國外核燃料後處理

國外核燃料後處理
定價:396
NT $ 345
  • 作者:@任鳳儀 周鎮興 @編/著
  • 出版社:原子能出版社
  • 出版日期:2006-08-01
  • 語言:簡體中文
  • ISBN10:7502232079
  • ISBN13:9787502232078
  • 裝訂:439頁 / 26 x 18 cm / 普通級 / 初版
 

內容簡介

這是一本比較全面系統地論述國外核燃料后處理成就和經驗的書籍。全書共十五章,前四章為首端處理,包括乏燃料的運輸、貯存、剪切、溶解芯塊,以及溶劑萃取料液的制備;第五章到第十章概述了磷酸三丁酯(TBP)萃取、分離、純化鈈、鈾、鎿的主要成就和工廠操作經驗;第十一章到第十四章介紹了工廠的主要設備、監測與控制、輻射防護與臨界安全,以及三廢治理的進步和發展;最后一章扼要敘述了工廠設施的去污和維修。為了比較全面系統地了解核燃料后處理技術發展的最新成就,本書在附錄中介紹了法國UP3廠和英國THORP廠的概況。本書主要為動力堆核燃料后處理廠職工培訓和安全生產操作而編著的。

本書也可供放射化工、放射化學、放化分析、儀器儀表與控制、核安全、三廢治理、環境保護、核工程設計、核技術開發與應用的工程技術人員、科研設計人員參考,也可供大專院校的有關專業師生參考。
 

