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
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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
若干份新合同，使其实际产量在2012~2014年将达到1250吨，2015年以后的目标产量为1500吨/年。2012年该工厂共为法国和荷兰电力公司处理了1023吨乏燃料，其中绝大部分来自法国电力公司。
阿格后处理厂自建成以来，除承担国内的乏燃料后处理任务之外，还承担了大批来自德国、日本、比利时、荷兰、瑞士等国的后处理任务，获得了较好的经济效益。截至2009年年末，阿格后处理厂累计处理了约2.7万吨来自国内外的轻水堆乏燃料，其中相当大一部分来自国外。从某种程度上讲，在过去20年中，如果没有外国客户的支撑，法国商业后处理工业很难取得如此辉煌的成就。
核燃料再循环：MOX燃料计划
法国目前正在其轻水堆中使用通过乏燃料后处理提取的大量堆后铀和钚。据法国电力公司估算，其约20%的发电量来自回收材料钚和铀。
与其他核电发达国家类似，法国最初的闭式核燃料策略是通过后处理将乏燃料中包含的钚提取出来，制成燃料后在快中子增殖堆中循环使用。因此，在建设大型后处理设施的同时，法国于1967年投运了实验快堆，1973年投运了“凤凰”快堆，1976年又决定建设“超凤凰”快堆，当时的预计是到2000年“超凤凰”型快堆将投入大规模应用。然而，到了上世纪80年代，石油价格下降，天然铀价格也随之下降，而燃料循环后段价格却在上升，加之快堆研发挫折不断，法国不得不调整核燃料循环战略，转向在热堆中燃烧后处理产生的铀和钚。
法国电力公司的堆后铀在皮埃尔拉特转化厂转化成U3O8以便进行中间贮存，或转化成UF6后在皮埃尔拉特铀浓缩厂或俄罗斯谢韦尔斯克（Seversk）铀浓缩厂进行再浓缩。法国每年约有500吨堆后铀（UF6）送至俄罗斯谢韦尔斯克设施进行再浓缩，浓缩后的UF6
被送至阿海珐的罗芒工厂转化成UO2并制成燃料组件。法国电力公司自20世纪80年代以后就在其90万千瓦级动力堆中使用这种燃料。截止到2010年年底，法国电力公司的堆后铀库存达到2.4万吨，分布于4个场址，成为一种战略资源。
法国于1987年发起轻水堆MOX（混合氧化物）燃料计划，目标是在其所有90万千瓦级核电反应堆中使用MOX燃料，以便尽快消耗不断增加的商业钚库存。目前，法国电力公司共有20台90万千瓦级反应堆正在使用MOX燃料，其许可MOX装料比例为30%，但实际用量低于这个比例，这是法国电力公司的商业钚库存从1988年的不到1吨猛增至2005
年50.9吨的原因之一。2007年法国电力公司使用的MOX燃料的最高平均钚含量从7.08%提高到8.65%。
法国共建设过3座MOX燃料制造设施，目前仅剩下梅洛克斯工厂在运行，它也是目前全球唯一正在运行的商业规模MOX燃料制造设施。该厂于1990年动工兴建，1995年投运，1997年产能达到100吨/年。2003年该厂的许可产能从145吨/年提高到195吨/年。截止到2008年年末，阿海珐持有30吨/年的MOX燃料出口合同，主要来自日本和德国。
2008年年底，阿海珐和法国电力公司宣布把乏燃料后处理和再循环协议延长到2040年，从而确保阿格后处理厂和梅洛克斯MOX燃料制造厂可以得到持续发展。为此，阿海珐
打算到2015年将阿格工厂的实际后处理产能提高到1500吨/年。这使法国电力公司每年送至阿格后处理厂进行处理的乏燃料从2010年起可增加到1050吨，梅洛克斯工厂的MOX燃料年产量从100吨增加到120吨。该协议还意味着法国电力公司将循环使用乏MOX燃料。
使用后的乏MOX燃料和乏堆后铀目前被临时贮存起来，等待未来各种条件成熟之时再进行后处理，然后在第四代核能系统中使用提取出来的钚。
新型后处理技术的开发：为第四代核能系统的工业应用做技术准备
法国目前正在研究和开发3种先进的后处理流程，分别是COEX、DIAMEX-SANEX
和GANEX。其中，COEX流程已经比较成熟。
阿海珐于2007年完成“一体化再循环工厂”的设计，并计划于2020年采用COEX流程建成第三代后处理厂。COEX流程属于第三代后处理技术，可将铀、钚（通常还有镎）共同提取出来并提取出纯铀。
DIAMEX-SANEX流程可选择性地把长寿命放射性核素（重点是镅和锔的分离）与短寿命裂变产物分开。该流程可与COEX（在铀、钚、镎分离之后）联合使用。铀-钚和次锕系元素可在快堆中循环使用。
GANEX流程可使钚和铀共沉淀（和COEX流程一样），然后使次锕系元素和一些镧系元素与短寿命裂变产物分离。铀、钚和次锕系元素共同成为快堆燃料，镧系元素成为废物。作为法国-日本-美国全球锕系元素循环国际论证计划（GACID）的一部分，这种流程从2008年起开始进行示范论证。目前，示范工作预计已经完成，正在制造燃料元件。从2020年起，燃料组件将被装入日本文殊快堆进行辐照测试。
为了论证这些技术的工业可行性，法国可能会建造两座中试厂。一座可能基于COEX 流程，旨在为法国原子能和替代能源委员会拟于2020年建成的第四代核能系统（快堆）制造驱动燃料。另一座用于制造含有次锕系元素的燃料组件，以便在快堆上进行辐照测试。法国的长远目标是到2040年左右为第四代核能系统的工业应用做好技术准备，届时阿格后处理厂将被新的一体化核燃料循环设施所取代。
