序言

<正>作为乏燃料的主要组成成分,锕系元素及其裂变产物是乏燃料后处理与高放废物处理处置过程的重要对象。在这一过程中,如何实现锕系元素及其裂变产物的高效识别、选择性分离和稳定固化是核能长期安全、高效、可持续发展需要解决的关键问题。无论是放射性核素的识别、分离或固化等过程,从本质上来讲都是基于主体材料或分离配体与目标核素之间的相互作用或化学反应变化来实现。因此,深入了解放射性核素与主体材料或分离配体间的基本化学键合力及其作用机制,对于设计新型核素分离与固定体系,实现放射性核素的高效分离与固定具有重要意义。     

"锕系元素及其裂变产物的超分子识别与组装化学"专栏北大核心CSCD

作为乏燃料的主要组成成分,锕系元素及其裂变产物是乏燃料后处理与高放废物处理处置过程的重要对象.在这一过程中,如何实现锕系元素及其裂变产物的高效识别、选择性分离和稳定固化是核能长期安全、高效、可持续发展需要解决的关键问题.     

捷克开发新的乏燃料分离技术

【英国《国际核工程》2003年9月刊报道】捷克Rez核研究所为开发并验证乏燃料的高温化学分离方法建成了一套半工艺系统。该系统主要通过氟化物挥发法来分离次锕系元素和裂变产物。该分离工艺先将氟气与乏燃料进行火焰氟化,然后再分离不挥发组分(例如钚、大部分裂变产物和次锕系元素的氟化物)与易挥发组分(例如UF6)。捷克开发新的乏燃料分离技术     

高放废液中锕系离子分离研究进展 Ⅰ.双酰胺荚醚与锕系离子的配位化学

如何处理处置核电站反应堆产生的乏燃料及乏燃料后处理过程产生的高放废液是发展安全核能面临的一个主要问题。为提高核能的安全性、减少需要长时间深地层处置的高放废物量、有效利用地球上有限的可裂变材料资源,世界上发展核能的国家在过去几十年发展了从高放废液中分离少量锕系元素离子的萃取分离流程。近年来,双酰胺荚醚类化合物在锕系元素分离方面备受关注,本文从基础配位化学角度综述近期这类化合物与锕系元素离子相互作用等方面的研究结果。     

高温氧化挥发法——一种先进乏燃料后处理的首端工艺技术

高温氧化挥发处理技术是乏燃料后处理的干法首端过程,其目的是在乏燃料后处理分离工艺前实现包壳与燃料芯块分离,燃料氧化和裂变产物3 H、85 Kr/Xe、14 C、129I、Cs的去除。此过程既有利于乏燃料元件的溶解,又有利于在乏燃料元件进入溶解工艺之前实现氚碘等裂变元素去除,是实现整个乏燃料后处理流程过程废液最小化和氚碘等裂变产物集中管理的最有效方法之一。本文针对氧化挥发技术在乏燃料后处理首端中的应用特点以及氧化温度、气氛等关键影响因素进行了综合分析和阐述。     

MOX乏燃料衰变热计算方法研究

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自于U、Pu和Am等可裂变核素的裂变,Pu贡献最大。UOX乏燃料衰变热可使用ANS—5.1的方法进行计算,但ANS—5.1中的衰变热计算方法不完全适用于MOX燃料。MOX燃料是核燃料可持续发展的重要途径,因此必须研究采用新方法计算MOX乏燃料的衰变热。该文研究使用ANS—5.1计算MOX乏燃料裂变产物衰变热,再使用ORIGEN—S程序计算MOX乏燃料的重核衰变热贡献份额,综合得到MOX乏燃料的总衰变热。     

序言

正随着核电的快速发展,在核能利用的各个环节中,如核燃料开采、加工、发电和乏燃料后处理,部分长寿命放射性核素特别是锕系元素和裂变元素会不可避免地释放到环境中,给生态环境和人类健康造成重大危害。因此,放射性污染的治理具有重要意义,特别是放射性核素的分析、毒性、环境行为研究对于探讨长寿命放射性核素的化学行为尤为重要。在放射性污染治理中,天然的黏土矿物和氧化物等在放射性核素的固定方面具有重要作用,但是天然材料由于其吸附能力低的特点,在放射性核素的吸附富集方面有一定的     

基于可裂变材料中子增殖的次临界核废料处理与核燃料生产的方法和系统

本发明公开了一种基于可裂变材料中子增殖的次临界核废料处理与核燃料生产的方法和系统。在外中子源产生区外依次包围有锕系元素处理区、可裂变燃料增殖区、裂变产物处理区、反射与屏蔽区。各区之间用结构材料分隔。锕系元素处理区包括：锕系元素、可裂变燃料混合物及包覆结构材料；可裂变燃料增殖区包括：天然铀或钍或贫铀及包覆结构材料；裂变产物处理区包括：高放裂变产物及包覆结构材料、中子慢化剂。反射与屏蔽区由石墨、碳化硼、不锈钢、铅等组成。本发明通过中子反应，使长寿命高毒性的裂变产物转变成稳定无毒性或者短寿命低毒性的裂变产物。     

