核燃料后处理技术发展

第三代后处理技术
以动力堆元件氧化铀和MOX乏燃料为处理对象， 在回收分离铀钚的同时，分离次锕系元素、长 寿命裂变产物元素（LLFP）的水法工艺。
第一类是带有一体化特征的全分离流程研发，对 传统PUREX流程进行较大改变，统一考虑铀钚、 次锕系核素、LLFP的走向与分离，同时使用多 种方法和试剂。
Urex流程；NEXT流程；ERIX流程；法国的GANEX 流程
对氧化物快堆乏燃料元件则除钠脱壳、粉 碎溶解，在LiCl+KCl熔盐中用金属锂还 原，电解得到铀产品与铀钚、次锕系混 合物。
第四代后处理技术
俄罗斯金属氧化物电沉积流程主要工艺：
MOX元件脱壳粉碎
氯化还原为三氯化物
在Li(K, Na)Cl熔盐中溶解
在一定电位下，向
阴极喷射Cl2+O2，使铀钚在阴极以氧化物形式沉淀
第三代后处理技术
第二类是改进的Purex流程作为主流程附加 其它分离流程。
目前已研究了众多的分离流程，但尚未达 到中试阶段。
研发中的分离流程一般先对HLLW中相关组 分进行组分离，然后分别进行阿系镧系 分离和锶铯提取。
第三代后处理技术
用于组分离的流程有：
含磷类的TRUEX流程; TRPO流程; DIDPA流程。 含氮类的ARTIST流程; DIAMEX流程。
经过多年发展和运行，成为较为成熟的 后处理流程。
第二代后处理技术
采用改进的PUREX流程，处理动力堆氧化物乏燃料的后处 理技术。
主要改进有： 1.改进首端和铀钚化学分离方法以适应动力堆乏燃料后
处理带来的问题 2.减少废物量和对环境的影响 以上改进使得PUREX流程成为唯一商业化的后处理流程。
后处理技术从第一代向第二代发展过程中，化学分离中 所用还原剂的改进是关键，即以氨基磺酸亚铁或硝酸 亚铁还原Pu（Ⅳ）改为U（Ⅳ）+肼为还原剂。
第三代后处理技术
在讨论第三代后处理技术时需注意如下一些问题：
1）第三代后处理技术尚未成型，大部分分离流程处于实验 阶段，目前这一领域的研究非常活跃。
2）改进的PUREX流程主要考虑适应燃耗加深的燃料，甚至 是MOX燃料的后处理。
首端研究的重点是减少不溶残渣，降低钚的损失，在保证 铀钚分离的前提下调整工艺参数，控制并回收镎、锝。 俄罗斯、法国、日本在这方面的研究水平较高。
分离嬗变战略下的后处理技术
主要研究对象：
水堆乏燃料、MOX乏燃料、快堆乏燃料
核燃料循环方案：
铀的后处理复用考虑两种情况: 一是铀转化和浓缩后再复用。（水法后处理为主。要求
去污系数高。） 二是不进行转化和浓缩，直接用于元件制造。（干法后
处理技术，用于快堆、ADS的燃料制造） 钚的复用也有两种情况： 一是轻水堆中使用。要求较高的净化系数。 快堆及ADS中使用。可含有一定量的次锕系元素。我国的
组分离后进行三价锕系、镧系分离的有：
磷酸类的TALSPEAK流程; CTH流程。 软配体类的SANEX流程，包含硫代膦酸类的Cyanex-301流
程;ALINA流程,和含氮类的BTPs流程. 在组分离和锕系镧系分离基础上组合直接萃取或反萃取
进行锕、镧分离的流程有DIDPA+DTPA流 程;SETFICS(CMPO+DTPA)流程;PALADIN(HDEHP+双酰胺) 流程
分离后的高放废液玻璃固化。镎、镅、锔 等次锕系元素主要进入快堆或ADS嬗变。 碘、锝、锶、铯转化成各自固化形态暂 存。
核素分离的一些技术指标
分离流程的回收率比较
需要解决的一些问题
1.对于铀，除回收率指标要求外，还有产品放射性指标 限制，其中α放射性按计数≤15000dpm/gU。随着燃耗 提高，钚的比放射性活度增加，要求的净化系数提高， 需强化铀中除钚的问题。
核燃料后处理技术发展
总体上
军用生产堆后处理 动力堆后处理 高燃耗MOX燃料元件的干法后处理
