聚焦中国核燃料后处理：万吨乏燃料咋成了烫手山芋
2016年10月16日03:26 中国新闻网
“在核燃料后处理上我们是一个后进的国家，这不得不承认。”
虽然，朱永公式院士手拿话筒有些颤抖，但他的语气却异常冷静：“多年来，我国对核燃料循环后段处理缺乏系统研究，没有顶层科学规划，研究力量分散，基础研究缺乏支持，这样下去势必影响核电站的可持续发展。”
今年10月16日，是我国第一颗原子弹试验成功52周年。15日，朱院士与其他9位核化学与放射化学界院士相聚在北京应物会议中心，他们理应拍手相庆，但是一说起我国的核燃料后处理的现状，气氛一下子变得严肃起来。
而在今年8月，中法合作核循环项目在连云港(5.020, 0.01, 0.20%)拟选厂址一事引起了当地居民强烈反对，最终地方政府宣布永久停止该项目的选址规划。
我国首个商业核电站1991年就投入运行，为何到今天还在为乏燃料处理厂选址困惑？朱院士痛陈的问题其根源又在哪？多位院士和专家向科技日报记者阐述观点。
乏燃料是“魔鬼”吗
乏燃料，是指在反应堆内燃烧过的核燃料，经过一定的时间从反应堆内卸出。乏燃料并非核废料。其中仍有95%的铀没有燃烧，同时还会产生一些新核素，如1%的钚和4%的其他核素。
到2020年，我国预计建成5800万千瓦核反应堆机组，每年产生的乏燃料超过1000吨，乏燃料累计总量约1万吨。
“诺贝尔奖获得者伯顿·里克特曾经写过一篇讨论核能的文章《两个魔鬼之间》，我们干的就是降妖除魔的事。”清华大学教授陈靖形象地说。
乏燃料具有很强的放射性，如果处置不当将引发难以估量的灾难。对于这个“魔鬼”，国际上有两种办法：一是永久禁锢在地下，二
是“招安”部分可用之才。
“美国耗资1000亿美元在尤卡山挖了一个几百米深的地下储藏基地，但是到2015年，储量已经达到75%，过不了几年就要装满了，接下来怎么办？”陈靖反问道。因此，自奥巴马上任后，美国政府就暂停向尤卡山继续存放乏燃料，另寻出路。
而我国人多地少的国情决定了环境容量更为有限，把问题留给后代既不负责也不现实。
如何锁紧“潘多拉魔盒”
在天然铀中，仅有不到1%的铀同位素——铀235，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀238却不能。这就意味着，铀燃料中有99%的能量未被利用。
因此，核燃料循环后处理就是要回收铀、钚等易裂变材料，以及可以利用的次锕系元素等物质，并制成核燃料组件再次使用，而其他放射性核素固化制成玻璃块状的高放废物封存。
那么，对乏燃料的处理是否意味着打开了“潘多拉魔盒”？
“所有的处理都在常温下进行，这与切尔诺贝利或福岛因为核反应堆高温导致泄露完全不同。”陈靖说，“再配合成熟的临界安全管控措施，处理厂的风险是非常低的。”
专家介绍，后处理厂在操作过程中确实有部分放射性物质进入环境。比如氚，国际惯例是排放到海水中，因为它在海水中天然存在，且“寿命”只有几年，对环境基本没有影响。
法国阿格珐核循环厂多年监测的数据表明，工厂给产业园区附近的公众带来的辐射剂量为0.03毫西弗/年，仅相当于自然辐射量的百分之一。
“建处理厂并非要在当地存放高放废物，最终还是运输到甘肃北山的地下储存基地。”中国原子能科学研究院副院长叶国安告诉记者。
而经过处理，最终“罪大恶极”的“恶魔”比起当初的乏燃料已大大减少，一吨乏燃料处理后高放废物仅有0.2立方米，这将大大减轻地下存放的空间压力。
即将“爆仓”的乏燃料何去何从
“2004年，我们撰写了一个报告，其中讲到我国的乏燃料处理比
印度还落后，引起了国家领导人的震惊。”中科院院士柴之芳说。
目前，全球主要的核国家都有乏燃料处理装置，包括法国、美国、英国、俄罗斯、日本。“印度早在十几年前就建成了3个百吨级的处理厂，而我国仅有甘肃一个50吨级的处理厂，远远无法满足商业核电站的乏燃料处理需求。”
没有处理厂，我国商业核电站的乏燃料只能存在水池中，一般核电站的水池设计容量仅能满足其15—20年的乏燃料总量。自1991年秦山核电站投运，目前已有多个核电站的水池存满。核电站不得不扩建水池或寻求干法储存，但这些仅是权宜之计。
究竟是什么原因导致核电产业前、后端发展不平衡呢？
“没有持续性投入、缺少国家顶层设计是根源。”陈靖告诉记者，2010年，国家重大专项中设立了乏燃料后处理子项，预算经费68.95亿元，但是到目前只下拨了2.6亿元。
“虽然乏燃料处理写入国家核电发展规划，但是没有细化，无法执行。”叶国安认为，我国乏燃料处理工业化能力较弱，工艺、设备、质控都不能满足连续的、大容量的处理要求。
上世纪70年代，朱永公式院士带领团队研究提出了从高放射性废液中去除锕系元素的TRPO萃取流程，为我国独创，达到国际先进水平，受到国际核能界的高度评价。但是因为工业化研究和后续投入没有跟上，至今仍未转化为处理装置。柴之芳院士不无遗憾地说。
专家们不禁追问：难道无处可去的乏燃料真的将成为我国商业核电发展中的烫手山芋吗？
来源：科技日报
1.乏燃料的基本情况 (1) 1.1世界处理乏燃料的模式 (1) 2.后处理方法 (2) 2.1水法后处理。 (2) 2.2干法后处理。 (3) 3.后处理工艺 (3) 3.1普雷克斯流程的化学原理。 (3) 3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤。 (3) 3.2后处理的发展趋向 (4) 4.百科-乏燃料后处理 (4) 4.1核燃料后处理的主要目的 (4) 4.2后处理工艺 (4) 4.2.1水法后处理 (5) 4.2.2干法后处理 (5) 4.3后处理技术 (5) 1.乏燃料的基本情况 比如，一座100万KW的热中子反应堆核电站，每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物，能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。 目前，全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。过去40年里，全世界卸出的乏燃料到2000年底，累计达22.5万tHM，预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM，其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM，而到了2020年以后，预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。
