李輝波，何 輝，葉國(guó)安，蘇 哲

（中國(guó)原子能科學(xué)研究院，北京 102413）

高溫氧化揮發(fā)法
——一種先進(jìn)乏燃料后處理的首端工藝技術(shù)

李輝波，何 輝，葉國(guó)安，蘇 哲

（中國(guó)原子能科學(xué)研究院，北京 102413）

高溫氧化揮發(fā)處理技術(shù)是乏燃料后處理的干法首端過(guò)程，其目的是在乏燃料后處理分離工藝前實(shí)現(xiàn)包殼與燃料芯塊分離，燃料氧化和裂變產(chǎn)物3H、85Kr／Xe、14C、129I、Cs的去除。此過(guò)程既有利于乏燃料元件的溶解，又有利于在乏燃料元件進(jìn)入溶解工藝之前實(shí)現(xiàn)氚碘等裂變?cè)厝コ?，是?shí)現(xiàn)整個(gè)乏燃料后處理流程過(guò)程廢液最小化和氚碘等裂變產(chǎn)物集中管理的最有效方法之一。本文針對(duì)氧化揮發(fā)技術(shù)在乏燃料后處理首端中的應(yīng)用特點(diǎn)以及氧化溫度、氣氛等關(guān)鍵影響因素進(jìn)行了綜合分析和闡述。

乏燃料后處理；氧化揮發(fā)；首端工藝

乏燃料后處理是實(shí)現(xiàn)核燃料閉合循環(huán)的關(guān)鍵步驟，它能充分利用鈾資源、安全妥善管理放射性廢物，對(duì)保證核能可持續(xù)發(fā)展具有重要意義。

現(xiàn)階段大規(guī)模應(yīng)用的壓水堆核燃料，其結(jié)構(gòu)為封裝于耐腐蝕包殼材料（鋯）中的二氧化鈾陶瓷芯塊。在通過(guò)乏燃料水法后處理回收其中的鈾钚的過(guò)程中，需打開(kāi)包殼將其溶解在硝酸溶液中后再進(jìn)入化學(xué)分離主工序。打開(kāi)包殼、將燃料氧化物陶瓷芯塊與硝酸接觸使其溶解于硝酸的過(guò)程稱(chēng)為水法后處理的首端，現(xiàn)階段工業(yè)化的后處理首端通過(guò)采用剪切機(jī)和溶解器構(gòu)成的首端系統(tǒng)來(lái)實(shí)現(xiàn)。

目前，在大型后處理廠中，為提高燃料芯塊的溶解速度和效率，通常需將乏燃料剪切成2～3cm的短段，這對(duì)剪切機(jī)刀頭材料耐磨性能和機(jī)械部件的可靠性均提出了極高的要求。剪切產(chǎn)生的乏燃料短段進(jìn)入溶解器，采用沸騰（或近沸騰）的濃硝酸將其溶解。溶解過(guò)程中的強(qiáng)放射性、沸騰的高濃度硝酸、乏燃料中的高氧化性元素離子對(duì)溶解設(shè)備的腐蝕和對(duì)臨界安全和高可靠性等帶來(lái)的風(fēng)險(xiǎn)均給溶解器的材質(zhì)和結(jié)構(gòu)帶來(lái)了極大挑戰(zhàn)。因此，高可靠性大規(guī)模剪切機(jī)和溶解器是后處理工程化過(guò)程的關(guān)鍵設(shè)備，是制約我國(guó)后處理廠建設(shè)的瓶頸技術(shù)。

