印度乏燃料后处理：目前的挑战和未来的计划

【导言】印度是核燃料后处理强国，2001年时核工业界老专家认为“中国在快堆和燃料循环技术方面已经大大落后于印度，可能落后印度20到25年“，这一判断惊醒了核工业界，也迎来中国核工业的第二个春天，十多年过去了，印度的乏燃料后处理发展如何呢？

来源：微信公众号核能研究展望NPRV（ID：nprv_world）

1. 介绍

为了能源可持续发展，印度核电项目选择走闭环核燃料循环之路。所谓的闭环核燃料循环，指的是那些在反应堆没有燃烧的可裂变物质和增殖的裂变物质重新回收，然后作为燃料在反应堆中重新利用的过程。通过后处理将易裂变物质从乏燃料中回收，剩余的放射性废物主要是裂片产物，可进一步存储处置。随着一些国家核电在电力组成所占中的份额增大，闭环核燃料循环是可持续发展的一个极具吸引力的选择，尤其是在经济性方面，可以预测乏燃料后处理在未来即将成为核工业的核心过程。然而后处理在一些国家并不稀奇，例如印度，该国的后处理设计目标是尽快将乏燃料中的钚回收和再循环，原因并不仅仅是考虑到铀资源匮乏，还有考虑在未来几十年有大量的能源需求。

1.1 后处理需求

辐照乏燃料在裂变材料完全燃烧前就从反应堆中卸出，这是因为裂变产物的积累导致链式反应不能持续进行，以及较高燃耗的燃料有包壳破裂的可能（这是从燃料发出能量的衡量）。在热中子反应堆中燃耗范围是6到50GWd/Te，这意味着仅燃烧了0.6到5%的裂变材料。在快中子反应堆中，裂变材料可燃烧至20 atom %，这意味着燃耗可至200GWd/Te。在这些反应堆中，限制条件通常是结构材料的完整性受损（燃料包壳），快堆中的裂变产物导致的中子损失要小于热堆。

回收乏燃料中的易裂变材料，即通过后处理后再利用是非常有价值的，因为这一举措将会减少对核燃料的需求。同时，这也将减少需要处置的放射性废物的体积。后处理流程的设计不仅仅取决于乏燃料的化学形式（无论是金属还是氧化物或者硬质合金），还取决于燃耗和乏燃料的冷却时间，通过冷却可以降低裂变产生的裂变产物的放射性活度。

乏燃料后处理的主要目的是从裂变产物和次锕系元素中回收为燃烧的铀以及钚（主要是U-238增殖得到的）以及铀-233（主要是钍转化得来的），应从产品中将裂变产物除去以使得其满足下游燃料制造以及燃料再利用、减少屏蔽的要求。

1.2 后处理的历史以及当前的国际形势

尽管现在后处理的主要是为了能源的可持续发展，从而回收乏燃料中的易裂变材料，美国在上个世纪40年代就开始后处理的目的是为了回收钚以便用于武器制造。1957年通过磷酸铋共沉淀法从辐照铀中回收了第一批钚，但是仅有以磷酸三丁酯为萃取剂的铀钚共萃（PUREX流程）在世界范围内普遍采用。PUREX流程是1950年Knolls原子能实验室开发的萃取流程，并在1952年在美国的橡树岭国家实验室的一个实验工厂进行了示范，1956年在汉福特工厂大规模部署采用后，其他国家如苏联、印度、德国、法国和日本等国家均采用了此流程(Sheldon, 1977; Naylor and Eccles, 1988; Ebert, 1988; Fournier et al., 1992; Anderson et al., 1994)尽管此流程最初为了处理低浓钚的热堆乏燃料，后来发现也可以用于处理热堆的MOX乏燃料和钚浓度高的快堆乏燃料，这些后处理的经验，无论是在性能还是在安全性上都是非常令人满意的。已经在法国、俄罗斯、日本、英国、印度和美国对从热堆中卸出的乏燃料进行了多年的后处理操作，年处理量约为6000吨金属（主要是铀和钚）。到2006年为止，全球范围内总共处理了94000吨乏燃料。主要的民用乏燃料后处理的力量是法国、英国、日本、俄罗斯和印度。仅有法国和英国证明了商用后处理的可行性。尽管现在已有后处理技术，但是出于核不扩散的目的，美国并未开展乏燃料后处理工作。中国、印度和俄罗斯在未来6到10年的时间里，后处理能力每年将增加2600吨金属。截至到2004年，每年从反应堆中卸出的乏燃料约为10500吨，而截至2004年，全球总乏燃料量为178000吨。

目前除了印度，没有其他国家对钍燃料循环感兴趣。印度已经在从辐照钍中回收U-233的THOREX流程获得了经验，而且该流程在孟买的BARC以及卡尔帕卡姆（Kalpakkam）的IGCAR的中试厂进行了示范验证，印度目前仍在致力于发展处理钍基燃料的后处理技术。

因为这些裂变材料有用于核武器制造的潜力，因此相关技术依然保密，只有少数国家的后处理厂为民用，如俄罗斯、英国、法国、日本和印度。

1.3 乏燃料的特点

乏燃料中几乎包括了核燃料循环涉及的所有放射性物质。乏燃料的放射性主要来自于随着燃耗加深而增多的裂变产物。燃耗为33GWd/Te的热堆乏燃料冷却五年后的组成以及组成的特点如表1所示，热堆中裂变产物的浓度范围为0.6%到5%，通常随着燃耗的增加而增大。裂变产物的分布取决于易裂变核素的类型（U-235或Pu-239）以及中子的能量（快中子或者慢中子），其化学结构影响不大。但应该知道钚的裂变产物中贵金属的产额较高。乏燃料的放射性随着出堆冷却时间的延长而降低，表2是燃耗为33GWd/Te的热中子堆乏燃料的放射性活度随冷却时间的变化的变化值。