核反应堆卸出的乏燃料中，有三种类型的放射性核素：一种是长寿命和短寿命的裂变产物，二是活化产物，三是锕系元素。裂变产物和活化产物都是带β放射性，除了包含几种核素之外，其它半衰期都比较短，而锕系元素都是带α放射性，有些还带有自发裂变现象，大多数的锕系元素具有较短的半衰期，但是其子体的半衰期却很长，甚至长达几百万年。 1.1世界处理乏燃料的模式 由于核电站乏燃料的放射性很强，其中有些核素的毒性又大，所以整个乏燃料的处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行，这就给乏燃料处理过程带来很大的技术难度。怎样处置这些放射性强毒性大的乏燃料，长期存在着争议，分歧也主要集中在经济性、安全性和核扩散上。于是，世界上不同国家制订出了适应各自战略需求不同的技术路线： ①一种是采取开环式或称“一次通过”式燃料循环，即将乏燃料在经过一段时间的中间贮存后，作为最终废料直接深埋在地质处置库中，同时可以防止燃料中的钚的扩散，这是美国卡特政府1977年制定的决策。 ②另一种是采取闭合燃料循环，即对核电站乏燃料进行化学处理（或称后处理，以区别于核燃料在进入反应前的化学处理过程），从中回收总量占96%左右的铀和1%左右的钚。目前，我国每年卸出的PWR乏燃料中含有大约1.8tPU，预计到2020年卸出的PWR乏燃料中Pu的累积量将达到约86～120t，且以每年6.5～9.5tPu的速度增加，如果能尽早的形成后处理能力，就可以将获得的Pu用于核燃料再循环，并为快中子反应堆供应核燃料。而只占总量3%左右的寿命裂变产物和次锕系核素（镎、镅、锔等）才作为高放废物，经玻璃固化处理后作最终地质处置或做嬗变处理。这是英、法、德、俄，日等国家坚持不变的决策。 已有越来越多的人们倾向于后一种即乏燃料后处理和铀钚再循环的技术路线，我国早在1983 就已做出决定，采用乏燃料后处理的政策，走核燃料闭合循环之路。因为不这样做，全世界已探明的铀资源很可能在不到一百年之内就会变得枯竭，核裂变能利用的能源可持续发展就无法实现。况且，在不断的核燃料再循环中，使用的钚要比分散埋存在各废物处置库中的钚更易于控制和管理，从而更难于恐怖分子等搞非法的核扩散。 ③尤其是随着科学技术的不断进步，相信在不久的将来，可以通过嬗变技术把那些在后处理过程中分离出来的99Tc、129I 等裂变产物和次锕系素“焚毁”，使之转变为短寿命或更为稳定的核素，从而大大地减少或消除放射性废物对环境的危害，使核能变得更加清洁干净。 2.后处理方法 辐照过的乏燃料后处理的工艺方法一般可分为水法和干法后处理两大类。
F 49 EJ/T 939—1995 核燃料后处理厂 建（构）筑物、系统和部件的分级准则 1995-07-05发布 1995-11-01实施 中国核工业总公司发布 附加说明： 本标准由中国核工业总公司科技局提出。 本标准由核工业第二研究设计院负责起草。 本主要起草人：李守成、易著贵、李光鸿、林懋贞、杨鑫荣。 1主题内容与适用范围 本标准规定了核燃料后处理厂（简称后处理厂）建（构）筑物、系统和部件的安全分级方法以及安全分级、抗震分类、质量保证分级的准则及其设计要求。 本标准适用于后处理厂及其附属的乏燃料湿法贮存及各类放射性废物管理设施的设计、采购、制造、建造、安装、检验、调试和运行。 2引用标准 GBJ 11 建筑抗震设计规范 GB/T 19000 质量管理和质量保证标准——选择和使用指南 GB/T 19001 质量体系——设计/开发、生产、安装和服务的质量保证模式GB/T 19002 质量体系——生产和安装的质量保证模式 GB/T 19003 质量体系——最终检验和试验的质量保证模式 HAF 0101 核电厂厂址选择中的地震问题 HAF 0102 核电厂的地震分析及试验 HAF 0201 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级HAF 0400 核电厂质量保证安全规定 EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分 EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则
3 术语 3.1物项 包括建（构）筑物、系统、部件、零件或材料的概括性术语。 3.2 运行安全地震动（简称SL1） 运行安全地震动是在分析后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为2×10-3的地震动值所确定的一种地震，其加速度峰值不得小于对应于极限安全地震动的一半。当发生这种地震时，与核安全有关的设施应能继续运行并维持其核安全功能。 3.3 极限安全地震动（简称SL2） 极限安全地震动是在考虑后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为10-4的地震动值所确定的最大地震。当发生这种地震时，与核安全有关的建（构）筑物、系统和部件仍需保持其核安全功能。 3.4 核安全功能（简称安全功能） 为安全着想必须完成的某一特定目的。后处理厂的核安全功能必须确保； a．在事故工况期间及事故工况后后处理厂能安全停车并保持其安全停车状态； b．防止运行工况和事故工况下放射性物质在厂区内外的释放量超过相应规定值； c．防止事故工况下造成的对厂区工作人员和公众的辐照剂量超过规定值。 4 安全分级方法 4.1概述 划分后处理厂各物项安全等级之目的是为制订不同等级物项的设计要求提供基准。不同安全等级物项的设计要求必须通过与其相应的抗震和质量保证要求给予保证，以确保它们执行的安全功能和其可靠性相一致。安全分级、抗震分类和质量保证分级的关系见下表。