高溫氧化揮發(fā)技術(shù)有望引入到首端過(guò)程從而對(duì)傳統(tǒng)的后處理工藝帶來(lái)巨大的改進(jìn)［1－7］。它是在傳統(tǒng)乏燃料后處理的乏燃料元件剪切和溶解之間，通過(guò)高溫氧化揮發(fā)技術(shù)將乏燃料元件中的UO2陶瓷芯塊氧化為易被硝酸溶解的U3O8或者UO3粉末，實(shí)現(xiàn)包殼與燃料芯塊的分離，同時(shí)3H、85Kr／Xe、14C、129I、Cs、Ru和Tc等易揮發(fā)性和半揮發(fā)性裂變?cè)匾詺怏w的形式被全部或部分去除。該項(xiàng)工藝技術(shù)是從20世紀(jì)六七十年代發(fā)展起來(lái)的，研究最初僅希望用于干法后處理中燃料芯塊與包殼的分離，此后則更多地考慮將其引入水法后處理，構(gòu)建先進(jìn)的水法后處理首端工藝。

在后處理乏燃料剪切與溶解過(guò)程之間引入高溫氧化揮發(fā)技術(shù)，與傳統(tǒng)水法后處理相比，具有剪切效率高、溶解難度低、便于揮發(fā)性放射性裂變?cè)氐募泄芾淼葍?yōu)點(diǎn)。

因此，國(guó)際上已將該技術(shù)作為先進(jìn)核燃料循環(huán)系統(tǒng)的重要組成部分，而我國(guó)還未開(kāi)展相關(guān)研究。為此，應(yīng)努力突破乏燃料的高溫氧化揮發(fā)技術(shù)中存在的問(wèn)題，從而解決我國(guó)后處理發(fā)展面臨的“卡脖子”問(wèn)題。本文針對(duì)氧化揮發(fā)技術(shù)在乏燃料后處理首端中的應(yīng)用研究和關(guān)鍵技術(shù)進(jìn)行綜合闡述。

1 高溫氧化揮發(fā)處理技術(shù)的基本原理及其特點(diǎn)

高溫氧化揮發(fā)處理技術(shù)［8］是乏燃料元件在空氣、氧氣或氮氧化物等氧化氣氛下，通過(guò)高溫煅燒將UO2芯塊氧化轉(zhuǎn)變?yōu)閁3O8或UO3細(xì)微粉末，破壞UO2的晶格，利用UO2芯塊氧化后體積會(huì)有36%的增加而形成體積膨脹力的特性破壞包殼，使其與芯塊分離。同時(shí)實(shí)現(xiàn)3H、85Kr／Xe、14C、129I、Cs、Ru和Tc等裂變?cè)匾詺怏w形式去除，釋放的氣體再通過(guò)氣體捕集系統(tǒng)進(jìn)行集中收集處理，氧化后的燃料粉末再進(jìn)入溶解和后續(xù)的主分離工序。

高溫氧化揮發(fā)處理技術(shù)是依托先進(jìn)水法或干法乏燃料后處理技術(shù)的研究和應(yīng)用而發(fā)展起來(lái)的。當(dāng)時(shí)美國(guó)愛(ài)達(dá)荷國(guó)家實(shí)驗(yàn)室（INL）開(kāi)展了一項(xiàng)名為DEOX的研究計(jì)劃［9］，該計(jì)劃的初期研究主要集中在通過(guò)乏燃料后處理首端高溫氧化工藝去除元件的包殼，包括高溫氧化過(guò)程對(duì)燃料包殼的分離和顆粒大小的影響等。后續(xù)才開(kāi)展氧化揮發(fā)過(guò)程中裂變產(chǎn)物的去除和捕集技術(shù)研究，并最終使其發(fā)展為適用于先進(jìn)后處理工藝流程的工序，如圖1所示。

圖1 乏燃料后處理首端氧化揮發(fā)工藝流程Fig.1 Process flowsheet for head-end process by vol-oxidation

高溫氧化揮發(fā)過(guò)程主要由3部分組成：高溫氧化揮發(fā)煅燒系統(tǒng)、揮發(fā)元素的捕集系統(tǒng)及加料和粉末收集系統(tǒng)，其中高溫氧化揮發(fā)煅燒系統(tǒng)（尤其是氧化揮發(fā)器）是整個(gè)系統(tǒng)的核心部分。該過(guò)程主要實(shí)現(xiàn)3個(gè)目的：1）通過(guò)高溫氧化過(guò)程，實(shí)現(xiàn)乏燃料元件鋯包殼與芯塊分離；2）在高溫氧化氣氛中將UO2氧化轉(zhuǎn)變?yōu)閁3O8或UO3細(xì)微粉末，實(shí)現(xiàn)裂變?cè)氐尼尫湃コ?）對(duì)釋放的裂變氣體的捕集。

