再處理鈾

再處理鈾是指從乏燃料再處理過程中回收的鈾，鈾在再處理過程中回收的材料中占很大一部分。法國、英國和日本均有回收再處理鈾的商業企業。

基本介紹

• 中文名：再處理鈾
• 外文名：Re-treatment of uranium
• 套用：再處理得到廉價的核燃料
• 領域：核工業
• 相關概念：乏燃料

簡介

再處理鈾是指從乏燃料再處理過程中回收的鈾，鈾在再處理過程中回收的材料中占很大一部分。法國、英國和日本均有回收再處理鈾的商業企業。

擁有核武器的國家中（參見擁有核武器的國家列表）在生產武器級鈽時，亦回收再處理鈾。商業運行的輕水反應堆的乏燃料除包覆材料之外，通常只含有占總重量4%的鈽、錒系元素和裂變產物。在過去幾十年，因為美國三哩島核泄漏事故和前蘇聯車諾比核事故，以及當時美國、西歐等經濟發展和電力需求下降等原因，曾使世界天然鈾價格低廉，最低時不到10美元/磅。加之再處理鈾中可裂變材料的比例較低，再處理鈾的使用並不常見。

乏燃料

乏燃料又稱輻照核燃料，是經受過輻射照射、使用過的核燃料，通常是由核電站的核反應堆產生。核燃料在堆內經中子轟擊發生核反應，經一定時間從堆內卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未燒完的和新生成的易裂變材料239Pu、235U或233U以及核燃料在輻照過程中產生的鎿、鎇、鋦等超鈾元素，另外還有裂變元素90Sr、137Cs、99Tc等。這種燃料的鈾含量降低，無法繼續維持核反應,所以叫乏燃料。乏核燃料中包含有大量的放射性元素，因此具有放射性，如果不加以妥善處理，會嚴重影響環境與接觸它們的人的健康。

核燃料在反應堆中使用時，由於易裂變核素的消耗、裂變產物及重核素的生成，引起燃料反應性的變化，最終使反應堆不再能維持臨界，因此核燃料使用到一定程度必須更換。由於乏核燃料中包含有大量的放射性元素，因此具有很強的放射性，因此必須妥善處理。乏燃料的處理主要包括：儲存、運輸、後處理、深地質處置等過程。圖1為核燃料循環圖，給出了核燃料從鈾礦開採到乏燃料最終處理所需經歷的所有過程。

上圖包括了乏燃料的貯存、後處理和最終處置等過程，圖中的百分數表示U-235的含量。

再處理鈾

乏核燃料中的96%的質量是剩餘的未反應的鈾，大多數是鈾-238，一小部分是鈾-235。通常情況下，鈾-235的質量分數小於0.83%，鈾-236的質量分數大約是0.4%。

鈾-236是一種很棘手的長壽命放射性廢物。

再處理鈾包含有鈾-236，這種同位素在自然界中不存在，它可以用作乏核燃料的標誌特徵。

如果將釷燃料用於反應堆中，產生的乏核燃料將會包含鈾的同位素鈾-233，其半衰期為159,200年。它將會對乏核燃料因衰變而產生的長期放射性產生影響。和混合氧化物核燃料相比，由於存在有未衰變完全的鈾-233，一百萬年之內的釷乏燃料的放射性將會比較高。

核燃料

核燃料再處理技術原指用化學分離和純化的方法從經過輻照的核燃料中分離可裂變的鈽同位素。但現代核燃料再處理已不僅僅著重於回收鈽，還可以分離其它有用的元素，比如鈾、甚至貴金屬。 再處理技術有多重目的，其重要性隨著時代變化而起伏。起初，核燃料再處理的唯一目的是分離可以用於製造核子彈的鈽。隨著核電站的普及，乏燃料越來越多，於是鈽被作為核燃料用於熱中子堆。含有鈽的混合氧化物核燃料能夠產生更多的電力，同時還能夠消耗一部分鈽。占乏燃料絕大部分的再處理鈾可以用於快中子增殖反應堆。理論上，快中子堆還可以燃燒錒系元素。但是在鈾價低廉的時代，快中子堆商業化面臨很多困難。 核燃料再處理可以減少高放射性廢物的體積，但卻不能減低其放射性和衰變熱。因此，核燃料再處理無法消除陸地埋藏核廢料的必要性。政治上，核燃料再處理一直受到爭議。有人聲稱該技術能夠促進核擴散，以至於增加核恐怖主義的風險。核燃料再處理廠造成的污染問題也是很多人反對此技術的一大動因。比如，大量自然界不存在放射性鎝在核燃料再處理中進入環境。截至1986年，人類核反應堆一共排放了1600公斤鎝，主要是在乏燃料再處理過程中排放的；大部分進入海洋。到2005年，最主要的排放源是英國謝拉斐爾德再處理廠。據估計，1995年到1999年，該廠一共向愛爾蘭海排放了900公斤鎝。2000年後，法律規定該廠每年只能排放140公斤鎝。該廠的排放導致某些海產品含有微量的鎝。

