印度乏燃料后处理：目前的挑战和未来的计划

4.1.9 辅助步骤

PUREX流程的辅助步骤主要有助于减少过程产生的废物量，包括溶剂的洗涤和含有放射性废物水溶液的蒸发。溶剂的纯化将减少溶剂废物的产生。纯化主要涉及通过碱将TBP辐射分解的产物以及水解产生的酸性杂质除去，纯化后的溶剂可在萃取过程中重复使用。只有在物理以及化学性能恶化到不合格时，才会作为废物处置。放射性废水进行蒸发浓酸从而减少了需要长期存储的体积量。

4.1.10 玻璃固化

这是废物处置的主要步骤，超过99%的裂变产物将被固定在最终处置的玻璃固化体上，该部分的细节详见(IANCAS,April 1997)文件，该部分已经超出了本文的内容范围。

4.1.11 针对热堆和快堆乏燃料的工艺改进

尽管开发了多种处理乏燃料的后处理流程，但同时还在进行着为提高铀钚的纯度、减少放射性废物体积、简化工艺流程等方面的研发工作。最近的研究方向是从后处理的高放废液中分离出锕系元素和长寿命核素从而减少需要长期存储的放射性废物的体积。同时还在努力的对流程步骤进行修改，为了防扩散设计不会有纯钚物流(Michael and Jack, 2010; IAEA, 2011)。这样PUREX流程的回收裂变物质以及安全性都可以经得住考验，在印度的处理热堆和快堆乏燃料的后处理厂中均采用PUREX流程。

5. Th-U-233燃料循环

以基于TBP的PUREX流程的成功经验为基础，开发了从辐照钍燃料中回收铀的THOREX流程。和PUREX流程类似，THOREX流程使用烷烃稀释过的TBP为溶剂来从硝酸盐水溶液中萃取目标元素铀和钍。TBP对硝酸钍的萃取性能要低于U(VI)和Pu(IV)，为了加强TBP对钍的萃取效果，在过程中加入了硝酸铝(Rathvon, 1966)，但之后该方法因为废物量产生量大而不再使用。或者也可以通过提高硝酸浓度来提高萃取性能，这个修改过的流程又称为酸化-THOREX流程(Rainey, 1955)。

THOREX流程和PUREX流程的最大的区别为过程的形式。这是因为钍并不存在可变价态，如同和铀相分离的钚那样。使用低浓度的TBP将铀从钍铀溶液中萃取到有机相，而钍继续存在于水相中，之后使用较高浓度的TBP将钍从水相中萃取出来，流程的步骤与PUREX流程基本相似：溶解、溶剂萃取（先萃取铀，再萃取钍）、将铀和钍转化成为它们相应的氧化物形式。

6. 印度的铀-钚核燃料后处理技术

6.1 热堆乏燃料后处理

印度的后处理项目启动于1964年，在孟买的特郎贝设计、建造了一座示范后处理厂，年处理量为30Te/a (DAE, 1970-1971)，该示范厂主要处理来自CIRUS（研究堆）的乏燃料。CIRUS使用的为有铝包壳的氧化物核燃料，该后处理厂使用的为化学方法除去包壳的PUREX流程，该后处理厂的成功运行为核行业的研究和发展提供了很大的帮助(Prasad and Kumar,1982)。运行了10多年后，印度决定通过扩大该厂后处理能力和提高安全性来延长其设计寿命，同时对流程加以修改以减少产生的废物体积量。扩大后的工厂自1983年开始运行，年处理量为60 Te/a (DAE, 2001-2002)。该工厂的钚纯化采用离子交换技术，该后处理厂的设计、性能和运行经验为未来的后处理厂设备的改进等提供了经验和基础。

来自塔拉普尔和拉贾斯坦邦压水堆的氧化锆包壳的氧化铀基乏燃料，需要不同的预处理以便后续进行后处理操作，这是包壳材料的差异导致的，在后处理厂中，将采用切断法而不是化学溶解方法来处理乏燃料。

投产于1975年的塔拉普尔后处理厂，通过适当的设备设计和工艺改进，成功的解决了乏燃料切割机以及稳定运行方面的挑战。与特郎贝后处理厂处理的研究堆乏燃料不同，动力堆乏燃料中钚含量更高，特郎贝后处理厂中钚纯化过程中使用的离子交换法因为树脂的降解而存在一定的操作难度，因此在塔拉普尔后处理厂采用基于溶剂萃取的钚纯化方法(Singh, 1998)。

