5.1-核燃料后处理

第5章核燃料后处理NuclearFuelReprocessing5.1概述5.1.1核燃料（乏燃料）后处理核燃料后处理目的：从乏燃料中除去裂变产物，并回收未耗尽的和新生成的核燃料。核燃料在反应堆中燃烧，不是一次烧尽的，为维持反应堆的正常运行，堆中要留有最低数量的核燃料；积累的裂变产物也会吸收中子而影响反应堆的正常运行。核燃料在反应堆中燃烧一段时间后应从反应堆中卸出，卸出的核燃料经过后处理才有可能重新利用其中有用之物。对核燃料循环来说，核燃料后处理是一个不可缺少的环节。乏燃料（SpentFuel）：指在核反应堆中，辐照达到计划卸料的比燃耗后从堆中卸出，且不再在该堆中使用的核燃料。核燃料在反应堆中燃烧的过程实质是核燃料中的易裂变核素（如U-235、Pu-239或U-233）在中子流的轰击下发生自持的核裂变反应的过程。☞随着核反应的进行，初期核燃料中的易裂变核素逐渐减少，俘获中子的裂变产物逐渐增加；☞随着燃耗的加深，反应性逐步降低，为了维持反应堆中全活性区的有效增殖系数大于1，需调整控制棒位置以增加反应性。核燃料在反应堆中为什么不能“烧尽”？☞核燃料物理寿命：当最后调整控制棒不能维持链式反应时的时间。此时，核燃料必需从堆内卸出。☞燃料包壳寿命：随着燃耗的加深，燃料包壳受热和中子影响以及裂变产物积累的影响会变形。包壳存在一个使用寿命问题。☞实际中核燃料从堆内卸出的时间，需根据燃料的辐照性能、力学性能以及燃料的浓缩度的相互匹配，提出最经济的燃耗值来确定。因此，为了维持反应堆的正常运行，卸出的乏燃料必需留有最低数量的易裂变核素，不能“烧尽”。乏燃料并不是烧尽的废燃料，乏燃料中含有许多有价值的物质：☞一定量的未裂变和新生成的易裂变核素，如U-235、Pu-239、U-233。☞大量的未用完的可转换核素，U-238、Th-232以及在辐照过程中产生的超铀元素,如Np-237、Am-241、Cm-242等.☞核裂变产生的有用的裂片元素，Sr-90、Cs-137、Tc-99等.上述核素可以通过乏燃料后处理和相应的分离流程予以回收和纯化。核燃料后处理历史☞源于军事目的，上世纪40年代为得到核武器装料Pu-239，建立了以天然铀为燃料的反应堆，并用沉淀法从辐照天然铀中提取武器级钚。☞1944年首次大规模地使用磷酸铋沉淀流程从辐照天然铀中提取钚，但其严重缺点是不能回收铀。☞1948-1949年，橡树岭对以甲基异丁基酮（MIBK）作萃取剂的雷道克斯（Redox）流程进行了中试，并于1952年在汉福特开始大规模运行，这个流程既能同时回收铀和钚，同时又可以连续操作并大大减少了废物量。☞1950-1952年，橡树岭进行了普雷克斯（Purex）流程的中试，并于1954年和1956年先后在萨凡那河工厂和汉福特工厂投入运行。乏燃料组成从轻水堆卸出的乏燃料中，235U含量仍有0.85%左右，高于天然铀，而且每吨乏燃料还含有约10kg钚，其中可作为核燃料的239Pu和241Pu约占7kg。（95%U、1%Pu、4%FP+MA）随着核能和平利用的发展，世界上陆续建造了各种用途的反应堆，如核电站动力用堆、研究试验用堆、船舶推进用堆等。核燃料后处理的对象也发生了变化，其中主要的是电站用堆卸下的辐照燃料。Purex流程已取代了其他溶剂萃取流程，它不仅可以用于生产堆、动力堆燃料的后处理，而且有可能性用于燃耗更深的快中子增殖堆的燃料后处理，是现今最有效、最成功的核燃料后处理流程。5.1.2核燃料后处理在核工业中的重要性核燃料后处理是核燃料循环中的一个重要组成部分，同时它又是军民两用技术。核工业中的地位和作用如下：1.后处理对于充分利用核能资源意义重大☞核电是我国能源的重要组成部分。对动力堆乏燃料进行后处理，实现核燃料闭路循环，对充分利用铀资源、实现核能可持续发展，起着举足轻重的作用。我国已探明的铀资源量有限，且铀矿品位低、规模小，如果不搞后处理，铀资源将会限制我国核能的发展。☞核燃料通过反应堆使用一次，只能利用燃料总量的极少部分。