乏燃料后处理设施安全
要求
Document serial number【UU89WT-UU98YT-UU8CB-UUUT-UUT108】
乏燃料后处理设施安全要求(试行)
目录
1 引言.................................................................... (7)
目的和范围.................................................................... (7)
2 通用要求.................................................................... . (7)
要求1：纵深防御.................................................................... .. (7)
要求2：质量保证.................................................................... .. (7)
要求3：核安全文化.................................................................... . (7)
要求4：公众沟通.................................................................... .. (8)
3 厂址要求.................................................................... . (8)
要求5：厂址选择.................................................................... .. (8)
要求6：厂址特征调查.................................................................... (8)
要求7：厂址评价.................................................................... .. (8)
要求8：规划限制区与实施应急预案可行性 (9)
4 设计要求.................................................................... . (9)
要求9：设计基准与安全分析.................................................................... (9)
要求10：构筑物、系统和部件 (1)
要求11：临界安全设计.................................................................... .. (11)
要求12：放射性物质包容.................................................................... . (12)
要求13：辐射防护设计.................................................................... .. (12)
要求14：热导出.................................................................... .. (13)
要求15：防止化学危害.................................................................... .. (13)
要求16：通风设计.................................................................... . (13)
要求17：放射性废物管理系统设计 (14)
要求18：实物保护设计.................................................................... .. (14)
要求19：核材料衡算.................................................................... (14)
要求20：厂内运输.................................................................... . (15)
要求21：环境监测与评价.................................................................... . (15)
要求22：应急准备.................................................................... . (15)
5 建造和调试要求.................................................................... .. (16)
要求23：建造.................................................................... (16)
要求24：调试大纲和调试报告 (1)
6
6 运行要求.................................................................... .. (16)
要求25：组织机构和人员资质 (1)
6
要求26：运行限值和条件.................................................................... . (17)
