[科普中国]-核燃料后处理厂

简介

核燃料后处理可以实现核燃料的回收利用2，并有利于核废物的妥善处置。核燃料后处理参与构成核燃料的“闭合循环”。核燃料循环不论从经济上，还是资源的有效利用上，对未来核能发展都很重要。作为核燃料后处理厂安全运行中重要的监督检查项目之一，核临界安全是指许可证持有者建立足够的防护措施，避免意外临界事故的发生。后处理厂相关的法规和标准对核临界安全提出了严格的要求，如：必须提供可靠的设计特性，确保具有足够的安全裕量应该遵循双偶然性原则等。为实现核临界安全的目标，需采用多种防护措施和手段，并进行严格的临界安全计算。

核燃料后处理技术的发展乏燃料后处理技术总体上经历了军用后处理、动力堆后处理两个阶段，目前正积极研发降低长期潜在毒性影响的先进分离技术，开发针对高燃耗MOX元件和金属快堆乏燃料元件的干法后处理工艺3。

第一代后处理技术: 主要对象是低燃耗生产堆元件，以回收分离钚和铀为目标。从沉淀法过渡到萃取法，在萃取法中，以磷酸三丁酯(TBP) 为萃取剂( 氢化煤油为稀释剂) 的 LD\HS 流程经过多年发展和运行，成为较为成熟的后处理流程。

第二代后处理技术: 采用改进的 LD\HS 流程，处理动力堆氧化物乏燃料的后处理技术。主要改进有: 改进首端和铀钚分离化学方法以适应动力堆乏燃料后处理带来的问题; 改三个萃取循环为两个; 改进试剂管理和废物管理，减少废物量和对环境的影响!以上改进使得以TBP 为萃取剂的 LD\HS 流程成为唯一大规模工业应用的后处理技术.后处理技术从第一代向第二代发展过程中，化学分离中所用还原剂的改进是关键，即以氨基磺酸亚铁或硝酸亚铁
改为肼作支持还原剂的四价铀。
第三代后处理技术: 以动力堆元件氧化铀和MOX 乏燃料为处理对象，在回收分离铀钚的同时，分离次锕系元素"长寿命裂变产物元素(LLFP) 的水法工艺!研发中的技术方案很多，大致可分为以下两类.。

第一类是带有一体化特征的 全分离流程研发，对传统 LD\HS 流程进行较大改变，统一考虑铀钚次锕系和 LLFP的走向与分离，同时使用多种方法和试剂，如 Urex系列流程NEXT 流程( 结晶法分离大量铀或铀钚共结晶 后 进 行 进 一 步 分离) Purex+流程等。

第二类是改进的 LD\HS 流程作为主流程附加其他分离流程，其中改进的 LD\HS 流程工业应用上相对成熟!目前已研究了众多的分离流程，但尚未达到中间试验阶段。

国外新建优化设计经验概述国外掌握先进核燃料循环技术国家在发展退役事业中有两个重要经验不容忽视，一方面针对现有核设施退役非常重视和发展退役相关技术，做好眼前工作；另一方面针对新建核设施非常重视将“设计特点导致的固有病症”及
时反馈到前端的建造阶段，提出退役预案，改进和优化新建设计，为未来退役做好铺垫和准备。经验表明很多“病
症、顽疾”如果早期预防，其实是可以避免的。我国在核退役技术领域上的发展思路，亦可循此途径追赶国外先进
退役理念和技术，通过引进、消化和吸收通过最终实现掌握技术，最终实现我们的目标4。

国外目前在新建设计阶段，都有退役专业、退役专家的参与，由退役人士提出设计要求，这种迭代和优化设
计的互动活动，对方便未来退役是非常必要和重要的。国外核燃料后处理厂新建优化设计经验来源于最终退役获得的经验反馈，体现在设计和建造阶段重点从厂址选择、总平面布置、工艺设计、设备设计及辐射分区等方面出发，在确保工厂正常运行状态的前提下，同时兼顾厂房考虑退役的便利性——从控制污染、减少受照剂量、便于源项调查、去污和拆除，以及有利于放射性废物管理等退役内容和要求上，提出具体的物资准备和应预留的厂房条件。

