51核燃料后处理解析
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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％！
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）。
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。
☞ 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。
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。
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。
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。
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wenku.baidu.com。 ☞ 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
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。
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。
第5章 核燃料后处理 Nuclear Fuel Reprocessing
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。
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％！
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）。
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。
☞ 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。
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。
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。
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。
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wenku.baidu.com。 ☞ 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
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。
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。
第5章 核燃料后处理 Nuclear Fuel Reprocessing
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。