第一代后处理技术 第二代后处理技术 第三代后处理技术 第四代后处理技术
第一代后处理技术
主要对象是低燃耗生产堆元件，以回收分 离钚和铀为目标。
从沉淀法过渡到萃取法。 在萃取法中，以TBP为萃取剂的PUREX流程
分离系数接近水法。 可以处理金属或氧化物燃料元件，尤其适合于熔
盐堆的在线后处理。
熔盐电解法：
美国的金属锂还原熔盐电解精炼流程； 俄罗斯的金属氧化物电沉积流程。
第四代后处理技术
美国金属元件乏燃料锂熔盐电解流程 主要工艺是：
用金属做阳极在LiCl+KCl熔盐中电解精炼， 分别用固体和液体Cd做阴极，析出铀、 钚及次锕系元素。
第四代后处理技术
干法后处理技术。主要用于在水溶液中难以溶解 的辐照燃料及靶件、金属元件快堆乏燃料中锕 系元素的回收分离。
具有可处理冷却时间短的乏燃料、废物量少、设 备小、可直接制备燃料元件等优点。
主要有二种方法
1）氟化物挥发法 2）熔盐电解法
第四代后处理技术
氟化物挥发法：
铀钚的六氟化物易挥发，且有合适差异的沸点。 在对铀附加净化后对裂片元素的去污系数和铀钚
2.生产堆后处理不考虑锝的去污，对镎的要求也很低。 动力堆后处理中镎、锝去污系数分别是200和30。对γ 射线的净化系数需要达到106。对MOX乏燃料铀中除锝 和γ射线的要求会更高。
3.目前后处理工厂中，钚的总回收率可以达到99.5%。随 着燃耗提高，特别是如处理MOX乏燃料，需要开发新技 术，进一步提高元件容积率，提高钚的总回收率。
3）分离流程的分离手段多样，既有溶剂萃取法，也有离子 交换法、萃淋树脂法、色层法等。对次锕系以及锶、铯 的分离，原理上通过各萃取剂的组合使用可以实现。主 要问题是要解决萃取剂的萃取容量、生产第三相、稀释 剂的选择、试剂的稳定性和降解产物的处理、各工艺物 流接口处理。
4）在水法后处理流程中目前尚有不少前瞻性研究，些问题
4.目前后处理厂对镎的回收没有要求，但工厂运行表明 约有80%以上的镎随铀钚进入后续物流中，国外研究结 果表明，从PUREX流程中有望回收≥99%的镎。但这是 一个比较困难的工作，需深入研究。
5.目前后处理厂对锝也没有回收要求，但在共去污柱中， 大部分锝进入有机相。另外，锝的存在对铀钚分离产 生不利影响。需要进一步研究锝的化学行为并回收锝。
后处理钚首先考虑制备MOX燃料，用于快堆、ADS反应 堆中。
乏燃料后处理的综合考虑
地质处置库对公众造成的放射性剂量当量 限制在0.1-0.3mSv/a。
对长期放射性毒性起决定作用的是钚和次 锕系元素。裂变产物中重点考虑对处置 库容量起主要作用的高释热核素锶-90、 铯-137，及长寿命的锝-99、碘-129。
第三代后处理技术
分离锶铯的有CCD-PEG流程； 用冠醚分离锶的SREX流程； 用杯冠化合物直接萃取铯的CSEX流程。
在第三代后处理技术研发中，改进首端工艺、强 化铀钚分离、控制镎走向并提高铀镎钚的回收 率、新型双官能团萃取剂、直接萃取三价锕系 元素的软配体萃取剂、分离铯的杯冠类萃取剂 等研究尤为重要。
熔盐主要采用无机离子型熔盐，无机离子盐很多，对这 些盐组合可变换出多种熔盐体系，但主要是碱金属和 碱土金属的氯化物。通过加入添加剂调整熔盐的溶解 能力、工作温度、降低体系的腐蚀性。
上述方法都处于中试阶段。其中：提高铀钚和次锕系元 素的回收率、提高固化体对盐的包容率、开发新的残 渣废物处理技术、实用的分析测试技术、物料连续运 转技术、提高设备的耐腐蚀性、保持系统很高的惰性 气氛都是今后研究的重点。
6.碘的化学形态复杂，需进一步提高碘的回收率。
7.干法后处理的分离和去污系数不如水法高，但目前实 验室达到的指标已能满足燃耗循环的要求。干法后处 理要提高锕系元素总的回收率比较困难，需进一步研 究。