針對(duì)上述目的、過(guò)程以及在不同流程中的應(yīng)用，國(guó)際上分別開(kāi)展了干法和水法乏燃料后處理首端氧化揮發(fā)工藝技術(shù)研究，目前以水法后處理首端氧化揮發(fā)技術(shù)研究居多。

2 高溫氧化揮發(fā)過(guò)程關(guān)鍵影響因素分析

裸露的UO2顆粒在空氣中被逐漸氧化至U3O7和U3O8的研究已開(kāi)展了約40年［10］，但其與乏燃料后處理過(guò)程中元件的UO2氧化行為存在較大差異。其中最大的區(qū)別在于乏燃料后處理中UO2芯塊包裹在包殼中，在氧化過(guò)程中UO2與氧化氣氛接觸面積較小，必將對(duì)其氧化行為產(chǎn)生影響，因此實(shí)現(xiàn)包殼與芯塊的快速脫離是提高UO2氧化轉(zhuǎn)化為U3O8效率的關(guān)鍵因素。在氧化揮發(fā)過(guò)程中，氧化氣氛、氧化溫度、元件剪切長(zhǎng)度等因素均對(duì)乏燃料元件的脫殼、芯塊氧化和裂變產(chǎn)物氧化揮發(fā)有影響。

2.1 氧化溫度

1）氧化溫度對(duì)UO2芯塊氧化速度的影響

在氧氣氣氛中，氧化溫度對(duì)不含包殼的UO2芯塊氧化轉(zhuǎn)化的影響示于圖2［11］。由圖2可見(jiàn)，UO2芯塊氧化轉(zhuǎn)化隨著氧化溫度的升高而加快。

圖2 氧化溫度對(duì)UO2氧化轉(zhuǎn)化的影響Fig.2 Influence of temperature on oxidation conversion of UO2

2）氧化溫度對(duì)UO2芯塊與包殼分離的影響

20世紀(jì)70年初期，美國(guó)愛(ài)達(dá)荷國(guó)家實(shí)驗(yàn)室（INL）在熱燃料檢測(cè)廠（HFEF）進(jìn)行了真實(shí)乏燃料元件氧化揮發(fā)處理熱實(shí)驗(yàn)［12］，實(shí)驗(yàn)所用的乏燃料元件為壓水堆反應(yīng)堆BR-3元件、Zr-4合金型包殼、燃料燃耗為37GW·d／tU、冷卻時(shí)間25a、加熱溫度范圍為500～1 000℃、剪切長(zhǎng)度為3cm。其研究結(jié)果表明，在氧氣或空氣氣氛中，500℃以下氧化煅燒3～4h，可實(shí)現(xiàn)UO2完全氧化轉(zhuǎn)化為U3O8和元件包殼與芯塊有效脫除。20世紀(jì)80年代初，在美國(guó)能源局和薩瓦納河實(shí)驗(yàn)室組成的領(lǐng)導(dǎo)小組的領(lǐng)導(dǎo)下，橡樹(shù)嶺國(guó)家實(shí)驗(yàn)室（ORNL）將500～600℃氧化揮發(fā)過(guò)程作為先進(jìn)水法乏燃料后處理流程的可選工序（后來(lái)被稱(chēng)為標(biāo)準(zhǔn)氧化揮發(fā)過(guò)程），并將3H、14C、129I等易揮發(fā)裂變?cè)氐娜コ鳛橹饕繕?biāo)，采用典型商用堆乏燃料開(kāi)展了相關(guān)研究，并測(cè)試了整個(gè)流程，取得的實(shí)驗(yàn)結(jié)果與INL實(shí)驗(yàn)結(jié)果基本吻合［9］。