冷却时间越短，例如1到2年，将降低闭环核燃料循环中一个反应堆系统的裂变材料可利用量。研究发现，乏燃料在后处理前储存至少5年，令其中的短寿命裂变产物衰变以降低它们的量，可以湿法或者干法存储，乏燃料储存在一些国家已经有50多年的历史了。

2. 产品规格

来自后处理厂的产品规格主要有以下几点决定：

产品中污染物的中子吸收特性，这在热堆系统中需要严格控制；

污染物的放射性活度需要加以控制，以便对人员在燃料制造过程中受到的辐射剂量进行限制管理。

来自后处理厂的铀钚的规格要求因最终用途的不同而异，即战略性使用或者反应堆再利用。燃料制造技术和反应堆设计对产品规格也有影响。表3列出了适用于印度的快中子反应堆乏燃料产品规格。

如果考虑到表2中所列出的乏燃料的放射性活度和表3列出的产品规格，就会对乏燃料后处理方面的挑战有所理解了。设计目标是回收乏燃料中99.9%的裂变材料，减少其在放射性废物中的损失。除了后处理设计的分离和净化任务之外，高辐射场所环境使得操作和维护变得困难。除此之外，后处理操作应避免一些意外情况发生，例如核临界事故造成的强辐射情况。

后续章节将进一步说明后处理流程的特点，以及印度的后处理技术现状和未来前景。将分别介绍两个燃料循环U-Pu和U-Th的发展情况。

3. U-Pu燃料循环

从乏燃料中分离净化得到铀钚有两种方式：水法流程和干法流程。

3.1 水法流程

3.1.1 PUREX流程

尽管已经发展了多种后处理溶剂萃取方法，但是仅有少量几种发展到可在工厂部署利用的程度，目前只有以TBP（磷酸三丁酯）为萃取剂的PUREX流程经受住了时间的考验。以PUREX流程成功的对热堆乏燃料进行后处理的经验为基础，该流程也适用于处理高放射性的快堆乏燃料。

基于TBP的溶剂萃取流程是Warf在1949年首先提出的，最初是为了从稀土硝酸盐中回收Ce(IV)，后来该流程的目的是完全回收和分离铀、钚。虽然PUREX流程的步骤与Hexone流程相似，但是Hexone流程是汉福特厂(1957年)首先部署的溶剂萃取流程，TBP具有若干优点，如溶剂挥发性较低和燃点低等，此外，TBP在硝酸溶液中溶解度较低，因此不需要进行额外的补充，它的耐辐照性和较高的化学稳定性使得成为乏燃料后处理水法流程的候选溶剂。1954年在萨瓦纳河工厂开始投产使用，从那时起，PUREX流程在世界范围内广泛的用于乏燃料后处理，并在1956年汉福特厂用PUREX流程取代了Hexone流程，之后陆续在其他国家用于后处理工业，如前苏联、印度、德国、法国和日本。

3.1.2 COEX流程

COEX流程是由法国CEA开发的，2008年Drain首次在WM’08会议上公开报道的，该流程旨在对PUREX流程进行改进以加强其抗核扩散性，主要通过不分离铀钚来实现的，将没有分离的铀钚混合物一同转化成固体，并制成可在热堆和快堆中使用的混合氧化物燃料。

该流程主要是对PUREX流程分离步骤的参数加以修改，即在第一个溶剂萃取循环后允许钚液流中有一部分铀，分离出大部分的铀。含有铀的钚进一步纯化，然后改变化学条件转化成草酸盐沉淀，以便后续制成混合氧化物。该流程已在法国有大型工厂运营经验的阿格后处理厂进行了实验室规模的验证和优化，并且据报道，镎这种长寿命次锕系元素也可以一同转化成混合氧化物，在快堆中燃烧使用。

尽管该流程具有核不扩散的吸引力，但从转化操作的角度来看，一同处理铀钚势必会涉及对大量的溶液进行操作。

3.1.3 替代溶剂的流程

另外，正在研究使用优化的烃取代基的磷酸三烷基酯溶剂用于处理快堆乏燃料，主要是为了解决钚-TBP络合物在有机相中溶解度有限的问题，俄罗斯已经成功对于作为后处理萃取剂的磷酸异戊酯（TiAP）和磷酸三异丁酯（TiOP）(Nikiforov et al.,1980)进行了实验，已经在IGCAR成功的完成了TiAP作为铀钚模拟料液的萃取剂的实验验证。

为了解决废物量的问题，目前正在完全可燃烧的溶剂进行探索研究。Siddall是该项研究的先驱者，早在1960年代，他在印度的BARC开展使用N’N-二己基辛酰胺(DOHA)作为后处理替代溶剂的研究工作。

法国一直积极进行酰胺为基础的流程开发，并在2001年提出处理乏燃料的DIAMEX-SANEX流程。该流程主要是从裂变产物中将长寿命锕系元素提取出来，并在快堆中进行燃烧。该流程可以与PUREX流程衔接，以便从高放射性的PUREX废物中将这些长寿命锕系元素回收。通过将次锕系元素和其他的短寿命裂变产物相分离，可减少需要长期存储的高放射性废物的量。同时，该流程也可以与COEX流程相结合，同时解决防扩散和放射性废物的长期存储问题。

GANEX流程是DIAMEX-SANEX流程的改良版本，该流程在分离镅锔的同时也分离镎钚，使其可以做为快堆乏燃料。Bell在2012年报道了该流程的最新进展。

因此，以上流程主要目标是为了克服PUREX流程中TBP的种种问题，例如容易形成第三相以及溶剂废物处理，或者分离次锕系元素以便解决长期废物存储问题，但以上流程尚未工业化使用。

3.1.4 水法流程的其他发展

先进核燃料循环计划以及美国能源部发起的全球核能伙伴关系（GNEP）计划旨在开发先进的核能技术——防止核恶意扩散的工艺，作为这一发展计划的一部分，提高核废物库的容量也是需要推动领域之一。UREX流程提供了一种解决方案，该流程仅从乏燃料中提取铀，其他的物质将转化成为高放射性废物。随后还报道了该流程的几个变体，用于回收钚以及其他的特定裂变产物。

