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核燃料循环复习资料1-2 核燃料后处理的任务及其产品形式是什么？后处理厂的产品形式，取决于乏燃料中易裂变核素的种类和数量、还取决于产品的用途。钚是后处理厂最主要的产品。1-3 核燃料后处理厂的特点（书P12）1-4核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发？（P14）1-5 简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺流程2-3 理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念：分配系数、分离系数、净化系数。（会计算）l 分配系数：某物质在互不相溶的两相间达到萃取平衡时，它在有机相和水相中浓度的比值。 某物质在有机相中的平衡浓度 某物质在水相中的平衡浓度 分配系数越大，平衡时，该物质进入有机相的量越多，而在水相中的量越少。l 分离系数铀钚彼此间的分离效果 铀中去钚的分离系数Pu/U： 钚中去铀的分离系数U/Pu： l 净化系数DF用于表示铀、钚中对裂片元素的去除程度。2-4 理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀钚的因素答：影响TBP 萃取铀的因素：水相中UO2(NO3)2浓度；有机相铀饱和度；硝酸浓度；TBP 浓度；共存的络合剂；温度 影响TBP 萃取钚的因素：硝酸浓度；TBP 中的铀饱和度；TBP 浓度；温度；TBP 降解产物的影响2-5 磷酸三丁酯对裂变元素的萃取性能。P522-6 有机溶剂的降解产物及其对萃取工艺的影响(PPT)降解产物：磷酸二丁酯、磷酸一丁酯、磷酸、其它。磷酸二丁酯产额最高。降解产物对萃取工艺的影响：1）形成DBPTBP萃取络合物，增大有机相粘度。2）钚的萃取物很难反萃，降低了钚回收率。3）增加界面乳化，增加分离难度。3-1简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响（轻水堆+快中子堆,见P70）1.轻水堆乏燃料 后处理重点研究领域2.重水堆乏燃料 铀-235、钚的含量较低，后处理在经济上部值得。可回收氚。3.高温气冷堆 燃耗深，后处理困难，处于研究阶段。4.快中子堆 后处理技术难度大，目前只有英、法建成了公斤级后处理装置。5.MOX燃料 原则上可在轻水堆乏燃料后处理厂进行，但需控制燃料中钚的含量。3-2核燃料后处理工艺原理流程框图（注：常老师说了不要跟书本一模一样）PUREX流程的主要工艺步骤见书P743-4 乏燃料元件运输中要考虑哪些问题？答：考虑的问题有： l 首先要考虑运输方案。可用汽车、火车或者轮船运输乏燃料元件，如果核电站（或乏燃料中间贮存库）与后处理厂均有铁路专线及相应的运输设备，则铁路运输成为首选方案。 因为铁路的运费比汽车低，而且一列军用列车可运输额定功率为1GW的核电站一年卸出的核燃料。海上运输主要受后处理厂和核电站在地里分布上的制约。l 由于运输乏燃料沿途可能要经过居民区，因此，确保运输安全是头等大事。不但要确保货包在正常状态下完好无损，而且在发生事故的条件下，仍要确保不泄漏反射性物质。运输容器是发燃料元件的关键设备，它具有安全性要求高、结构复杂、质量大的特点。容器壳体的选材，要考虑结构材料、屏蔽材料和中子屏蔽材料。 3-5 简述快中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤（框图见书P79）3-5-1简述热中子增殖堆乏燃料后处理的基本步骤 热中子堆乏燃料后处理工艺原理流程由从进料准备水池提升燃料组件、元件切断-浸取首端处理，铀钚共萃取共去污-分离循环，钚的净化与尾端处理，铀的净化与尾端处理等部分组成。3-6 乏燃料组件放置（冷却）贮存的目的是什么？4-1 水法核燃料后处理工艺的首段处理包括那些步骤？（P83）答：预先将燃料包壳除去，然后必须将燃料组件解体、燃料溶解，最后调试制成符合工艺流程要求的原料液。4-2 乏燃料元件的脱壳方法有哪几种？简述各种优缺点及其实用性(ppt)答：脱壳方法主要有：化学去壳发、机械去壳法、包壳和芯体同时溶解法及机械化学去壳法四大类。 化学去壳法：优点：设备及操作简单，成本低； 缺点：溶解速度慢且不稳定腐蚀严重、燃料芯体部分损失，产生了大量高盐分的高放射性废液。 实用性：曾用于生产堆燃料原件的去壳，主要用于铝燃料原件的包壳脱除。 