圖3 ER流程Fig.3 Process for ER

韓國(guó)在美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)氧化揮發(fā)技術(shù)的基礎(chǔ)上，結(jié)合本國(guó)干法后處理特點(diǎn)，與美國(guó)合作對(duì)適合于干法乏燃料后處理首端氧化揮發(fā)法處理技術(shù)進(jìn)行了詳盡研究，韓國(guó)原子能研究院（KAERI）于20世紀(jì)90年代末期提出了干法乏燃料后處理工藝流程，亦稱(chēng)之為ER流程，如圖3［13－15］所示。此工藝中氧化揮發(fā)過(guò)程的氧化溫度分兩個(gè)階段，首先將剪切成3～10cm長(zhǎng)的乏燃料元件在氧氣或空氣氣氛中，在約500℃溫度下進(jìn)行氧化煅燒，實(shí)現(xiàn)芯塊與包殼的分離，并將UO2轉(zhuǎn)化為U3O8粉末顆粒；然后在同樣的氧化氣氛中，在約1 200℃溫度下進(jìn)行氧化煅燒，實(shí)現(xiàn)U3O8粉末顆粒的有效控制，使其形成適宜的聚合結(jié)構(gòu)（即米粒結(jié)構(gòu)，如圖4所示），并達(dá)到合適的粒徑分布，最后將U3O8聚合體轉(zhuǎn)換為易于還原成金屬鈾的UO2聚合體。

圖4 氧化揮發(fā)處理過(guò)程中的U3O8聚合體Fig.4 U3O8aggregates produced in vol-oxidation

俄羅斯Khlopin鐳研究所針對(duì)本國(guó)的乏燃料后處理工藝流程特點(diǎn)，提出了包括熱化學(xué)處理和氧化揮發(fā)兩個(gè)過(guò)程的乏燃料后處理首端氧化揮發(fā)工藝［16］。熱化學(xué)處理是在氮?dú)夂脱鯕饣旌戏諊屑訜岬?00～1 100℃，利用高溫條件下氮?dú)馀c鋯合金的反應(yīng)實(shí)現(xiàn)包殼與芯塊的分離。熱化學(xué)處理后鈾氧化物燃料再在400～600℃氧氣氛圍氧化，實(shí)現(xiàn)UO2轉(zhuǎn)化為U3O8和3H、14C、85Kr和129I等易揮發(fā)裂變產(chǎn)物的釋放去除。圖5為經(jīng)兩步氧化揮發(fā)處理后破壞的包殼和揮發(fā)氧化后的氧化鈾燃料。該結(jié)果表明，通過(guò)上述過(guò)程能有效實(shí)現(xiàn)芯塊與包殼的脫除和芯塊的氧化。

圖5 破壞的包殼（a）及揮發(fā)氧化后的氧化鈾燃料（b）Fig.5 Broken claddings（a）and vol-oxidized uranium dioxide nuclear fuel（b）

3）氧化溫度對(duì)裂變產(chǎn)物氧化揮發(fā)的影響

美國(guó)愛(ài)達(dá)荷國(guó)家實(shí)驗(yàn)室在熱燃料檢測(cè)廠進(jìn)行的真實(shí)乏燃料元件氧化揮發(fā)處理熱實(shí)驗(yàn)結(jié)果［8］表明，氧化溫度低于500℃時(shí)，主要揮發(fā)去除的是3H、14C、129I等易揮發(fā)性裂變?cè)?，Cs、Ru和Tc等半揮發(fā)性元素的去除率較低，高于500℃才能提高Cs、Ru和Tc等半揮發(fā)性元素的去除率。

表1［16］為俄羅斯乏燃料元件經(jīng)兩步氧化揮發(fā)處理和溶解過(guò)程后，裂變產(chǎn)物的分布數(shù)據(jù)。表1數(shù)據(jù)表明，氧化揮發(fā)兩步法能將芯塊中99%以上的氚去除，溶解液中氚的含量?jī)H為0.4%。氧化揮發(fā)過(guò)程能去除11%的14C、6%的129I和少量的137Cs。