3.2 干法流程

顾名思义，干法即是在无水介质中操作的流程。大多数此类流程采用温度高于熔点的熔融盐或者熔融金属为介质，干法后处理的优点是该过程采用的化学品耐辐射，所以处理的乏燃料不需要冷却放置一段时间以便让其中的裂变产物充分衰变以便降低其放射性活度，也可以在没有慢化剂的情况下处理裂变材料且不需要考虑临界问题（水法流程中水作为中子慢化剂）。这使得干法流程对于处理高燃耗、冷却时间短的乏燃料以及快堆乏燃料非常有吸引力，一般而言，干法流程在惰性气体氛围下操作，因为氧气可能与使用的一些化学物质发生剧烈的化学反应。

其中干法后处理一点候选工艺是熔盐电解法，在一体化快堆概念中采用的那种工艺（IAEA,2011），该流程首先将燃料切碎，并将其置于可下降到电解单元的吊篮中，吊篮中置有氯化镉以及阳极电极，电解单元内填充有熔盐，即电解质，如高温状态的氯化钾和氯化锂共晶化合物，电解单元中有两个阴极，一个是低碳钢制成的固体阴极和一个由液态金属镉组成的液体阴极，在电路上加以适当的电位，铀钚以及次锕系元素沉积在阳极上，大多数的裂变产物都溶解在熔盐电解质中，因为不同元素间的氧化还原电位差异，金属包壳保留在吊篮中，包壳材料，例如锆和铁以及贵金属裂变产物相对于锕系元素标准还原电位相对较高。溶解在电解质中的铀在固态阴极上沉积，钚、次锕系元素以及一部分铀在液态镉阴极上沉积，裂变产物残留在熔盐中。锕系元素可以以金属形式回收，熔盐可以使用沸石材料吸收其中的裂变产物来达到净化的目的，净化后的熔盐可以在此在电解单元中使用，熔盐废物可以加工成陶瓷形式，而其他的废物为金属形式。

可以用类似的方式，使用熔盐方式从MOX燃料中回收裂变物质，即所谓的熔盐电解冶炼方式，该方法已经在俄罗斯原子能研究所（RIAR）进行了示范。

另一种热处理技术是利用不同物质的氟化物挥发性质以及六氟化铀和六氟化钚相较于燃料中其他物质化学性质的差异进行分离。尽管该流程在六氟化铀的回收以及纯化方面有一定的优势，但是因为六氟化钚的不稳定性，在钚的回收方面存在一定的挑战性。

高温化学后处理有几个优点：后处理厂结构紧凑、可处理冷却时间短的乏燃料、废物体积小、固有的回收锕系元素的潜力，可用于处理快堆乏燃料。但是因为该方法存在操作温度高、需要惰性气体操作氛围等问题，还需要在过程设备研究和远程控制方面开展进一步的研究。

4. PUREX流程

尽管用于处理快堆乏燃料的后处理工艺有若干已经验证示范，但是经受住时间考验的仅有PUREX流程一种，包括对含钚量高的快堆乏燃料。用于处理铀钚乏燃料的PUREX流程的详细的流程步骤将在下文加以介绍。

该流程旨在完全回收、分离、净化铀和钚，在此流程中，萃取剂TBP使用煤油型烷烃，如正十二烷进行稀释，以便调节其物理性质，如粘度和密度，使得其适合萃取操作。

TBP相较于其他的溶剂有较高的化学稳定性、热稳定性和耐辐照性，且沸点很高，挥发性较低。该溶剂可以多次重复利用，该物质的主要的缺点是磷酸盐含量限制了废物体积的减少量。

4.1 PUREX流程的处理步骤

PUREX流程的原理是在硝酸体系中TBP对于Pu(IV)和U(VI)的萃取性能要优于裂片元素和次锕系元素。当酸度或者萃取元素的价态发生变化时，它们的萃取行为也会发生变化。下文给出了PUREX流程中TBP从裂片元素和其他锕系元素中萃取出铀和钚的萃取性能：

U(VI) > Pu(IV) > FPs&其他锕系元素；

对于铀钚分离，主要依据以下不同价态的萃取性能的不同：U(VI) > Pu(IV) > U(IV) > Pu(III)。

该流程主要涉及乏燃料在硝酸中的溶解，将乏燃料中的核素转化成为硝酸盐形式，然后对溶液进行溶剂萃取操作。在溶剂萃取过程中，溶有乏燃料的水溶液首先与不溶于水的有机相进行接触。铀和钚被萃走的含有裂片元素和次锕系元素的水相为萃余相，互不相容的有机相和水相分离，其中有机相又称萃取相，使用水相对其反萃取处理后，会从铀中分离得到钚，之后再对有机相进行操作会得到铀。因为不同溶质间的萃取性能差异非常小，所以铀钚的萃取使用逆流多级操作方式进行，从而得到需要纯化水平的产品。得到铀钚的过程即为共萃取，随后利用Pu(III)不容易被TBP溶剂萃取性质在分离阶段实现铀钚分离。之后纯化的易裂变物质被转化成固体，用于核燃料制造。含有裂片物质和锕系元素的高放废液玻璃固化后，在位于地下深层的不锈钢罐体中存储。

以上后处理主要针对含有铀钚的乏燃料，乏燃料后处理流程图具体如图2所示，该流程涉及的主要步骤有：（1）脱壳（2）溶解（3）料液准备（4）共去污（5）分离循环（6）U净化循环（7）钚净化循环（8）U和Pu转化成为氧化物。

4.1.1 脱壳

核燃料外面一般会有铝，锆或者不锈钢包壳，主要是防止在反应堆运行期间与冷却剂接触发生化学反应。燃料棒与硝酸溶液会发生化学反应，从而可以除去外层包壳。使用氢氧化钠与铝的反应来除去铝包壳，而包壳中的乏燃料不会溶解，典型的化学反应有：

