下载文档原格式
核燃料后处理工学
核燃料后处理工学是研究用于处理和处理核燃料后产生的放射性废料的学科。
它涉及从核反应堆中提取并处理已使用的核燃料，以及处理和分离放射性废料，以减少对环境和人类健康的影响。
核燃料后处理工程的目标是：
1. 提高核燃料的利用率：通过对已使用核燃料进行处理和再利用，可以提高核燃料的利用率，延长其寿命，并减少新鲜核燃料的需求。
2. 处理放射性废料：对核燃料后处理过程产生的放射性废料进行处理和减量，确保安全处理和最小化对环境的影响。
3. 回收优质物质：核燃料后处理过程中，可以回收包括铀、镎、钍等在内的优质核材料，减少资源的浪费。
核燃料后处理工程涉及的主要技术包括萃取、溶剂萃取、精细分离、裂变产物处理、铀和钍处理等。
这些技术需要综合利用化学、物理、材料等知识，确保处理过程的安全性和高效性，同时遵循辐射安全和环境保护的原则。
核燃料后处理技术与应用研究核能是目前世界上广泛应用的一种清洁能源，但核燃料在使用过程中产生的高放射性废物却是对环境和人类生命的威胁。
为了解决这一问题，核燃料后处理技术应运而生。
本文主要介绍核燃料后处理技术的概念、主要方法以及应用研究进展。
一、核燃料后处理技术的概念核燃料后处理技术是指对核燃料在使用过程中产生的放射性废物进行分离、浓缩、稳定和安全存储的过程。
其目的是降低放射性废物对环境和人类的影响，同时回收可再利用的核材料。
核燃料后处理技术是核能利用的重要环节之一，它也是核电站运行和废物管理的关键。
目前国际上最常用的后处理技术是PUREX法和UREX+法，它们可以有效地分离和回收铀、钚等可再利用核材料，减少核废物的数量和危害。
二、核燃料后处理技术的主要方法目前核燃料后处理技术主要采用的方法有化学分离法、浸出法、溶剂萃取法、离子交换法等。
1. 化学分离法化学分离法是指通过化学反应实现核材料的分离和回收。
最常用的化学分离法是PUREX法和UREX+法。
PUREX法是指用二巯基辛烷酸（D2EHPA）萃取酸性溶液中的铀和钚，而其他放射性核素则留在溶液中。
UREX+法在PUREX法的基础上进一步改进，可以分离铀、钚和镎等多种元素。
2. 浸出法浸出法是将放射性物质浸泡在一定浓度的化学溶液中，使得放射性物质溶解在其中。
浸出法包括硫酸浸出法、氢氟酸浸出法、硝酸浸出法等。
3. 溶剂萃取法溶剂萃取法是将铀、钚等核材料从放射性物质中分离出来的一种方法。
它通过让放射性物质溶于溶剂中，然后将溶剂和其他放射性物质分离。
4. 离子交换法离子交换法是利用放射性物质的化学性质与具有亲和力的固体或树脂交换离子的方法，使得放射性物质被分离和回收。
三、核燃料后处理技术的应用研究进展核燃料后处理技术的应用研究一直是核能利用领域的热点之一。
近年来，国内外学者在核燃料后处理技术的研究和应用方面做出了很多有价值的贡献。
1. 将大气污染物转化为核燃料美国科研人员在最近一项实验中发现，可以将某些大气污染物转化为核燃料。
后处理Purex流程洗锝工艺的计算机模拟Ⅰ.计算机模拟及工艺参数分析陈延鑫;何辉;张春龙;常利;李瑞雪;唐洪彬;于婷【摘要】在串级萃取理论的基础上,编写了洗锝工艺段计算机模拟程序,程序可考察HNO3、U、Pu和Tc体系的萃取行为.通过串级实验对该程序的可靠性进行了验证.结果表明,该程序的计算值与串级实验的实验结果吻合很好,两者间的相对偏差大部分小于10％.在此基础上,利用该程序对洗锝工艺段工艺参数进行了计算分析,结果表明:洗锝工艺段洗锝效果与该工艺段所使用的硝酸总量(摩尔浓度乘以体积流量)有关,提高硝酸总使用量有利于提高锝的净化系数；在硝酸总用量不变前提下,仅靠改变硝酸浓度和流比的组合无法显著改善洗锝工艺段洗锝效果,同时,洗涤效果并非随着硝酸浓度改变而单调递变,存在拐点,该拐点处对应的酸度和流比就是该硝酸使用量下洗锝效果最好的组合.