乏燃料后处理Purex流程中碘的强化分离研究 Frédéric Devisme Emmanuel Touron (法国原子能委员会) 摘要 本文描述了Purex流程中分子碘的回收和纯化 它包括先用硝酸羟胺对尾气进行酸洗对碘进行选择性解吸目前正用带洗 涤柱的小型中间装置进行研究在pH约为5 条件下用HAN在室温下进行洗涤的碘得到捕集 在短寿命同位素衰变完后 129I的半衰期为1.57×107a LLFP?′ê1 ???à??o?á??μμ?±è?1?μμíoü?àê±ê1?????§?êoóè???óD·?é?D??±?ú??D?í???????êí?ù?Y·¨1ú1991年通过的长寿命核废物管理法的框架 包括嬗变本文的目的是针对上述目标 本文的研究方法及前期研究结果在以前会议中已有介绍[1] ??oó??×ü?ééüá??úD?Dí?Dê?×°??é?μ?êμ?é?á1? èèμ?′ó2?·?CsI被氧化成易挥发的分子碘902￠±???′ò?′μó?ù2??ˉ×?oóò?μà?2??′|àíê???μa?ˉ?§?ü???úμa1y???÷é? 其去污系数>1000法国阿格后处理厂乏燃料中几乎所有的碘都被浓集成NaI形式的液体 本文提出的分离过程主要用于回收溶解阶段排放的气态碘 该过程不必增加额外投资 ? 1 ?
与现有液体废物处理方案高放废液玻璃固化相适应图1示出了流程图便于暂存 该流程包括下列主要步骤 １ 不是目前的碱性介质HAN ??1y3ì?DHAN将I2还原成I- 随后用H2O2氧化碘ｇ去污目的 将碘转化成适宜于最终处置的固态稳定形式 HAN是ＨＮ易于破坏 对第1ê×?è??DD?ù′??D??ó?·¨1úò?D?′ó?§o?×÷??oó?úêμ?éêò?D??×°??é???DD??ì?2??ˉê??é μú3步研究未在本文讨论并重新评估了其适应性 并与传统的NaOH洗涤作了对比 3 碘ＮＯ2的氧化还原 前文[1]的研究表明H2O2也能氧化碘阴离子其主要过程与结果如下 ? 2 ?
乏燃料后处理
1.乏燃料的基本情况 (2) 1.1世界处理乏燃料的模式 (2) 2.后处理方法 (3) 2.1水法后处理。 (3) 2.2干法后处理。 (4) 3.后处理工艺 (4) 3.1普雷克斯流程的化学原理。 (4) 3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤。 (4) 3.2后处理的发展趋向 (5) 4.百科-乏燃料后处理 (6) 4.1核燃料后处理的主要目的 (6) 4.2后处理工艺 (6) 4.2.1水法后处理 (6) 4.2.2干法后处理 (6) 4.3后处理技术 (7) 1.乏燃料的基本情况 比如，一座100万KW的热中子反应堆核电站，每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物，能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。 目前，全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。过去40年里，全世界卸出的乏燃料到2000年底，累计达22.5万tHM，预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM，其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM，而到了2020年以后，预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。 核反应堆卸出的乏燃料中，有三种类型的放射性核素：一种是长寿命和短寿命的裂变产物，二是活化产物，三是锕系元素。裂变产物和活化产物都是带β放射性，除了包含几种核素之外，其它半衰期都比较短，而锕系元素都是带α放射性，有些还带有自发裂变现象，大多数的锕系元素具有较短的半衰期，但是其子体的半衰期却很长，甚至长达几百万年。 1.1世界处理乏燃料的模式
第一章 1-1.核燃料的内涵是什么,核燃料循环这一概念是如何形成的? 1-2.核燃料后处理的任务及其产品形式是什么? 1-3.简述核燃料后处理厂的特点. 1-4.核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发? 1-5.简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺过程. 第二章 2-1.理解、记忆铀、钚、次锕系元素的重要化学性质。 2-2.理解、记忆裂变碎片元素的重要化学性质。 2-3.理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。 2-4.理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀、钚的因素。 2-5.了解磷酸三丁酯对裂片元素的萃取性能。 2-6.理解磷酸三丁酯及稀释剂化学分解和辐射降解的过程，降解产物的种类及其对Purex工艺的影响。 2-7.理解多级逆流萃取-洗涤过程及其定量描述方法。 第三章 3-1.简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响。 3-2.理解并记忆核燃料后处理工艺原理流程框图。 3-3.简述世界各国应用Purex工艺流程概况。 3-4.乏燃料元件运输过程中要考虑哪些问题？ 3-5.简述快中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤。 3-6.乏燃料组件放置（冷却）贮存的目的是什么？ 第四章 4-1.水法核燃料后处理工艺的首段处理包括哪些步骤？ 4-2.乏燃料元件的脱壳方法有哪几种？简述各种脱壳方法的优缺点及其实用性。 4-3.理解、掌握乏燃料芯体溶解反应、溶解过程及操作要点。 4-4. 1AF料液制备中要考虑哪些问题？ 4-5.试比较生产堆、动力堆和其他堆型乏燃料首段处理的特点和工艺要求。
