[科普中国]-再处理铀

简介

再处理铀是指从乏燃料再处理过程中回收的铀，铀在再处理过程中回收的材料中占很大一部分。法国、英国和日本均有回收再处理铀的商业企业。

拥有核武器的国家中（参见拥有核武器的国家列表）在生产武器级钚时，亦回收再处理铀。商业运行的轻水反应堆的乏燃料除包覆材料之外，通常只含有占总重量4%的钚、锕系元素和裂变产物。在过去几十年，因为美国三哩岛核泄漏事故和前苏联切尔诺贝利核事故，以及当时美国、西欧等经济发展和电力需求下降等原因，曾使世界天然铀价格低廉，最低时不到10美元/磅。加之再处理铀中可裂变材料的比例较低，再处理铀的使用并不常见。1

乏燃料乏燃料又称辐照核燃料，是经受过辐射照射、使用过的核燃料，通常是由核电站的核反应堆产生。核燃料在堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出。它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。这种燃料的铀含量降低，无法继续维持核反应,所以叫乏燃料。乏核燃料中包含有大量的放射性元素，因此具有放射性，如果不加以妥善处理，会严重影响环境与接触它们的人的健康。

核燃料在反应堆中使用时，由于易裂变核素的消耗、裂变产物及重核素的生成，引起燃料反应性的变化，最终使反应堆不再能维持临界，因此核燃料使用到一定程度必须更换。由于乏核燃料中包含有大量的放射性元素，因此具有很强的放射性，因此必须妥善处理。乏燃料的处理主要包括：储存、运输、后处理、深地质处置等过程。图1为核燃料循环图，给出了核燃料从铀矿开采到乏燃料最终处理所需经历的所有过程。

上图包括了乏燃料的贮存、后处理和最终处置等过程，图中的百分数表示U-235的含量。

再处理铀乏核燃料中的96%的质量是剩余的未反应的铀，大多数是铀-238，一小部分是铀-235。通常情况下，铀-235的质量分数小于0.83%，铀-236的质量分数大约是0.4%。

铀-236是一种很棘手的长寿命放射性废物。

再处理铀包含有铀-236，这种同位素在自然界中不存在，它可以用作乏核燃料的标志特征。

如果将钍燃料用于反应堆中，产生的乏核燃料将会包含铀的同位素铀-233，其半衰期为159,200年。它将会对乏核燃料因衰变而产生的长期放射性产生影响。和混合氧化物核燃料相比，由于存在有未衰变完全的铀-233，一百万年之内的钍乏燃料的放射性将会比较高。1

核燃料再处理核燃料再处理技术原指用化学分离和纯化的方法从经过辐照的核燃料中分离可裂变的钚同位素。但现代核燃料再处理已不仅仅着重于回收钚，还可以分离其它有用的元素，比如铀、甚至贵金属。 再处理技术有多重目的，其重要性随着时代变化而起伏。起初，核燃料再处理的唯一目的是分离可以用于制造原子弹的钚。随着核电站的普及，乏燃料越来越多，于是钚被作为核燃料用于热中子堆。含有钚的混合氧化物核燃料能够产生更多的电力，同时还能够消耗一部分钚。占乏燃料绝大部分的再处理铀可以用于快中子增殖反应堆。理论上，快中子堆还可以燃烧锕系元素。但是在铀价低廉的时代，快中子堆商业化面临很多困难。 核燃料再处理可以减少高放射性废物的体积，但却不能减低其放射性和衰变热。因此，核燃料再处理无法消除陆地埋藏核废料的必要性。政治上，核燃料再处理一直受到争议。有人声称该技术能够促进核扩散，以至于增加核恐怖主义的风险。核燃料再处理厂造成的污染问题也是很多人反对此技术的一大动因。比如，大量自然界不存在放射性锝在核燃料再处理中进入环境。截至1986年，人类核反应堆一共排放了1600公斤锝，主要是在乏燃料再处理过程中排放的；大部分进入海洋。到2005年，最主要的排放源是英国谢拉斐尔德再处理厂。据估计，1995年到1999年，该厂一共向爱尔兰海排放了900公斤锝。2000年后，法律规定该厂每年只能排放140公斤锝。该厂的排放导致某些海产品含有微量的锝。