%A computer program was developed to simulate technetium scrubbing section (TcS) in Purex process based on the theory of cascade extraction. The program can simulate the steady-state behavior of HNO3, U, Pu and Tc in TcS. The reliability of the program was verified by cascade extraction experiment, the relative error between calculation value and experiment value was 10% more or less except few spots. The technical parameters of TcS were analyzed by this program. It is found that the decontamination factor (DF(Tc/U)) in TcS is remarkably affected by the overall consumption (the product of molarity and volume flux) of HNO3, DF(Tc/U) is increase with the increase of the over consumption of HNO3. Changing the combination of HNO3 concentration and flow ratio can not remarkably improve the DF(Tc/U) in TcS if theoverall consumption of HNO3 is fixed. An inflection point exists whenDF(Tc/U) changed with HNO3 contraction, the optimum combination of HNO3 concentration and flow ratio is given by this point.【期刊名称】《核化学与放射化学》【年(卷),期】2013(035)001【总页数】5页(P19-23)【关键词】计算机模拟;TcS工艺段;净化系数【作者】陈延鑫;何辉;张春龙;常利;李瑞雪;唐洪彬;于婷【作者单位】中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL243锝是核燃料在反应堆使用过程中产生的一种重要的人工放射性元素，其含量随着燃耗的升高而升高。
PUREX流程主要组分分配比模型及台架实验的模拟核燃料后处理一直以来都是核燃料循环中十分重要的一个环节。
目前普雷克斯(PUREX)流程是国际上主流的后处理工艺流程,自从上个世纪五十年代投入工
业应用以来,如何选择理想的工艺条件和如何优化工艺参数一直是一个研究热点。
随着计算机模拟技术的进步,普雷克斯流程模拟仿真已经在后处理领域中发挥越来越重要的作用。
一套准确可靠的模拟仿真软件可以帮助研发人员高效、安全、低成本地设计和优化流程的工艺。
本文在对普雷克斯流程仿真模型研究成果广泛调研的基础上,建立并优化了铀、钚、硝酸、亚硝酸、锆、钌的分配比模型,对铀、钚、硝酸的改进模型进行了验证,与实验值的平均偏差分别为6.22%、6.43%和2.85%。
根据普雷克斯流程设计经验建立了混合澄清槽萃取模型,在模型中引入了级效率概念,使用不动点
迭代法建立了稳态萃取模型的求解算法,并借助MATLAB计算平台开发了计算程序。
并在模块化的理念下编写程序,保证了其可维护性与可拓展性。
最后参考国内外发表的普雷克斯流程台架实验数据,使用开发的计算程序进行计算,通过对
计算结果与实验数据的分析比对,三组拟合优度值为98%,94%和71%。
模拟结果总体可靠,并对拟合优度较低的实验组进行了分析,归纳了偏差形
成的原因。
动力堆乏燃料后处理PUREX流程仿真动力堆乏燃料后处理PUREX流程仿真引言：动力堆是一种利用核裂变产生的热能，转化为电能的设备，广泛应用于核能发电站。
在核能发电过程中，长期运行的动力堆会产生大量的乏燃料。
为了安全可靠地处理这些乏燃料，需要采用一系列的后处理措施。
PUREX（Plutonium Uranium Redox EXtraction）流程是其中一种被广泛采用的后处理技术。
本文将重点对动力堆乏燃料后处理PUREX流程进行仿真研究。
1. PUREX流程简介PUREX流程是一种基于溶剂萃取技术，用于回收和分离乏燃料中的铀和钚的工艺流程。