要求27：运行规程.................................................................... . (17)
要求28：检查与维修.................................................................... (17)
要求29：定期安全评价.................................................................... .. (17)
要求30：临界安全管理.................................................................... .. (18)
要求31：放射性废物管理.................................................................... . (18)
要求32：辐射防护管理.................................................................... .. (19)
要求33：核材料衡算.................................................................... (19)
要求34：环境监测和评价.................................................................... . (19)
要求35：应急准备与响应.................................................................... . (20)
7 退役要求.................................................................... .. (20)
要求36：退役计划.................................................................... . (20)
要求37：退役实施.................................................................... . (20)
要求38：退役完成.................................................................... . (21)
名词解释：.................................................................. . (21)
1 引言
目的和范围
本要求用于指导和规范后处理设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。
本要求适用于采用液-液萃取水法工艺（如PUREX 流程）处理动力堆乏燃料的后处理设施，包括配套的乏燃料接收与贮存设施、放射性废物处理和贮存设施等，其他工艺流程的后处理设施也可参照执行。
后处理设施应满足国家现行法规和标准的要求。本要求是结合后处理设施特点提出的针对性要求，是现有法规和标准的补充和完善。
2 通用要求
要求1：纵深防御
纵深防御应贯彻于与设施安全有关的全部活动，包括组织、人员行为或设计等有关方面，以保证这些活动均置于多重防御措施之下。即使有故障发生，也能由适当措施予以探测、补偿或纠正。
要求2：质量保证
营运单位应在选址、设计、建造、调试、运行和退役各阶段制定和有效地实施质量保证大纲及执行程序，确保质量保证体系的有效运行。质量保证大纲应包括为使物项或服务达到规定质量所必需的活动，验证是否满足规定的质量要求以及是否有效获得客观证据所必需的活动。
要求3：核安全文化
营运单位和为其提供设备、工程以及服务等的单位应当积极培育和建设核安全文化，将核安全文化融入生产、经营、科研和管理的各个环节。
要求4：公众沟通
营运单位应建立健全公众沟通机制，配备必要的专业力量，统筹做好信息公开、科普宣传、了解舆情并回应社会关切等工作。
3 厂址要求
要求5：厂址选择
后处理设施的建设应与厂址所在区域的发展规划、生态环境保护相关规划和土地利用规划等相容，注意避让自然保护区等环境敏感区，以确保厂址区域可持续协调发展。
后处理设施的选址应确保厂址特征满足后处理设施的建造、运行和退役的安全要求。
应开展多个厂址比选工作，择优选择更安全和更经济的厂址。
要求6：厂址特征调查
应通过资料调研、实地调查或实验的手段，获得厂址所在区域和可能受影响区域的厂址特征资料，包括厂址地理位置、地形地貌、气象、水文、地质、地震、生物多样性、周围区域人口分布、工业设施、军事设施、土地利用与资源概况、水体利用与资源概况等自然和社会厂址特征资料。
应开展环境放射性本底初步调查。
要求7：厂址评价
应基于厂址特征调查开展厂址评价，包括可能影响设施安全的自然特征和社会特征，包括自然灾害和外部人为事件的可能性和相应的严重程度。
应研究确定适用于厂址确定评价的流出物排放源项，选择适当的大气和水体扩散参数，对正常工况下的辐射环境影响进行评价。
应研究确定选址假想事故，选择适当的大气和水体扩散参数，对事故工况下的辐射环境影响进行评价。
要求8：规划限制区与实施应急预案可行性
营运单位应根据厂址事故评价和外部事件评价结论，结合厂址特征，根据相关法规要求提出厂址规划限制区范围的建议，由省级地方政府确定，并报国家核安全监管部门。应根据厂址自然与社会特征，论证并确保在整个预计寿期内执行应急预案的可行性。
4 设计要求
要求9：设计基准与安全分析
后处理设施设计应确保实现下述主要安全功能：（1）预防临界；（2）放射性物质包容；（3）辐射防护；（4）热导出；（5）防止化学危害。
设施状态分为运行状态（包括正常运行和预期运行事件）和事故工况（包括设计基准事故和设计扩展工况）。
应对设施设计进行安全分析，识别始发事件，给出每类始发事件发生的原因、后果及预防措施。在安全分析的基础上，制定和确认安全重要物项的设计基准。还应论证设计能够满足各类设施状态下放射性物质释放的所有规定限值和潜在的辐射剂量的可接受限值，论证纵深防御措施的有效性，并为应急准备和响应提供支持。