核燃料后处理厂新建优化设计展望新建优化设计的实现途径
针对新建后处理厂便于退役的考虑，该如何纳入现行设计程序。首先，应立足于退役经验，由退役专业向新建各专业介绍退役概念，以及如何做好工程退役。其次，退役专业提出新建设计便于退役的总体内容与要求，使新建后处理设计的科技工作者熟悉如何方便退役的设计思路和要求，在此基础上开展新建设计。之后，在退役专业取得新建设计方案后，制定相应的退役预案，最后向新建设计主工艺及相关专业提出具体的优化设计要求，对建设方案进行优化、改进。如此经过迭代设计的过程，最终实现设计优化5。

针对后处理工程建设方案的内容与要求。建设内容应包含有利于方便最终退役的物资或现场条件的提供及准
备。如果工厂在设计与建造阶段不具备该现场条件，将导致最终退役困难，则应当在工程初期提供条件，并包含对此类事项的考虑。为了确保上述现场条件、物资等事项尽可能的考虑周全，因此建议在建设方案中应当包括与放射性子项、系统与设备相对应的退役方案。新建设计中包含的退役方案建议称为退役预案，因为此时尚没有真正的源项作为基准，设施也不是最终的退役状态。为了便于提出明确、且可行的优化设计要求，制定退役预案的内容和深度，建议与目前退役初步设计阶段编制的实施方案的内容与深度相等同。

针对新建设施便于退役的优化设计在时机选择上应如何考虑。借鉴国外便于退役的优化设计经验，结合我国核燃料后处理建设项目审批程序和设计程序，建议我国核燃料后处理厂新建设计便于退役的优化设计时机应在项目可行性研究阶段，且不应迟于该阶段开展便于退役的优化设计工作，从而确保诸如投资、面积等关键性指标涵盖设计优化的内容。

确定新建优化设计的原则
以上探讨给出了核燃料后处理厂优化设计的一种实现途径，可融入到现行的核放化类工程的新建设计与策划程序中。为了确定便于退役新建设计的总体内容与要求，进需要确定总体设计的原则与界面。

便于退役的优化设计第一原则：优化设计内容与要求应当确保设施具备良好的工艺运行功能，这是前提，使设施具备便于退役的功能和条件在任何情况下都应当服从于这个先决条件。在迭代设计过程中，要平衡处理好这两种功能相互矛盾的关系，不能作简单的加减法取舍，由于工程需求始终牵引方案的导向，因此，要研究后处理厂设计方法，将优化设计的总体要求看作是更为可取的设计实践。
便于退役的优化设计第二原则：针对那些如果在建造阶段未考虑包含的事项或未提供厂房条件，将会给未来退役造成难以解决的问题或困难，建议应当对此类内容开展便于退役的优化设计。针对那些如果建造阶段未考虑，但不会影响未来退役难以开展工作的事项或厂房条件，建议应当由退役阶段考虑。只有在优化设计原则中给出划分建设与退役二者之间界面的判据，才能理清和解决优化设计涵盖范围容易纠缠不清的关系。
便于退役的优化设计原则还应当遵循ALARA（合理可行且尽量低）原则、废物最小化原则、易于去污和便于
拆除原则等，具体原则将体现在设计团队各相关专业的设计之中。

确定新建优化设计的总体内容和要求针对后处理厂建造和设计阶段便于退役的总体内容与要求，如何确定。对早期遗留后处理厂退役典型的难点区域进行剖析，如：强放设备室，大型废液贮槽，管道与管沟，箱室类设备等，发现上述厂房区域或工艺装备在退役时采用遥控拆除的可能性较大，随之带来拆除技术的复杂程度显著增大。除此以外，厂房的其它区域，在以往退役实践中，也都暴露了一些设计特点引起的困难，为了给日后退役涉及的源项调查、废物回取、系统去污和设备拆除时提供便利条件，结合上述退役活动各环节目前常采用的技术路线、退役装备及操作工艺，对下述内容提出优化设计要求：