溶完核燃料包壳的溶液将被作为废液处理，也可以采用其他方式去除包壳，即所谓的机械法去包壳，该方法主要是针对锆包壳和不锈钢包壳的，此方法首先是将燃料棒切割成一小段，之后使用硝酸溶液进行处理，在此过程中核燃料溶解在硝酸溶液中，而包壳基本不溶解。

4.1.2 溶解

去掉包壳之后，使用浓硝酸处理这些乏燃料，硝酸将将乏燃料彻底溶解，包括其中的裂片元素以及包括铀钚在内的锕系元素，并将转化成为相应的稳定的硝酸盐，溶解过程中典型的化学反应有：

非氧化物形式的其他核燃料也会发生相似的反应，裂片元素和其他的锕系元素将会转化成为各自的硝酸盐形式。

溶解速度取决于多种因素，如酸度、温度、接触表面积以及孔隙度、搅拌速度等。含有低浓度钚的热堆乏燃料在中等浓度的硝酸溶解中会很快溶解，而钚浓度较高的快堆MOX燃料的溶解则需要更高的酸度以及更高的温度。在钚浓度超过35%时，需要使用11mol/L且加入氟化物的硝酸溶液溶解。溶解产生的气体主要是氮氧化物和可挥发性的裂片元素，这些废气可以通过废气处理系统处理将其中的微粒和氮氧化物去除后排入大气。

4.1.3 料液准备

将溶解乏燃料的溶液进行过滤以除去里面的悬浮颗粒，防止堵塞管道或者在溶剂萃取过程发生乳化。这一步一般被称为料液澄清，主要在袋式过滤器或者离心过滤器中进行。之后将制备用于溶剂萃取阶段的料液，主要是将硝酸浓度调至3～4mol/L，将铀和钚的化学价态分别调至四价和六价，这是从裂片元素中回收铀和钚，保证其二者收率的最佳条件。通过稀释方法来调节酸度，使用二氧化氮来调节化学价态，二氧化氮是一种可将Pu(III)氧化成Pu(IV)，或者将Pu(VI)还原成为Pu(IV)的有效的化学试剂。

4.1.4 共去污

溶剂萃取的第一个过程是共萃取也就是所谓的共去污单元，其中可以选择性的将铀钚萃取到有机相中，而大量的裂片元素将会留在水相中，通常使用30%TBP/正十二烷或者其他直链烷烃为萃取剂，其中稀释剂主要是为了降低溶剂的粘度和密度，使得溶剂萃取设备更容易操作运行，为了更容易远程控制和维护，一般使用脉冲萃取柱和混合澄清槽为萃取设备，此外有较高萃取效率的离心萃取器，也可以用于特定乏燃料的后处理操作。

4.1.5 分离循环

铀钚共去污完成后，萃取了U(VI)和Pu(IV)的有机相则会与水相相分离。实现铀钚分离的原理是Pu(III)相较于Pu(IV)，不容易被有机相萃取，为了实现这一点，使用合适的还原剂将Pu(IV)还原成为Pu(III)，早期一般使用氨基磺酸亚铁为还原剂，之后使用肼稳定的硝酸铀为还原剂，硝酸铀还原钚的化学方程式如下：

也可以使用电化学方法进行还原，这类方法可以将Pu(IV)还原成为Pu(III)，从而钚从有机相中反萃取到水相中，而含有铀的有机相可以利用其在低酸条件下不容易被有机相萃取的情况反萃到水相中。来自该过程的萃取剂经过碱处理后可以重复使用，直至其萃取性能以及物理性质恶化时，将被当作废物进行处理。

4.1.6 钚纯化循环

来自分离循环的钚将在一个或者多个萃取循环进行进一步的纯化处理，一般使用20%的TBP/正十二烷为萃取剂，以除去里面痕量的铀和裂片元素，达到产品的纯度要求。操作原理和共去污过程相似，有的后处理厂使用阴离子交换方法进行钚纯化。

4.1.7 铀纯化循环

来自分离循环的含有铀的水溶液首先进行蒸发浓缩操作，为了进一步纯化以除去其中的钚和裂片元素，将进行一定萃取操作来得到符合纯度要求的铀产品。

4.1.8 铀钚转化

得到符合浓度要求和纯度要求的钚产品后，使用草酸处理得到钚的草酸盐沉淀。将得到的草酸盐进行过滤、空气干燥并在适合的温度下煅烧将得到所需要的二氧化钚粉末。

将来自不同煅烧工艺的二氧化钚粉末混合，使用合适的容器运输至燃料制造单元进行加工。

得到的铀产品进行浓缩后然后生成重铀酸铵沉淀(ADU)，之后经过过滤、空气干燥和煅烧后将其转化成为氧化物进行燃料制造，以下为该过程涉及的化学反应：

铀钚氧化物粉末被制造成为可以在核反应堆中使用的燃料芯块。过程中产生的含有裂片元素和其他锕系元素的放射性废水浓缩后，经过玻璃固化处理，将在深层地质存储库中存储。

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。

此外，在蒸发浓缩将进行玻璃固化的含有裂片元素的废液时，水相中溶解的TBP逐渐聚集形成“红油”，有时会导致爆炸，因为这个反应本质上是剧烈的放热反应。需要在后处理厂的设计考虑到改进的安全措施，一种除去水中溶解的TBP的方法是使用稀释剂洗涤水相，以除去里面溶解的有机物，相关的流程的研发工作正在进行中。

6.2.4 溶剂萃取

需要调整溶解液的酸度以及钚的价态以便在后续的溶剂萃取过程中充分回收钚。溶剂萃取过程包括两个阶段：一个是将铀钚与其他的裂变产物分离，第二个是铀钚分离以及纯化过程。在这些阶段中，热堆乏燃料和快堆乏燃料后处理的区别不仅在于钚含量的多少，后者的放射性高，含有的裂片元素的组成也与前者不相同。

