内容简介

本书是根据前苏联动力原子能出版社出版的

一书1989年修订版译出，其第一版于1983年出版。

本书系统地整理与综合了作为闭合核燃料循环关键环节的核电站乏

燃料后处理的工艺，裂变材料再循环的实现，以及核能的发展等有关资

料；研究了核电站乏燃料的运输和贮存问题，放化生产工艺流程的主要部

件和设备，工艺过程的控制问题，以及与再生的铀和钚在热堆和快中子堆

中重复利用的有关问题；讨论了环境保护问题及液体废物、气体废物和固

体废物的处理问题。

本书适用于化学工作者、放化工作者及相关专业的大学生和研究生

等各类科研工作者。

目录

再版前言

引言

第一章 乏燃料的特性和放射化学工艺学的任务

1.1核燃料循环

1.2乏燃料的基本特性

1.3核电站乏燃料后处理的特点和基本过程

第二章 核电站乏燃料的运输和贮存

2.1乏燃料的运输

2.2乏燃料的贮存

第三章 乏燃料萃取的准备

3.1乏燃料元件脱壳

3.2燃料准备溶解的补充操作

第四章 乏燃料的溶解

4.1无包壳燃料的溶解

4.2燃料和燃料元件包壳的同时溶解

4.3核燃料溶解设备

4.4溶解过程中的核安全保证

第五章 乏燃料萃取料液的制备

5.1澄清

5.2初始溶液组成的调制

第六章 铀、钚和镎的分离与净化

6.1萃取装置

6.2磷酸三丁酯萃取剂

6.3第一萃取循环

6.4萃取剂的回收

6.5铀线

6.6钚线

6.7镎的分离和净化

第七章 快中子增殖堆燃料的后处理

7.1萃取工艺

7.2气体氟化流程

第八章 放化工厂的工艺过程监测和

自动控制系统

8.1在线远距离监测

8.2工艺过程的自动监测和控制系统

8.3实验室监测

8.4工艺监测方法的发展

第九章 放射性废物管理

9.1放化工厂废物的一般特性

9.2解决放射性废物管理问题的基本途径

9.3高放废液

9.4中低放废液

9.5气体废物

9.6固体废物

9.7废物最终处置

第十章 热中子堆燃料闭合循环问题

10.1钚的再循环

10.2铀的再循环

10.3乏燃料后处理的经济问题

10.4实现闭合核燃料循环的方案

结束语

附录1辐照核燃料后处理的铀钚分离方法

附录2乏燃料后处理工艺流程的主要特性

附录3国外主要放化工厂和装置

附录4氧化物燃料后处理新厂的参数比较

参考文献

以碳化物UC，PuC，（U，Pu）C和氮化物UN，PuN，（U，Pu）

N为基础的燃料被认为是有发展前景的。这些燃料比氧化物有

更大的导热性。

燃料元件包壳也由耐热、耐腐蚀、机械强度高及导热性好的

材料制成。通常采用锆及其合金或不锈钢作包壳。采用锆包壳

可使反应堆活性区的温度提高到540℃，而采用不锈钢包壳，则

反应堆活性区温度可达800℃或更高，但结构材料中含有大量

的铁，因此必须提高燃料元件芯块中裂变材料的含量，即采用更

高浓缩度的核燃料。因为铁以及钴和镍混合物具有很大的热中

子俘获截面。也可采用其它结构材料，但所有材料都应具有较好

的化学稳定性。因此，在后处理过程中这些材料的溶解是严重的

问题。

除了裂变材料以外，核燃料元件还可能含有由不锈钢、锆、

钼、硅、石墨、铬等组成的各种填充物和覆盖物。用硝酸处理核燃

料时，这些物质不溶解，在得到的溶液中形成大量悬浮物和胶

体。

燃料元件的上述特点表明，有必要建立包壳剥离或溶解的

方法，以及在萃取处理前澄清核燃料溶液的方法。

热中子动力堆的燃耗深度为15－40GW·d/tU，而快中子

堆活性区的燃耗深度在100GW·d/tU以上。因此，进行后处理

的U中含有大量放射性裂片核素和钚。这对产品的净化过程，

对后处理过程的核安全和环境保护提出了很高的要求。另外，大

量高放废液的处理和埋藏也增加了很多困难。

国际原子能机构对放化工厂运行，对所得商业产品贮存、运

输和利用，以及对所有类型废物等的安全保障提出了建议。该建

议规定，如果最终商业产品需要长久储存或运输，则应制成固态

（铀和钚的二氧化物）形式，高放和中放废液应该进行固化。该建

议对所有类型放射性核素废物规定了国际标准。

图1.1给出了核电站乏燃料后处理的典型流程示意图。根

据这个典型流程图，核电站乏燃料从位于核电站地区的中间储

存水池运到后处理厂用于接收和暂存燃料的水池。这些储存水

池成为工厂第一阶段工作。然后进行剥离和溶解燃料，以及相应

的溶液准备工作。在三个萃取循环中对铀和钚进行提取和净化。

在第一循环，首先实现铀和钚的共去污，使铀和钚与主要裂变产

物分离，然后再分离铀和钚。在第二和第三循环，分别对铀和钚

进行进一步净化和浓集。得到的硝酸铀酰和硝酸钚产品，在缓冲

容器中储存，直到将它们转入转换装置为止。向硝酸钚溶液加入

草酸，滤出形成的草酸钚悬浮物，对沉淀物进行熔烧和冷却。将

得到的粒状钚氧化物放入容器并称重。钚以这种形式保存，直到

进入新的燃料元件制造厂为止。这个流程的主要技术指标为：U

对Pu的净化系数——107；Pu对U的净化系数——106；U对裂

变产物的净化系数——107；Pu对裂变产物的净化系数为108；

铀和钚的回收率大于99％。