4-6.可以采取哪些措施来降低溶芯过程的酸耗？ 第五章 5-1.为什么说，确保共去污-分离循环的安全稳定运行是后处理厂的关键环节之一？ 5-2.理解、记忆铀钚共去污-分离工艺过程； 5-3.简述几种还原钚（Ⅳ）实现铀钚分离的方法，针对这些方法的优缺点，你能提出什么新创意？ 5-4.你能对1A槽（柱）和1B槽（柱）的运行提出什么建议吗？ 5-5.循环经济在铀钚共去污-分离循环流程中有哪些体现？ 第六章 6-1.理解、记忆制定钚的萃取净化循环流程时各参数的依据。 6-2.钚的尾端处理涵盖哪些内容？ 6-3.为什么说，可将核燃料后处理厂与动力堆铀钚氧化物混合燃料元件制造厂合并？ 6-4.后处理厂的产品与燃料元件制造厂、铀同位素分离厂有什么关联？ 第七章 7-1.理解、记忆铀的萃取净化循环流程及工艺参数的选择依据。 7-2.在什么情况下需用三个萃取循环净化铀？在什么情况下只需用两个萃取循环加硅胶柱吸附净化铀？ 7-3.为什么要进行硝酸铀酰的脱硝与还原？ 7-4.硝酸铀酰的脱水、脱硝有哪些方法，各自有哪些优缺点？ 7-5.理解、记忆一步脱硝-还原二氧化铀的原理、工艺流程和主要设备。 第九章 9-1.理解、分析后处理厂放射性三废的来源，废物处理、处置的基本原则，提出你的减量设想。 9-2.理解、记忆并能灵活应用放射性废水的处理技术。 9-3.理解、分析高放废液的综合利用与最终处置途径。 9-4.根据可持续发展原理、核燃料闭式循环及循环经济概念，发表你对核燃料后处理厂产生的三废的处理、处置的创新设想。 9-5.设计某后处理厂高放废液的贮存设备。
界面污物：溶解产品液含有少量二氧化硅和其他胶体沉淀。进入萃取设备后，含Si 微粒容易积累在两相界面附近，吸附Zr-Nb 裂片，与溶剂降解产物结合形成界面污物沉淀，大大降低去污效率和铀、钚收率，破坏萃取器的稳定操作。 超临界状态(反应堆启动和提升功率的状态)：当反应堆系统的K 有效>1时，裂变中子一代比一代多，链式反应发散。 核燃料：含有易裂变核素或可转换物质，放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料 铀饱和度：已与硝酸铀酰络合的TBP 摩尔数在TBP 总摩尔数中所占的份额。以ξ（%）表示为ξU =2Y u /Y T(0)×100%，Y u 为有机相中铀浓度（mol/L ）；Y T(0)为有机相中初始TBP 浓度（mol/L ） 随着ξU 的提高，铀、鎿、钚的分配系数均下降。 分离系数β：某两种元素的分离系数，指这两种元素在分离前含量的比值与分离后含量的比值的比值。 ε：快中子增值因子（由各种能量中子引起的裂变而产生的快中子总数与仅由热中子裂变而产生的快中子数之比。 f ：热中子利用因子（核燃料所吸收的热中子数与被吸收的热中子总数之比。 与核燃料在慢化剂中的浓度紧密相关）。f=0活性区完全由慢化剂组成，f=1活性区完全有核燃料组成。 核燃料后处理：从乏燃料中除去裂变产物，分离并回收易裂变核素及可转换核素的的处理过程。 （建议理解）分配系数：用来描述在萃取和反萃取过程中物质分配状况的一个参数，表示在萃取过程中，某物质被萃取的能力，α=C 0/C a ，)('1'3)(M y P T n P n M M M M r r r T NO K X Y +±-==α 核燃料后处理的任务： 1）提取和纯化新生成的可裂变物质； 2）回收和纯化没有用完的可裂变物质和尚未转化的转化材料； 3）提取有用的裂变产物和超铀元素； 4）对放射性废物进行妥善处理和安全处置。 铀钚共去污-分离循环的安全运行是核燃料后处理的关键环节之一，因为： （1）后处理厂稳定运行的持续时间、生产负荷由1A 槽（柱）控制； （2）后处理流程中的铀线和钚线需要几个净化循环，在很大程度上取决于1A 槽（柱）的净化效果； （3）有机溶剂的质量、再生效果及其对萃取过程的影响主要体现在1A 槽（柱）； （4）运行过程中，由于1A 槽界面污物的产生及其放射性积累所导致的开停车期间放射性后移问题最突出； （5）237Np 回收率的高低在很大程度上取决于1AP 中铀饱和度的控制； （6）在1AW 中铀、钚金属的流失量，占整个工艺流程中的铀钚总流失量的30%左右。 酸浸影响浸取过程的主要因素： 1）、矿石粒度-根据矿石特性和浸取工艺条件来定
核燃料的生产虽然是以从自然界获取的铀作为原料，但大量人工放射性的产生却是必然的。从核裂变中获取能量的必然代价就是，当富含中子的重核裂变之后，释放出中子和作为重核裂变碎片的新原子核，后者主要是相对于天然稳定同位素而言富含中子的放射性同位素，会通过衰变变成某些稳定核素；同时大量中子在反应堆中与核燃料和结构材料等堆内物质作用，产生感生放射性，其中不乏寿命较长并且放射性很强的新核素。这些新的放射性物质有着数秒到数十万年不等的半衰期，导致乏燃料当中含有巨大放射性总量，一座核电站内大约60吨核燃料的人工放射性大致需要一条长江的年径流量（万亿立方米的水）才能稀释到天然铀矿的水平。乏燃料乏燃料如果不后处理，可以3～10年的冷却后，中期（30~50年内）可以在干式或湿式设施中较经济的储存，由于核燃料的总量相对较少（全美核电运行至今的乏燃料总量约五万吨，理论上一个标准橄榄球场可以摆下），在可预见的未来内继续中间存储或者后处理都是经济的。如果不后处理，乏燃料需要地质处置很长时间，后处理可以大大缩小需要地质处置的放射性废物体积，回收可作为燃料利用的铀和钚，虽然在目前这种回收并不经济。回收的铀虽然有0.9%左右的富集度，但由于含有中子毒物U236，因此浓缩相对于天然铀需要额外的分离功；这样核燃料后处理的成本主要由另一种产品钚来承担，所以由钚制成的MOX燃料价格昂贵，比新的低浓缩铀燃料还要贵；而不生产MOX燃料，储存钚价格也很贵。所以只有核燃料需求紧张，并且地质处置费用较高的欧洲国家和日本坚持核电乏燃料商用后处理。后处理后的废物乏燃料后处理之后还会得到放射性废液和固体废物，绝大部分钚和铀作为燃料被回收，部分后处理厂也回收镎，其中需要进行地质处置的主要是高放废物，放射性来自于裂变产物、锕系元素。一座100万千瓦的压水堆（PWR）电站，每年卸出乏燃料约25t；其中含有可循环利用的铀约23.75t, 钚约200kg,中短寿命的裂变产物(FPs)约1000kg；还有次锕系核素约20kg，长寿命裂变产物约30kg。核设施运行退役、后处理过程除液体外，还产生固体放射性废物（活化金属、废树脂等等），中低固体放射性废物通常掩埋处置，产生高放射性废物（除高放废液固化物外，主要是燃料包壳）也需要地质处置。