因为核燃料的燃耗高，冷却时间短（2到5年），快堆卸出的乏燃料中的裂变产物量更高。因为制造核燃料所需要的产品纯度与热堆燃料相似，将溶剂萃取过程设计成可以提供额外的纯化产品，这是由净化因子（DF）来定义的，即为料液中杂质的量与产品中杂质量之比。表4为两种类型乏燃料中一些特定裂变产物的的净化因子，针对一些特定裂变产物的DF较高是因为快堆燃料的燃耗更高且裂片元素量更高。

另一个挑战是快堆乏燃料中的钚含量较高，当钚浓度超过一定值时，四价钚形成的配合物浓度会超出稀释剂的溶解度，这样会导致萃有钚的有机相分相成两部分，这样萃取设备中除了水相，还有两个有机相，这不仅会对萃取单元的运行造成一定的困难，还会因为钚会在第三相中积累引起诸如核临界等安全方面的问题。这种现象，也是就是第三相问题不是热堆乏燃料后处理的主要问题，因为热堆乏燃料中钚含量要比快堆低得多。基于研究(Shekahar and Koganti, 1996)和使用溶剂萃取模型预测得到的浓度剖面，对溶剂中钚的安全浓度限值进行了预测(Srinivasan et al.,1986)，此外还对流程的参数进行了优化(Shekahar and Kongati 1996)，使用流程数学模型成功的解决了溶剂萃取过程中遇到的挑战性问题，并基于这些分析，成功的设计了优化流程(Natarajan, 2011; Natarajan et al., 2012)。

除了工艺流程设计的挑战之外，选择合适的萃取设备也是必要的，因为溶剂在高辐射场所若是停留时间过长会受到辐射损伤。为了应对这一挑战，需要选择停留时间较短的萃取设备，例如在CORAL已经部署使用的离心萃取器（图5）(Koganti et al.,1994)。在PHWR反应堆乏燃料后处理中，使用了更为简单的萃取设备——脉冲萃取柱，停留时间为几分钟，而离心萃取器的停留时间仅为几秒。

在分离循环中，通过将Pu(IV)还原成为不被有机相萃取的Pu(III)从而实现铀钚分离，使用肼稳定的硝酸铀作为Pu(IV)的还原剂，所需要的硝酸铀的量是理论化学反应当量的10到15倍，这是因为多种因素的影响，例如肼不被有机相萃取、铀离子在有机相中分布有限且在反应过程中发生了很多消耗U(IV)的很多副反应，而这在热堆乏燃料后处理过程中并不是很重要的问题，因为热堆中钚含量较少，但是快堆乏燃料中钚含量很大，因此后者需要的还原剂铀量很大。需要对后处理流程进行修改，以便对硝酸铀的消耗量优化，在RDL的模拟实验室已经验证了这一策略(Natarajan et al., 2012)，将来计划在商用快堆乏燃料后处理厂进行部署使用。

6.2.5 转化和玻璃固化过程

分离的纯产品，即硝酸铀酰和硝酸钚将分别转化成相应的氢氧化物和草酸盐沉淀，将沉淀干燥后，加以煅烧将得到各自的氧化物，用于后续的燃料制造再次循环使用。溶剂萃取过程产生的水相废液加以浓缩后与熔融玻璃体混合，得到玻璃固化体，玻璃固化体需要装载合适的容器中以便在处置场所长期存储，这些转化和玻璃固化过程与热堆乏燃料后处理厂的操作相似(Raj et al., 2006; Kaushik, 2014)。尽管快堆乏燃料的玻璃固化体中贵重金属，裂片产物浓度较高，其在玻璃体中的溶解度有限，但是这个挑战还是可以适当的解决的。

6.2.6 辅助过程

除了上述过程外，还需要一些辅助过程以减少废物的体积，这一要求也为快堆乏燃料后处理技术提出了挑战。即使在处理高放射性溶液是采用停留时间较短的萃取设备，但是因为快堆乏燃料料液放射性较高，不可避免的会发生溶剂降解，会生成溶剂降解产物如磷酸一丁酯（MBP）和磷酸二丁酯(DBP)，这些降解产物会保留一些可裂变材料以及一些裂变产物。除了萃取剂会发生降解，研究还发现稀释剂也会降解，它们物理性质的改变会对萃取器的运行造成不利的影响。对溶剂进行复用可以减少产生废物的体积，因此应该引入额外的工艺过程，一种可行的方式是进行快速真空蒸馏以除去高沸点的降解产物，目前这一方法正在研发中。

此外，在对产生的废水进行蒸发浓缩，以便后续对裂变产物进行玻璃固化操作，溶解在水中的TBP积累会导致红油的形成，往往会导致爆炸，因为这一过程有迅速放热的特点。需要在后处理工厂设计中将安全措施考虑进去，使用稀释剂对溶有磷酸三丁酯的废水进行洗涤可以除去水相中溶解的有机物，相应的研发工作正在RDL开展。

6.3 快堆乏燃料后处理设施

6.3.1 CORAL设施

以上详细描述的研发活动为基础，设计了一个实验工厂CORAL，并设计针对快堆的碳化物乏燃料的后处理设计流程工艺，该工厂于2003年开始投入使用，RDL负责该工厂的设备和系统开发。

因为快堆乏燃料后处理需要处理大量的易裂变材料，因此后处理厂需要具有固有安全特性，需要适当的设计容器的几何形状，例如溶解器、储罐等的形状以防止发生临界事故。此外，任意时刻处理的易裂变物质的质量和浓度也要进行控制，工厂设计中的各个过程的操作需要互相限制，以防止任何可导致临界事故的情况发生。若是使用了不安全几何形状的设备或者有过量的易裂变物质存在，则要使用中子吸收毒物如硼或者钆来防止临界事故发生。此外，还制定了几项行政管理措施，以确保绝对安全，因此设计工厂的管道、设施的布局是一项极具挑战性的工作。