有着塔拉普尔后处理厂处理动力堆乏燃料以及来自特郎贝后处理厂扩大规模的运行经验，印度的后处理能力的提升和压水堆产生的乏燃料量的增加相匹配。因此，自1996年开始运行的帕坎后处理厂和2011年在塔拉普尔的PREFRE-2后处理厂的年处理能力为100Te/y，这些新后处理厂卓越的工艺水平和操作性能，均得益于之前的运行经验和与此同时的研发努力，这些后处理厂的运行证明了印度压水堆乏燃料后处理技术的成熟程度，该项目还为应对未来的快堆乏燃料后处理技术的挑战提供了有高超技能的人力资源。

6.2 快堆乏燃料后处理

印度核能项目的第二阶段即为快堆计划，以1985年在英迪拉甘地原子能研究中心(IGCAR)的快中子反应堆(FBTR)调试为开端，该反应堆使用的驱动燃料钚是由来自于第一阶段的反应堆乏燃料通过后处理得到的，快堆使用70%Pu-30%U的混合碳化物核燃料。

IGCAR的后处理研发实验室的研发活动早在1980年早期就开始了，还是以处理压水堆燃料PUREX流程为基本流程，不过对该流程做了修改以应对几个额外的挑战，并在一些工艺单元中对设备和设计做了一定的修改(Natarajan, 1998)。

因为钚含量的增高（快堆乏燃料中钚量为70%而压水堆为<0.3%）,运输系统和控制系统需要做特定的修改以提高操作员的安全性，防止在操作和维护期间受到钚的毒害。快堆乏燃料的放射性水平是热堆的十倍之多（燃耗为100 GWd/Te的快堆乏燃料冷却三年的放射性活度为7.4×10 13 Bq/kg，而燃耗为7 GWd/Te的热堆乏燃料冷却十年后的放射性活度才为7.4×10 13 Bq/kg），这么高的放射性活度需要部署特殊的萃取设备。

下一个反应堆为500 MWe (1250 MWt)的原型快中子反应堆(PFBR)，该反应堆将使用MOX燃料，在第一个PFBR原型机组中，使用MOX燃料，在后续的机组中，可能使用金属燃料以改进增殖性能。因此，后续还需要对处理金属乏燃料的后处理技术开展研发工作。

以下部分重点突出了处理快堆混合碳化物乏燃料的工作。

6.2.1 燃料组件拆解

尽管压水堆的燃料棒可以这样切碎，但是快堆乏燃料燃料组件需要在保持燃料芯块的情况下出去外包壳，这样就需要另外的切割设备来除去燃料包壳了。激光切割设备需要在具有放射性屏蔽功能的热室中操作，该步骤设计和运行中的挑战在于需要除去外部的不锈钢包壳而不损伤燃料芯块。

6.2.2 切碎

在切碎阶段需要碳化物燃料的燃烧，这是该过程的一大挑战。为了避免燃烧，切割过程中需要在惰性气体氛围下进行，快堆燃料棒尺寸紧凑，形状细长（直径为5～6mm，相对于直径为10～15mm热堆燃料棒），快堆燃料棒的切割主要是针对燃料棒的外包壳，在切割过程中要防止其卷曲，这将避免了在下一个溶解步骤不溶解颗粒混入到溶液中，使用特殊的设备来实现这一目标。

6.2.3 溶解步骤

与热堆乏燃料相比，快堆乏燃料因钚含量的增高不容易溶解在硝酸溶液中，而其氧化物的化学性质更为惰性(Ryan and Bray, 1980; Deiter et al., 1985)。富钚燃料的溶解非常困难，混合碳化物燃料因为在溶解过程中形成复杂的有机化合物还容易引起其他的问题，这些有机化合物会对后续的溶剂萃取过程有所干扰，先进的溶解工艺例如银催化电解以及基于臭氧方法已经在IGCAR开发出来(Palamalai et al., 1991;Chandramouli et al., 1990; Geetha et al., 2003)。

更高的钚含量还是溶解器的设计更具有挑战性以防止出现核临界安全事故（一种自持链反应，主要是因为易裂变材料的聚集而导致的产生大量的热和放射性的事故）。此外，溶解设备还需要具备在更高的放射性条件下也可以进行操作的性能，因此需要选择那些具有较高耐腐蚀性的结构材料，以保证其设计寿命，研究发现钛和锆是在这些工艺条件下性能最好的材料。钛制溶解器已经成功的在CORAL处理快堆乏燃料的设施中得到了应用(Kamachi Mudali et al., 1993)。

更高燃耗的快堆乏燃料中会生成一些金属间合金，这些物质即使是在高反应性条件下也很难溶解，为了避免这些不溶颗粒对后续的溶剂萃取过程有所干扰，设计开发了一套先进的适合远程操作的澄清系统。