对于环境而言，部分放射性较强的物质由于半衰期短在几年内会衰变完，而大部分裂变产物核素会在千年内衰变完，需要考虑是可靠排除其发热并长时间储存不至于泄漏的形式，目前核燃料循环工业所采用玻璃固化方法基本上可以解决这部分废物，通过可靠的长期地质储存而保证较长时间内不进入环境——目前认为可以保证在良好的地质处置场中1万年内（工程设施1000年左右，地质屏蔽10000年左右），玻璃或陶瓷固化体中的放射性物质不会大量进入环境，尤其是地下水。但万年尺度上，高放废物的储存很难确保不进入环境，这部分风险主要集中在长寿命裂变废物LLFP、次要锕系元素MA（除铀、钚以外的锕系元素）。需要说明的是如果高放废液不进行固化，就比较麻烦，一来后处理废液中大部分是硝酸盐，强放射性会产生氢气有爆炸可能，二来后处理废液多是酸性，腐蚀性严重，三来发热量大，液体散热不良会沸腾，并且由于可裂变物质的浓缩可能会临界。所以大部分后处理场会将高放射性废液和固体废物固结在玻璃体中（通常是硼硅酸盐或磷酸盐玻璃），目前也有在研究陶瓷固化的。中放废液可以浓缩，或通过水泥，沥青进行固化，但应当减少其中的钚等锕系废物残留。低放射性废物则通常直接稀释后排放。核燃料后处理过程设计上尽量减少放射性废物的产生，所以某些工厂低放废液会循环利用。后处理过程中还会释放大量的放射性气体，主要是惰性气体氪、氙的同位素，还有氚和碳14。放射性碘也会以气态形式释放，后处理厂通常通过延长储存期减少半衰期短的放射性碘释放，即使如此剩余的绝大部分碘需要以被化学方法回收，但在核电站或后处理厂事故中极为棘手，尤其是半衰期更短的碘131，通常以滞留为主要手段阻止严重事故下的大规模释放。氚排放总量巨大（由链式反应中的三分裂，锂硼等反应堆化学、反应性控制物质的核反应产生），但易于稀释；碳14放射性较弱，惰性气体难以形成内照射，一般也是稀释后排放，当然目前部分后处理设施也会回收半衰期较短的放射性氪，以减少放射性排放。地质处置场出于地质处置场的提供1万年的隔离能力的需要，
1.乏燃料的基本情况 (1) 世界处理乏燃料的模式 (1) 2.后处理方法 (2) 水法后处理。 (2) 干法后处理。 (3) 3.后处理工艺 (3) 普雷克斯流程的化学原理。 (3) 普雷克斯流程的主要工艺步骤。 (3) 后处理的发展趋向 (4) 4.百科-乏燃料后处理 (4) 核燃料后处理的主要目的 (4) 后处理工艺 (4) 水法后处理 (5) 干法后处理 (5) 后处理技术 (5) 1.乏燃料的基本情况 比如，一座100万KW的热中子反应堆核电站，每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物，能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。 目前，全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。过去40年里，全世界卸出的乏燃料到2000年底，累计达万tHM，预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM，其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM，而到了2020年以后，预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。
核反应堆卸出的乏燃料中，有三种类型的放射性核素：一种是长寿命和短寿命的裂变产物，二是活化产物，三是锕系元素。裂变产物和活化产物都是带β放射性，除了包含几种核素之外，其它半衰期都比较短，而锕系元素都是带α放射性，有些还带有自发裂变现象，大多数的锕系元素具有较短的半衰期，但是其子体的半衰期却很长，甚至长达几百万年。 世界处理乏燃料的模式 由于核电站乏燃料的放射性很强，其中有些核素的毒性又大，所以整个乏燃料的处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行，这就给乏燃料处理过程带来很大的技术难度。怎样处置这些放射性强毒性大的乏燃料，长期存在着争议，分歧也主要集中在经济性、安全性和核扩散上。于是，世界上不同国家制订出了适应各自战略需求不同的技术路线： ①一种是采取开环式或称“一次通过”式燃料循环，即将乏燃料在经过一段时间的中间贮存后，作为最终废料直接深埋在地质处置库中，同时可以防止燃料中的钚的扩散，这是美国卡特政府1977年制定的决策。 ②另一种是采取闭合燃料循环，即对核电站乏燃料进行化学处理（或称后处理，以区别于核燃料在进入反应前的化学处理过程），从中回收总量占96%左右的铀和1%左右的钚。目前，我国每年卸出的PWR乏燃料中含有大约，预计到2020年卸出的PWR乏燃料中Pu的累积量将达到约86～120t，且以每年～的速度增加，如果能尽早的形成后处理能力，就可以将获得的Pu用于核燃料再循环，并为快中子反应堆供应核燃料。而只占总量3%左右的寿命裂变产物和次锕系核素（镎、镅、锔等）才作为高放废物，经玻璃固化处理后作最终地质处置或做嬗变处理。这是英、法、德、俄，日等国家坚持不变的决策。 已有越来越多的人们倾向于后一种即乏燃料后处理和铀钚再循环的技术路线，我国早在1983 就已做出决定，采用乏燃料后处理的政策，走核燃料闭合循环之路。因为不这样做，全世界已探明的铀资源很可能在不到一百年之内就会变得枯竭，核裂变能利用的能源可持续发展就无法实现。况且，在不断的核燃料再循环中，使用的钚要比分散埋存在各废物处置库中的钚更易于控制和管理，从而更难于恐怖分子等搞非法的核扩散。 ③尤其是随着科学技术的不断进步，相信在不久的将来，可以通过嬗变技术把那些在后处理过程中分离出来的Tc、I 等裂变产物和次锕系素“焚毁”，使之转变为短寿命或更为稳定的核素，从而大大地减少或消除放射性废物对环境的危害，使核能变得更加清洁干净。 2.后处理方法 辐照过的乏燃料后处理的工艺方法一般可分为水法和干法后处理两大类。