机械去壳法：优点：不增加废液量，有利于后续萃取分离； 缺点：机械设备复杂，成本高；易造成芯体损失； 实用性：现阶段倾向于使用这种方法。 包壳和芯体同时溶解法：优点：适用于多种不同燃料原件处理；芯体不会损失； 缺点：增加放射性废液；对设备腐蚀大； 实用性：现阶段较少使用。 机械化学去壳法： 优点：不产生放射性废液；不会造成芯体燃料损失；剪切机结构简单；成本低； 缺点：切割设备依旧复杂且需要遥控操作。 实用性：使用于处理包壳材料不溶于硝酸的燃料原件，用于处理锆及其合金包壳、不锈钢包壳的氧化物燃料元件的去壳，是动力堆乏燃料元件代表性方法。 4-4 1AF料液制备中要考虑那些问题?(P97)答：为了保证共去污萃取设备的联系运行，达到规定的铀钚净化系数及分离系数必须进行澄清处理并按照第一萃取循环的工艺条件调制料液。 因此要考虑乏燃料溶解液中含有的一些由难溶组分形成的沉淀、悬浮物及胶体、溶解条件也有关以及悬浮物的组成合燃料及形态。 铀钚共萃取料液的制备包括：1) 乏燃料溶解液的预处理，除去溶解液中的固体颗粒；2) 调整酸度以满足高酸流程（硝酸浓度2mol/L）或低酸流程（硝酸浓度为0.5mol/L左右）的要求3) 调整铀浓度。对天然铀，1AF中铀浓度为1.51.8mol/L，对U235富集度较高的燃料，因受临界安全限制，1AF中铀浓度较低4) 调整钚的价态，以使铀钚分别处于易于被TBP 萃取的U（VI ）和Pu（IV ）。4-5试比较生产堆、动力堆和其他堆型乏燃料首端处理的特点和工艺要求动力堆：燃料组件有多种形式，尺寸差别较大，但共同点是燃料UO2填充在金属或合金管内。由于切断后用硝酸浸取、溶解UO2芯片，因此在切断操作中有下列要求：1）切除端头，使金属材料尽可能少得进入溶解池。2）切成30-50mm的小段。3）每一小段的两端不密闭4）剪切室维持负压，防止放射性气体与粉尘溢出。动力堆乏燃料组件因燃耗较深，其大型组件的总放射性活度水平可达8.57109MBq，且对剪切热室的粒子密封要求严格。在溶芯时仅有极微量的裂变产物未被溶解。溶芯时大部分挥发性的裂变产物惰性气体被排入溶解尾气。只有131I比较特殊，当硝酸浓度比较高时，已挥发的碘大部分又在冷凝器中回流，有一部分进入溶解尾气，需要在尾气系统进行处理。溶解后，需进行料液调制，即用稀硝酸调节料液的铀浓度，用浓硝酸调节料液的硝酸浓度，有时还需要调节钚镎的价态，以满足后续工序对料液的要求。动力堆燃料元件中带入的硅量不明显，故仅需在过滤上予以重视，不必进行絮凝处理。生产堆：溶芯时，燃耗较低、冷却时间较长，131I基本衰变掉了，不需要在尾气系统进行处理；元件溶芯产品液中存在有亚硝酸，故在供料前料液调制过程中不进行调价也能满足随后溶剂萃取工艺对铀钚价态的要求；生产堆燃料元件中黏结剂带入的硅量较多，因此进入萃取设备前的絮凝操作是非常必要的。研究试验堆和材料试验堆的乏燃料元件待处理量不大，但燃料元件的形状很复杂；或者芯体材料在硝酸中难溶解；或者在处理高富集铀燃料元件时，为确保高富集铀燃料芯体在机械脱壳时无夹带损失，最好同时溶解包壳和芯体。5-2理解、记忆铀钚共去污-分离工艺(P101)答：铀钚共去污分离循环包括铀钚共萃取共去污、铀钚分离、铀的反萃三个单元操作。其中萃取净化过程包括萃取、洗涤、反萃三个单元操作。 PS：所对应的框图是在课本P102，大家自己画。5-3简述几种还原钚（IV）实现铀钚分离的方法，针对这些方法的优缺点，你能提出什么新创意？（P115）l Fe2+还原钚（IV），实现铀钚分离 氨基磺酸亚铁 硝酸亚铁-肼l 铀（IV）还原钚（IV），实现铀钚分离l 硝酸羟氨还原钚（IV）l 电解还原钚（IV）（P123）6-1 简述钚净化循环步骤及主要任务（P126，框图在P125）答：实现铀钚分离原理是：选择合适的还原反萃剂，将钚由 Pu（IV）还原到不被 TBP 萃取的Pu（III ），使钚从有机相转入水相，而铀仍以铀（VI）保留在有机相中，从而实现铀与钚的分离。 流程图见P126钚净化循环的任务是进一步去除共去污分离循环钚产品液及钚的第二萃取循环的钚产品液中的铀和裂片元素，同时将钚溶液浓缩。7-1 简述铀净化循环流程通常的铀净化循环为：铀萃取流程+铀反萃流程+硅胶吸附流程（1）铀萃取流程：强化钚、镎、锆、铌、钌的去除。这一流程中最重要的添加物是肼。（2）铀的反萃：采用稀硝酸做反萃液。（3）硅胶吸附：用于除去锆和铌（放射性活度的主要来源），经硅胶吸附流程处理后，其放射性活度降低到可直接加工的水平。7-2 在什么情况下需用三个萃取循环净化铀？