工厂的另一个设计特点是对设备进行模块化设计以方便远程维护，即对热室环境中的设备进行远程维护。

该工厂的建立主要是为了对IGCAR开发的流程和设施进行验证，以便后续在快堆乏燃料后处理厂进行部署。在CORAL后处理设施中已经成功的对燃耗范围25到155GWd/Te，冷却时间最少两年的几批快堆乏燃料进行了后处理，而且是世界上第一次证明用改进的PUREX流程可以对燃耗155d/Te的高钚含量混合碳化物快堆乏燃料进行后处理(Venkataraman et al., 2007; Subbarao et al., 2009)。

在该后处理厂中对来自快堆的高钚碳化物乏燃料的后处理操作，为未来复杂的放射化学设施提供了操作经验，这座后处理厂成为培训操作和维护人员的训练平台，也为未来更大处理量的后处理厂的设计提供了经验。

6.3.2 DFRP设施

CORAL成功的示范了后处理流程和设施，之后设计和建造了快堆乏燃料后处理设施(DFRP)，该设施主要的设计目的是对来自FBTR的碳化物乏燃料进行后处理，并证明处理来自PFBR的混合氧化物乏燃料的可行性。

该工厂是可拆解FBTR和PFBR乏燃料的前端设施，后续的设施将乏燃料切碎并将这两种类型的乏燃料溶解，溶解之后，溶剂萃取系统和铀钚分离系统可对这些溶液进行处理操作。

因为PFBR的燃料是氧化物类型（约有25%的钚），而FBTR是混合碳化物类型（约有70%的钚），需要对工艺进行适当的改动以适应加工的乏燃料类型。该工厂的运行反馈信息将有助于优化在帕坎建造的处理PFBR乏燃料的大型后处理厂的后处理系统。

6.3.3 快堆核燃料循环设施

一个名为快堆核燃料循环设施的一体化设施（FRFCF），包括了后处理、废物管理以及一个核燃料制造工厂在内，意味着实现了设计的PFBR核燃料循环的闭环，该商业化规模的一体化设施已经开始着手建造。

因为建议在同一地址再建造类似的快堆，FRFCF需要扩大规模以满足这些反应堆的需求。随后将在印度不同的地点建造快堆，这些反应堆设计预计将使用相同的金属核燃料。

7. 金属燃料的燃料后处理

如上所述，考虑使用金属燃料以提高易裂变材料的增殖，并得以快速获得额外的反应堆功率。为了充分利用金属燃料这一特性，须降低后处理的时间和用于非关键业务的时间。干法后处理方法因其结构紧凑、耐辐射效应、反应性控制效益等优点更适用于处理金属燃料。因此考虑使用干法后处理技术处理金属燃料。在卡尔帕卡姆（Kalpakkam）正在进行研发活动以发展所需的技术流程和设备，而最终被选中的处理技术将会为未来实施金属燃料反应堆进行中试规模的示范。

图9展示了提出的处理流程图。在处理流程中，钠结合的金属燃料棒首先被切碎，然后蒸馏除去结合的钠。切成段的燃料棒被装在吊篮中，作为电解精炼槽的阳极，以最初装在电解槽中含有4-6 wt%UCl3和PuCl3的LiCl-KCl共晶盐作为电解质，在773K温度下进行电解。在电精炼过程中，利用氯化物间的热力学稳定性差异将金属燃料、U和P与金属乏燃料中的裂变产物进行分离。金属乏燃料中的碱金属、碱土金属和稀土裂变产物金属阳极易被氧化，继而溶解到电解质熔盐中，由于以上金属的氯化物非常稳定，难以被还原，因此而留在电解质中。贵金属及钢镀层的Fe、Cr、等组分需要更高的阳极电势才能被氧化，因而留在阳极上。燃料组分U、Pu和次锕系镎、镅等的氯化物其热力学稳定性中等，因此可以被氧化形成氯化物，进入熔盐相中，也可以在阴极被还原，并以金属形式沉积在阴极。关于阴极，有两种选择：（a）固体棒；（b）液态镉。电精炼过程中，当使用固体棒作为阴极时会选择性沉淀U，使用液态镉时则可将U和Pu及MA共同沉积。

电精炼之后进行对阴极进行处理，在这个过程中沉积在固态阴极上或者液态镉阴极中的U或者U/Pu会被进一步处理，并将它们制备成金属锭。在阴极处理过程中，若处理固态阴极或者蒸馏镉，蒸馏除去固态阴极上附着在U金属上的电解介质盐即可；在处理液态镉阴极时，需要在蒸馏之后继续熔融剩余的金属。电精炼和阴极产物处理是该处理流程中的关键步骤。

在进行了若干次金属乏燃料后处理后，电解质熔盐中会含有大量的裂变产物氯盐，使熔盐的固液相曲线温度提高至处理温度以上，同时镧系裂变产物的衰变热会导致电解槽中热负荷增大。因此需要定期将使用过的熔盐通过天然沸石柱，将熔盐与镧系裂变产物分离纯化，循环使用熔盐，并将杂质转化为合适的废物形式进行废物处置。熔盐中的锕系氯化物在后续的锕系drawdown过程中从盐中除去。在这个过程中，熔盐与Li-Cd之间形成平衡，Li将锕系氯化物还原为各自相应的金属，继而被萃取至合金相中。

在反萃取步骤中，镉中的锕系金属被重新氧化为相应的氯化物，然后装载在电解介质熔盐中，利用镉的氯化物作为氧化剂进行氧化。通过天然沸石离子交换的方法将在锕系元素提取过程中获得的熔盐与裂变产物分离进行纯化。含有裂变产物的天然沸石被转化为陶瓷废物形式，留在阳极篮中的贵金属裂变产物被转化为金属废物形式进行废物处置。

从阴极处理过程中获得的U、Pu金属与必要量的U和Zr进行重构，制备成燃料棒，作为制备新鲜燃料时的一部分。但是不同于新制备的燃料，由于高温化学处理过程中去污因子较低，经后处理后的产物具有高的放射性，故使用高温化学方法从乏燃料中回收的锕系金属铸造燃料棒需要在热室中开展。