目錄

第一章 乏燃料的運輸和貯存
第一節 乏燃料的基本特性
第二節 乏燃料的運輸
第三節 接收乏燃料
第四節 乏燃料的貯存
一、濕法貯存
二、干法貯存
三、幾種乏燃料貯存技術的比較
第五節 乏燃料運輸和貯存過程中的事故、事件與經驗教訓
參考文獻
第二章 去殼
第一節 化學法去殼
第二節 電解法去殼
第三節 機械法去殼
一、切割機的發展概況
二、切割前的准備
三、切割端頭和燃料組件
第四節 廢包殼的處理與處置
第五節 乏燃料的激光切割及氧化揮發法預處理
參考文獻
第三章 溶解燃料芯
第一節 溶解金屬鈾芯
一、溶解金屬鈾芯的化學原理
二、影響溶芯的主要因素
第二節 溶解二氧化鈾芯塊
第三節 二氧化鈾和二氧化鈈混合氧化物(MOX)燃料的溶解
第四節 鈾鉬、鈾鋁合金燃料的溶解
第五節 回收氧化氮和復用硝酸
一、一氧化氮的氧化
二、二氧化氮的吸收
第六節 溶解尾氣的處理
一、除碘
二、除氚
三、除C
四、除釕
五、除氪
第七節 溶解器
一、間歇溶解器
二、連續溶解器
三、溶解器的腐蝕問題
參考文獻
第四章 溶解液的預處理與萃取料液的制備
第一節 溶解液中裂變產物與殘渣的組分
第二節 溶解液的預處理
一、明膠絮凝
二、用氣體處理溶解液
三、用清潔劑處理溶解液
四、用有機物處理溶解液
第三節 制備萃取料液
第四節 料液的過濾或離心澄清
參考文獻
第五章 鈾和鈈的共去污
第一節 普雷克斯流程及其共去污循環
第二節 影響鈾和鈈萃取和去污的因素
一、鈾、鈈、鋯、鈮、釕等核素在共去污循環中的萃取行為
二、料液放射性活度對凈化的影響
三、TBP中鈾飽和度對凈化的影響
四、溶劑質量對凈化的影響
五、洗滌對凈化的影響
六、氟離子對共去污循環凈化的影響
第三節 1A槽低酸進料和高酸進料運行效能的比較
第四節 從共去污萃取液中除去氚和鍀
參考文獻
第六章 鈾和鈈的分離
第一節 亞鐵離子還原分離鈾和鈈
一、亞鐵離子還原Pu(Ⅳ)的機制
二、氨基磺酸亞鐵的應用
三、硝酸亞鐵的應用
第二節 四價鈾還原分離鈾和鈈
一、U(Ⅳ)還原Pu(Ⅳ)的機制
二、U(Ⅳ)-N2H4的應用
三、電解法制備u(Ⅳ)
四、U(Ⅳ)水溶液的穩定性
第三節 硝酸羥胺還原分離鈾和鈈
一、影響硝酸羥胺還原Pu(Ⅳ)的因素
二、硝酸羥胺的應用
三、硝酸羥胺的制備
第四節 電解還原分離鈾和鈈
一、基本原理
二、影響電解還原的因素
三、電解還原四價鈈的研究與應用概況
四、關於腐蝕問題
第五節 在鈾與鈈分離過程中亞硝酸、肼與疊氮化物的行為
一、肼的加入
二、亞硝酸的來源
三、疊氮酸的生成
四、防止疊氮化物的危害
參考文獻
第七章 鈈的純化和尾端處理
第一節 TBP萃取純化鈈
第二節 回流萃取純化濃縮鈈
第三節 鈈的沉淀
一、過氧化氫沉淀鈈
二、草酸沉淀鈈(Ⅲ)
三、草酸沉淀鈈(Ⅳ)
四、三種沉淀方法的比較
五、沉淀過程中出現的問題及其解決辦法
第四節 制備二氧化鈈
一、草酸鈈(Ⅳ)的煅燒
二、鈈溶液脫硝
三、二氧化鈈的性質
第五節 制備鈾鈈混合氧化物燃料
參考文獻
第八章 鈾的純化和尾端處理
第一節 鈾的純化方法概述
第二節 TBP萃取純化鈾
第三節 硅膠吸附法純化鈾
第四節 硝酸鈾酰的脫硝和還原
一、概述
二、流化床脫硝
三、流化床還原
四、脫硝還原過程中出現的問題及解決辦法
參考文獻
第九章 鎿的提取、純化和轉化
第一節 鎿的性質
第二節 提取鎿的工藝過程
一、從高放廢液中提取鎿
二、TBP從溶解料液中同鈾、鈈一起萃取鎿
第三節 從Purex流程中分離鎿
一、從1AP中分離鎿
二、從1B分離柱中分離鎿
三、從鈾的凈化循環中分離鎿
四、從1BP中分離鎿
第四節 鎿的純化和轉化
參考文獻
第十章 磷酸三丁酯和稀釋劑的復用
第一節 磷酸三丁酯和幾種常用稀釋劑的性能
第二節 有機溶劑的降解與界面污物的形成
一、有機溶劑的降解
二、界面污物的形成
第三節 溶劑復用的措施
一、洗滌法凈化污溶劑
二、精餾法純化污溶劑
第四節 TBP—NO3的熱分解與爆炸
參考文獻
第十一章 溶劑萃取設備
第一節 概述
第二節 混合澄清槽
一、概述
二、混合澄清槽的操作經驗
三、運行過程中可能出現的問題及解決辦法
第三節 脈沖篩板柱
一、脈沖篩板柱的結構與應用
二、脈沖篩板柱的操作特性
三、影響脈沖篩板柱傳質效率的因素
四、液泛及防止液泛的措施
第四節 離心萃取器
參考文獻
第十二章 生產過程的監測與控制
第一節 分析
一、概述
二、幾種分析技術
第二節 在線分析技術
一、在線分析裝置的設置
二、發展及應用情況
第三節 乏燃料燃耗的檢測
一、基本測量原理
二、燃耗監測裝置
第四節 工藝過程的監測
一、燃料元件切割溶解工藝過程的監測
二、溶液的測量
三、若干物理參數的測量
四、脈沖柱的工藝監測
五、放射性排氣的監測
第五節 核材料衡算及核保障技術
一、核材料平衡區和關鍵測量點
二、平衡區關鍵點的測量
第六節 生產過程的控制系統
參考文獻
第十三章 核輻射防護與臨界控制
第一節 輻射防護
一、概述
二、輻射防護措施
三、輻射監測
四、輻射防護的經驗
第二節 核臨界控制
一、臨界及其影響因素
二、臨界控制的原則與措施
三、主要工序的臨界控制
四、吸取臨界事故的經驗和教訓
參考文獻
第十四章 放射性廢物管理
第一節 概述
第二節 高放廢液
一、濃縮
二、貯存
三、固化
第三節 中低放廢液
一、概述
二、處理
第四節 氣體廢物
第五節 固體廢物
一、廢包殼及其組件
二、其他固體廢物
第六節 放射性廢物的處置
參考文獻
第十五章 工廠設施的去污和維修
第一節 去污
一、去污方法
二、設備去污
三、設備室(熱室)去污
第二節 設備故障
第三節 維修
一、維修的原則和方法
二、維修設備及機具
參考文獻
附錄
附錄 A法國UP3廠的概況
一、設計與建設
二、乏燃料的運輸和貯存
三、工廠的啟動與試運行
四、工藝流程
五、廢物處理
六、檢測與控制
七、維修
八、核保障
九、產品的運輸
十、阿格聯合企業對環境的影響
參考文獻
附錄 B英國熱堆氧化物燃料后處理廠(THoRP)概況
一、建設規模
二、乏燃料的運輸與貯存
三、首端處理
四、鈾、鈈的萃取、分離及尾端處理
五、調試與熱運行
六、測量與控制
七、更換溶解器籃筐
八、廢物管理及工廠的安全性
九、問題與改進
參考文獻
 