核燃料再处理的主要目的是：

（1）回收剩余的易裂变核素铀-235和新生成的钚-239及可转换核素铀-233或钍-232。

（2）需要时可提取有用的裂变产物。如锶-90、铯-137和超铀元素如镎、镅和锔。

（2）去除长寿命的放射性核素和中子吸收截面大的裂变产物，以便对只含短寿命核素的放射性废物进行处理和安全处置。

再处理工艺

辐照过的乏燃料再处理的工艺方法可分为水法和干法两大类。所谓水法，就是把乏燃料溶解于酸中，再用沉淀、溶剂萃取、离子交换或吸附等方法使铀、钚与裂变产物互相分离，因各道工序均为水相操作。故称为水法。所谓干法即高温冶金法或氟化挥发法等均不需在水相中操作。无论水法还是干法，所处理的原始物质都是固体，产品均为铀和钚的氧化物。目前，水法已在工业上得到广泛应用，主要采取溶剂萃取法，而高温冶金法或氟化挥发法处于研究开发阶段。溶剂萃取法能有效地去除裂变产物，适用于处理包括天然铀、低加浓铀、高加浓铀、高温气冷堆元件及快堆元件等。

辐照过的燃料（乏燃料）中含有大量放射性物质，随着放置时间的延续，经自然衰变而使放射性活度和释热率降低。乏燃料的冷却一般在乏燃料储存水池中进行。动力堆乏燃料的冷却时间一般不少于3～5年。乏燃料经冷却降低放射性可以缓解乏燃料后处理工艺上的技术难度。

（a）水法后处理

早期的水法后处理厂是采用沉淀法。目前世界各国的后处理厂均采用溶剂萃取工艺，鉴于该工艺技术成熟且已积累了丰富的经验。在今后相当长的时间内，该工艺仍会得到广泛应用。

水法后处理工艺过程主要包括：首端处理、化学分离和铀、钚尾端处理。

1）首端处理。首端处理包括机械处理和化学处理两部分。

2）机械处理。首端机械处理将乏燃料组件切割成小短段，使铀从包壳中裸露出来以便化学溶解燃料芯体。乏燃料用硝酸在沸腾或非沸腾温度下浸取，溶解包壳中的二氧化铀。溶解所得的硝酸铀酰溶液禽有不溶残渣，需经过澄清过滤除去，过滤所得的澄清液经调节钚、镎价态后送去化学分离过程处理。

3）化学分离。化学分离过程是使铀、钚与放射性裂变产物分离以及铀、钚之间的分离纯化。目前世界各国后处理厂化学分离工艺都是采用purex溶剂萃取流程，以30%磷酸三丁酯(TBP)为萃取剂，以正十二烷或加氢煤油为稀释剂，进行液-液萃取，一般经过三个溶剂萃取循环，即共去污分离循环，铀线二、三循环，钚线二、三循环的标准流程，也有采用两个萃取循环的流程。

4）铀、环尾端处理。铀、环尾端处理是将硝酸铀酰和硝酸钚溶液制成氧化物产晶，硝酸铀酰采用流化床脱硝制成二氧化铀。硝酸钚经草酸沉淀、煅烧制成二氧化钚。

（b）干法后处理

干法后处理是在非水条件下进行核燃料后处理的工艺过程。干法后处理分挥发法和高温法两大类：

1）挥发法，挥发法可以分为氟化物挥发法和氯化物挥发法。

2）高温法，高温法又可分为物理法和化学法。物理法包括分级蒸馏法、分级结晶法和熔融金属萃取法；化学法包括熔融金属萃取法、熔融盐萃取法、熔融盐电解法和熔融精炼法。

在后处理过程中，乏燃料中各主要成分的分离纯化和回收，必须达到一定的要求。产品回收率是后处理厂的一项重要的经济指标和技术指标，一般水法流程对铀、钚的回收率分别可达99.8%和99.5%以上。产品放射性是后处理厂的一项主要质量指标，应对乏燃料的特性，产品用途，元件再加工技术以及经济、安全等方面进行综合考虑后提出。