表1 氧化揮發(fā)處理和溶解過(guò)程裂變產(chǎn)物的分布Table 1 Distribution of fission products in vol-oxidized and dissolution processes

2.2 氧化氣氛

氧化氣氛是影響UO2氧化轉(zhuǎn)化和芯塊與包殼脫除的另一關(guān)鍵因素。目前，高溫氧化揮發(fā)過(guò)程采取的氧化氣氛有氧氣、空氣、氧氮混合和氮氧化物等。圖6［11］為氧化氣氛中氧氣含量對(duì)UO2氧化轉(zhuǎn)化的影響，其溫度為480℃。圖6表明，UO2氧化轉(zhuǎn)化百分比隨氧化氣氛中氧氣含量的增加而增大。但美國(guó)愛(ài)達(dá)荷國(guó)家實(shí)驗(yàn)室和橡樹(shù)嶺國(guó)家實(shí)驗(yàn)室的真實(shí)乏燃料元件的氧化揮發(fā)實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，對(duì)剪切成長(zhǎng)度為2～3cm的UO2元件來(lái)說(shuō)，在500～600℃高溫條件下氧化煅燒2h以上，空氣和氧氣對(duì)燃料氧化性能的影響沒(méi)有明顯差異，均能實(shí)現(xiàn)UO2完全氧化轉(zhuǎn)化為U3O8和元件包殼與芯塊有效脫除。

圖6 氧化氣氛中氧氣含量對(duì)UO2氧化轉(zhuǎn)化的影響Fig.6 Influence of O2content on oxidation conversion of UO2

俄羅斯Khlopin鐳研究所的二步氧化揮發(fā)技術(shù)研究結(jié)果表明，25cm長(zhǎng)的元件短段在氮?dú)夂脱鯕饣旌戏諊屑訜岬?00～1 100℃，利用高溫條件下的氮?dú)馊芙庵龄啺鼩ぶ?，并在給定的溫度下加熱40min后，鋯包殼失去金屬的延展性而變得容易破碎，實(shí)現(xiàn)包殼與芯塊的分離。熱化學(xué)處理后鈾氧化物燃料在400～600℃氧氣氛圍進(jìn)行氧化1～2h，可實(shí)現(xiàn)UO2完全氧化轉(zhuǎn)化。

近年來(lái)，加拿大的Mceachern等研究了二氧化氮對(duì)UO2氧化的影響，其結(jié)果表明未輻照的UO2粉末的氧化動(dòng)力學(xué)符合拋物線(xiàn)速率規(guī)律［17］。在含有NO2－O2的空氣中，總壓為50kPa下的氧化速率常數(shù)為在相同壓力下氧氣氣氛中的2倍。同時(shí)研究結(jié)果表明，在215～250℃，空氣中含有少量NO2（1%）時(shí)，氧化未輻照過(guò)的UO2芯塊的速率明顯快于在純空氣中的。因此，氧化氣氛中NO2的存在可實(shí)現(xiàn)氧化速率的提高，但目前實(shí)驗(yàn)結(jié)果還處在定性階段，對(duì)后續(xù)工藝的影響還有待進(jìn)一步研究。

