Page 55 - 智库丛书下
P. 55

核燃料循环+废物处理

研究、科研平台建设、关键设备设计与加工、200 吨/年后处理厂设计建造等方面取
得了较大进展。

3.1 后处理工艺研究进展

      原子能院从上世纪 90 年代中期开始研究开发先进后处理流程,研究重点集中
在无盐试剂的应用上,目的是减少放射性废物,简化工艺过程,控制关键核素走
向。采用有机无盐试剂的先进二循环 Purex 流程的特点是,在 U/Pu 分离段和钚纯
化循环段均使用二甲基羟胺—单甲基肼还原反萃钚,在铀纯化循环段使用乙异羟
肟酸从铀中同时去除钚和镎。

      全流程台架规模的温实验研究表明,该流程铀和钚的收率、分离净化系数等主
要工艺参数达到了预期指标。2015 年,利用新建的后处理放化实验设施(简称放
化大楼),顺利完成了先进无盐二循环流程的实验室规模台架热实验,获得了一大
批实验数据。

      在高放废液分离研究方面,清华大学威斯尼斯人与新能源技术研究院在上世纪 70 年
代研究开发成功了具有自主知识产权的三烷基氧膦(TRPO)萃取流程。1992—
1993 年间,与欧盟超铀元素研究所合作,完成了动力堆后处理高放废液 TRPO 流程
热实验;“八五”和“九五”期间研究成功军用高放废液全分离流程(TRPO 萃取分离
超铀元素、冠醚萃取分离锶、亚铁氰化钛钾离子交换分离铯),并于 1996 年完成了
热实验;与四○四厂合作,进行了全分离流程辅助工艺研究;完成了萃取设备研究
及工程预可行性研究,提出了分离 3 价锕系/镧系元素的 CYANEX 301 萃取分离方
法“。十五”期间完成了台架联动试验。2009 年完成了微型台架热验证实验。

      在干法后处理的研究开发方面,我国在上世纪 70 年代曾经开展过氟化物挥发
法的后处理流程研究,因设备腐蚀严重等原因而停止。90 年代和本世纪初以来,
先后开展了一些基础性研究,但总体上仍处于起步阶段。

3.2 后处理研发平台建设进展

      放化大楼:在我国放化界三代人 30 余年的持续努力和中央领导的关怀下,我
国于 2000 年初决定建造放化大楼,该项目于 2003 年获得原国防科工委批复并开工

                                                                                                     321
   50   51   52   53   54   55   56   57   58   59   60

 

 

 

 

 

XML 地图 | Sitemap 地图