核燃料再處理的主要目的是：

（1）回收剩餘的易裂變核素鈾-235和新生成的鈽-239及可轉換核素鈾-233或釷-232。

（2）需要時可提取有用的裂變產物。如鍶-90、銫-137和超鈾元素如鎿、鎇和鋦。

（2）去除長壽命的放射性核素和中子吸收截面大的裂變產物，以便對只含短壽命核素的放射性廢物進行處理和安全處置。

再處理工藝

輻照過的乏燃料再處理的工藝方法可分為水法和乾法兩大類。所謂水法，就是把乏燃料溶解於酸中，再用沉澱、溶劑萃取、離子交換或吸附等方法使鈾、鈽與裂變產物互相分離，因各道工序均為水相操作。故稱為水法。所謂乾法即高溫冶金法或氟化揮發法等均不需在水相中操作。無論水法還是乾法，所處理的原始物質都是固體，產品均為鈾和鈽的氧化物。目前，水法已在工業上得到廣泛套用，主要採取溶劑萃取法，而高溫冶金法或氟化揮發法處於研究開發階段。溶劑萃取法能有效地去除裂變產物，適用於處理包括天然鈾、低加濃鈾、高加濃鈾、高溫氣冷堆元件及快堆元件等。

輻照過的燃料（乏燃料）中含有大量放射性物質，隨著放置時間的延續，經自然衰變而使放射性活度和釋熱率降低。乏燃料的冷卻一般在乏燃料儲存水池中進行。動力堆乏燃料的冷卻時間一般不少於3～5年。乏燃料經冷卻降低放射性可以緩解乏燃料後處理工藝上的技術難度。

（a）水法後處理

早期的水法後處理廠是採用沉澱法。目前世界各國的後處理廠均採用溶劑萃取工藝，鑒於該工藝技術成熟且已積累了豐富的經驗。在今後相當長的時間內，該工藝仍會得到廣泛套用。

水法後處理工藝過程主要包括：首端處理、化學分離和鈾、鈽尾端處理。

1）首端處理。首端處理包括機械處理和化學處理兩部分。

2）機械處理。首端機械處理將乏燃料組件切割成小短段，使鈾從包殼中裸露出來以便化學溶解燃料芯體。乏燃料用硝酸在沸騰或非沸騰溫度下浸取，溶解包殼中的二氧化鈾。溶解所得的硝酸鈾醯溶液禽有不溶殘渣，需經過澄清過濾除去，過濾所得的澄清液經調節鈽、鎿價態後送去化學分離過程處理。

3）化學分離。化學分離過程是使鈾、鈽與放射性裂變產物分離以及鈾、鈽之間的分離純化。目前世界各國後處理廠化學分離工藝都是採用purex溶劑萃取流程，以30%磷酸三丁酯(TBP)為萃取劑，以正十二烷或加氫煤油為稀釋劑，進行液-液萃取，一般經過三個溶劑萃取循環，即共去污分離循環，鈾線二、三循環，鈽線二、三循環的標準流程，也有採用兩個萃取循環的流程。

4）鈾、環尾端處理。鈾、環尾端處理是將硝酸鈾醯和硝酸鈽溶液製成氧化物產晶，硝酸鈾醯採用流化床脫硝製成二氧化鈾。硝酸鈽經草酸沉澱、煅燒製成二氧化鈽。

（b）乾法後處理

乾法後處理是在非水條件下進行核燃料後處理的工藝過程。乾法後處理分揮發法和高溫法兩大類：

1）揮發法，揮發法可以分為氟化物揮發法和氯化物揮發法。

2）高溫法，高溫法又可分為物理法和化學法。物理法包括分級蒸餾法、分級結晶法和熔融金屬萃取法；化學法包括熔融金屬萃取法、熔融鹽萃取法、熔融鹽電解法和熔融精煉法。

在後處理過程中，乏燃料中各主要成分的分離純化和回收，必須達到一定的要求。產品回收率是後處理廠的一項重要的經濟指標和技術指標，一般水法流程對鈾、鈽的回收率分別可達99.8%和99.5%以上。產品放射性是後處理廠的一項主要質量指標，應對乏燃料的特性，產品用途，元件再加工技術以及經濟、安全等方面進行綜合考慮後提出。

