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1、第5章核燃料后處理NuclearFuelReprocessing5.1概述5.1.1核燃料（乏燃料）后處理核燃料后處理目的：從乏燃料中除去裂變產(chǎn)物，并回收未耗盡的和新生成的核燃料。核燃料在反應堆中燃燒，不是一次燒盡的，為維持反應堆的正常運行，堆中要留有最低數(shù)量的核燃料；積累的裂變產(chǎn)物也會吸收中子而影響反應堆的正常運行。核燃料在反應堆中燃燒一段時間后應從反應堆中卸出，卸出的核燃料經(jīng)過后處理才有可能重新利用其中有用之物。對核燃料循環(huán)來說，核燃料后處理是一個不可缺少的環(huán)節(jié)。乏燃料（SpentFuel）：指在核反應堆中，輻照達到計劃卸料的比燃耗后從堆中
2、卸出，且不再在該堆中使用的核燃料。核燃料在反應堆中燃燒的過程實質(zhì)是核燃料中的易裂變核素（如U-235、Pu-239或U-233）在中子流的轟擊下發(fā)生自持的核裂變反應的過程。?隨著核反應的進行，初期核燃料中的易裂變核素逐漸減少，俘獲中子的裂變產(chǎn)物逐漸增加；?隨著燃耗的加深，反應性逐步降低，為了維持反應堆中全活性區(qū)的有效增殖系數(shù)大于1，需調(diào)整控制棒位置以增加反應性。核燃料在反應堆中為什么不能“燒盡”？?核燃料物理壽命：當最后調(diào)整控制棒不能維持鏈式反應時的時間。此時，核燃料必需從堆內(nèi)卸出。?燃料包殼壽命：隨著燃耗的加深，燃料包殼受熱和中子影響以及裂變
3、產(chǎn)物積累的影響會變形。包殼存在一個使用壽命問題。?實際中核燃料從堆內(nèi)卸出的時間，需根據(jù)燃料的輻照性能、力學性能以及燃料的濃縮度的相互匹配，提出最經(jīng)濟的燃耗值來確定。因此，為了維持反應堆的正常運行，卸出的乏燃料必需留有最低數(shù)量的易裂變核素，不能“燒盡”。乏燃料并不是燒盡的廢燃料，乏燃料中含有許多有價值的物質(zhì)：?一定量的未裂變和新生成的易裂變核素，如U-235、Pu-239、U-233。?大量的未用完的可轉(zhuǎn)換核素，U-238、Th-232以及在輻照過程中產(chǎn)生的超鈾元素,如Np-237、Am-241、Cm-242等.?核裂變產(chǎn)生的有用的裂片元素，Sr
4、-90、Cs-137、Tc-99等.上述核素可以通過乏燃料后處理和相應的分離流程予以回收和純化。核燃料后處理歷史?源于軍事目的，上世紀40年代為得到核武器裝料Pu-239，建立了以天然鈾為燃料的反應堆，并用沉淀法從輻照天然鈾中提取武器級钚。?1944年首次大規(guī)模地使用磷酸鉍沉淀流程從輻照天然鈾中提取钚，但其嚴重缺點是不能回收鈾。?1948-1949年，橡樹嶺對以甲基異丁基酮（MIBK）作萃取劑的雷道克斯（Redox）流程進行了中試，并于1952年在漢福特開始大規(guī)模運行，這個流程既能同時回收鈾和钚，同時又可以連續(xù)操作并大大減少了廢物量。?1950
5、-1952年，橡樹嶺進行了普雷克斯（Purex）流程的中試，并于1954年和1956年先后在薩凡那河工廠和漢福特工廠投入運行。乏燃料組成從輕水堆卸出的乏燃料中，235U含量仍有0.85%左右，高于天然鈾，而且每噸乏燃料還含有約10kg钚，其中可作為核燃料的239Pu和241Pu約占7kg。（95%U、1%Pu、4%FP+MA）隨著核能和平利用的發(fā)展，世界上陸續(xù)建造了各種用途的反應堆，如核電站動力用堆、研究試驗用堆、船舶推進用堆等。核燃料后處理的對象也發(fā)生了變化，其中主要的是電站用堆卸下的輻照燃料。Purex流程已取代了其他溶劑萃取流程，它不僅可
6、以用于生產(chǎn)堆、動力堆燃料的后處理，而且有可能性用于燃耗更深的快中子增殖堆的燃料后處理，是現(xiàn)今最有效、最成功的核燃料后處理流程。5.1.2核燃料后處理在核工業(yè)中的重要性核燃料后處理是核燃料循環(huán)中的一個重要組成部分，同時它又是軍民兩用技術(shù)。核工業(yè)中的地位和作用如下：1.后處理對于充分利用核能資源意義重大?核電是我國能源的重要組成部分。對動力堆乏燃料進行后處理，實現(xiàn)核燃料閉路循環(huán)，對充分利用鈾資源、實現(xiàn)核能可持續(xù)發(fā)展，起著舉足輕重的作用。我國已探明的鈾資源量有限，且鈾礦品位低、規(guī)模小，如果不搞后處理，鈾資源將會限制我國核能的發(fā)展。?核燃料通過反應堆使
7、用一次，只能利用燃料總量的極少部分。生產(chǎn)堆僅用了千分之幾，較先進的動力堆，燃料的利用率也只有百分之幾。乏燃料中剩余易裂變?nèi)剂虾涂赊D(zhuǎn)換材料只有經(jīng)后處理分離凈化后才能得到回收復用。?對低加濃鈾乏燃料中尚含有235U～0.9％、238U～95％和新生成的易裂變物質(zhì)239Pu～1％，經(jīng)后處理可以從中回收有用的鈾和钚，再制成UO2、PuO2或UO2＋PuO2（MOX）燃料返回熱堆或快堆使用，使核燃料得以有效利用，緩解發(fā)展核電與鈾資源不足的矛盾。?對于燃料的初始235U富集度為3.3％、燃耗為33000MWd/t的1000MWe（即100萬千瓦）的壓水堆電
8、站，若燃料用后不再循環(huán)，每年需要天然鈾（以U3O8計）約200t；而通過后處理使鈾可節(jié)約天然鈾約15％，鈾、钚同時循環(huán)使用，可節(jié)約天然鈾40％。此外，