在什么情况下只需用两个萃取循环加硅胶柱吸附净化铀？答：在Purex 流程中，经过两个萃取循环后的硝酸铀酰溶液，其反射性污染仍超过产品允 许标准。那么就要将铀溶液经过硅胶柱进行吸附处理，可使铀得到进一步净化，使其放射性 活度降低到可直接加工的水平；若前面的两个萃取循环步骤所得的铀/ 钚的纯度已经很高了， 且放射性已经满足要求了，那么就可以不用硅胶吸附了，而改用三个萃取循环的方法。7-3 为什么要进行硝酸铀酰的脱硝和还原？答：经溶剂萃取和硅胶吸附净化工艺得到的合乎质量要求的硝酸铀酰溶液，不能直接进入和燃料循环或长期贮存。为便于加工成金属铀或其他的铀化合物形式，必须将硝酸铀酰转化为氧化铀，该过程就叫做硝酸铀酰的脱硝和还原9-1 后处理厂放射性三废的来源，废物处理、处置的基本原则，提出你的减量设想（P202、203、PPT）答：反射性三废来源：核燃料后处理厂的废物，是从乏燃料后处理中回收铀、提取钚的过程中伴随产生含有不同数量的裂片元素、超铀元素的水相和有机相溶液、气体和气溶胶、固体物质和粉尘。 放射性废物的管理原则：减量化、资源化、无害化废物处理与处置的基本原理： 放射性不受外界条件（如物理、化学、生物方法）的影响，在放射性废物处理过程中：1、靠放射性物质的衰变性质使其放射性衰减，降低放射性危害；2、将放射性物质从废物中分离出来，浓集、减容、固化，以达安全处置的目的。对放射性废水处理原则是：稀释排放、浓缩贮存和回收利用。 对放射性废气处理原则是： 对放射性固体废物处理原则是： 9-2 放射性废水的处理技术(P204)答：反射性废水处理技术有： 1) 凝聚沉淀：是一种化学处理方法，其过程是往废水中加入某些称为凝聚剂的化学物质，使废水中的胶体状物质聚集成细小的可沉淀颗粒，颗粒与颗粒或与废水中的悬浮状物质组合成绒粒，绒粒具有很大的比表面积和吸附能力，吸附更多的溶质形成絮状物。经过澄清和机械过滤，将沉淀从水中分离。2) 蒸发浓缩：该法是使溶剂水汽化、废液得到浓缩，二次蒸汽冷凝液返回复用，而将残液进行玻璃固化处理。3) 离子交换：采用离子交换树脂可以将极低浓度的溶液中的某些离子进行选择性的吸附，广泛用于高中低反射性废水的处理，且效果明显。4) 膜分离技术：该法是建立在选择性渗透原理基础上，以外界能量或化学位差为推动力，是待分离组分从膜的一边渗透到膜的另一边，达到分离、富集的目的。5) 废液固化：将反射性废液及泥浆转化为固体形态的工艺过程称为固化。固化处理有水泥固化、沥青固化或聚合物固化几种方式。9-3 高放废液的综合利用与最终处置途径(p228)答：高放废液的综合利用及最终处理途径有： 1) 槽式贮存：虽然这不是最终的贮存方式，但是在固化之前，是必经的贮存手段。其中用碳钢槽贮存中性废液，不锈钢槽贮存酸性废液这两种方法在耐腐蚀方面是相对安全的。2) 次锕系核素和长寿命裂变产物的分离嬗变方案：将MA和LLFP 从HLLW中分离出来，然后利用热中子堆、快中子堆进行嬗变处理，进而固化，不但可以减少反射性，而且还充分利用了铀资源，确保核不扩散。3) 从高放废液中提取有使用价值的核素：先将高放废液中的Sr 90、Cs 137、Am 241 、Cm242和Cm 244 等核素提取出来，然后再进行固化和永久贮存，这种方法比直接固化、永久贮存更安全，而且还获得了有利用价值的裂片元素及超铀元素。快中子增殖堆乏燃料的几个特点是什么：答：特点是： 1 ）高燃耗、裂变产物含量高（10% ）（轻水堆中约4%）。 2 ）乏燃料比放射性活度高，要求铀、钚对裂变产物的去污系数大于107，三个萃取循环以上。 3 ）水相和有机相的辐射分解效应大，需提高萃取效率，缩短料液与有机相的接触时间。 4 ）钚的含量高（比热中子堆的乏燃料高一个数量级），需引入逆流电化学还原反萃法。 5 ）高含量的钚存在，需确保萃取过程的核临界安全。铀钚分离原理（P111）答：实现铀钚分离原理是：选择合适的还原反萃剂，将钚由 Pu（IV）还原到不被 TBP 萃取的Pu（III ），使钚从有机相转入水相，而铀仍以铀（VI）保留在有机相中，从而实现铀与钚的分离。 9-6：放射性固体废物的处理方法有哪些？（P265） 答：放射性固体废物的主要处理方法有：压实减容、回收锕系元素、固定和封闭等，三者可以组合应用，也可以单独应用。 压实减容：针对体积大、密度低、比反射性活动高、含有长寿命超铀元素、中子活化产物及氚的高放固体废物，通常采用机械压实的方法来减容，然后封装在安全的容器中以便贮存及处置；有些废物采用高压捆扎减容。 焚烧法：可燃废物有纸张、脱