该流程包括溶解乏燃料、溶液处理和萃取纯化等步骤。
在PUREX流程中，乏燃料首先被溶解在强酸中，然后通过有机相与稀硝酸铀相互作用，实现钚和铀的分离纯化，最后得到纯度较高的铀产品和钚产品。
2. 动力堆乏燃料后处理仿真模型建立为了研究PUREX流程在动力堆乏燃料后处理中的应用，需要建立相应的仿真模型。
该模型需要考虑流程的物理化学特性、动力学特性和传热传质特性等。
根据已有的实验数据和工艺参数，可以通过建立质量守恒、能量守恒和动量守恒等基本方程，结合各类流程设备的特性方程，建立动力堆乏燃料后处理PUREX流程的数学模型。
3. 模型求解与优化通过数值计算的方法，可以求解建立的动力堆乏燃料后处理PUREX流程仿真模型，并得到各处理阶段的物质浓度分布、流速分布、温度分布等。
通过对仿真结果的分析和优化，可以得到PUREX流程在动力堆乏燃料后处理中的最佳操作参数和工艺条件，以提高钚和铀回收的效率，降低能源消耗和废弃物生成量。
4. 仿真结果分析分析仿真结果可以得到PUREX流程在动力堆乏燃料后处理中的关键性能指标，如：回收率、纯度、处理效率等。
仿真结果可以用来比较不同操作参数下PUREX流程的性能差异，并选取最佳的参数组合。
此外，还可以通过敏感性分析，研究不同因素对PUREX流程性能的影响程度。
核燃料循环与放射性废物处理技术核能是一种非常清洁、高效的能源形式，它被视为是世界能源领域内的新领域，它必须得到大力推广。
然而，核能在发展之路上仍面临着一个棘手的问题：核废料的处理。
核废料因为其辐射具有很高的危险性，需要采取高水平的技术手段进行处置，否则会对环境和人类健康造成极其严重的影响。
为了解决这一问题，研究人员们开展了大量的研究和实践，探索出了一系列核燃料循环和放射性废物处理技术，下面通过介绍三种主要的处理技术来对此进行深入探讨。
1、用来处理放射性废物的技术：地下永久储存首先，关于废物处理的技术，我们需要对永久储存技术有所了解。
永久储存是现代社会的一种新技术，其将一些物质埋入地下层，或是将这些物质存储在一些专门的容器中。
在这个过程中，人们通过一系列的手段，以尽可能的确保这些物质永久地没有任何危害。
这些异物能够安全地保管在地下或者储存容器中，是因为地下的环境、层压和化学条件，与地表的条件有着很大的不同，并且这些条件可以很好地隔离和管制这些异物。
2、涉及核燃料循环的技术：混合氧化物燃料（MOX燃料）MOX是一种使用已经使用过的核燃料中的钚进行再加工后形成的一种燃料类型，这种燃料的特点是可以用于替代自然铀，为不可伸缩的燃料提供一种高效的替代物。
3、涉及核燃料循环的技术：循环使用后处理腐蚀物的技术（PUREX技术）纯净交换（PUREX）技术又称作JNC PUREX技术。
这是一种用来从核燃料中提取可再用的产品的技术，提取后的产品可被重复使用。
它可以用来从使用过的核燃料中提取铀和与钚，并且可以通过一系列的工艺流程将这些产品分离，去除杂质，保证产品的纯度。
在这三种处理技术中，永久储存技术是一个高水平的技术，可以用于低或中程度的放射性废物。
而在处理中和高程度放射性废物方面，MOX和PUREX技术是比较常用的方法。
当然，我们也可以采用其他的技术来处理放射性废物。
例如，可以采用镇压骨水泥技术（LLW），将放射性废物混合在砂浆或水泥中，变成不可外泄的状况。
purex流程1af料液中调节钚价态的研究ⅰ.二步法调价研究钚价态调节Purex流程1af料液中的二步法：
一、基本原理
1．Purex流程：Purex是现代核产品处理中最常用的水溶性提取技术，它能有效地将四价铀以质量比提取到取油溶液中。
Purex流程是指将原料液加入到取油溶液中发生反应，从而使钚价格或其他大离子价态调节，最终形成混合物。
2．调价用盐：在Purex流程中，当取油溶液中的强酸度超出一定范围时，采用钠或锂离子作为稳定剂或调价剂（统称为调价用盐），以维持适当的pH值，保持系统稳定。
利用调价用盐使钚价态发生转变，有益于沉淀原料液中的铀离子，以达到有效调节钚价态的目的。
二、三步法调价
1．首先加入调价用盐：Purex流程1af料液中加入调价用盐，将料液中的钚价态由E(0V)调节至高价态P(-2V)，从而提升钚离子沉淀效率。