生产堆仅用了千分之几，较先进的动力堆，燃料的利用率也只有百分之几。乏燃料中剩余易裂变燃料和可转换材料只有经后处理分离净化后才能得到回收复用。☞对低加浓铀乏燃料中尚含有235U～0.9％、238U～95％和新生成的易裂变物质239Pu～1％，经后处理可以从中回收有用的铀和钚，再制成UO2、PuO2或UO2＋PuO2（MOX）燃料返回热堆或快堆使用，使核燃料得以有效利用，缓解发展核电与铀资源不足的矛盾。☞对于燃料的初始235U富集度为3.3％、燃耗为33000MWd/t的1000MWe（即100万千瓦）的压水堆电站，若燃料用后不再循环，每年需要天然铀（以U3O8计）约200t；而通过后处理使铀可节约天然铀约15％，铀、钚同时循环使用，可节约天然铀40％。此外，实现铀循环还可节约分离功6-10％，实现铀、钚同时循环可节约分离功约40％。如果使用混合氧化物燃料的快中子增殖堆核燃料闭路循环，对铀资源的利用率可从热堆的0.5-1％提高到60-70％！2.后处理过程对核电经济性有重要影响☞为保护天然资源，今后的反应堆将不断提高可转换材料的利用率，发展先进的增殖反应堆，同时实现工业钚的复用。☞因此，天然铀提炼费和同位素富集费在核电成本中所占比重将逐渐下降，而后处理和元件再制造这两个环节占燃料循环费的比例将明显上升。☞为了适应上述变化，必须在后处理工厂中不断降低每公斤燃料的处理费用。3.后处理对保障核燃料工业环境安全极其关键☞每从核电站得到一度电，就有3.7×1010Bq放射性物质从反应堆中排出。虽然一些放射性物质一开始就很快衰变掉，但其中长寿命放射性核素的数量仍十分可观。一座10万kW的核电站，每年要产生2.2×1017Bq的137Cs、90Sr。同时，还要产生3.7×1013Bq的长寿命锕系元素（半衰期以万到百万年计）。☞在后处理过程中，元件的包壳被剥去，燃料被溶解，整个工厂要操作大量放射性物质，最后产生各种形式的放射性废物。整个核工业中产生的放射性物质，绝大部分要由后处理工厂进行分离、处理并将废物以安全、可靠的方式永久处置。☞后处理厂的安全性、密封性以及对三废处置的好坏直接影响到核能发电能否大规模的发展。4.后处理是生产发展核武器所需239Pu必经的环节☞核威慑力量主要组成部分：现有核武器、运载工具、军用核材料和核材料生产技术（铀浓缩和后处理）。不仅体现在弹头数量、核材料储备上，而且也体现在保持一定的生产能力以及先进的核技术水平上。因此，世界上很多国家都积极发展后处理技术。谁掌握了后处理技术，谁就可以拥有小型化核武器的装料。☞核弹头的主要装料是239Pu与235U的生产相比较，用天然铀作原料，在反应堆内将238U转换为239Pu，然后通过后处理提取军用钚是发展核武器的更加经济而有效的途径。另一方面，核弹性能上，钚弹的临界质量要比铀弹要小，同样威力的原子弹用钚量只有用铀量的1/3-1/4左右。谁掌握了后处理技术，谁就有可能制造更经济的核武器。5.1.3核燃料后处理的主要过程后处理过程主要是以被回收的燃料元素与裂变产物等各种杂质元素进行复杂的化学分离、纯化过程为主的所采用的一系列技术和设备（施）的系统工程。主要过程包括：1.冷却过程：从反应堆卸出的核燃料，在化学处理前，通常要经历一个“冷却”过程。即要在特殊设计的水池中放置一段时间。目的是让短寿命核素衰变和释放余热；2.首端处理过程：其任务是燃料束的机械解体和燃料芯和包壳材料的分离。根据包壳材料的不同可采用化学法、机械法等不同首端处理方法。然后制成针对不同分离流程所需要的物料。3.化学分离过程任务是除去裂变产物，高收率地回收核燃料物质。化学分离流程分为水法和干法两大类：☞水法流程指采用诸如沉淀、溶剂萃取、离子交换等在水溶液中进行的化学分离纯化过程；☞干法流程则指采用诸如氟化挥发流程、高温冶金处理、高温化学处理、液态金属过程、熔盐电解流程等在无水状态下进行的化学分离方法。目前，工业上应用的后处理流程都是水法流程。