技术输出：将后处理技术推向国际市场
法国不仅在国内从事乏燃料后处理技术开发和应用活动，还努力将其先进的后处理技术推向国际市场。
日本的六所村商业后处理厂就是以阿格后处理厂的UP3车间为模板建造，兼顾英国和德国的一些技术，并且尽可能多地使用本国技术设备，以利于日本将来建设自己的后处理设施。该厂的设计年处理能力为800吨，于1991年开工建设，目前正处于最后的测试阶段，预计于2013年10月正式投运。
此外，近几年来美国也对法国后处理技术表现出兴趣。对此，阿海珐积极响应，向美国政府建议耗资两百多亿美元，采用法国的成熟技术，建设一座产能为2500吨/年的乏燃料
后处理厂和一座MOX燃料制造厂。目前，阿海珐已经与美国杜克能源公司建立联盟，准备向美国能源部提交建设MOX燃料制造厂的申请。
各国乏燃料后处理新动向
英国
英国一直坚持乏燃料后处理政策，在后处理、核废物管理与处置、核退役等方面都拥有一定的工业基础和技术。英国的后处理厂主要在塞拉菲尔德与唐瑞这两个基地。塞拉菲尔德是目前英国最大的核基地。塞拉菲尔德的THORP后处理厂于1974年提出建设构想，经过20多年的努力，于1992年完工，1994年开始剪切辐照燃料试运行，1997年获得英国核设施检察局（NII）颁发的运行许可证。
据2013年1月的消息称，英国电网公司旗下的SizewellB核电站已开始实施一项为期两年的项目，建造一座干法乏燃料贮存库，该设施将在2015年投入使用，届时该电站乏燃料贮存池达到设计容量。从2015年起，新的干法乏燃料贮存库将贮存核电站寿期内的乏燃料，直到深地质处置设施可用。虽然世界很多地方都在使用乏燃料干法贮存，但SizewellB 是英国的第一座贮存设施，该设施预计在2035年停止运行。
日本
1977年，日本运行了东海村后处理厂（TPR），目前已完成热试、位于青森县的新的后处理厂六个所，年处理能力为800吨铀，其水池贮存能力为3000吨，并能贮存从英国和法国后处理厂返回日本的放射性废物，六个所后处理厂包括乏燃料接收与贮存、首端、主工艺和废物处置与贮存车间。
而据2013年1月7日的消息称，日本政府正在考虑为韩国、越南和其他亚洲国家后处理乏燃料棒。日本是世界上唯一没有核武器、却拥有后处理乏燃料棒的设施、能够生产武器级钚的国家。允许日本后处理乏燃料棒的日美双边核能协定将在2018年到期，美国可能坚持修改协议，进一步限制日本后处理能力。
俄罗斯
于1976年4月投入试运行的RT1后处理厂是目前俄罗斯仍在运行的后处理厂，年处理能力为400吨/年。2011年12月，俄罗斯新的一个乏燃料贮存设施在东西伯利亚投运，据介绍，随着乏燃料后处理设施的运行，俄罗斯核电厂95%的乏燃料都可以回到核燃料循环中。
此外，今年2月，俄罗斯国家核能公司Rosatom宣布，位于热列兹诺戈尔斯克的乏燃料再处理示范厂已启动招标工作。根据招标文件的条款，乏燃料再处理厂必须在2015年12月10日前投入运行，试点示范中心初期将用于开发和测试VVER-1000反应堆乏燃料再处理的新技术，预计后期可开发快堆乏燃料再处理技术。
印度
印度是继美、法之后建成水法PUREX后处理流程的第三个国家，也是目前继英、法之后第三个运行商业后处理厂的国家。印度在上世纪50年代就开始后处理技术的研究，最早的特朗贝中试厂于1964年投运，采用了通用的PUREX流程，经过改进，其年处理能力从30吨扩大到60吨。在特朗贝中试厂成功运行后，印度先后又建成了塔拉普尔和卡尔帕卡姆两座后处理厂，塔拉普尔后处理厂（PREFRE1）于1974年投产，主要处理重水堆燃料，设计能力为100吨/年，1990年实际能力达到150吨/年。
2011年1月，印度新落成一个后处理厂，位于印度塔拉普尔(Tarapur)，其将从乏燃料中提取出供快堆使用的铀和钚。
美国
美国是最早建成军用和商用后处理厂的国家，在上世纪70年代初建成了处理能力为1500吨/年的商用后处理厂，现在通用的后处理PUREX流程是美国率先开发出来的。但是，1977年卡特政府宣布无限期推迟商业后处理政策，后来虽然里根政府表示采取积极步骤支持商业后处理，但美国至今没有商业后处理厂运行。然而，美国的商用后处理厂虽叫停，后处理技术的研发却并未停止，在全球后处理厂的技术研发市场上，美国仍具有强大的话语权。
据4月初的相关消息报道，在2014财年预算申请为核废物研发增加了6000万美元之后，美国能源部（DOE）在4月16日宣布要推动核废物管理计划，从而找到乏燃料的解决方案。
DOE计划在今后5年向电力研究所领导的项目投入1580万美元，电力研究所的项目包括设计和验证从商业核电厂取出的高燃耗乏燃料的干法贮存罐技术。年初，DOE发布了管理处置乏燃料及高放废物的战略，该战略要求到2021年建立一个暂时贮存中试设施，主要接收关闭反应堆场址的乏燃料，以及到2025年建立一个较大的暂时贮存设施。DOE的计划要求到2048年建立一个地质处置库。
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。
核能档案52——世界乏燃料后处理工业现状 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。
