浅谈核燃料后处理-林灿生

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1、ZHONGGUOHEGONGYE中国核工业核能视野◎撰文·林灿生浅谈核燃料后处理一、后处理形成核燃料闭合循如今有核国家主要用铀作为核燃100%)也是可转换核素,在反应堆环,有效利用核能资源料,这方面的科学研究工作基础厚内俘获中子后经过两次β衰变生成能源是人类生存和进步的物质实,技术日趋成熟。铀-233,亦是良好的易裂变核素。基础,长期以来对煤炭和石油的开在反应堆中易裂变核素裂变放反应堆的核燃料达到一定燃耗采使其将面临枯竭,核能接替化石出的中子,一部分用于维持链式反后成为乏燃料。乏燃料的组成成分能源的趋势正在形成。铀和钍都是应,

2、另一部分被可转换核素俘获后很复杂,不同类型乏燃料的组成成存在于自然界的核能资源,天然铀可生成易裂变核素。天然铀中约分也不一样。在铀钚乏燃料中有:易元素中含有0.725%的铀-235同位99.275%的铀-238同位素不是易裂裂变核素铀-235、钚-239和钚-241,素是易裂变核素,在热中子反应堆变核素,而是可转换核素,它在反应可转换核素铀-238和钚-240,次量中发生裂变,释放出裂变能,并且放堆内俘获1个中子后,经过两次β锕系元素镎、镅和锔,还有大量裂变出中子。天然钍中没有易裂变核素,衰变生成钚-239是很好的易裂变核产物

3、元素。在钍与铀-233组成的乏要利用核裂变能,首先应从铀开始。素。天然钍的主要同位素钍-232(约燃料中,主要是易裂变核素铀-233中国核工业ZHONGGUOHEGONGYE452006年·第10期·总第74期2006年·第10期·总第74期核能视野和可转换核素钍-232以及相应的裂年宣布停止核燃料后处理。而俄素含量大,放射性比活度高,燃料变产物元素。为了充分利用核燃料资(苏)、英、法、日、印仍然坚持后处理,元件的结构也不同于生产堆,因此源,对乏燃料中的易裂变核素和可转以达到核燃料闭合循环。法国于上在后处理技术上有更高的要求。

4、如:换核素应进行回收再利用。核燃料后世纪90年代初建成阿格UP3厂并更严密的辐射防护和核临界安全,处理的任务就是从组成成分很复杂、投入生产,处理能力为每年800吨工艺过程远距离、自动化和连续操放射性很强的乏燃料中分离除去裂变铀,此后又将原来的UP2-400扩建作,减少机械操作过程和实现最少产物元素和次量锕系元素,提取和纯成UP2-800,主要用于处理轻水堆维修量或免维修,设备和材料耐腐化易裂变核素和可转换核素。后处理铀钚混合氧化物(MOX)元件。英国蚀和抗辐射性能强,次量锕系元素与天然铀矿采冶、转化、燃料元件制造Thorp厂于

5、1994年投产,处理能力和裂变产物元素含量大引起的相关等主要环节共同形成核燃料闭合循为每年1200吨铀,紧接着又提出改效应及其去污难度等对工艺分离流环。进Thorp的科研规划。俄罗斯在原程也有新的要求。有基础上再建一个后处理厂RT-2,当前应该以建造大型后处理工二、核燃料后处理技术的发展处理能力为每年1500吨铀。印度厂的急需为重点,安排铀钚燃料循核燃料后处理技术始于上世纪Kalpakkam厂于1997年投产,年环后处理技术的研究和开发计划。40年代,以军用为目的,美国首先生处理铀100吨。日本六个所村后处关于后处理工艺流程,

6、通常要经过产出钚,并制造原子弹。随后,苏、英理厂,设计能力为每年处理800吨基础化学研究,冷试验、温试验和热和法相继掌握了后处理技术,生产铀。我国现在只有一个中试厂初步试验,逐步深入研究,确定工艺流程,武器级钚,相应的核反应堆称为生建成。根据发展规划,到2020年,再通过中试厂验证可行,方可提供给产堆。生产堆用天然铀为燃料生产我国核电总装机容量将达到4000大型工厂的工程设计。我们经过多武器级钚,同位素钚-240的丰度不万千瓦以上,每年从核电站卸出的年的研究,在减少流程的循环数、简可过高(约5%),所以燃料的燃耗很乏燃料将在1

7、000吨以上,加之此化工艺和无盐化等方面,已经取得浅,次量锕系元素很少,放射性比活前累积的乏燃料等待处理,后处理了具有创新性和先进性的科技成度相对低,对化工分离技术的要求的任务繁重而紧迫,急需建造大型果,待进一步完善和验证后可望作为比动力堆乏燃料后处理也相对低乏燃料后处理厂。大型后处理工厂的工艺流程。关于些。我国于上世纪60年代研究和开设备和材料的研制,我们的技术储发的生产堆核燃料后处理工艺流三、我国后处理科研中应关注备不足,需要广开引进渠道,同时加程,在当时是比较先进的,满足了我的问题强自主研制,以便消化、吸收。国武器级钚生

8、产的要求,也为后处1.突出重点,满足建造大型后2.后处理科研要兼顾灵活性和理工厂的设计和建造积累了经验。处理厂的急需前瞻性到了上世纪70年代,美、苏、核电站的燃料有天然铀、低浓后处理科研在确保当前重点工英、法等核大国都已建成核动力反缩铀(含铀-235约4%)和钚。鉴作的基础上