历史上曾采用沉淀法流程从辐照天然铀中提取核武器用钚。但不久即被可以连续操作、更为有效的萃取法流程所替代。工业上曾先后使用过的主要流程有磷酸铋流程、Redox流程、Butex流程、Thorex流程和Purex流程。而在各种萃取流程中性能最好、使用最成功的是以TBP为萃取剂的Purex流程：目前世界各国用来处理电站辐照核燃料的工艺流程（而离子交换法则是用于尾端处理，作为钚或镎产品的纯化、浓缩手段）。干法后处理流程优点是废物量少，没有试剂的辐射降解问题，可以处理比放高、冷却时间短的乏燃料，同时设备紧凑、处理能力大、临界安全好。但由于干法过程还存在诸多问题，如设备材料腐蚀严重，工程问题较多，铀钚分离较差，综合提取同位素较困难等，目前尚未被实际应用.4.尾端处理过程经溶剂萃取分离和净化得到的硝酸钚或硝酸铀酰溶液，无论在纯度或存放形式上有时还不能完全满足要求，因而在铀、钚主体萃取循环之后，还需要采取一些尾端处理步骤。其目的在于将纯化后的中间产品进行补充净化、浓缩以及将其转化为所需最终形态。5.核废物处理、处置过程核燃料后处理过程所产生的废物，一般都具有很强的放射性，必须进行妥善的贮存、合理的处理和最终的处置，严防对环境的污染。5.1.4核燃料后处理的主要特点（1）有临界事故的危险。在后处理过程中，有相当数量的易裂变核素存在因而有发生临界事故的危险。一旦出现这种事故，即使不是发生爆炸，仅其产生的强中子和γ辐射以及放射性物质的扩散，也会造成严重的后果。因此要采取充分的安全措施以防止发生临界事故。常用的方法有限制易裂变物质的质量、浓度，限制工艺设备系统的尺寸和使用能大量吸收中子的中子毒物等。（2）强放射性。辐照核燃料在后处理前虽然经过一段时间的放置，但在后处理时仍具有很强的放射性。后处理过程必须要在有厚的重混凝土防护的密封室中进行，并实行远距离操作控制，以保护操作人员和防止环境污染。设备的维修也必须实行远距离操作或对设备进行充分的放射性去污后进行直接维修。强放射性对物质有辐解作用，会对所用的化学试剂如萃取剂和化学过程产生影响。（3）高的技术要求和指标核燃料后处理的主要目的是回收核燃料物质。根据这些物质进一步加工的方式、方法的不同，对净化有不同的要求。一般都要求对经后处理回收的核燃料物质在进行再加工时要能做到不需要昂贵的防护和远距离操作设备。这就要求后处理过程具有高的净化系数，如107；高的铀钚分离系数，如108。从而得到优质的铀、钚产品。这些都是远高于一般化工分离过程的要求。此外，还要求对核燃料物质有尽可能高的回收率。5.1.5核燃料后处理的产品质量要求（1）对产品收率要求水法流程对铀、钚的回收率要求达到99.8%、99.5%以上.（2）对产品放射性要求回收铀中夹带的裂变产物的β-和γ放射性比活度应不超过天然铀水平，即对β-：不超过2.48×104Bq/g(U)；对γ：不超过5.92×103Bq/g(U)。后处理回收的钚，必须在手套箱中完成后续的冶金操作，因此，对钚的净化要求通常比铀高，产品放射性水平可高于铀，每克钚所含裂变产物的γ放射性活度允许在1.9×104-3.7×104Bq范围。铀、钚对裂变产物的净化系数（或去污系数）要求达到106-108。实际应根据乏燃料特性、产品用途以及经济、安全等方面综合考虑决定。（3）对铀、钚分离要求由于钚的化学毒性和α放射性都很强，铀中去除钚的分离系数要求在106以上。相反，钚中杂有一点铀问题就没那么严重，钚中去除铀的分离系数在104就可以了。（4）对中子毒物的要求反应堆燃料中杂质的总热中子宏观俘获截面应小于235U宏观俘获截面的1/50。项目235U149Sm155Eu155Gd10B112Cd135Xe热中子俘获截面,b68750000140007000075024003.5×106允许含量,g/g(U)3.0×10-71.7×10-62.2×10-74.9×10-64.35×10-61.1×10-8部分中子毒物的热中子俘获截面及其允许含量对于一些热中子俘获截面较小的元素,如