再处理技术

乏燃料后处理技术，就是把已经使用过的铀废料（乏燃料），以化学方法将铀和钚从裂变产物中分离出来，称为乏燃料再溶解和后处理技术。回收的铀和钚可在核电厂混合氧化物燃料中再循环使用，以生产更多能量，从而使铀资源得到更充分利用并减少浓缩需求。后处理也通过减少高放废物的体积和去除钚有助于废物的最终处置。

乏燃料后处理技术，是高放射性条件下的高技术，世界上核电站的核燃料处理与保存本身就是一个十分困难的事情，有了这一技术，其意义是不仅能充分利用核燃料的功能，提高核燃料利用能力，为人类造福，更重要的是减小了体积，降低了放射性，为保存核废物创造了条件，对环境也是一个大贡献。

2010年12月21日，中国第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂——中核四〇四中试工程热调试取得成功。热调试的成功，实现了核燃料闭式循环的目标，有力地推动了核燃料产业及核电的快速发展，为中国先进后处理工程技术的开发提供了重要的研究实验平台，标志着中国已掌握了动力堆乏燃料后处理技术。

历史第二次世界大战时美国建立了第一批核反应堆，其目的是制造可用于核武器的钚。因此，当时乏燃料再处理的唯一目的就是把钚从未燃烧的铀和其它裂变产物中分离出来并纯化。1943年，有人提出了几种可以从乏燃料中小规模分离钚的方法。随后两年中，美国橡树岭国家实验室开发并验证了一种叫做“磷酸铋过程”的方法，并用这种方法首次分离得到了克级量的钚。1944年下半年，磷酸铋过程在汉福德区开始大规模应用。此方法在战时相当成功，但其最大的缺点是无法回收铀。

1949年，橡树岭国家实验室成功的开发出了第一种溶剂萃取方法来回收乏燃料中的铀和钚，称为“钚铀萃取法”（PUREX）。这种方法一直沿用至今。美国在南卡罗来纳州萨瓦那河区（SavannahRiverSite）建立了大规模的PUREX工厂，在纽约州西谷村（WestValley）也兴建了一座较小的PUREX工厂。后者于1972年因无法达到新标准而被关闭。
法国的AREVANC公司（原名COGEMA）的拉海格再处理厂（LaHaguesite）拥有处理50%全球民用轻水堆乏燃料的能力。其它主要再处理工厂还包括英国谢拉斐尔德再处理厂、俄罗斯的玛雅克再处理厂（MayakChemicalCombine）、日本的东海核燃料厂以及印度的塔拉普尔再处理厂（Tarapurplant）。
印度在1970年代初掌握了核燃料再处理技术，并于1974年进行了钚装药的核武器实验。这引发了美国对再处理技术可能引发核扩散的担心。1976年10月，美国总统福特颁布行政令，无限期中止美国的商业再处理过程及从乏燃料中回收钚。1977年4月7日，美国总统卡特宣布禁止对商业反应堆的乏燃料进行再处理。其动机依然是担心核扩散，并希望其它国家以美国为榜样。至此，祇有那些在再处理基础设施上投资巨大的国家继续其再处理运作。1981年，里根总统终结了前任的禁令，但却没有给重启商业再处理过程提供补贴。结果美国仍然没有核燃料再处理能力。
1999年3月，美国能源部与三家公司（DukeEnergy、ArevaNC和Stone&Webster）组成的联盟签订协议，开始设计和兴建一家混合氧化物核燃料制造工厂。该厂选址于南卡罗来纳州萨瓦那河区，于2005年10月动工。但是，该项目遇到重重困难。首先工程严重超支，到2011年成本已经达到50亿美元；工程进度缓慢，主体建筑到2011年仅完成一半；最大的问题是该项目没有一个客户。唯一一个可能的客户是田纳西河谷管理局（TennesseeValleyAuthority）。但在福岛第一核电站事故后，田纳西河谷管理局转为观望，表示要继续观察福岛混合氧化物核燃料的表现，因此要延迟其决策。

