• 一次通过循环 • 闭式循环： • 水法 • 干法
一次通过循环
• 铀的利用率<0.7% • 填埋： • 空间：1吨核废料=2立方米 • 污染：放热，融化，地下水
铀资源
• 常规铀资源： • 已知铀资源：470万吨 • 推测铀资源：1000万吨 • 非常规铀资源： • 磷矿：2200万吨 • 海水：40亿吨
后三种核素是最麻烦的．因为在环境条件下，其都以可溶的形式存在。
核燃料循环
乏燃料后处理的意义
• 资源的充分利用： • 乏燃料中资源丰富 • 循环增加利用率，增加使用年份
乏燃料后处理的意义
• • • • 减轻环境保护负担： 乏燃料体积大幅减小 放射性水平大幅减弱 没有固化后融化的隐患
乏燃料处理方法
Purex process
用稀释的磷酸三丁酯（TBP）做有机溶剂， 水相中加入硝酸。 • 优点： • 废物量减少 • 工艺条件和应用方面有较大的灵活性 • 由于溶剂闪点较高而减小了着火的概率 • 降低了运行费用 • 原理：萃取
TBP--磷酸三丁酯
• 化学稳定性，挥发性小,与水仅稍微混溶
• 在很强的辐照场下发生部分分解，分解产 物磷酸二丁酯和磷酸一丁酯可用碱溶液洗 除，因此它容易再生使用。 • 密度与水相近，粘度较大，需要加入稀释 剂以降低密度和粘度。
铀资源问题
常规铀资源只能支持几十年
水法过程
• 冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元 件包壳，溶解燃料芯块等。 • 化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从U-Pu 中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别 以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。 • 通过化学转化还原出铀和钚。
• 通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚
PYROX流程
• 乏燃料中超过98%的U 被还原成金属U，而 Cs，Sr 和Ba 进入熔盐，TRU、稀土和贵金属 仍留在阴极吊篮中，大部分稀土和Zr 仍然 以氧化物的形式存在。
处理LWR 氧化物乏燃料的PYROX 流程示意图
电还原处理氧化物燃料
氧化物燃料电还原处理的原理示意图
氟化挥发法
Hale Waihona Puke DDP流程的改进Purex process流程
准备：核燃料溶解于 硝酸；调节PH与浓度， 使钚处于四价状态。 铀和钚被TBP萃取，实现铀、 钚与裂变产物的初级分离。
蒸浓,调节硝酸和铀的浓度, 并使钚重新处于四价状态。
稀硝酸反萃取铀、钚。
Purex流程的分离净化效果
干法
• 在高温下进行 • 优点：
• 采用的无机试剂具有良好的耐高温和耐腐 蚀和耐辐照性能； • 工艺流程简单，设备结构紧凑； • 试剂循环使用，废物产生量少。
核燃料循环与乏燃料后处理、 分离与嬗变（P/T）思想
核燃料循环
• • • • • 必要性： 1、补充裂变物质 2、过分的腐蚀与辐射损伤 3、回收转化得到的裂变物质 4、从回收物质中去除吸取中子的裂变产物
乏燃料
裂变元素锶90、 铯137、锝99 未烧完的和新生 成的易裂变材料 钚239、铀235或 铀233
干法
氟化挥发法 利用U，Pu 的氟化物与裂变产物的挥 发性不同来实现分离。 虽然分离过程的概念简单，但是实际 操作中设备材料腐蚀严重、Pu 的挥 发性与非挥发性形态间的转变困难。
熔盐金属萃取法
利用U 和裂变产物在熔融氯 化盐和液态金属Bi 体系中的 分配比差异来实现分离。
熔盐电精制
电解精致过程图
JAEA提出的DDP改进流程的物料计算
FLUOREX流程
• 氟化挥发法与水法后处理流程相结合
FLUOREX流程处理氧化物燃料
干法缺点
高温 强腐蚀（特别 是氟化物体系）
对于强放射性环境下的 操作设备的要求太高。
• 分离效率较低 • 批式操作，限制了流程的处理量 • 对挥发产物的管理有困难
谢谢！
乏燃料 辐照核燃料
大量未用完的 可增殖材料： 铀238或钍232
在辐照过程中产生的镎、 镅、锔等超铀元素
其它
乏燃料的影响
时间
30—300年，Cs（铯） 300～10 000 年．钚和镅是 和Sr（锶）是主要 主要放射来源 的放射性来源
10 000～250 000 年，铀同位素占 主要来源
250 000年以后， Np（镎）、 I和 Tc（锝）是最主 要的放射源