应确定所有可能影响设施安全的内部事件。这些事件可能包括设备故障或误操作。设施设计应考虑发生内部事件的可能性，提供适当的预防和缓解措施。
应结合厂址特征，确定设计基准外部自然事件和外部人为事件。应保证安全重要物项能够承受设计基准外部事件的影响，并通过设计将发生外部事件潜在危害的可能性及其后果减至最低，尽最大限度减少安全重要的构筑物与其他构筑物之间的各种相互作用。
安全分析中应用的计算机程序、分析方法和设施模型应加以验证和确认，并充分考虑各种不确定性。应采用确定论分析、工程判断辅以概率评估确定设计扩展工况，其安全分析可采用现实假设和最佳估算方法。
要求10：构筑物、系统和部件
应根据安全功能和安全重要性对构筑物、系统和部件进行安全分级，其设计、建造和维修的质量和可靠性应与分级相适应。应在不同级别的构筑物、系统和部件之间提供合适的接口设计，以保证较低级别物项的任何故障不会蔓延到较高级别的物项。
应对安全重要设备进行鉴定，采用鉴定程序确认安全重要设备能够执行预期安全功能。鉴定程序考虑的环境条件应包括后处理设施设计基准中所预期的周围环境条件的变化，应考虑到设备预期寿期内各种环境因素引起的老化效应。
如果计算机系统对安全具有重要性，或者构成安全重要系统的一部分，应确保该系统（尤其是软件）的可靠性与其安全重要性相称。
后处理设施的动力供应设计应确保其充分可用性、可持续性和可靠性。在失去正常动力的情况下，应向相关安全重要物项提供应急动力供应。
后处理设施应按照经批准的最新的或当前适用的规范和标准进行设计。当选用不同的规范和标准体系时，应进行充分论证，并处理好接口关系。当引入未经验证的设计或设施时，应借助适当的支持性研究计划、具有明确准则的性能试验或通过其他相关的应用中获得的运行经验的检验，来证明其安全性是合适的。安全重要物项的设计可适当考虑独立验证。应充分考虑国内外后处理设施以及相关核设施的成熟经验和良好实践，充分吸纳安全改进成果。
要求11：临界安全设计
应尽可能的通过工程措施实现临界安全。设计应遵从双偶然原则以及故障安全和容错理念。
设计应规定临界安全的安全限值，留有足够的安全裕量。设计中应综合考虑质量、浓度、慢化、几何、核素组成、富集度、密度、反射、相互作用和中子吸收等临界安全控制参数。优先选用几何控制。在临界安全控制措施中采用中子毒物控制时，应定期对毒物的性能进行监测和评价，防止中子毒物有效性降低或丧失。
凡含有易裂变物质的系统和设备都应当进行临界安全评价。应在保守假设的基础上进行临界安全评价。应采用材料成分和物理特性相同或相近的临界安全基准实验数据对评价分析方法进行验证。应确保足够的安全裕量，确保系统和设备在所有正常工况、可信的事故工况下都处于次临界状态。合理确定各主要系统和设备的次临界限值。
临界安全评价中，应考虑易裂变材料的窜料、积累、溢流、载带和泄漏物蒸发的可能性。
当采用燃耗信任制时，应采用带来最大剩余反应性的燃耗水平和相关参数进行临界安全分析评价。应设置乏燃料成分精确测量手段，并制定更加严格和周密的管理措施。
在可能发生临界事故的场所，应设置足够灵敏和可靠的临界事故探测与报警系统。
要求12：放射性物质包容
后处理设施应充分考虑α密封特点，按照独立性、互补性、冗余性原则，设置适当的密封系统，提供可靠的密封功能和足够的包容能力，将放射性物质限制
在规定部位或场所，使运行状态和事故工况下规定部位或场所之外遭受放射性物质污染的可能性减至最小，并保证任何放射性物质释放所造成的污染在运行状态下低于规定限值，事故工况下低于可接受限值。
后处理设施应设置静态包容（实体屏障）和动态包容实现对
放射性物质的包容。应对放射性物质包容进行分区。应设置三道静态包容。每一道静态包容应由一个或多个动态包容系统加以补充。动态包容系统应在包容分区间建立压力梯度，防止放射性气体、毒性气体、蒸汽和气载微粒通过屏障中的开口向低污染的区域或有害物质浓度低的区域移动或扩散。
要求13：辐射防护设计
应确保运行状态下由设施引起的辐射照射保持在低于国家规定的限值，并可合理达到的尽量低。
应按可预见的辐射水平、表面污染和空气污染程度对辐射工作场所进行分区，并按分区合理组织人流、物流和通风。
应通过适当的屏蔽及利用远距离操作等工程措施实现防护。污染控制应主要通过密封和泄漏检测实现。这些措施的性质、数量及其性能应与潜在危害的程度相对应，并应特别关注α发射体的潜在扩散。
应对辐射水平、表面污染和空气污染等进行监测，以便探测到所发生的异常工况并疏散工作人员。
要求14：热导出
后处理设施应设置有效的冷却系统，以导出衰变热、反应放热等，并配备相应的动力供应。应评估冷却系统冷却能力、有效性和可靠性。
要求15：防止化学危害
应在火灾危害性分析的基础上进行防火设计，包括防火分区、火灾探测报警系统和灭火系统。防火设计中应避免灭火剂（主要是消防水）导致临界事故。
应考虑爆炸性物质产生和积累，设置报警系统和稀释系统。
应采取有效的预防、控制和缓解措施，避免有毒化学危险品的伤害，加强危险化学品的安全管理。
要求16：通风设计
通风系统应根据建筑物内的分区进行设计，其空气流动方向按顺序由非污染区到污染区，由低污染区到高污染区，各区域之间应维持适当的压差。
通风系统贯穿防火屏障的部位应设置防火阀，以防止火灾经通风系统蔓延。设备间、热室和手套箱通风系统的设计和控制应实现预防和缓解火灾后果的目标，在尽可能长时间保持动态密封系统、保护最后一级过滤的同时，还要限制火灾蔓延。应根据厂址条件确定通风系统的室外设计参数，合理确定通风系统新风口和排风烟囱的位置。
与安全相关的通风系统应设置适当的监测和报警仪表。
要求17：放射性废物管理系统设计
流出物排放监测系统包括在线监测和取样监测，应满足正常运行流出物排放控制和事故释放源项监测需求。流出物排放监测系统应满足取样代表性要求，应尽可能降低探测限，应能监测气态和液态流出物中主要放射性核素。流出物监测系统应设置向国务院核安全监管部门和省级生态环境部门数据报送接口。流出物监督性监测实验室纳入后处理设施建设成本。