乏燃料后处理的概念 Prospects for the worldwide development of nuclear power production suggest that two or three new nuclear power plants will be put into operation yearly till 2030. This scenario gives a greater role to the final stage of the closed nuclear fuel cycle in Russia, namely, the reprocessing of spent nuclear fuel (SNF) in order to separate uranium and plutonium and recycle them into power production. Several processes are now used for SNF reprocessing, primarily, aqueous processes, the main being the PUREX process [1]. Next are anhydrous or dry processes, such as fluoride gas SNF reprocessing and the electrochemical separation of uranium and plutonium from alkali chloride melts [2]. These processes have both strengths and weaknesses; the elimination of these weaknesses will considerably enhance the development of the processes. Our strategy of SNF reprocessing develops aqueous processes and is an alternative primarily to the widely used PUREX process. The underlying idea of this strategy is the use of carbonate solutions instead of nitrate solutions, which are widely used for decontaminating uranium and plutonium from fission products, plus extraction. 全球核电生产发展前景表明，到2030年，每年将有两到三个新核电站投入运营。这一设想使俄罗斯封闭核燃料循环的最后阶段发挥了更大的作用，即对乏核燃料进行再处理，以便分离铀和钚并将它们再循环用于电力生产。
核科学与技术学院 核化工与燃料工程专业人才培养方案 一、专业简介 核化工与核燃料是核工业体系中的两个重要环节。本专业的主要课程含大学基础化学（无机、有机）、检测化学、环境化学、核化学与化工、核燃料循环与材料、理论化学、放化基础、化工原理、普通物理、高等数学、线性代数等，具有理工结合的特点。主要培养具有工程技术研究、开发和应用能力的核化工与核燃料工程人才。 二、专业的人才培养定位与目标 培养适应二十一世纪我国社会主义建设实际需要，德、智、体全面发展，具有良好的思想品德、科学文化、创新意识、业务、心理和身体素质。掌握现代化学基本理论、基本知识和基本技能，知识面宽广，受到基础研究、应用研究初步训练的核化工与核燃料循环专业专门人才。毕业生适宜继续攻读硕士学位；适宜到科研部门和学校从事科研和教学工作；适宜到厂矿企业、事业、技术和行政部门从事应用开发研究、生产技术和管理工作。 三、专业的基本要求 （一）思想道德和人文、心理素质 1、热爱社会主义祖国，拥护中国共产党的领导。 2、学习马列主义、毛泽东思想和邓小平理论，逐步树立正确的世界观和人生观，初步掌握辩证唯物的思维方法。 3、对学生进行集体主义教育，具有良好的思想品德和较高的文化素质，具有强烈的事业心和高度的社会责任感。 4、培养学生的竞争意识，并形成良好的心理适应能力。 （二）业务方面 1、掌握本专业所必须的数学、物理学的基本理论和实验的基本技能。 2、系统地、扎实地掌握本专业所必须的现代化学化工的基本理论、基本知识和基本实验技能，具有初步的能源科学、环境科学、材料科学等相关学科的基础知识。
3、熟悉计算机操作系统，具有较熟练的程序编制和应用软件能力。 4、较好地掌握一门外国语，具有初步的听、说、读、写能力。 5、掌握本专业必须的原子核物理、放射化学及核工程与技术基本理论及实验技能，具有初步的化工设计能力。 6、掌握化学化工某些领域的专业知识，有较强的适应性和一定创新能力，对核化工与核燃料循环领域的前沿、发展趋势有所了解，具有初步的研究、应用和开发能力。 7、具有将化学和化工的基本理论知识与生产实际相结合，分析、解决与核化工与核燃料循环相关的实际问题的初步能力。 （三）体育方面 1、了解体育的基本知识，达到国家规定的大学生体育合格标准。 2、养成良好的体育锻炼和卫生习惯，身心健康。 四、专业的学制与学分 （一）学制：共四年。 （二）学位：总学分161，必修137学分选修24学分。完成本专业学业，并符合学校有关学位授予规定者，授予兰州大学工学学士学位。 五、专业主干课程、特色课程和精品课程 主干课程：大学基础化学（无机、有机）、检测化学、理论化学、放化基础、化工原理 精品课程：化工原理（省级） 六、课程体系结构与学时学分分配表
聚焦中国核燃料后处理：万吨乏燃料咋成了烫手山芋 2016年10月16日03:26 中国新闻网 “在核燃料后处理上我们是一个后进的国家，这不得不承认。” 虽然，朱永公式院士手拿话筒有些颤抖，但他的语气却异常冷静：“多年来，我国对核燃料循环后段处理缺乏系统研究，没有顶层科学规划，研究力量分散，基础研究缺乏支持，这样下去势必影响核电站的可持续发展。” 今年10月16日，是我国第一颗原子弹试验成功52周年。15日，朱院士与其他9位核化学与放射化学界院士相聚在北京应物会议中心，他们理应拍手相庆，但是一说起我国的核燃料后处理的现状，气氛一下子变得严肃起来。 而在今年8月，中法合作核循环项目在连云港(5.020, 0.01, 0.20%)拟选厂址一事引起了当地居民强烈反对，最终地方政府宣布永久停止该项目的选址规划。 我国首个商业核电站1991年就投入运行，为何到今天还在为乏燃料处理厂选址困惑？朱院士痛陈的问题其根源又在哪？多位院士和专家向科技日报记者阐述观点。 乏燃料是“魔鬼”吗