2．其次添加醇类：为了提高料液pH值，可添加苯乙醇、叔二醇、丙三醇等合适的稳定剂，进而使料液中沉淀钚时的反应速率加快，得到更高的沉淀效率。
3．最后采用催化剂：对欲调节的钚价态离子，使用适当的催化剂加速
其反应，有助于进一步提高料液中的沉淀效率，有利于钚价格的调节。
三、实验结论
本文采用Purex流程1af料液中二步法进行钚价态调节，在料液中加入
调价用盐、添加醇类以及采用适当的催化剂，可以有效提高料液中沉
淀钚的反应速率、提高沉淀效率，从而有效调节料液中的钚价态。
![一种Purex流程中铀纯化循环的方法[发明专利]](https://uimg.taocdn.com/9b697ae4844769eae109eda6.webp)
专利名称：一种Purex流程中铀纯化循环的方法专利类型：发明专利
发明人：兰天,欧阳应根,肖松涛,丛海峰,刘协春申请号：CN202011001356.9
申请日：20200922
公开号：CN112342409A
公开日：
20210209
专利内容由知识产权出版社提供
摘要：本发明属于核燃料后处理技术领域，涉及一种Purex流程中铀纯化循环的方法。
所述的方法是：将铀粗产品液1CU经过预处理和调料后，所得2DF在铀的萃取过程2D槽采用洗涤剂2DS进一步的去除钚，所述的洗涤剂2DS含有氨基羟基脲的硝酸溶液。
利用本发明的Purex流程中铀纯化循环的方法，能够克服现有Purex流程中铀纯化循环方法中存在的问题，改善铀纯化循环铀中去钚的净化效果，提高铀中去钚的净化系数DF(Pu/U)。
申请人：中国原子能科学研究院
地址：102413 北京市房山区新镇三强路1号院
国籍：CN
代理机构：北京天悦专利代理事务所(普通合伙)
更多信息请下载全文后查看。
purex流程废物处理方法英文回答：Purex is a widely used process for the extraction of plutonium and uranium from spent nuclear fuel. It involves several steps, including dissolution, solvent extraction, and precipitation. However, the process also generates a significant amount of radioactive and chemical waste that needs to be properly managed and treated.One method for treating Purex waste is through vitrification. Vitrification involves mixing the waste with glass-forming materials and heating it to a high temperature to form a stable glass matrix. This immobilizes the radioactive and chemical components, preventing them from leaching into the environment. The resulting glass can then be safely stored or disposed of.Another method for treating Purex waste is through ion exchange. This process involves passing the waste through aresin bed that selectively adsorbs the radioactive and chemical contaminants. The resin bed can then be regenerated, and the contaminants can be recovered or disposed of separately.Additionally, chemical precipitation can be used to remove specific contaminants from Purex