核燃料後處理

核燃料後處理是對反應堆輻照過（即燃燒過）的核燃料所進行的化學處理。其目的是從中除去裂變產物，回收未用盡的和新生成的核燃料物質。

核燃料在反應堆中燃燒，不是一次燃盡的。為維持反應堆的正常運行，堆中要留有最低數量的核燃料；積累的裂變產物也會吸收中子而妨礙反應堆的正常運行。因此，核燃料在反應堆中燃燒一段時間後，就應從反應堆中卸出。卸出的核燃料經過後處理才有可能重新利用其中有用的物質。對核燃料循環來說，核燃料後處理是不可缺少的環節。

基本介紹

• 中文名：核燃料後處理
• 外文名：fuel reprocessing
• 領域：核能利用

處理流程

冷卻

從反應堆卸出的核燃料，在進行化學處理之前，通常都經過一段時間的放置（或稱為冷卻）。放置的作用是讓短壽命的核素衰變，從而達到以下幾項目的：

①使毒性大而且易於揮發、容易造成環境污染的放射性碘 131衰變掉。

②使出堆時占輻照核燃料絕大部分放射性的短壽命核素衰變，從而大大減少後處理時的放射性；這不僅可以降低後處理過程的防護費用，而且對於水法後處理過程來說，還將大大減少輻射對有機試劑的降解破壞作用。

③對輻照鈾燃料來說，讓短壽命的中間生成核素鎿239衰變為鈽239；對輻照釷燃料來說,讓鏷233衰變為鈾233，從而更完全地回收生成的核燃料。

首端處理

輻照核燃料在進行化學分離純化之前，還需進行首端處理，其任務是將核燃料物質與其包殼材料分離。根據包殼材料的不同可採用化學法、機械法等不同的首端處理方法。

化學分離提純

輻照核燃料的化學分離法純化是核燃料後處理的主要的工藝階段。它的任務是除去裂變產物，高收率地回收核燃料物質。後處理的化學分離流程，基於是否在水介質中進行而分為水法和乾法兩大類。水法流程指採用諸如沉澱、溶劑萃取、離子交換等在水溶液中進行的化學分離方法，乾法流程則指採用諸如氟化物揮發、高溫冶金、高溫化學等在無水狀態下進行的化學分離方法。
工業上套用的後處理流程都是水法流程。在歷史上曾採用沉澱法流程從輻照天然鈾中提取核武器用鈽。但不久即為可以連續操作、更為有效的萃取法流程所代替。而在各種萃取法流程中性能最好、使用最成功的是以磷酸三丁酯為萃取劑的普雷克斯流程，它是目前世界各國普遍用來處理電站堆輻照核燃料的工藝流程。
乾法後處理流程有其獨到之處，這方面也做過許多研究工作，但由於技術上要求高，工程上難度大，目前尚未被實際套用。

普雷克斯流程

(1)去殼和溶解：早期採用化學去殼法，即用適當的化學試劑硫酸和氟化物分別將不同包殼材料 (不鏽鋼和錇合金)溶解。這種方法帶來容器腐蝕，大量放射性廢液及鈾、鈽損失等問題。因此，對動力堆乏燃料普遍採用切斷浸取法去殼。溶解過程需採用適當方法以確保臨界安全。

(2)共去污萃取：由萃取段和洗滌段組成，在萃取段中，鈾和鈽經30%(體積)TBP-正烷烴稀釋劑多級逆流萃取進入有機相; 裂變產物基本上仍留在水相萃余液中;鎇、鋦也進入萃余液中，鎿則在兩相之間進行分配。在洗滌段，用約3 mol/L的硝酸洗滌來自萃取段的有機相，在除去其中夾帶的裂變產物後，再返回萃取段。萃取段通常在室溫下操作，萃取設備的物料滯留量要少，以減少溶劑輻照降解。提高洗滌段的溫度有利於除釕。

(3)鈾、鈽分離：TBP對不同價態的鈽有不同的萃取能力，三價鈽的分配係數比四價鈽的低得多。硝酸濃度低時，三價鈽的分配係數更低。採用適當的還原方法，將載有鈾、鈽的有機相中的鈽還原成三價而鈾仍保持六價，即可將鈽還原反萃而與鈾分離。還原劑可用亞鐵離子、四價鈾、硝酸羥胺。

(4)鈾的純化：鈾、鈽分離後，鈾用稀酸反萃，再經1～2個TBP萃取循環純化。

(5)鈽的純化：鈾、鈽分離後的鈽仍含有一定量的鈾、鎿和裂變產物，再經過兩個萃取循環純化。反萃時，可用稀酸(0.35 mol/L硝酸)選擇性反萃取鈽，也可用還原反萃。還可採用陰離子交換作為鈽的尾端淨化步驟。

(6)溶劑再生返回使用：處理過大量裂變產物和鈽的溶劑必須除去其中所含的裂變產物和降解(輻照降解和化學降解)產物，回收所含鈾和鈽。常用的溶劑處理方法是洗滌法，以酸、鹼交替洗滌為主，近年來在研究新的溶劑再生方法。