乏燃料，是指在反应堆内燃烧过的核燃料，经过一定的时间从反应堆内卸出。乏燃料并非核废料。其中仍有95%的铀没有燃烧，同时还会产生一些新核素，如1%的钚和4%的其他核素。 到2020年，我国预计建成5800万千瓦核反应堆机组，每年产生的乏燃料超过1000吨，乏燃料累计总量约1万吨。 “诺贝尔奖获得者伯顿·里克特曾经写过一篇讨论核能的文章《两个魔鬼之间》，我们干的就是降妖除魔的事。”清华大学教授陈靖形象地说。 乏燃料具有很强的放射性，如果处置不当将引发难以估量的灾难。对于这个“魔鬼”，国际上有两种办法：一是永久禁锢在地下，二 是“招安”部分可用之才。 “美国耗资1000亿美元在尤卡山挖了一个几百米深的地下储藏基地，但是到2015年，储量已经达到75%，过不了几年就要装满了，接下来怎么办？”陈靖反问道。因此，自奥巴马上任后，美国政府就暂停向尤卡山继续存放乏燃料，另寻出路。 而我国人多地少的国情决定了环境容量更为有限，把问题留给后代既不负责也不现实。 如何锁紧“潘多拉魔盒” 在天然铀中，仅有不到1%的铀同位素——铀235，能够在热中子的作用下发生裂变反应，而占天然铀绝大部分的铀238却不能。这就意味着，铀燃料中有99%的能量未被利用。
核燃料后处理放化实验设施 核燃料后处理放化实验设施(CRARL)工程进展 黄美德 2006年，核燃料后处理放化实验设施工程（CRARL）前期工作取得突破性进展，整个工程前期工作处于受控状态，“质量、进度、投资和安全”四大控制逐步实施，工程部管理水平有了进一步提高。 继2004年12月国防科工委批复了本项目的可行性研究报告后，工程部委托北京核工程研究设计院进行初步设计，于2006年初完成了初步设计工作，并于2006年10月25日得到中国核工业集团公司的正式批复（中核计发〔2006〕450号），取得了形象性进展。初步设计的完成是工程的重大节点之一，它标志着CRARL工程已由工程前期准备阶段进入施工阶段。 2006年CRARL工程部主要完成了以下工作： 1) 完成初步设计文件的编制、上报和评审； 2) 完成了厂址管道的拆除和改造工作； 3) 完成了监理单位、施工单位资料收集、联系及招标文件的编制； 4) 完成了对部分重要设备厂家的考察评价； 5) 完成了部分施工设计图的设计和审查； 6) 召开了CRARL工程科研项目研讨会。 目前，工程的施工设计工作已经全面展开，建筑施工图已经审查通过，安全分析报告、环境影响评价报告（设计、建造阶段）以及消防专篇等报告已经编制完成，并上报国家有关主管部门审查，各项开工报建工作也正在进行之中。 截至2006年12月，国防科工委累计下达资金计划7 012万元，累计到位资金4 512万元。截止2006年2月底，CRARL工程累计签订合同11份，合同总额为3 150.51万元，完成工程总投资15.8%。 CRARL工程的质保体系正在逐步建立和完善。2006年完成了26个大纲程序的编制、审查、批准和颁布实施。3月份进行了大纲的管理部门审查，根据管理部门审查的结论，正在对大纲进行修订和升版准备工作，同时对大纲程序作相应的修订和换版工作。工程部各部门将在下一步继续编制完善第三层次工作文件。 由于CRARL工程的建设在国内尚属首次，既要要求设计技术先进，又要做到安全、可靠、经济和适应科研需要的灵活性，同时工程中的一些非标设备设计也没有类似的经验可供参考，因此，工程部技术人员在施工设计过程中加强与北京核工程研究设计院设计人员的联系和沟通，在保证施工设计进度的同时，加强对施工图纸的审查和质保监查，确保工程按时保质完成。
世界乏燃料后处理工业现状 北极星电力网新闻中心 2013-5-7 11:26:56 我要投稿 所属频道: 核电关键词: 乏燃料铀核电技术 北极星核电网讯:法国核电工业发达，现有58台核电机组在运行，总装机容量约63吉瓦，年发电量约4210亿千瓦时，约占全国总发电量的75%。这些核电机组在发电的同时，也产生大量的乏燃料。法国采取闭合式燃料循环政策，即对核电厂产生的乏燃料进行后处理，回收其包含的铀和钚，并制成燃料继续在反应堆中循环使用。采取闭式燃料循环政策的国家还有日本、俄罗斯、印度等国，就目前的情况看，法国的商业乏燃料后处理及再循环工业是世界上规模最大、工艺最成熟、技术最先进的。 大型商业后处理活动：不可比拟的“阿格地位” 法国先后建成过UP1、UP2和UP3三座商业后处理车间，其中位于马库勒场址的UP1于1958年投运，主要用于军事目的，已于1997年关闭，UP2和UP3均位于阿格后处理厂。 经过40年的发展，阿格后处理厂如今已成为法国甚至是世界上规模最大、技术最先进、工艺最成熟的商业轻水堆乏燃料后处理基地。它不仅处理法国国内的乏燃料，还为德国、日本、意大利等国处理进口乏燃料。该厂运行至今未发生过任何重大事故，成为成熟商业后处理的典范。该工厂目前拥有6000多名员工。 阿格后处理厂现有两个后处理车间在运行，即UP2-800和UP3，均使用成熟的PUREX 工艺。UP2于1962年动工兴建，1967年1月投产，曾处理过石墨气冷堆、快中子堆以及轻水堆等多种堆型的乏燃料，处理能力为400吨/年，但经过改造后每年可处理800多吨轻水堆乏燃料，并更名为UP2-800；UP3由7个国家（不包括法国）的外国客户共同出资兴建，于1990年投入商运，额定处理能力为800吨/年。两个车间的总处理能力约为1700吨/年，若满负荷运行，可承担90～100台百万千瓦级核电机组每年产生的乏燃料的后处理任务。目前，全球的轻水堆乏燃料后处理能力总计约为3000吨/年，而阿格后处理厂占到其中一半以上，可见其在世界乏燃料后处理领域拥有不可比拟的地位。 在阿格工厂，后处理作业可回收99.9%的钚和铀，仅剩下约3%的物质成为高放废物，经过玻璃固化后存于现场，等待最终处置。目前，阿格后处理厂的典型进料是铀235浓度为3.7%、燃耗为45GWd/t、冷却4年后的压水堆和沸水堆乏燃料。 法国电力公司目前每年产生约1200吨乏燃料，在2009年以前每年将其中的850吨运往阿格后处理厂进行处理，可回收约8.5吨钚和810吨堆后铀（RepU），其中回收的钚被立即送往马库勒（Marcoule）工厂制造成约100吨混合氧化物燃料（MOX）。从2010年起，法国电力公司每年送至阿格后处理厂的乏燃料增加到了1050吨。 在2011年之前的几年，由于大部分海外合同到期，加之没有签署新合同，阿格后处理厂的实际年产量仅为800~1000吨乏燃料。2011年下半年，阿海珐集团与国内外企业签订了