应根据受纳水体的特性，选择适当的液态流出物排放方式。
应在设计上贯彻废物最小化原则，尽可能减少放射性废物的
产生量。应对放射性废物进行分类和收集，并采用最佳可行技术对放射性废气、废液和固体废物进行处理。形成的低、中、高水平放射性废物包应满足处置要求。低放固体废物应有明确的处置设施。
应通过选择便于去污材料、减少放射性物质和化学物质累
积、易于接近和具有可达性、可实施有效的远距离拆除和去污、便于废物管理和处置、减少受污染区域的数量和规模等措施，最大程度地为未来退役提供便利。
要求18：实物保护设计
后处理设施的实物保护等级应按一级实物保护等级设计。应根据实物保护目标的重要程度和潜在风险，合理划定实物保护分区。实物保护系统应确保实现控制区、保护区、要害区和要害部位的探测、延迟和响应的基本功能，并做到人防和技防措施有机结合，保证实物保护系统完整、可靠与有效。
要求19：核材料衡算
应设置核材料衡算平衡区。平衡区应尽量与实体边界相一致，应便于核材料准确测量，应避免互相交叉，应有利于采用封隔/监视措施。
应根据工艺流程及核材料形态便于测量等因素设置关键测量点。测量方法的选择应考虑测量方法本身的准确度和精密度。测量系统应具有追溯性。
要求20：厂内运输
乏燃料接收和场内转运应采用轨道或其他平稳的运输方式。应进行辐射屏蔽，应防止泄漏和临界。
产品、放射性废物及其他危险化学品的厂内运输，应尽可能减少运输环节，选择安全合理的运输方式和运输路线。
要求21：环境监测与评价
后处理设施应建设固定监测站和环境监测实验室，开展环境监测工作。流出物和周围环境监督性监测自动站和实验室纳入后处理设施建设成本。
根据设施正常运行工况和事故工况下可能向环境释放的放射性源项，选用合理的、经过验证的大气弥散和水弥散评价模式以及剂量估算模式，评价通过大气、地表水和地下水途径对环境的影响。
应评价化学污染物对环境的影响。
要求22：应急准备
应分析后处理设施事故类型（包括设计扩展工况）及其后果（一般需要考虑场外应急），建立适当的应急组织及其职责的框架，设计场内应急设施和设备，测算应急计划区的范围，规划应急撤离路线，并对应急资源及接口等作出安排。
营运单位应保障在应急期间营运单位内部（包括各应急设施、各应急组织之间）以及与国务院核安全监督管理部门、场外应急组织等单位的通信联络和数据信息传输；应具有运行状态和应急情况下向国务院核安全监督管理部门进行实时在线传输重要安全参数和流出物排放情况的能力。
5 建造和调试要求
要求23：建造
营运单位应制定并严格遵守建造阶段质量保证大纲，确保在建造阶段充分满足设计要求；应按照质量保证大纲的要求保留施工记录，证明设施是按照设计要求建造的。
应制定设计变更程序，准确地记录在建造期间对设施所作的变更，并对其影响作出评价。应对建造阶段产生的不符合项进行分类管理。
要求24：调试大纲和调试报告
调试大纲应至少包括：调试的组织机构和职责、调试阶段、调试内容、进度安排、调试程序、审查和核实的方法、偏差和缺陷的处理、主要审查点和控制点等。
应对调试大纲进行审核、审查和核实，确保试验按计划执行并确保满足大纲目标。不得进行可能使设施进入没有分析过的工况的试验。
各调试阶段完成后应编制调试报告。调试报告应至少包括：试验结果、数据分析、结果评价、偏差和缺陷分析、纠正行动及依据等。
6 运行要求
要求25：组织机构和人员资质
营运单位应建立和保持适当的职责分明的安全管理机构，并配备称职的负责人和足够数量的合格工作人员，以胜任和有效地履行各项安全管理职责。
营运单位应制定配套的培训、考核、资格管理和持照岗位管理制度。设施操纵人员应按照有关规定取得相应资格证书。
要求26：运行限值和条件
营运单位应根据设施的最终设计、安全分析、环境影响评价和调试情况制定包括技术和管理两个方面的运行限值和条件。应根据运行经验和有关安全特性的实际变化，对运行限值和条件进行复审或修改。
要求27：运行规程
营运单位应保证所有与安全有关的运行操作均按正式批准的、详细的、最新版本书面规程进行。运行规程应符合所批准的运行限值和条件，并留有适当的安全裕量；应对运行状态和事故工况下应采取的行动进行明确的规定；应定期对所有运行规程进行复审或修改，并将所作的修改及时通知有关人员。
要求28：检查与维修
营运单位应制定预防性维修大纲和程序，定期对设施进行检查和维修，确保其安全性和可靠性。应收集和分析试验、维修、在役检查和监督有关数据，并对相关文件进行更新。
要求29：定期安全评价
运行寿期内应定期对后处理设施进行系统的安全评价。应基于设施的实际状况、运行经验、预期的寿期末状况、目前的分析方法、适用的规定、标准及科技水平进行定期安全评价。定期安全评价的范围应覆盖设施的所有安全方面。
应评价设计中考虑的老化机理和鉴别在使用中可能发生的预计不到的情况或性能劣化。
应根据定期安全评价结果，实施必要的纠正行动，以符合更新的法规和标准。
要求30：临界安全管理
营运单位应建立和健全核临界安全责任制。应配备核临界安全专业人员。
在开始一项新的涉及易裂变材料的操作或改变现有操作前，应进行核临界安全分析和评价。评价应明确判断和确定核临界安全所依赖的受控参数及其限值。
涉及核临界安全的任何运行操作应按书面运行操作规程的规定进行。运行操作规程应定期进行复查。新编和现行运行操作规程的评审和复查应有核临界安全专业人员参加。
应当建立和健全对易裂变材料的操作人员、核临界安全专业人员及有关管理人员的核临界安全培训和考核制度，定期与不定期地结合实际进行核临界安全培训和再培训。
贮存与转移存放的易裂变材料应有材料标签，存放地点应加标牌。标签和标牌应标明易裂变材料种类和所有受控参数的限值。易裂变材料的转移应按书面程序的规定予以控制。应有专人负责易裂变材料的清点和统计，掌握易裂变材料的分布、积存和转移情况。
要求31：放射性废物管理
营运单位应制定并实施流出物排放管理大纲及实施程序，确保气态和液态流出物排放低于流出物排放量申请值，并可合理达到的尽量低。应合理设定气态和液态流出物排放报警值，并制定相应的控制措施。应测量流出物中主要放射性核素的排放量，按月、年进行统计并及时上报国家和地方生态环境主管部门。应根据设计排放量以及同类设施的相关运行实践，优化气、液态流出物的排放量申请值，且每5 年修订一次。