分离技术有机溶剂水相萃取钚铀萃取法（PUREX，代表PlutoniumandUraniumRecoverybyEXtraction）是目前事实上的标准再处理方法。钚铀萃取法是将乏燃料研碎后用强酸溶解，然后用有机溶剂（比如磷酸三丁酯，TBP）萃取，最后用离子交换方法分离。此方法经多年研究和使用后已非常成熟，广泛用于世界各地的核燃料再处理厂。商业核电站乏燃料经钚铀萃取法提取的钚通常含有很多钚-240，一般认为不适合用于制造核弹。可以添加燃料的反应堆产出的乏燃料却可以用于生产武器级钚。因此可以用于钚铀萃取法的化学品受到许多国家和国际原子能机构的严密监视。

钚铀萃取法的变种钚铀萃取法的变种之一是铀萃取法（UREX，代表UraniumRecoverybyEXtraction）。因为贫化铀（铀-238）占乏燃料的绝大部分而且放射性很低，把它分离出来之后可以大大减少高放射性废物的体积，同时提取出的再处理铀是可增殖材料，可以作为燃料用于快中子堆。铀萃取法中不会产生钚，而会回收大约99.9%的铀和95%以上的锝。在萃取过程中，为了防止钚被萃取，需要加入掩蔽剂，比如乙酰羟胺（acetohydroxamicacid）。乙酰羟胺同钚形成的络合物无法被磷酸三丁酯萃取而留在水相中。同样留在水相中的还有镎。铀萃取法不会产生可能被用于核武器的武器级钚，因此在核扩散上威胁较小。

超铀元素萃取法在磷酸三丁酯基础上加入另一种萃取剂正辛基-苯基-N,N-二异丁基氨甲酰基甲基氧化膦（octyl(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphineoxide，CMPO，CASNo.83242-95-9），钚铀萃取法就变成了超铀元素萃取法（TRUEX，代表TRansUranicEXtraction）。此过程由美国阿贡国家实验室发明，目的在于分离乏燃料中的超铀元素，特别是镅和锔。这些元素都是α辐射源。在乏燃料储存中，来自钚和次锕系元素的放射性和热量将在三百年到两万年间居主导地位。裂变产物中其它核素的半衰期要么短于三百年，要么长于两万年。因此除去这些超铀元素可以在中期内给废料储存带来一定方便。

二酰胺萃取法二酰胺萃取法（DIAMEX，代表DIAMideEXtraction）和超铀元素萃取法目的相同，但是用不同的萃取剂马龙酸二酰胺（malondiamide）。二酰胺萃取法是由法国原子能委员会率先开发的。其优点在于萃取过程中产生的有机废物不含磷，只含有碳、氢、氧和氮。这些有机废物最终一般会被烧掉。在燃烧时，马龙酸二酰胺废物不会产生导致酸雨的废气，也不会造成磷污染。这个方法现在已经臻于成熟，可以用于大规模再处理工厂。

电化学方法日本研究者曾报道使用电化学方法回收钚和铀。以碳酸铵溶液作为电解液，将乏燃料溶解。过滤后通过离子交换分离钚和铀，再以氨水沉淀，获得钚和铀的氧化物。

焦化处理法焦化处理是许多高温再处理方法的总称。这些方法也使用溶剂。但与水相萃取不同，本法的溶剂一般是熔盐，比如氯化锂-氯化钾混合盐或者氟化锂-氯化钙混合物；也可以是熔融金属，诸如镉、铋和镁。工艺中一般会用到电解精炼、蒸馏以及溶剂萃取步骤。焦化处理方法目前应用不多。美国阿贡国家实验室等研究机构一直在开展这方面的研究。2