第23卷第7期2011年7月 化学进展 PROGRESS IN CHEMISTRY Vol．23No．7Jul．2011 收稿：2011年1月，收修改稿：2011年3月*Corresponding author e-mail ：yzwei@sjtu．edu．cn 国外核燃料后处理化学分离技术的研究进展及考察 韦悦周 * （上海交通大学核科学与工程学院 上海200240） 摘 要 后处理技术可分为使用水溶液的湿法和不使用水溶液的干法。湿法主要有溶剂萃取法（液液 萃取法）、 离子交换法和沉淀法等。以TBP （磷酸三丁酯）为萃取剂的PUREX 法是当今后处理的主流技术。通过PUREX 流程，可回收乏燃料中约99.5%的铀和钚，但由于长寿命次锕系元素（MA ：Np 、Am 、Cm ）以及Tc 等得不到有效的分离回收，放射性废物的放射毒性仅降低一个量级。并且该技术本身存在萃取工艺流程复杂，设备规模大，产生大量的难处理有机废液等问题。多年来世界核能主要国家都在致力于改良PUREX 流程的同时，开展更先进的湿法后处理技术研发。干法后处理采用熔盐或液态金属作为介质，主要有电解精炼法、 金属还原萃取法、沉淀分离法和氟化物挥发法等。具有装置规模较小，耐辐照性强，临界安全性高等优点。但分离性能较低，且由于操作温度高（数百摄氏度），材料耐用性以及操作可靠性尚待解决。近年来干法作为金属燃料后处理以及超铀元素嬗变燃料处理的分离技术，重新受到重视。本文概括介绍了国外先进湿法和干法后处理技术的研究动向， 并对分离技术中的主要化学问题进行了分析和考察。关键词 乏燃料 化学分离 湿法后处理 干法后处理 中图分类号：TL941；O652.6 文献标识码：A 文章编号：1005-281X （2011）07-1272-17Progress and Discussion on Chemical Separation Technologies for Nuclear Fuel Reprocessing Developed Abroad Wei Yuezhou * （School of Nuclear Science and Engineering ，Shanghai Jiao Tong University ，Shanghai 200240，China ）Abstract Reprocessing technologies can be divided into wet process using aqueous solution and dry process． The wet process includes solvent extraction （liquid-liquid extraction ），ion exchange ，precipitation ，etc．The PUREX process which uses TBP as extractant and can recover about 99.5%of the U and Pu from spent fuel is the only successfully commercialized reprocessing technology nowadays．However ，the PUREX process still has some significant drawbacks such as complicated extraction procedures ，generation of a great amount of waste and utilization of large scale equipment．In addition ，it can not effectively recover the long-lived nuclides such as minor actinides （Np ，Am ，Cm ）and Tc ，which will result in a long term radiological effect on the environment．In recent years ，many efforts have been devoted to the improvement of the PUREX process and the study of advanced wet reprocessing technologies．Dry process utilizing electro-refining in molten salt ，reductive extraction in liquid metal or volatilization of fluorides is attracting wide attention ，because it has the advantages of compact equipment ，high radiation resistance and critical safety．But relatively low separation factor and corrosion of materials at high temperature are the main problems of the dry process．This article reviews the progress in the chemical separation technologies for nuclear fuel reprocessing abroad．Furthermore ，some chemical problems in separation processes are analyzed and discussed． Key words spent nuclear fuel ；chemical separation ；wet reprocessing ；dry reprocessing