应建立并实施放射性废物管理大纲及实施程序并定期修订，确保实现放射性废物最小化。
应对放射性废物信息进行收集、记录、保存，建立放射性废物管理信息系统。
要求32：辐射防护管理
营运单位应制定并实施辐射防护大纲及其实施程序，应制定恰当的剂量约束值，持续开展运行辐射防护最优化管理，确保将工作人员所受辐射照射保持在低于国家规定的限值，并可合理达到的尽量低。
应进行个人剂量监测、记录、评价和报告。
要求33：核材料衡算
1.乏燃料的基本情况 (1) 1.1世界处理乏燃料的模式 (1) 2.后处理方法 (2) 2.1水法后处理。 (2) 2.2干法后处理。 (3) 3.后处理工艺 (3) 3.1普雷克斯流程的化学原理。 (3) 3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤。 (3) 3.2后处理的发展趋向 (4) 4.百科-乏燃料后处理 (4) 4.1核燃料后处理的主要目的 (4) 4.2后处理工艺 (4) 4.2.1水法后处理 (5) 4.2.2干法后处理 (5) 4.3后处理技术 (5) 1.乏燃料的基本情况 比如，一座100万KW的热中子反应堆核电站，每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物，能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。 目前，全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。过去40年里，全世界卸出的乏燃料到2000年底，累计达22.5万tHM，预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM，其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM，而到了2020年以后，预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。
核反应堆卸出的乏燃料中，有三种类型的放射性核素：一种是长寿命和短寿命的裂变产物，二是活化产物，三是锕系元素。裂变产物和活化产物都是带β放射性，除了包含几种核素之外，其它半衰期都比较短，而锕系元素都是带α放射性，有些还带有自发裂变现象，大多数的锕系元素具有较短的半衰期，但是其子体的半衰期却很长，甚至长达几百万年。 1.1世界处理乏燃料的模式 由于核电站乏燃料的放射性很强，其中有些核素的毒性又大，所以整个乏燃料的处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行，这就给乏燃料处理过程带来很大的技术难度。怎样处置这些放射性强毒性大的乏燃料，长期存在着争议，分歧也主要集中在经济性、安全性和核扩散上。于是，世界上不同国家制订出了适应各自战略需求不同的技术路线： ①一种是采取开环式或称“一次通过”式燃料循环，即将乏燃料在经过一段时间的中间贮存后，作为最终废料直接深埋在地质处置库中，同时可以防止燃料中的钚的扩散，这是美国卡特政府1977年制定的决策。 ②另一种是采取闭合燃料循环，即对核电站乏燃料进行化学处理（或称后处理，以区别于核燃料在进入反应前的化学处理过程），从中回收总量占96%左右的铀和1%左右的钚。目前，我国每年卸出的PWR乏燃料中含有大约1.8tPU，预计到2020年卸出的PWR乏燃料中Pu的累积量将达到约86～120t，且以每年6.5～9.5tPu的速度增加，如果能尽早的形成后处理能力，就可以将获得的Pu用于核燃料再循环，并为快中子反应堆供应核燃料。而只占总量3%左右的寿命裂变产物和次锕系核素（镎、镅、锔等）才作为高放废物，经玻璃固化处理后作最终地质处置或做嬗变处理。这是英、法、德、俄，日等国家坚持不变的决策。 已有越来越多的人们倾向于后一种即乏燃料后处理和铀钚再循环的技术路线，我国早在1983 就已做出决定，采用乏燃料后处理的政策，走核燃料闭合循环之路。因为不这样做，全世界已探明的铀资源很可能在不到一百年之内就会变得枯竭，核裂变能利用的能源可持续发展就无法实现。况且，在不断的核燃料再循环中，使用的钚要比分散埋存在各废物处置库中的钚更易于控制和管理，从而更难于恐怖分子等搞非法的核扩散。 ③尤其是随着科学技术的不断进步，相信在不久的将来，可以通过嬗变技术把那些在后处理过程中分离出来的99Tc、129I 等裂变产物和次锕系素“焚毁”，使之转变为短寿命或更为稳定的核素，从而大大地减少或消除放射性废物对环境的危害，使核能变得更加清洁干净。 2.后处理方法 辐照过的乏燃料后处理的工艺方法一般可分为水法和干法后处理两大类。
乏燃料后处理Purex流程中碘的强化分离研究 Frédéric Devisme Emmanuel Touron (法国原子能委员会) 摘要 本文描述了Purex流程中分子碘的回收和纯化 它包括先用硝酸羟胺对尾气进行酸洗对碘进行选择性解吸目前正用带洗 涤柱的小型中间装置进行研究在pH约为5 条件下用HAN在室温下进行洗涤的碘得到捕集 在短寿命同位素衰变完后 129I的半衰期为1.57×107a LLFP?′ê1 ???à??o?á??μμ?±è?1?μμíoü?àê±ê1?????§?êoóè???óD·?é?D??±?ú??D?í???????êí?ù?Y·¨1ú1991年通过的长寿命核废物管理法的框架 包括嬗变本文的目的是针对上述目标 本文的研究方法及前期研究结果在以前会议中已有介绍[1] ??oó??×ü?ééüá??úD?Dí?Dê?×°??é?μ?êμ?é?á1? èèμ?′ó2?·?CsI被氧化成易挥发的分子碘902￠±???′ò?′μó?ù2??ˉ×?oóò?μà?2??′|àíê???μa?ˉ?§?ü???úμa1y???÷é? 其去污系数>1000法国阿格后处理厂乏燃料中几乎所有的碘都被浓集成NaI形式的液体 本文提出的分离过程主要用于回收溶解阶段排放的气态碘 该过程不必增加额外投资 ? 1 ?