在討論核能、環境和安全等問題時,如何處置從核電廠卸出的乏燃料,一直是人們關注的焦點之一。

目前,全世界每年產生的乏燃料數量超過1萬噸重金屬(tHM)。截止到2002年底累計產生的乏燃料總量已達25萬tHM,其中大部分仍貯存在水池或干式貯存設施中。

怎樣處置這些放射性強、毒性大的乏燃料,長期存在着爭議。分歧主要集中在經濟性、安全性和核擴散這幾萬面上。於是,不同國家制訂出了適應各自戰略需求的技術路線:一種是采取開環式或稱「一次通過」式燃料循環,即將乏燃料在經過一段時間的貯存后,作為最終廢物直接深埋在地質處置庫中,以防止乏燃料中的鈈的擴散;另一種是采取閉合式燃料循環,即對乏燃料進行化學處理(或稱后處理,以區別於核燃料在進入反應堆前的化學處理過程),從中回收總量占96 %左右的鈾和1%左右的鈈,並通過再循環加以充分利用,而只占總量3%左右的長壽命裂變產物和次午系核素(鎿、鎇、鋦等)才作為高放廢物經玻璃固化后作最終地質處置,兩種技術路線中,前者是美國卡特政府1977年的決策,后者是英、法、德、俄、日等國家堅持不變的政策。

這一爭議至今雖尚未結束,但不難看出,已有愈來愈多的人們傾向於后一種,即乏燃料后處理和鈾鈈再信環的技術路線,因為不這樣做,全世界已探明的鈾資源在不到一百年之內建會枯竭,核裂變能利用的可持續發展就無法實現。況且,在不斷再循環中使用的鈈要比分散埋存在各廢物處置庫中的鈈更易於控制和管理,從而更難於搞非法的核擴散。尤其是隨着科學技術的進步,相信在不久的將來,可以通過嬗變技術把那些在后處理過程中分離出來的99 TC,129I等裂變產物和次錒系垓素「焚毀」,使之轉變為短壽命或穩定的核素,從而大大地減少或消除放射性對環境的危害,使核能變得更加清潔。

我國早在1983年就已做出決定,采用乏燃料后處理的政策,走核燃料閉合循環之路。

由於乏燃料的放射性很強,有些核素的毒性又大,所以整個后處理過程必須在屏蔽和密閉的條件下遠距離操作運行,這就給后處理過程帶來很大的難度。

后處理技術的研發始於20世紀40年代,首先是為軍用服務的,即從低燃耗的生產堆乏燃料中提取軍用鈈。由於不擴散核武器條約的限制,軍用鈈已不准再生產了,於是后處理的對象轉向動力堆(首先是核電站)的乏燃料以及各類研究堆的少量乏燃料,所以后處理技術的發展從未停止過。核電站乏燃料的后處理迄今也有近40年的歷史了。40年來,這方面的技術取得了長足的進步。今天,我們有充分的理由說,乏燃料后處理技術是完全成熟的技術。美國雖在20世紀70年代放棄了,但法、英、俄、日等國一直在運行着大型的商業性后處理工廠。從它們的運行業績看,這些工廠的工藝、技術、安全、管理、經濟性等各方面都是成功的。通過大型后處理廠的長期實踐已積累了十分豐富和寶貴的運行經驗。

我們的核電事業正在穩步、健康地發展中。到2005年,我國將有11個核電機組(870萬千瓦裝機容量)投入運行。當然,這樣的核電規模還不能算大。但到2020年,當我國的核電規模發展到3 000~1000萬千瓦時,建設一座與之配套的、年處理能力為幾百噸乏燃料的后處理廠實為必要。由此看來,建設中國第一座大型后處理工廠並不是一件十分遙遠之事,而建廠之前要做的准各工作又非常之多。當前,我們的第一個后處理中試廠即將建成,這對於掌握后處理技術、培養后處理專業人才十分必要。

為配合后處理中試廠的建成投運,任鳳儀、周鎮興等同志大量、廣泛地收集了世界各國后處理廠的技術和經驗,編著了《國外核燃料后處理》一書,我認為很有意義,很有實用價值,他們為我國的核能事業做了一件十分有益的工作。在此,我謹向編著者、審校者以及為出版此書而忙碌過的同志們表示惑討。同時,我也衷心地希望有更多的人士來共同關心我國核燃料后處理事業葑發展。
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