(7)廢水處理：後處理過程產生大量多種廢水，放射性廢水按其比活度大小分為高放、中放和低放廢水，並可根據含鹽量、含酸量進行分類。高放廢水多採用蒸濃儲存以待進一步處理。低放廢水可採用凝聚沉澱法、離子交換法處理。還可用電滲析法、反滲透法處理。對於放射性水平低於露天水源中最大允許濃度的廢水，可經稀釋直接排入江河、海洋。

特點

核燃料後處理是一种放射化工過程，具有與一般化工過程不同的顯著特點。
① 大量易裂變物質的存在,有發生臨界事故的危險。一旦出現這種危險，即使不是發生爆炸，僅其產生的強烈的中子和γ輻射，以及放射性物質的擴散，也會造成嚴重的後果。因此，要採取充分的安全措施以防止發生臨界事故。常用的方法有限制易裂變物質的質量、濃度，限制工藝設備系統的尺寸和使用大量吸收中子的中子毒物等。
② 輻照核燃料在後處理前雖然經過一段時間的放置，但在後處理時仍具有很強的放射性。因此，後處理過程必須在有厚的重混凝土防護的密封室中進行，並實行遠距離操作控制，以保護操作人員和防止環境污染。設備的維修也必須實行遠距離操作或在對設備進行充分的放射性去污之後進行直接維修。強放射性對物質有輻射分解作用,會對所用的化學試劑（特別是有機試劑,如萃取劑）和化學過程產生影響。
③ 核燃料後處理的主要目的是回收核燃料物質。根據這些物質進一步加工的方式、方法的不同，對淨化(主要是除去放射性裂變產物)有不同的要求。但是，一般都要求對回收的核燃料進行再加工時能做到不需要昂貴的防護和遠距離操作設備。這就要求核燃料後處理過程具有很高的淨化能力。例如，從電站用輕水堆的輻照燃料中回收鈾時，淨化係數（淨化前核燃料物質比活度與淨化後核燃料物質比活度的比值）要求達到10；回收鈽時,淨化係數要求達到10，都遠高於一般化工分離過程的要求。此外，還要求對核燃料物質有儘可能高的回收率。

核燃料後處理過程中產生的廢物，一般都具有很強的放射性，必須進行處置和妥善貯存，嚴防污染環境。

發展歷史

後處理技術首先是通過處理生產堆輻照過的燃料以提取軍用鈽而發展起來的。20世紀40年代中期，美國研製了磷酸鈽沉澱流程，並在漢福特(Hanford)工廠投入運行。接著又開發了溶劑萃取流程，先是採用甲基異丁酮為萃取劑的雷道克斯(Redox)流程，並在漢福特廠建成投產。40年代末，英國研究了用二丁基卡必醇為萃取劑的布特克斯(Butex)流程，在溫茨凱爾(Windscale)建廠。1949年美國又研究出採用一種更好的萃取劑——磷酸三丁酯(TBP) 的普雷克斯 (Purex) 流程， 於1954年薩凡那河(Savannah River)鈽生產廠投入運行。1956年，漢福特工廠用該流程取代了雷道克斯流程。以後法國在馬庫爾(Marcoule)鈽分離廠和處理輕水堆低濃鈾的阿格(La Hague)廠，英國在溫茨凱爾廠都採用了普雷克斯流程。

1966～1972年期間， 美國的西谷 (WestValley)廠和新建的巴成爾 (Barnwell)核燃料廠也都採用該流程處理動力堆和民用核電廠的乏燃料。世界其他各國 (中國、俄羅斯、印度、德國、義大利、日本) 曾建立的後處理廠或小型後處理裝置基本上都採用了警臂克斯流程。目前，普遍認為普霄克斯流程是切實可行、經濟可靠的後處理方法，已積累了處理大量生產堆燃料和動力堆氧化物燃料的經驗。採用此工藝的動力堆乏燃料年處理能力已達到5000餘t重金屬。

對釷燃料的後處理， 60年代初美國研製了採用TBP為萃取劑的梭勒克斯 (Thorex)流程。並用該流程處理了輻照過的釷燃料。

在此期間，也研究了若干種乾法後處理技術，主要有以下三種：①熔融鹽電解法：在一定條件下，每種金屬在一定的介質(如熔融氯化物)中形成具一定電位的離子對。適當地調節電位，使鈾或超鈾元素與裂變元素或錒系元素之間的分離。該法在俄羅斯已達到中試規模。②熔融萃取法：利用不同元素的氯化物的穩定性差異，或者說它們在熔融金屬(Bi或Cd)和熔融鹽之間(LiCl-KCL) 分配比的差別來實現錒系元素與裂變元素的分離。③氟化物揮發法：先將燃料中各種元素轉變為氟化物， 然後根據它們的氟化物的不同揮發度進行分離或純化。與水法相比， 乾法有可處理深燃耗乏燃料、化學步驟少、減少放射性廢液及提高處理批量等優點。但一般說來，乾法在鈾和鈽分離、對裂變產物的去污程度等方面都不如水法;腐蝕問題嚴重，需用特殊材料，價格昂貴;工程問題較多，維修困難等。故目前仍處於試驗研究階段。