与现有液体废物处理方案高放废液玻璃固化相适应图1示出了流程图便于暂存 该流程包括下列主要步骤 １ 不是目前的碱性介质HAN ??1y3ì?DHAN将I2还原成I- 随后用H2O2氧化碘ｇ去污目的 将碘转化成适宜于最终处置的固态稳定形式 HAN是ＨＮ易于破坏 对第1ê×?è??DD?ù′??D??ó?·¨1úò?D?′ó?§o?×÷??oó?úêμ?éêò?D??×°??é???DD??ì?2??ˉê??é μú3步研究未在本文讨论并重新评估了其适应性 并与传统的NaOH洗涤作了对比 3 碘ＮＯ2的氧化还原 前文[1]的研究表明H2O2也能氧化碘阴离子其主要过程与结果如下 ? 2 ?
乏燃料后处理
1.乏燃料的基本情况 (2) 1.1世界处理乏燃料的模式 (2) 2.后处理方法 (3) 2.1水法后处理。 (3) 2.2干法后处理。 (4) 3.后处理工艺 (4) 3.1普雷克斯流程的化学原理。 (4) 3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤。 (4) 3.2后处理的发展趋向 (5) 4.百科-乏燃料后处理 (6) 4.1核燃料后处理的主要目的 (6) 4.2后处理工艺 (6) 4.2.1水法后处理 (6) 4.2.2干法后处理 (6) 4.3后处理技术 (7) 1.乏燃料的基本情况 比如，一座100万KW的热中子反应堆核电站，每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物，能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。 目前，全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。过去40年里，全世界卸出的乏燃料到2000年底，累计达22.5万tHM，预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM，其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM，而到了2020年以后，预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。 核反应堆卸出的乏燃料中，有三种类型的放射性核素：一种是长寿命和短寿命的裂变产物，二是活化产物，三是锕系元素。裂变产物和活化产物都是带β放射性，除了包含几种核素之外，其它半衰期都比较短，而锕系元素都是带α放射性，有些还带有自发裂变现象，大多数的锕系元素具有较短的半衰期，但是其子体的半衰期却很长，甚至长达几百万年。 1.1世界处理乏燃料的模式
核燃料的生产虽然是以从自然界获取的铀作为原料，但大量人工放射性的产生却是必然的。从核裂变中获取能量的必然代价就是，当富含中子的重核裂变之后，释放出中子和作为重核裂变碎片的新原子核，后者主要是相对于天然稳定同位素而言富含中子的放射性同位素，会通过衰变变成某些稳定核素；同时大量中子在反应堆中与核燃料和结构材料等堆内物质作用，产生感生放射性，其中不乏寿命较长并且放射性很强的新核素。这些新的放射性物质有着数秒到数十万年不等的半衰期，导致乏燃料当中含有巨大放射性总量，一座核电站内大约60吨核燃料的人工放射性大致需要一条长江的年径流量（万亿立方米的水）才能稀释到天然铀矿的水平。乏燃料乏燃料如果不后处理，可以3～10年的冷却后，中期（30~50年内）可以在干式或湿式设施中较经济的储存，由于核燃料的总量相对较少（全美核电运行至今的乏燃料总量约五万吨，理论上一个标准橄榄球场可以摆下），在可预见的未来内继续中间存储或者后处理都是经济的。如果不后处理，乏燃料需要地质处置很长时间，后处理可以大大缩小需要地质处置的放射性废物体积，回收可作为燃料利用的铀和钚，虽然在目前这种回收并不经济。回收的铀虽然有0.9%左右的富集度，但由于含有中子毒物U236，因此浓缩相对于天然铀需要额外的分离功；这样核燃料后处理的成本主要由另一种产品钚来承担，所以由钚制成的MOX燃料价格昂贵，比新的低浓缩铀燃料还要贵；而不生产MOX燃料，储存钚价格也很贵。所以只有核燃料需求紧张，并且地质处置费用较高的欧洲国家和日本坚持核电乏燃料商用后处理。后处理后的废物乏燃料后处理之后还会得到放射性废液和固体废物，绝大部分钚和铀作为燃料被回收，部分后处理厂也回收镎，其中需要进行地质处置的主要是高放废物，放射性来自于裂变产物、锕系元素。一座100万千瓦的压水堆（PWR）电站，每年卸出乏燃料约25t；其中含有可循环利用的铀约23.75t, 钚约200kg,中短寿命的裂变产物(FPs)约1000kg；还有次锕系核素约20kg，长寿命裂变产物约30kg。核设施运行退役、后处理过程除液体外，还产生固体放射性废物（活化金属、废树脂等等），中低固体放射性废物通常掩埋处置，产生高放射性废物（除高放废液固化物外，主要是燃料包壳）也需要地质处置。对于环境而言，部分放射性较强的物质由于半衰期短在几年内会衰变完，而大部分裂变产物核素会在千年内衰变完，需要考虑是可靠排除其发热并长时间储存不至于泄漏的形式，目前核燃料循环工业所采用玻璃固化方法基本上可以解决这部分废物，通过可靠的长期地质储存而保证较长时间内不进入环境——目前认为可以保证在良好的地质处置场中1万年内（工程设施1000年左右，地质屏蔽10000年左右），玻璃或陶瓷固化体中的放射性物质不会大量进入环境，尤其是地下水。但万年尺度上，高放废物的储存很难确保不进入环境，这部分风险主要集中在长寿命裂变废物LLFP、次要锕系元素MA（除铀、钚以外的锕系元素）。