日本原研开发出用于分离锕系元素的高性能萃取剂

【《日本原子能学会专刊》2000年第10期报道】日本原子能研究所成功开发出高效分离回收反应堆乏燃料中含有的锕系元素的新萃取剂。此种萃取剂不仅可应用于原子能领域,而且可应用于其他工业领域。乏燃料中作为燃料可回收利用的除了铀、钚之外,还含有裂变产物和锕系元素。通常可采用溶剂萃取法从其硝酸溶液中分离回收锕系元素、并对其进行处理处置、以减少放射性废物量,而用这次开发出的萃取剂可回收近100%的锕系元素。(如图所示,用传统的萃取法只能回收80%。)开发新萃取剂采用了分子设计法,有效运用理论和计算科学开发出了TODGA(四辛—3—…     

压水堆高放长寿命裂变产物堆内嬗变平衡循环设计

基于压水堆多燃料循环管理计算,进行长寿命裂变产物（LLFP）核素堆内嬗变分析。基于长寿命裂变产物核素在乏燃料中的比重及核素的放射毒性,¹²⁹I和⁹⁹Tc作为当前嬗变研究的主要裂变产物。为避免碘同位素分离,参照乏燃料中¹²⁷I和¹²⁹I的组分比例,设计当前的碘化物嬗变靶件。将嬗变核素均匀弥散在惰性慢化材料ZrH₂中,放置在控制棒导向管内进行嬗变分析计算。基于该嬗变组件设计方案,对不同的换料方案进行评价和比较,进而搜索嬗变平衡循环。计算显示,当前带有靶件组件的布料方案可达到平衡循环,并能实现LLFP的嬗变。进一步嬗变优化方案设计受限于当前嬗变组件设计。     

基于可裂变材料中子增殖的次临界核废料处理与核燃料生产的方法和系统

本发明公开了一种基于可裂变材料中子增殖的次临界核废料处理与核燃料生产的方法和系统。在外中子源产生区外依次包围有锕系元素处理区、可裂变燃料增殖区、裂变产物处理区、反射与屏蔽区，各区之间用结构材料分隔。锕系元素处理区包括：锕系元素。可裂变燃料混合物及包覆结构材料；可裂变燃料增殖区包括：天然铀或钍或贫铀及包覆结构材料；     

“华龙一号”反应堆乏燃料组件辐射源项计算

随着裂变材料的消耗,锕系核素(AC)和裂变产物(FP)随之产生。AC和FP是核电厂放射性源项的主要来源。准确地计算压水堆燃料组件中AC和FP的核素积存量可为后续燃料循环过程和乏燃料管理提供可靠的数据基础。本文中介绍了乏燃料组件源项的计算方法,并结合"华龙一号"反应堆的功率运行方案,给出了利用CASMO-SNF和SCIENCE-SMART程序计算得出的乏燃料组件放射性活度、衰变热、中子/γ能谱等结果。     

熔岩玻璃体核素衰变热功率的计算

温度是影响熔岩玻璃体溶解速度的关键因素,为此,本文计算了核试验后10~300 000d内熔岩玻璃体中核素衰变热功率,评估了核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响程度。采用了国际原子能机构给出的100kt TNT当量地下核试验产生的、半衰期大于1a的放射性核素含量,利用其中裂变产物核素137 Cs的含量推算累积裂变产额大于0.1%、半衰期为1d~1a的短寿命裂变产物核素的含量。分析了各核素的放射性衰变特点,采用ENDF/BⅦ库中核素衰变辐射的平均α能量、平均电子能量和平均电磁辐射能量计算各核素在熔岩玻璃体内因衰变而沉积的能量。计算结果表明:核素衰变热功率呈分段幂函数衰减;在10~2 000d、2 000~60 000d和60 000d之后的时段内,衰变热功率分别主要源于短寿命裂变产物核素、长寿命裂变产物核素和锕系元素。核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响不大,1 000d后影响非常小。     

基于核试验监测数据的模拟γ能谱分析国际能力验证

本文介绍了全面禁止核试验条约（CTBT）筹委会临时技术秘书处（PTS）组织的2003年度国际放射性核素实验室能力验证过程。PTS在真实核试验监测数据基础上,通过模拟产生了2003年度能力验证活动的参考γ能谱,能谱中添加了24种裂变产物、5种活化产物和5种天然放射性核素。北京放射性核素实验室分析出了其中的27种核素,核素活度及其活度浓度分析结果与参考值在不确定度范围内一致。利用⁹⁵Zr和⁹⁵Nb活度比计算了核事件的零时,与参考值仅相差0.26 d。根据参考谱中裂变产物和活化产物信息,指出裂变产物应主要由²³⁸U和²³⁹Pu裂变产生,参考谱应源自真实核试验的监测数据。     