为了实现该流程，系统化的研发工作正在IGCAR进行。第一步，开展了在FBTR中辐照钠结合的测试燃料棒（组分：天然U-6Zr、浓缩铀14.8% 235U-6%Zr和U-19Pu-6Zr燃料合金）的工作，目前正在进行。获取相对大规模的燃料制造经验对于商业规模的金属燃料快堆是至关重要的。针对此目标，FBTR将会在以后的数年中被作为一个辐射大量金属燃料棒/组件的试验平台。为制造这些燃料棒，IGCAR目前正在建造一个金属燃料制造示范设施（DemonstrationFacilityforMetalFuelFabrication，DFMF）。

8. 印度的钍铀燃料后处理

在孟买的BARC和帕坎的IGCAR开展了使用THOREX流程从辐照的钍中分离铀-233的工作。该工艺使用化学腐蚀方法除去核燃料包壳，并使用含氟硝酸溶液来溶解乏燃料，在溶解液中添加硝酸铝以减少氟对溶解设施的腐蚀。

以这些研究的操作经验为基础，建造了一座处理钍基动力堆乏燃料的后处理设施以处理来自PHWR的钍基乏燃料。使用激光切割方法来对钍基乏燃料组件进行切割，随后将燃料棒切碎，切碎的乏燃料使用含有硝酸铝和氟化钠的硝酸溶液进行溶解，在溶解之后，在混合澄清槽使用5%TBP进行萃取操作，将溶剂萃取过程中得到铀产物通过阳离子交换树脂柱，以除去铀产品中存在的痕量的钍，将该股物流浓缩，并使用亚当斯催化剂对其进行分批催化还原，得到的硝酸铀最终沉淀成为草酸铀，之后将草酸铀转化成其氧化物形式(Dhami et al., 2015)。

因此印度在Th-U-233乏燃料的后处理循环的设计和运行方面积累了丰富的经验，在BARC的一个临界设施PURNIMA 2中还对U-233反应堆的物理性质进行了实验。名为KANINI的小型反应堆(30Kwt)使用U-233为核燃料并在IGCAR自1997年就开始运行。该反应堆主要用于放射性照相目的。为了开发钍基反应堆的从采矿、燃料制造、反应堆运行、乏燃料后出路以及放射性废物管理方面的技术，印度一直在开展相关的研发工作。一个名为AHWR（先进重水堆）正处在设计中，钍基反应堆的运行方式以及其他的相关技术将在该反应堆中进行测试，来自此反应堆的乏燃料的后处理也是一项挑战，因为是三组分后处理系统（U-Th-Pu）。

9. 当前水法后处理研发的趋势

一些国家正在研发其他萃取剂的水法流程，例如使用酰胺(Baron et al., 2001;Miguirditchian et al., 2007)和磷酸三丁酯的同系物(Suresh et al., 2015)为萃取剂。主要的研发目标是设计可以完全燃烧（例如酰胺）或者萃取性能更好的（如磷酸三丁酯的同系物）且安全性更好的萃取剂。

因为次锕系元素的寿命较长（半衰期长于1000年），特别强调要将后处理产生的高放废液中的次锕系元素回收，例如镅和锔。

许多国家认为对三价锕系元素使用分离嬗变（P&T）方法(IAEA, 2004; IAEA, 2010)处理是对高放废液（HLLW）进行安全管理的有效方法。分离主要使用液液萃取方法将HLLW中化学性质相似的三价锕系元素和镧系元素分离。目前认为可以用于锕系分离的化学试剂有有机磷化合物、酰胺和二乙二酰胺（Schulz and Horwitz,1988, Horwitz and Kalina 1984, Tachimori and Morita, 2009, Mikheev et al. 1979, Aspinall 2001, Nash 1993, Dam et al., 2007)。Horwitz 和Kalina (1984)提出了TRUEX流程，该流程使用0.2mol/L CMPO-1.2mol/L TBP-正十二烷（n-DD）为萃取剂，推荐使用CMPO为萃取剂，是因为经过系统深入的研究发现，该种物质有良好的三价元素配位化学性质。

在次锕系元素的分离过程中，镧系元素与三价锕系元素一同被萃取到有机相中，但为了后续的嬗变工作，有必要实现三价镧系元素和锕系元素的分离，否则，镧系元素在快堆中进行嬗变过程中会扮演中子毒物的角色。三价锕系元素和三价镧系元素的分离极具挑战性，这是因为它们的化学性质和萃取性能很相似。文献中已经报道了几种利用锕系元素存在的5f轨道以将锕系元素和镧系元素分离的方法，在这方面，IGCAR已经合成了双（2-乙基己基）二甘醇二酸（HDEHDGA），并对在硝酸介质中提取Eu(III) 和 Am(III)进行了研究，这些二甘醇酸是烷基-3-氧杂戊烷的衍生物，是实现锕镧分离的萃取剂备选物之一。与其他用于锕镧分离的萃取剂不同，二甘醇酸因为存在CHON-基团可以完全溶于正十二烷稀释剂中。

CORAL后处理设施对FBTR的碳化物乏燃料后处理产生的高放废液，已经成功的在IGCAR使用溶剂萃取流程进行了处理。在不久的将来，将有可能将锕系元素回收设施和后处理设施整合起来以便回收锕系元素，并将其在反应堆中嬗变处理，这样的话将大大的减少高放射性玻璃固化体的体积。

10. 干法后处理的近况

目前仅俄罗斯、韩国、日本、印度和捷克在积极研发干法后处理技术。俄罗斯、韩国、印度和日本的研究工作基于熔盐电精炼方法，捷克的研究基于氟化挥发过程。USA和法国目前没有具体的有关干法后处理技术的实施方案。

俄罗斯的处理流程以位于季米特洛夫格勒的原子反应堆研究所（RIAR）发展的熔盐电沉积技术为基础，适用于处理快堆的氧化物燃料。

韩国已经开展了不同规模的以熔盐电精炼技术研究为基础的高温处理流程研究，最近他们委托PRIDE开展相关研究（PyRo process Integrated inactive DEmonstration facility）。该研究设施目的是对所有单元操作的性能、发展远程处理设备、解决安全设施问题等进行测试等。