需要说明的是如果高放废液不进行固化，就比较麻烦，一来后处理废液中大部分是硝酸盐，强放射性会产生氢气有爆炸可能，二来后处理废液多是酸性，腐蚀性严重，三来发热量大，液体散热不良会沸腾，并且由于可裂变物质的浓缩可能会临界。所以大部分后处理场会将高放射性废液和固体废物固结在玻璃体中（通常是硼硅酸盐或磷酸盐玻璃），目前也有在研究陶瓷固化的。中放废液可以浓缩，或通过水泥，沥青进行固化，但应当减少其中的钚等锕系废物残留。低放射性废物则通常直接稀释后排放。核燃料后处理过程设计上尽量减少放射性废物的产生，所以某些工厂低放废液会循环利用。后处理过程中还会释放大量的放射性气体，主要是惰性气体氪、氙的同位素，还有氚和碳14。放射性碘也会以气态形式释放，后处理厂通常通过延长储存期减少半衰期短的放射性碘释放，即使如此剩余的绝大部分碘需要以被化学方法回收，但在核电站或后处理厂事故中极为棘手，尤其是半衰期更短的碘131，通常以滞留为主要手段阻止严重事故下的大规模释放。氚排放总量巨大（由链式反应中的三分裂，锂硼等反应堆化学、反应性控制物质的核反应产生），但易于稀释；碳14放射性较弱，惰性气体难以形成内照射，一般也是稀释后排放，当然目前部分后处理设施也会回收半衰期较短的放射性氪，以减少放射性排放。地质处置场出于地质处置场的提供1万年的隔离能力的需要，
1.乏燃料的基本情况 (1) 世界处理乏燃料的模式 (1) 2.后处理方法 (2) 水法后处理。 (2) 干法后处理。 (3) 3.后处理工艺 (3) 普雷克斯流程的化学原理。 (3) 普雷克斯流程的主要工艺步骤。 (3) 后处理的发展趋向 (4) 4.百科-乏燃料后处理 (4) 核燃料后处理的主要目的 (4) 后处理工艺 (4) 水法后处理 (5) 干法后处理 (5) 后处理技术 (5) 1.乏燃料的基本情况 比如，一座100万KW的热中子反应堆核电站，每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物，能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。 目前，全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。过去40年里，全世界卸出的乏燃料到2000年底，累计达万tHM，预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM，其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM，而到了2020年以后，预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。
核反应堆卸出的乏燃料中，有三种类型的放射性核素：一种是长寿命和短寿命的裂变产物，二是活化产物，三是锕系元素。裂变产物和活化产物都是带β放射性，除了包含几种核素之外，其它半衰期都比较短，而锕系元素都是带α放射性，有些还带有自发裂变现象，大多数的锕系元素具有较短的半衰期，但是其子体的半衰期却很长，甚至长达几百万年。 世界处理乏燃料的模式 由于核电站乏燃料的放射性很强，其中有些核素的毒性又大，所以整个乏燃料的处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行，这就给乏燃料处理过程带来很大的技术难度。怎样处置这些放射性强毒性大的乏燃料，长期存在着争议，分歧也主要集中在经济性、安全性和核扩散上。于是，世界上不同国家制订出了适应各自战略需求不同的技术路线： ①一种是采取开环式或称“一次通过”式燃料循环，即将乏燃料在经过一段时间的中间贮存后，作为最终废料直接深埋在地质处置库中，同时可以防止燃料中的钚的扩散，这是美国卡特政府1977年制定的决策。 ②另一种是采取闭合燃料循环，即对核电站乏燃料进行化学处理（或称后处理，以区别于核燃料在进入反应前的化学处理过程），从中回收总量占96%左右的铀和1%左右的钚。目前，我国每年卸出的PWR乏燃料中含有大约，预计到2020年卸出的PWR乏燃料中Pu的累积量将达到约86～120t，且以每年～的速度增加，如果能尽早的形成后处理能力，就可以将获得的Pu用于核燃料再循环，并为快中子反应堆供应核燃料。而只占总量3%左右的寿命裂变产物和次锕系核素（镎、镅、锔等）才作为高放废物，经玻璃固化处理后作最终地质处置或做嬗变处理。这是英、法、德、俄，日等国家坚持不变的决策。 已有越来越多的人们倾向于后一种即乏燃料后处理和铀钚再循环的技术路线，我国早在1983 就已做出决定，采用乏燃料后处理的政策，走核燃料闭合循环之路。因为不这样做，全世界已探明的铀资源很可能在不到一百年之内就会变得枯竭，核裂变能利用的能源可持续发展就无法实现。况且，在不断的核燃料再循环中，使用的钚要比分散埋存在各废物处置库中的钚更易于控制和管理，从而更难于恐怖分子等搞非法的核扩散。 ③尤其是随着科学技术的不断进步，相信在不久的将来，可以通过嬗变技术把那些在后处理过程中分离出来的Tc、I 等裂变产物和次锕系素“焚毁”，使之转变为短寿命或更为稳定的核素，从而大大地减少或消除放射性废物对环境的危害，使核能变得更加清洁干净。 2.后处理方法 辐照过的乏燃料后处理的工艺方法一般可分为水法和干法后处理两大类。