加速器驱动先进核能系统的乏燃料循环再生研究北大核心CSCD

乏燃料后处理是核燃料循环的关键环节,制约核电的可持续发展。借助于加速器驱动先进核能系统(ADANES)提供的高通量、硬能谱的外源中子,其乏燃料后处理只需除去乏燃料中的挥发性裂变产物和影响次锕系元素嬗变的中子毒物,长寿命的次锕系元素Np、Am、Cm可与二氧化铀一起转化为新的燃料元件在加速器驱动燃烧器中燃烧、嬗变、增殖和产能。基于此,本课题组提出了加速器驱动的乏燃料后处理及再生制备的技术路线,包括高温氧化粉化与挥发、选择性溶解分离和燃料再生制备。本文主要介绍了近几年本课题组在这三方面所取得的一些成就,希望能为加速器驱动先进核能系统的乏燃料后处理提供基础数据。     

乏燃料处置的必要性及其处置库环境化学行为

为了确保核燃料循环的安全性，不宜处理的乏燃料也应该同玻璃固化体一样作为高放废物进行深地质处置。本文综述了一些前期工作，归纳了空气侵入和水的辐解产生氧化性产物是导致乏燃料UO2基体氧化溶解的主要因素; 核燃料浸出实验结果显示铀和锕系镧系元素每天的浸出量是相应核素总量的1/107，比裂变产物的浸出速率小一个数量级。铁金属被各国选为高放废物处置容器材料的原因是其低价格、高强度和优秀的还原能力。在最不利的地下水侵入深地质处置库、近场处置容器防腐层破损的情景下，铁容器材料表面与地下水反应产生氢气，氢气通过还原反应消耗辐解产生的氧化性自由基和分子, 并能还原乏燃料表面的U（Ⅳ），大幅度减缓乏燃料的腐蚀和溶解；乏燃料中裂变产物贵金属合金颗粒对氢气有催化作用；处置容器表面铁金属能还原沉积溶解的多价态核素U（Ⅵ）、Np（Ⅴ）、Tc（Ⅶ）、Se（Ⅳ）和Se（Ⅵ）。希望本文对我国确立以铁基金属为处置容器材料的包括乏燃料在内的高放废物深地质处置概念有参考作用。     

放射性同位素分离在线检测软件设计与实现

核素分离是放射性同位素制备的关键技术之一,其中快速准确地判断目标核素的分离情况对同位素分离十分重要。本研究针对放射性同位素分离典型过程,基于闪烁体探测器设计和开发了一款放射性同位素分离在线检测软件,用于测量分离过程中管路内流动的放射性情况,包括计数率、放射性核素组成。测量信号传输至分离装置控制系统,进行分析、处理、显示。核素判别中利用序贯贝叶斯核素识别算法,并基于遗传算法优化卡尔曼滤波器,实现更优的参数估计,准确快速地判别混合物中特定放射性核素,提高核素分离过程的效率和准确性。该软件基于串口通信实现设备与系统之间的数据传输,实现了数据采集、实时测量、可视化显示、γ能谱绘制、γ能谱分析、系统设置、流程控制、核素识别等功能,软件界面简洁,经实验测试,运行稳定,人机交互友好,具有较好的实用性和可维护性,可为放射性同位素分离制备在线检测提供技术参考。     

镅锔分离研究进展

乏燃料后处理产生的高放废液中Am和Cm是长期释热的主要来源，将它们分离出来并进一步进行分离和处置，对高放废物的长期安全处理处置具有重要意义。另外，超钚元素生产涉及Am和Cm材料的获取以及辐照后靶件中Am和Cm的化学分离。因此Am、Cm的分离一直是锕系元素化学与材料研究的重要领域之一。但是Am、Cm之间的分离相当困难，水溶液中Am、Cm基本均以正三价离子形式存在，化学性质非常相似。早期的离子交换法分离因子低，近年来主要研究将Am(Ⅲ)氧化到高价态实现分离，或通过Am、Cm与配体的亲和力差异、不同配体组合产生“推拉效应”以提高分离因子。本文综述了相关研究现状，概述了主要流程研发情况，并展望了该领域的研究趋势。     

Ag2＋与乙酸的化学反应动力学研究

近年来，有机无盐试剂包括还原剂和络合剂在乏燃料后处理流程中的应用研究备受关注。美国开发的Urex系列流程中使用乙异羟肟酸（AHA）作为络合剂取得了较好的结果。AHA在流程中反应的主要产物是乙酸（HAC），它与反应剩余的AHA将进入到含有强毒性、长寿命的锕系元素和裂变产物及大量硝酸的高放废液（1AW废液）中。IAW废液需要进行蒸发浓缩，以便下一步玻璃固化。     

长寿命废物问题的一个解决方案

【英国《国际核工程》2001年2月刊报道】 商业核电厂产生的废物中含有大量钚、其他可裂变锕系元素,以及长寿命裂变产物,这些成分引起了人们对其潜在扩散的担忧、并给长期贮存造成了困难。 美国目前的政策是将未经处理的乏燃料贮存在地质最终处置库中,但是长期的不确定性对最终处置库的可接受性和获得最终批准造成阻碍,并使其成本上升。 对最终处置库的最大担忧是乏燃料的辐射释放和照射的可能性(这将持续上万年),以及废物中的锕系元素可能被转移并用于武器制造。 可使用加速器驱动的废物嬗变(ATW)系统来破坏长寿命裂变产物,将废物的自然…