厂区周边环境（厂房外的周边环境；厂房外空地；地下通道和地下结构空间；屋顶和墙面；厂房内部和建筑结构）。

厂房内部（有毒有害物质的使用情况；大型/重型设备的布置；屏蔽墙和防护楼板）。

系统和设备（停闭过渡期的系统状态；切断公用、服务系统与其他设施的联系；管道和管沟；贮槽；沉淀物聚集区；分析实验室；箱室类设备；热室；设备室）。
污染控制（墙、地面和顶棚；地坑和排水；可去污的能力）。

以上给出了优化设计总体思路的内容框架，在设计和策划实践中可结合新建后处理工程内容在此基础上调整增减。

国内后处理厂退役难点及现状分析我国大型核军工设施退役治理专项工作至今已进展将近三十年，积累了不少退役方面设计、实施和管理方面的经验，同时也遇到了巨大的困难与挑战4。

早期核燃料后处理工程在众多种类的核与辐射设施之中当属退役难度大、且集中，其原因在于：

通常厂房布置紧凑，空间环境复杂；

.工艺设备结构复杂；

源项水平高、源分布不均匀且辐射场水平很高。

上述因素导致人工难以接近，这些本身的困难加之新建设计又缺少对退役的考虑，这就等于雪上加霜、难上加难。

商用核燃料后处理厂今后退役将面临同样的问题，而且处境会更加恶劣，因为燃耗变深了，早期后处理厂处理的燃料元件辐照时间短，而动力堆的辐照时间长，且处理通过量较之前增大，这就带来了放射性裂变产物的增多，比放射性活度更高，放射性后移给反应堆后段的各项操作都带来了更多、更大的困难，例如屏蔽防护体变厚了，随之而来的是钢筋混凝土更难拆了，工艺设备尺寸加大，设备机械结构复杂，加之接触的放射性水平更高，这将使强放射性区域设备的拆除难度增大，增加了遥控拆除操作的可能性。这些区域和设备应该如何退役，目前没有相应的退役预案。

核燃料后处理厂有机溶剂的净化处理核燃料后处理是核燃料循环中的重要环节3，目前，工业规模的核燃料后处理厂都采用PUREX流程，PUREX流程是以磷酸三丁酯(TBP)为萃取剂，以正十二烷、异十二烷、加氢煤油、磺化煤油或无臭煤油等烷烃类碳氢化合物为稀释剂的液液萃取化工过程。在PUREX流程中，有机溶剂(萃取剂和稀释剂)在放射性辐照、高温及HNO3、HNO2等化学试剂的作用下，会发生断链、水解、聚合、硝化和氧化等现象，称为溶剂的降解反应。降解产物的生成，不仅将显著减小对锆、铌、钌的净化系数和降低铀、钚的收率，而且对萃取过程能否长期稳定运行有很大的影响。因此，在后处理厂中，当萃取设备和萃取工艺参数确定后，萃取过程能否稳定、正常地运行，达到高的铀钚收率和分离效率，以及对裂片等杂质的去污效率的决定因素是有机溶剂的质量，或者说取决于对污溶剂净化处理的质量。

在核燃料后处理厂中，为提高溶剂的利用率，溶剂要循环使用，因此，有机溶剂的循环管理，是工程设计中的重要问题之一，也是后处理厂实际运行调度的大问题，循环使用的溶剂必须净化，以除去污溶剂中的降解产物、裂片元素和铀、钚等杂质。随着我国核电站中卸出的乏燃料燃耗的提高，乏燃料中裂变产物和放射性水平随之增加，在对其进行后处理的过程中，溶剂所受的辐射剂量也随之增大，相应的溶剂降解随之加剧。因此，在工艺流程设计中需要重视有机溶剂的管理问题，优化有机溶剂管理，提高溶剂利用率，使放射性废物最小化。