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 ?
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
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
关于核燃料循环之乏燃料后处理的报告经过对2010~2011下半年的核燃料循环课程的学习,我们了解了循环的概况：1.铀矿冶；2.铀转化；3.铀浓缩；4.核燃料元件制造；5.反应堆燃烧；6.核燃料后处理；7.高放废物贮存；8.玻璃固化；9.地质处置。学习中我们认识到每个环节都极其重要，下面我们将针对核燃料循环之核燃料后处理进行详细论述。 一、乏燃料定义 乏燃料又称辐照核燃料。在反应堆内烧过的核燃料。核燃料在堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存。 二、我国乏燃料的来源 1.已投入商业运行的核电站（秦山核电站、大亚湾核电站，未来还 将会有多座核电站建成） 2.用于核技术研究的实验堆（401、903等） 3.核动力潜艇（未来还将会有核动力航母） 4.军用生产堆（一部分已经处于退役阶段）
三、乏燃料的管理办法 目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有两种战略考虑： 其一是“后处理”战略。即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。 其二是“一次通过”战略。即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处理。该战略特点是费用可能较低，概念简单；无高纯钚产生，核扩散风险低。但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年；没有工业运行经验。 乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。 四、乏燃料后处理 1.乏燃料后处理的定义 乏元件从堆内卸出后，从“燃烧过”的乏燃料和辐照过的转换材料中，提取未耗尽的和新生的易裂变核素，并从裂变产物 中提取有用的同位素。
乏燃料后处理设施安全 要求 Document serial number【UU89WT-UU98YT-UU8CB-UUUT-UUT108】
乏燃料后处理设施安全要求(试行) 目录 1 引言.................................................................... (7) 目的和范围.................................................................... (7) 2 通用要求.................................................................... . (7) 要求1：纵深防御.................................................................... .. (7) 要求2：质量保证.................................................................... .. (7) 要求3：核安全文化.................................................................... . (7)
要求4：公众沟通.................................................................... .. (8) 3 厂址要求.................................................................... . (8) 要求5：厂址选择.................................................................... .. (8) 要求6：厂址特征调查.................................................................... (8) 要求7：厂址评价.................................................................... .. (8) 要求8：规划限制区与实施应急预案可行性 (9) 4 设计要求.................................................................... . (9)
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。
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
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