《核電站燃料後處理》:《核電站燃料後處理》適用於化學工作者、放化工作者及 -百科知識中文網

基本信息

本書封皮

書名：核電站燃料後處理
作者：（蘇）捷姆利亞努欣等編，黃昌泰等譯
字數：229000
頁數：307
印刷時間：1996-11-01
開本：
紙張：膠版紙
印次：
ISBN：9787502214371
包裝：平裝

內容概述

本書系統地整理與綜合了作為閉合核燃料循環關鍵環節的核電站乏燃料後處理的工藝，裂變材料再循環的實現，以及核能的發展等有關資料；研究了核電站乏燃料的運輸和貯存問題，放化生產工藝流程的主要部件和設備，工藝過程的控制問題，以及與再生的鈾和鈽在熱堆和快中子堆中重複利用的有關問題；討論了環境保護問題及液體廢物、氣體廢物和固體廢物的處理問題。

作者簡介

創作背景

本書是根據前蘇聯動力原子能出版社出版的一書1989年修訂版譯出，其第一版於1983年出版。

出版信息

出版社：原子能出版社
出版時間：1996-11-01
版次：1

再版前言
引言
第一章乏燃料的特性和放射化學工藝學的任務
1.1核燃料循環
1.2乏燃料的基本特性
1.3核電站乏燃料後處理的特點和基本過程
第二章核電站乏燃料的運輸和貯存
2.1乏燃料的運輸
2.2乏燃料的貯存
第三章乏燃料萃取的準備
3.1乏燃料元件脫殼
3.2燃料準備溶解的補充操作
第四章乏燃料的溶解
4.1無包殼燃料的溶解
4.2燃料和燃料元件包殼的同時溶解
4.3核燃料溶解設備
4.4溶解過程中的核安全保證
第五章乏燃料萃取料液的製備
5.1澄清
5.2初始溶液組成的調製
第六章鈾、鈽和鎿的分離與淨化
6.1萃取裝置
6.2磷酸三丁酯萃取劑
6.3第一萃取循環
6.4萃取劑的回收
6.5鈾線
6.6鈽線
6.7鎿的分離和淨化
第七章快中子增殖堆燃料的後處理
7.1萃取工藝
7.2氣體氟化流程
第八章放化工廠的工藝過程監測和自動控制系統
8.1線上遠距離監測
8.2工藝過程的自動監測和控制系統
8.3實驗室監測
8.4工藝監測方法的發展
第九章放射性廢物管理
9.1放化工廠廢物的一般特性
9.2解決放射性廢物管理問題的基本途徑
9.3高放廢液
9.4中低放廢液
9.5氣體廢物
9.6固體廢物
9.7廢物最終處置
第十章熱中子堆燃料閉合循環問題
10.1鈽的再循環
10.2鈾的再循環
10.3乏燃料後處理的經濟問題
10.4實現閉合核燃料循環的方案
結束語
附錄1輻照核燃料後處理的鈾鈽分離方法
附錄2乏燃料後處理工藝流程的主要特性
附錄3國外主要放化工廠和裝置
附錄4氧化物燃料後處理新廠的參數比較
參考文獻

書摘

以碳化物UC，PuC，（U，Pu）C和氮化物UN，PuN，（U，Pu）N為基礎的燃料被認為是有發展前景的。這些燃料比氧化物有
更大的導熱性。
燃料元件包殼也由耐熱、耐腐蝕、機械強度高及導熱性好的材料製成。通常採用鋯及其合金或不鏽鋼作包殼。採用鋯包殼可使反應堆活性區的溫度提高到540℃，而採用不鏽鋼包殼，則反應堆活性區溫度可達800℃或更高，但結構材料中含有大量的鐵，因此必須提高燃料元件芯塊中裂變材料的含量，即採用更高濃縮度的核燃料。因為鐵以及鈷和鎳混合物具有很大的熱中子俘獲截面。也可採用其它結構材料，但所有材料都應具有較好的化學穩定性。因此，在後處理過程中這些材料的溶解是嚴重的問題。除了裂變材料以外，核燃料元件還可能含有由不鏽鋼、鋯、鉬、矽、石墨、鉻等組成的各種填充物和覆蓋物。用硝酸處理核燃料時，這些物質不溶解，在得到的溶液中形成大量懸浮物和膠體。
燃料元件的上述特點表明，有必要建立包殼剝離或溶解的方法，以及在萃取處理前澄清核燃料溶液的方法。熱中子動力堆的燃耗深度為15－40GW·d/tU，而快中子堆活性區的燃耗深度在100GW·d/tU以上。因此，進行後處理的U中含有大量放射性裂片核素和鈽。這對產品的淨化過程，對後處理過程的核安全和環境保護提出了很高的要求。另外，大量高放廢液的處理和埋藏也增加了很多困難。
國際原子能機構對放化工廠運行，對所得商業產品貯存、運輸和利用，以及對所有類型廢物等的安全保障提出了建議。該建議規定，如果最終商業產品需要長久儲存或運輸，則應製成固（鈾和鈽的二氧化物）形式，高放和中放廢液應該進行固化。該建議對所有類型放射性核素廢物規定了國際標準。
圖1.1給出了核電站乏燃料後處理的典型流程示意圖。根據這個典型流程圖，核電站乏燃料從位於核電站地區的中間儲存水池運到後處理廠用於接收和暫存燃料的水池。這些儲存水池成為工廠第一階段工作。然後進行剝離和溶解燃料，以及相應的溶液準備工作。在三個萃取循環中對鈾和鈽進行提取和淨化在第一循環，首先實現鈾和鈽的共去污，使鈾和鈽與主要裂變產物分離，然後再分離鈾和鈽。在第二和第三循環，分別對鈾和鈽進行進一步淨化和濃集。得到的硝酸鈾醯和硝酸鈽產品，在緩衝容器中儲存，直到將它們轉入轉換裝置為止。向硝酸鈽溶液加入草酸，濾出形成的草酸鈽懸浮物，對沉澱物進行熔燒和冷卻。將得到的粒狀鈽氧化物放入容器並稱重。鈽以這種形式保存，直到進入新的燃料元件製造廠為止。這個流程的主要技術指標為：U對Pu的淨化係數——107；Pu對U的淨化係數——106；U對裂變產物的淨化係數——107；Pu對裂變產物的淨化係數為108；鈾和鈽的回收率大於99％。