ ｈ 研究中心较早开发了处理钍 核素， 与铀－ ２３３、铀－ ２３５、以及钚－ ２３９
环。
进 Ｔｈｏｒｐ 的 科研规 划 。俄 罗 斯 在 原
有基础上再建一个后 处理厂 ＲＴ－ ２，
二、核燃料后处理技术的发展
处 理 能 力 为 每 年１５００ 吨 铀 。 印 度
核燃料后处理技术始于 上 世 纪 Ｋａ ｌｐ ａ ｋｋａ ｍ 厂 于 １９９７ 年 投 产 ， 年
４０ 年代， 以军用为目的， 美国首先生 处理铀 １００ 吨。日本六个所村后处
在反应堆中易裂变核素裂变放
采使其将面临枯竭， 核能接替化石 出的中子， 一部分用于维持链式反
能源的趋势正在形成。铀和钍都是 应， 另一部分被可转换核素俘获后
存在于自然界的核能资源， 天然铀 可生成易裂变核素。天然铀中约
元素中含有 ０．７２５％ 的铀－ ２３５ 同位 ９９．２７５％的铀－ ２３８ 同位素不是易裂
产物元素和次量锕系元素， 提取和纯 成ＵＰ２－ ８００， 主要用于处 理 轻 水 堆
化易裂变核素和可转换核素。后处理 铀钚混合氧化物（ ＭＯＸ） 元件。英国
与天然铀矿采冶、转化、燃料元件制造 Ｔｈｏｒｐ 厂于 １９９４ 年投产， 处理能力
等主要环节共同形成核燃料闭合循 为每年 １２００ 吨铀， 紧接着又提出改
武器级钚， 同位素钚－ ２４０ 的丰度不 万千瓦以上， 每年从核电站卸出的
可过高（ 约 ５％） ， 所以燃料的燃耗 很 乏 燃 料 将 在 １０００ 吨 以 上 ， 加 之 此
浅， 次量锕系元素很少， 放射性比活 前累积的乏燃料等待处理， 后处理
度相对低， 对化工分离技术的要求 的任务繁重而紧迫， 急需建造大型
到了上世纪 ７０ 年代， 美、苏、
核电站的燃料有天然铀、低浓
英、法等核大国 都 已 建 成 核 动 力 反 缩 铀 （ 含 铀－ ２３５ 约 ４％） 和 钚 。鉴
应堆乏燃料后处理中试厂。美国的 于核电的经济效益， 在确保安全的
后处理技术是当时最先进的， 但是 前提下尽可能加深其燃耗， 所以乏
为了防止核扩散， 卡特政府于 １９７７ 燃料中次量锕系元素和裂变产物元
素是易裂变核素， 在热中子反应堆 变核素， 而是可转换核素， 它在反应
中发生裂变， 释放出裂变能， 并且放 堆内俘获 １ 个中子后， 经过两次 β
出中子。天然钍中没有易裂变核素， 衰变生成钚－ ２３９ 是很好的易裂变核
要利用核裂变能， 首先应从 铀 开 始 。 素。天然钍的主要同位素钍－ ２３２（ 约
比 动 力 堆 乏 燃 料 后 处 理 也 相 对 低 乏燃料后处理厂。
些。我国于上世纪 ６０ 年代研究和开
发的生产堆核燃料后处理工艺流
三、我国后处理科研中应关注
程， 在当时是比较先进的， 满足了我 的问题
国武器级钚生产的要求， 也为后处
１． 突出重点， 满足建造大型后
理工厂的设计和建造积累了经验。 处理厂的急需
源， 对乏燃料中的易裂变核素和可转 以达到核燃料闭合循环。法国于上
换核素应进行回收再利用。核燃料后 世 纪 ９０ 年 代 初 建 成 阿 格 ＵＰ３ 厂 并
处理的任务就是从组成成分很复杂、 投入生产， 处理能力为每年 ８００ 吨
放射性很强的乏燃料中分离除去裂变 铀， 此后又将原来的 ＵＰ２－ ４００ 扩 建
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和可转换核素钍－ ２３２ 以及相应的裂 年 宣 布 停 止 核 燃 料 后 处 理 。 而 俄
变产物元素。为了充分利用核燃料资 （ 苏） 、英、法、日、印仍然坚持后处理，
纪来显示出很强的通用性和生命 国家对钍铀燃料循环给予足够的重
核能的可持续发展， 需要充足
力， 当然该流程也存 在缺 点 和 局 限 视， 对钍燃料 在 ＣＡＮＤＵ 堆 、轻 水 增 的核燃料。为了更 有效地 利 用 铀 钍
性。随着反应堆技术的进步， 燃料元 殖 堆 、快 中 子 增 殖 堆 、高 温 气 冷 堆 、 资源， 必须形成核燃料闭合循环。为
一。后处理科研的前瞻性， 可从新技 铀－ ２３３ 供科研用。由于铀钚燃料循 平衡”可提供一个独立的能源系统， 这
术和新的乏燃料类型两方面考虑。 环产业的蓬勃发展， 在相当长一个 是核裂变能利用的一个强有后劲的潜
当今有核国家的后处理工厂都 时 期 里 对 钍 铀 燃 料 需 求 不 会 迫 切 ， 在阵地。钍基燃料后处理是实现这类
１００％） 也 是 可 转 换 核 素 ， 在 反 应 堆 内俘获中子后经过 两次 β衰变生成 铀－ ２３３， 亦是良好的易裂变核素。
反应堆的核燃料达到一定燃耗 后成为乏燃料。乏燃料的组成成分 很复杂， 不同类型乏燃料的组成成 分也不一样。在铀钚乏燃料中有： 易 裂变核素铀－ ２３５、钚－ ２３９ 和钚－ ２４１， 可转换核素铀－ ２３８ 和钚 － ２４０， 次量 锕系元素镎、镅和锔， 还 有大 量 裂 变 产物元素。在钍与铀－ ２３３ 组成的乏 燃料中， 主要是易裂变核素铀－ ２３３
需要重视灵活性， 分 别适 应 不 同 堆 铀乏 燃 料 的 Ｔｈｏｒｅ ｘ 流 程 ， 是 水 法 工 进行组合， 形成钍基燃料循环， 增 殖
型乏燃料的处理， 这也是国外先进 艺。在上世纪 ７０ 年代初， 我国用 铀－ ２３３， 大大地扩展了易裂变核素
后 处 理 技 术 研 究 所 追 求 的 目 标 之 Ｔｈｏｒｅ ｘ 流程在实验室规模下提取了 的资源。其中钍和铀－ ２３３ 形成“ 自给
产出钚， 并制造原子弹。随后， 苏、英 理厂， 设计 能力为每年处理 ８００ 吨
和法相继掌握了后处理技术， 生产 铀。我国现在只有一个中试厂初步
武器级钚， 相应的核反应堆称为生 建成。根据发展规划， 到 ２０２０ 年，
产堆。生产堆用天然铀为燃料生产 我 国 核 电 总 装 机 容 量 将 达 到 ４０００