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乏燃料的后處理新技術(shù)

2016-12-01 02:14:38李毅男
中國科技縱橫 2016年14期
關(guān)鍵詞:后處理

李毅男

(四川大學化學學院,四川成都 610065)

乏燃料的后處理新技術(shù)

李毅男

(四川大學化學學院,四川成都 610065)

本文主要總結(jié)了目前已有的乏燃料概念,對乏燃料的方法以及目前國內(nèi)外的研究狀況進行了闡述,綜合對比各種處理方法之后總結(jié)到干法后處理技術(shù)是應用最為廣泛的一項技術(shù),也是無論從效率還是難易程度以及完善程度等方面來說都是最適宜的后處理方法,本文當中,結(jié)合許多材料以及文獻中的記載,經(jīng)過一系列的分析對比總結(jié)之后,提出了一些我個人的思想認識,特別是對一些處理方法的分析,闡述了個人的觀點。

乏燃料后處理 水法后處理 干法后處理 超臨界流體萃取

1 乏燃料概況

乏燃料,就是在反應堆內(nèi)經(jīng)中子轟擊發(fā)生核反應后,燃耗深度已達到設計卸料燃耗,從堆中卸除不在該反應堆中使用的核燃料組件中的核燃料。它含有裂變元素90Sr、137Cs、99Tc等。截止到2009年末,全世界儲存的乏燃料中的重金屬約為240,000噸,大部分都儲存在反應堆場地中。大約90%存放在儲存池子中,其余的都是存放在儲存容器中。每年產(chǎn)生的乏燃料約為10,500噸重金屬,其中,約8,500噸重金屬進行長期存儲,約2,000噸的重金屬進行再處理。

水法后處理技術(shù) 水法后處理技術(shù)的典型代表是purex流程,它是目前唯一應用的商業(yè)后處理技術(shù),它是為了回收U、Pu設計的,萃取劑對U、Pu的選擇性好。為了改進后處理的經(jīng)濟性、防止核擴散,以及減少核廢 物對環(huán)境的影響,提出了一些對傳統(tǒng)的purex流程進行改進的流程,如美國的urex流程,日本的next流程和法國的coextm流程。urex流程可回收99.9%的鈾和95%的tc,而不分離出純Pu,使钚與超鈾元素混在一起,提高了擴散阻力。

2 干法后處理技術(shù)

超臨界流體萃取后處理技術(shù) 超臨界流體萃取(sfe)就是利用超臨界流體或含夾帶劑的超臨界流體作為萃取劑,從液體或固體中萃取特定組分以達到分離目標產(chǎn)物的一種新型分離技術(shù)。所以說,相比較各種方法之后,干法后處理技術(shù)是最適合進行乏燃料后處理的方法,雖然在實施方面技術(shù)可能不夠完善,但是隨著科技的發(fā)展,處理方法也會相對來說越來越成熟的,到時候,人們對方法的運用也將越來越熟練,最后形成完整的處理體系。目前,動力堆燃料的消耗呈上升趨勢,并且還有其他反應堆的不斷介入,水法后處理的前景并不是特別樂觀,未來的挑戰(zhàn)也不容小覷,就目前來看,以美國為主的幾個大國也都在進行乏燃料后處理技術(shù)的深入研究,推動了乏燃料后處理技術(shù)的發(fā)展,在某種程度上來說,推動了乏燃料后處理的發(fā)展前景。

3 結(jié)語

核能是否能夠可持續(xù)發(fā)展,主要取決于燃料是否能夠長期持久供應,以及核廢物能否對環(huán)境的影響小。燃料棒的使用壽命一般為1-1.8年,目前全世界運行的核反應堆為436座,核電總裝機容量約為370GWe,占全球電力需求的16%。每年,全世界核電卸出的乏燃料約為10,500tHM,截至2010年累計卸出的乏燃料總量已超過291,000tHM。世界各國爭相研究先進的后處理技術(shù),以便從乏燃料中回收可利用的鈾。國外乏燃料后處理概況钚等寶貴的產(chǎn)能物質(zhì)材料,供先進核能系統(tǒng)(如快堆)使用,將所有高毒性和長期放射毒性的物質(zhì)分離出來,以供安全處置或嬗變處理。法國、英國、日本、德國、美國、俄羅斯等建立了自己的后處理廠,處理本國或他國的乏燃料。各國競相展了乏燃料的首段去殼及分離、中間存儲及運輸、鈾钚凈化循環(huán)和尾端處理、去污及放射性三廢的處理與處置等相關(guān)技術(shù)和設備研究。 我國在核燃料后處理方面的規(guī)劃是走閉路循環(huán)后處理戰(zhàn)略。幾十年來,在國家環(huán)保局(SEPA)、國家核安全局(NNSA)、中國原子能管理局(CAEA)及中國核工業(yè)集團(CNNC)及其他相關(guān)單位的不懈努力下,我國在核燃料處理及相應技術(shù)上取得了一些進展。因此,我國的乏燃料后處理技術(shù)亟待發(fā)展,了解國外乏燃料處理概況,對我國的核燃料后處理建設及應用具有非常重要的意義。 一言以蔽之,核能是清潔能源,但要充分利用鈾資源、極地減少廢物量、實現(xiàn)核能的可持續(xù)發(fā)展,就必須要建立一系列的核燃料閉式循環(huán)體系,特別是快堆核燃料循環(huán)體系。循環(huán)方式上可以采用快堆閉式循環(huán),這樣就能使鈾資源的利用率提高50~60倍,并且使需要地質(zhì)處置的高放廢物體積和毒性降低約2個數(shù)量級。由此可見,發(fā)展快堆及其燃料循環(huán)系統(tǒng),具有可以充分利用鈾資源,并實現(xiàn)核廢物小化等諸多優(yōu)點,為與乏燃料相關(guān)的各個方面做出了有力的貢獻。實現(xiàn)資源最有效的利用。

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[2]欒洪衛(wèi),徐俊峰,景繼強.核電站乏燃料后處理現(xiàn)狀和發(fā)展趨勢淺析[J].科技信息(學術(shù)研究),2008,(34):304-305.

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