乏燃料后处理的概念 Prospects for the worldwide development of nuclear power production suggest that two or three new nuclear power plants will be put into operation yearly till 2030. This scenario gives a greater role to the final stage of the closed nuclear fuel cycle in Russia, namely, the reprocessing of spent nuclear fuel (SNF) in order to separate uranium and plutonium and recycle them into power production. Several processes are now used for SNF reprocessing, primarily, aqueous processes, the main being the PUREX process [1]. Next are anhydrous or dry processes, such as fluoride gas SNF reprocessing and the electrochemical separation of uranium and plutonium from alkali chloride melts [2]. These processes have both strengths and weaknesses; the elimination of these weaknesses will considerably enhance the development of the processes. Our strategy of SNF reprocessing develops aqueous processes and is an alternative primarily to the widely used PUREX process. The underlying idea of this strategy is the use of carbonate solutions instead of nitrate solutions, which are widely used for decontaminating uranium and plutonium from fission products, plus extraction. 全球核电生产发展前景表明，到2030年，每年将有两到三个新核电站投入运营。这一设想使俄罗斯封闭核燃料循环的最后阶段发挥了更大的作用，即对乏核燃料进行再处理，以便分离铀和钚并将它们再循环用于电力生产。
世界乏燃料后处理工业现状 北极星电力网新闻中心 2013-5-7 11:26:56 我要投稿 所属频道: 核电关键词: 乏燃料铀核电技术 北极星核电网讯:法国核电工业发达，现有58台核电机组在运行，总装机容量约63吉瓦，年发电量约4210亿千瓦时，约占全国总发电量的75%。这些核电机组在发电的同时，也产生大量的乏燃料。法国采取闭合式燃料循环政策，即对核电厂产生的乏燃料进行后处理，回收其包含的铀和钚，并制成燃料继续在反应堆中循环使用。采取闭式燃料循环政策的国家还有日本、俄罗斯、印度等国，就目前的情况看，法国的商业乏燃料后处理及再循环工业是世界上规模最大、工艺最成熟、技术最先进的。 大型商业后处理活动：不可比拟的“阿格地位” 法国先后建成过UP1、UP2和UP3三座商业后处理车间，其中位于马库勒场址的UP1于1958年投运，主要用于军事目的，已于1997年关闭，UP2和UP3均位于阿格后处理厂。 经过40年的发展，阿格后处理厂如今已成为法国甚至是世界上规模最大、技术最先进、工艺最成熟的商业轻水堆乏燃料后处理基地。它不仅处理法国国内的乏燃料，还为德国、日本、意大利等国处理进口乏燃料。该厂运行至今未发生过任何重大事故，成为成熟商业后处理的典范。该工厂目前拥有6000多名员工。 阿格后处理厂现有两个后处理车间在运行，即UP2-800和UP3，均使用成熟的PUREX 工艺。UP2于1962年动工兴建，1967年1月投产，曾处理过石墨气冷堆、快中子堆以及轻水堆等多种堆型的乏燃料，处理能力为400吨/年，但经过改造后每年可处理800多吨轻水堆乏燃料，并更名为UP2-800；UP3由7个国家（不包括法国）的外国客户共同出资兴建，于1990年投入商运，额定处理能力为800吨/年。两个车间的总处理能力约为1700吨/年，若满负荷运行，可承担90～100台百万千瓦级核电机组每年产生的乏燃料的后处理任务。目前，全球的轻水堆乏燃料后处理能力总计约为3000吨/年，而阿格后处理厂占到其中一半以上，可见其在世界乏燃料后处理领域拥有不可比拟的地位。 在阿格工厂，后处理作业可回收99.9%的钚和铀，仅剩下约3%的物质成为高放废物，经过玻璃固化后存于现场，等待最终处置。目前，阿格后处理厂的典型进料是铀235浓度为3.7%、燃耗为45GWd/t、冷却4年后的压水堆和沸水堆乏燃料。 法国电力公司目前每年产生约1200吨乏燃料，在2009年以前每年将其中的850吨运往阿格后处理厂进行处理，可回收约8.5吨钚和810吨堆后铀（RepU），其中回收的钚被立即送往马库勒（Marcoule）工厂制造成约100吨混合氧化物燃料（MOX）。从2010年起，法国电力公司每年送至阿格后处理厂的乏燃料增加到了1050吨。 在2011年之前的几年，由于大部分海外合同到期，加之没有签署新合同，阿格后处理厂的实际年产量仅为800~1000吨乏燃料。2011年下半年，阿海珐集团与国内外企业签订了