waste. This involves adding chemicals that react with the contaminants to form insoluble precipitates. The precipitates can then be separated from the liquid waste through filtration or sedimentation.Once the waste has been treated, it is important to properly store and dispose of it. This can be done through various methods, such as long-term storage in specially designed facilities or deep geological repositories. The choice of storage or disposal method depends on factors such as the characteristics of the waste and regulatory requirements.中文回答：Purex是一种广泛应用于从废旧核燃料中提取钚和铀的工艺。
⼲法后处理按化学过程不同,后处理技术可分成[1](1)湿法(⽔法)后处理,(2)⼲湿结合后处理和(3)⼲法后处理三类。
以Purex流程为代表的湿法后处理仍然是主要的⽅法,其它⽅法均未实现⼯业化应⽤。
Purex流程的⼯业化运⾏已经积累了丰富的经验,为核能的发展做出了重要贡献。
核燃料⼲法后处理春秋中⽂社区h p://b b s c q zg cn春秋中⽂社区h p://b b s c q zg cn在⾼温、⽆⽔状态下处理辐照核燃料（见核燃料循环）的化学⼯艺过程,是核燃料后处理中正处于研究试验阶段的⼀类⽅法。
其中研究⽐较充分的有氟化挥发流程、熔融精炼流程和盐转移流程等。
氟化挥发流程利⽤铀和钚的六氟化物的⾼度挥发性和⼤部分裂变产物的氟化物难挥发的特点，使铀、钚与裂变产物分离的过程。
处理动⼒堆的辐照核燃料（⼆氧化铀，含有钚），可采⽤选择氟化，即⽤五氟化溴在300～350℃与经氧化⽽⽣成的⼋氧化三铀反应，⽣成挥发的六氟化铀；氧化钚和裂变产物氧化物与五氟化溴反应,⽣成不挥发的四氟化钚和裂变产物氟化物,随后在⾼温下与氟⽓反应，⽣成挥发的六氟化钚。
经过选择氟化和氟化达到了铀、钚和裂变产物之间的初步分离。
六氟化铀的进⼀步净化,有精馏法和氟化钠吸附-解吸法；六氟化钚的进⼀步净化，有热分解法和选择化学还原法等。
处理⼆氧化铀- ⼆氧化钚混合燃料，可采⽤全氟化流程，即混合核燃料在⾼温下与氟⽓反应,⽣成六氟化铀-六氟化钚的混合物,然后经净化，最后再制成⼆氧化铀-⼆氧化钚的混合核燃料。
熔融精炼流程使活泼⾦属氧化造渣⽽与钚、铀分离的过程。
将辐照过的铀、钚⾦属核燃料置于⼆氧化锆坩埚中，在惰性⽓氛下加热⾄1400℃,此时裂变产物中的氙、氪以及⽓态的碘、铯从核燃料中逸出，活泼性⾦属如镧系元素以及钡、锶等裂变产物与坩埚中的氧反应，⽣成氧化物熔渣附着在坩埚内壁；然后将经过净化的熔融状态⾦属核燃料倾倒出来，与熔渣进⾏分离。
这个过程也称氧化造渣过程。
purex流程1af料液中调节钚价态的研究
ⅰ.二步法调价
PUREX流程是一种常用的核燃料解除流程,用于解除核燃
料中的钚。
在PUREX流程的1AF料液中,可以使用二步法调
节钚的价态。
二步法调价是指在第一步中,使用氧化剂（如氧气或过氧
化氢）将钚的价态从+4降低到+3；在第二步中,使用还原剂（如碳酸钠）将钚的价态从+3还原到+4。
通过调节这两步的反应条件,可以控制钚的价态。
通常情况下,在PUREX流程中,钚的价态越低,其在1AF料
液中的溶解度就越高,因此可以通过二步法调节钚的价态来
提高其在1AF料液中的溶解度。
这对于后续的核燃料解除流程来说是有利的,因为钚的高溶解度有助于提高钚的解除率。
注意,二步法调节钚的价态是一个精细的化学操作,需要
在严格控制反应条件的前提下进行。
如果反应条件不当,可
能会导致钚的溶解度降低,影响后续的核燃料解除流程。
因此,在进行二步法调节钚价态的研究时,应注意细心谨慎。
