5.1_核燃料后处理

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1、第5章核燃料后处理NuclearFuelReprocessing5.1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（SpentFuel）：指在核反应堆中，辐照达到计划卸料的比燃

2、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。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

3、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。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U-235、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、Am-241、Cm-242等.☞核

4、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

5、以连续操作并大大减少了废物量。☞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10kg钚，其中可作为核燃料的239Pu和241Pu约占7kg。（95%U、1%Pu、4%FP+MA）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

6、。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

7、搞后处理，铀资源将会限制我国核能的发展。☞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％、

8、燃耗为33000MWd/t的1000MWe（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，