日本发展的处理流程中设想使用从热堆乏燃料或高放废物中回收超铀元素，为快堆制造金属燃料靶件以进行嬗变。

印度正在发展处理金属燃料的熔盐电精炼处理流程，以便未来用于处理快堆的金属乏燃料。

虽然美国和俄罗斯早在20世纪60年代就已经开始发展使用氟化挥发流程处理反应堆乏燃料的研究，但是在1973年美国取消了熔盐堆项目，而俄罗斯则因切尔诺比利事件，搁置了干法后处理技术的发展。捷克开展了详细的干法研究，并发展了集成的氟化挥发实验工厂的概念设计，但在研究过程中出现了严重的腐蚀问题，并在1972年决定放弃在辐照核燃料后处理技术中采用氟化挥发路线。在不久之前，捷克重启了有关挥发技术的研发活动，并且发展了概念流程：利用熔盐电解沉积和液态镉阴极沉积Pu的原理，分解氟化反应器中残余的PuF4，进而回收Pu。

如上所述，高温化学后处理在处理FBRs的乏燃料中存在若干优势，如结构紧凑、可处理短期冷却的燃料、废物体积小、固有的锕系产物循环潜力等。但是，这种后处理过程由于操作温度高，需要在惰气氛围中操作，相对于水法后处理技术具有更高的挑战性。

11. 结论

自二十世纪50年代中期开始应用PUREX流程进行燃料后处理，TBP作为溶剂的处理流程已经发展到其他溶剂无法比拟的成熟程度。随着英国在二十世纪60年代和法国在二十世纪70年代相继获得的成功，比利时、法国、德国、俄罗斯、英国和美国也开始了若干后处理厂的运作，但是由于技术问题之外的各种原因，目前只有少数几个后处理厂（在法国、英国、日本、俄罗斯和印度）在运行。

印度是目前世界上少数几个拥有超过50年经验、并具有持续的乏燃料后处理项目的国家之一。由于印度天然铀资源有限， 钍储量丰富，故对印度而言，发展乏燃料后处理技术是铀迫切需要的，在处理含低含量钚的热堆乏燃料方面，印度有三个大规模的后处理厂（PREFRE-1和2，KARP）。

除印度之外，没有其他国家在开展快堆燃料后处理技术的发展。除了来自RAPSODIE和Phoenix反应堆的快堆乏燃料后处理外，法国也在阿格后处理厂开展了大规模的、使用快堆和热堆混合辐照燃料的快堆燃料后处理示范工作，日本目前也有了部分快堆燃料后处理（FRFR）的经验。英国处理了来自实验快堆DFR的乏燃料，德国也运行了一个名为MILLI、类似于CORAL的处理工厂以对FR后处理进行示范，美国和俄罗斯没有相关的快堆乏燃料水法后处理技术的详细信息，印度是目前唯一一个参与快堆乏燃料后处理的国家。印度发展后处理技术的其中一个指导因素在于降低后处理时间和系统倍增时间。

卡尔帕卡姆的快堆燃料CORAL后处理厂已经处理了放射性强的FBTR钚含量高的的碳基燃料，为世界范围内首次开展。随着DFRP示范工厂的调试和一个PFRP商业后处理厂的在建，印度将会成为快堆燃料后处理技术的领导者，这也是印度科学与技术实现可持续的长期能源安全的胜利。印度将会成为未来使用金属燃料后处理和钍基反应堆乏燃料的反应堆的核燃料后处理技术领域的先锋。

小贴士：核反应中的各种反应

核裂变

当易裂变核素与中子反应时发生核裂变反应。以下反应是一个典型的核裂变反应：

可发生类似反应的核素成为易裂变核素。在核反应堆中会发生多种类似的裂变反应，生成质量数为70-160的裂变产物（FP），大部分裂变产物质量数在97和137附近。FP具有放射性，衰变形成具有不同半衰期的稳定核素。以下为一个典型的FP放射性衰变链：

核裂变反应产生了多种放射性裂变产物。

核反应堆中的易裂变原子不能完全燃烧，因为在核反应过程中产生的大多数FP为中子毒物，FP会吸收中子，继而抑制链反应的发生。因此需要在所有易裂变材料完全燃烧前从反应堆中卸出燃料。在快堆等一些类型的反应堆中，虽然裂变产物不能吸收像热堆中那么多的中子，但是作为分开冷却剂和燃料组分的屏障的结构材料强度的降低使得燃料的能力提取受限。因为从反应堆中卸出的辐照燃料其实并不是乏燃料，因为它内部含有未燃烧的核燃料和新形成的易裂变核素，故乏燃料后处理致力于回收辐照燃料中的有用组分。

裂变核素的转换

在核反应堆中，裂变反应过程中产生一个以上中子的裂变核素可保持链式反应并生产可用的能源。235U，233U2和239Pu是常见的几种能进行链式反应的核素。在以上三种核素中，235U是唯一一个自然界中存在的核素，而其他233U和239U是在反应堆中通过吸收中子发生反应产生的：

233U和239U可与所有能量范围内的中子发生与235U类似的裂变反应。239Pu在于高能中子发生裂变反应时可产生更多的中子，这种性质有利于238U在快堆中进行转化。

因为天然铀中只有0.7%可提供中子的235U，其余均为238U，因此以上反应大幅提高了天然铀/钍产生能源的潜力。将238U和232Th转化为易裂变原子的过程称为增殖。

重锕系元素的形成

除了裂变反应，重核素也可以吸收中子，并转化为更高质量数的锕系元素，通常称为次锕系（MA）。以下为239Pu94的一个反应：

此类具有更高质量数的锕系元素通常是中子吸收物质，因此从核燃料角度来看，可认为是中子毒物。同时这些锕系元素具有放射性，通常具有很长的半衰期。因此在废物处置中值得关注。

原标题：【后处理】印度的乏燃料后处理：目前的挑战和未来的计划