再處理技術

乏燃料後處理技術，就是把已經使用過的鈾廢料（乏燃料），以化學方法將鈾和鈽從裂變產物中分離出來，稱為乏燃料再溶解和後處理技術。回收的鈾和鈽可在核電廠混合氧化物燃料中再循環使用，以生產更多能量，從而使鈾資源得到更充分利用並減少濃縮需求。後處理也通過減少高放廢物的體積和去除鈽有助於廢物的最終處置。

乏燃料後處理技術，是高放射性條件下的高技術，世界上核電站的核燃料處理與保存本身就是一個十分困難的事情，有了這一技術，其意義是不僅能充分利用核燃料的功能，提高核燃料利用能力，為人類造福，更重要的是減小了體積，降低了放射性，為保存核廢物創造了條件，對環境也是一個大貢獻。

2010年12月21日，中國第一座動力堆乏燃料後處理中間試驗工廠——中核四〇四中試工程熱調試取得成功。熱調試的成功，實現了核燃料閉式循環的目標，有力地推動了核燃料產業及核電的快速發展，為中國先進後處理工程技術的開發提供了重要的研究實驗平台，標誌著中國已掌握了動力堆乏燃料後處理技術。

歷史

第二次世界大戰時美國建立了第一批核反應堆，其目的是製造可用於核武器的鈽。因此，當時乏燃料再處理的唯一目的就是把鈽從未燃燒的鈾和其它裂變產物中分離出來並純化。1943年，有人提出了幾種可以從乏燃料中小規模分離鈽的方法。隨後兩年中，美國橡樹嶺國家實驗室開發並驗證了一種叫做“磷酸鉍過程”的方法，並用這種方法首次分離得到了克級量的鈽。1944年下半年，磷酸鉍過程在漢福德區開始大規模套用。此方法在戰時相當成功，但其最大的缺點是無法回收鈾。

1949年，橡樹嶺國家實驗室成功的開發出了第一種溶劑萃取方法來回收乏燃料中的鈾和鈽，稱為“鈽鈾萃取法”（PUREX）。這種方法一直沿用至今。美國在南卡羅來納州薩瓦那河區（SavannahRiverSite）建立了大規模的PUREX工廠，在紐約州西谷村（WestValley）也興建了一座較小的PUREX工廠。後者於1972年因無法達到新標準而被關閉。
法國的AREVANC公司（原名COGEMA）的拉海格再處理廠（LaHaguesite）擁有處理50%全球民用輕水堆乏燃料的能力。其它主要再處理工廠還包括英國謝拉斐爾德再處理廠、俄羅斯的瑪雅克再處理廠（MayakChemicalCombine）、日本的東海核燃料廠以及印度的塔拉普爾再處理廠（Tarapurplant）。
印度在1970年代初掌握了核燃料再處理技術，並於1974年進行了鈽裝藥的核武器實驗。這引發了美國對再處理技術可能引發核擴散的擔心。1976年10月，美國總統福特頒布行政令，無限期中止美國的商業再處理過程及從乏燃料中回收鈽。1977年4月7日，美國總統卡特宣布禁止對商業反應堆的乏燃料進行再處理。其動機依然是擔心核擴散，並希望其它國家以美國為榜樣。至此，祇有那些在再處理基礎設施上投資巨大的國家繼續其再處理運作。1981年，里根總統終結了前任的禁令，但卻沒有給重啟商業再處理過程提供補貼。結果美國仍然沒有核燃料再處理能力。
1999年3月，美國能源部與三家公司（DukeEnergy、ArevaNC和Stone&Webster）組成的聯盟簽訂協定，開始設計和興建一家混合氧化物核燃料製造工廠。該廠選址於南卡羅來納州薩瓦那河區，於2005年10月動工。但是，該項目遇到重重困難。首先工程嚴重超支，到2011年成本已經達到50億美元；工程進度緩慢，主體建築到2011年僅完成一半；最大的問題是該項目沒有一個客戶。唯一一個可能的客戶是田納西河谷管理局（TennesseeValleyAuthority）。但在福島第一核電站事故後，田納西河谷管理局轉為觀望，表示要繼續觀察福島混合氧化物核燃料的表現，因此要延遲其決策。

分離技術

有機溶劑水相萃取

鈽鈾萃取法（PUREX，代表PlutoniumandUraniumRecoverybyEXtraction）是目前事實上的標準再處理方法。鈽鈾萃取法是將乏燃料研碎後用強酸溶解，然後用有機溶劑（比如磷酸三丁酯，TBP）萃取，最後用離子交換方法分離。此方法經多年研究和使用後已非常成熟，廣泛用於世界各地的核燃料再處理廠。商業核電站乏燃料經鈽鈾萃取法提取的鈽通常含有很多鈽-240，一般認為不適合用於製造核彈。可以添加燃料的反應堆產出的乏燃料卻可以用於生產武器級鈽。因此可以用於鈽鈾萃取法的化學品受到許多國家和國際原子能機構的嚴密監視。

鈽鈾萃取法的變種

鈽鈾萃取法的變種之一是鈾萃取法（UREX，代表UraniumRecoverybyEXtraction）。因為貧化鈾（鈾-238）占乏燃料的絕大部分而且放射性很低，把它分離出來之後可以大大減少高放射性廢物的體積，同時提取出的再處理鈾是可增殖材料，可以作為燃料用於快中子堆。鈾萃取法中不會產生鈽，而會回收大約99.9%的鈾和95%以上的鎝。在萃取過程中，為了防止鈽被萃取，需要加入掩蔽劑，比如乙醯羥胺（acetohydroxamicacid）。乙醯羥胺同鈽形成的絡合物無法被磷酸三丁酯萃取而留在水相中。同樣留在水相中的還有鎿。鈾萃取法不會產生可能被用於核武器的武器級鈽，因此在核擴散上威脅較小。

超鈾元素萃取法

在磷酸三丁酯基礎上加入另一種萃取劑正辛基-苯基-N,N-二異丁基氨甲醯基甲基氧化膦（octyl(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphineoxide，CMPO，CASNo.83242-95-9），鈽鈾萃取法就變成了超鈾元素萃取法（TRUEX，代表TRansUranicEXtraction）。此過程由美國阿貢國家實驗室發明，目的在於分離乏燃料中的超鈾元素，特別是鎇和鋦。這些元素都是α輻射源。在乏燃料儲存中，來自鈽和次錒系元素的放射性和熱量將在三百年到兩萬年間居主導地位。裂變產物中其它核素的半衰期要么短於三百年，要么長於兩萬年。因此除去這些超鈾元素可以在中期內給廢料儲存帶來一定方便。

二醯胺萃取法

二醯胺萃取法（DIAMEX，代表DIAMideEXtraction）和超鈾元素萃取法目的相同，但是用不同的萃取劑馬龍酸二醯胺（malondiamide）。二醯胺萃取法是由法國原子能委員會率先開發的。其優點在於萃取過程中產生的有機廢物不含磷，只含有碳、氫、氧和氮。這些有機廢物最終一般會被燒掉。在燃燒時，馬龍酸二醯胺廢物不會產生導致酸雨的廢氣，也不會造成磷污染。這個方法現在已經臻於成熟，可以用於大規模再處理工廠。

電化學方法

日本研究者曾報導使用電化學方法回收鈽和鈾。以碳酸銨溶液作為電解液，將乏燃料溶解。過濾後通過離子交換分離鈽和鈾，再以氨水沉澱，獲得鈽和鈾的氧化物。

焦化處理法

焦化處理是許多高溫再處理方法的總稱。這些方法也使用溶劑。但與水相萃取不同，本法的溶劑一般是熔鹽，比如氯化鋰-氯化鉀混合鹽或者氟化鋰-氯化鈣混合物；也可以是熔融金屬，諸如鎘、鉍和鎂。工藝中一般會用到電解精煉、蒸餾以及溶劑萃取步驟。焦化處理方法目前套用不多。美國阿貢國家實驗室等研究機構一直在開展這方面的研究。