2.3 乏燃料元件剪切長(zhǎng)度對(duì)氧化揮發(fā)過(guò)程脫殼的影響

圖7［15］為燃耗為35GW·d／tU乏燃料元件在氧氣氣氛中、500℃情況下煅燒10h，元件剪切長(zhǎng)度對(duì)氧化揮發(fā)過(guò)程脫殼的影響。從圖7可見(jiàn)，當(dāng)元件剪切長(zhǎng)度小于25mm時(shí)，在上述條件下氧化10h，元件脫殼率均能達(dá)到100%。隨著元件剪切長(zhǎng)度的繼續(xù)增大，元件脫殼率呈下降趨勢(shì)。但俄羅斯Khlopin鐳研究所的二步氧化揮發(fā)技術(shù)研究結(jié)果表明，25cm長(zhǎng)的元件短段在氮?dú)夂脱鯕饣旌戏諊校?00～1 100℃下加熱40min就能實(shí)現(xiàn)包殼與芯塊的分離，表明選擇適當(dāng)氧化氣氛能降低對(duì)元件剪切長(zhǎng)度的要求，甚至可實(shí)現(xiàn)乏燃料后處理整個(gè)過(guò)程無(wú)需機(jī)械剪切，簡(jiǎn)化流程。

圖7 乏燃料元件剪切長(zhǎng)度對(duì)氧化揮發(fā)過(guò)程脫殼率的影響Fig.7 Influence of rod-cut length on decladding rate

2.4 燃耗對(duì)氧化揮發(fā)過(guò)程脫殼的影響

圖8為燃耗為37～60GW·d／tU的乏燃料元件在500℃、氧氣氣氛中煅燒10～20h元件脫殼的實(shí)驗(yàn)結(jié)果［14－19］，研究結(jié)果顯示，當(dāng)燃耗低于40GW·d／tU，剪切長(zhǎng)度為22mm，僅需煅燒10h即可實(shí)現(xiàn)元件包殼的完全脫除；剪切長(zhǎng)度為70mm，煅燒15h，包殼脫除率也能達(dá)到30%以上。隨著燃耗的加深，在相同條件下，其包殼脫除率也隨之降低。當(dāng)燃耗高于50GW·d／tU，剪切長(zhǎng)度為30mm，煅燒溫度提升至700℃時(shí)，包殼脫除率僅提高至80%。表明燃耗對(duì)氧化揮發(fā)過(guò)程脫殼有一定的影響。

圖8 燃耗對(duì)氧化揮發(fā)過(guò)程脫殼率的影響Fig.8 Influence of spent fuel burn-up on decladding rate

3 高溫氧化揮發(fā)處理對(duì)元件溶解的影響

氧化揮發(fā)處理后的元件溶解實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，在溶解實(shí)驗(yàn)過(guò)程中沒(méi)有發(fā)現(xiàn)明顯的技術(shù)問(wèn)題，在整個(gè)實(shí)驗(yàn)過(guò)程中溶解速率較易控制。圖9［20］為乏燃料元件經(jīng)氧化揮發(fā)處理后在不同硝酸溶液、95℃下的溶解行為曲線(xiàn)，可見(jiàn)，在0.1mol／L硝酸溶液中，溶解80min，可將80%元件溶解，且隨著硝酸濃度的增大，溶解速度也增大。美國(guó)橡樹(shù)嶺國(guó)家實(shí)驗(yàn)室真實(shí)元件的氧化揮發(fā)處理后的溶解實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，氧化處理后的元件在溶解過(guò)程中具有以下特點(diǎn)：1）溶解尾氣中幾乎未檢測(cè)到氚；2）不溶殘?jiān)胁蝗苜F金屬含量增大（約2.2倍）；3）不溶殘?jiān)胁蝗茴泻吭龃?，通過(guò)10mol／L硝酸很容易將不溶钚浸出；4）大部分85Kr（約85%）在溶解U3O8元件過(guò)程中被去除，而不是在揮發(fā)氧化過(guò)程中；5）在溶解過(guò)程中絕大多數(shù)129I通過(guò)溶解器空氣鼓泡被去除；6）鈾钚等氧化物的不溶百分比隨煅燒溫度的升高而增大。

圖9 乏燃料元件氧化處理后在硝酸中的溶解曲線(xiàn)Fig.9 Dissolution curve of spent fuel element in nitric acid

4 氧化揮發(fā)裂變氣體捕集系統(tǒng)研究

目前，乏燃料后處理首端氧化揮發(fā)工藝過(guò)程中，對(duì)揮發(fā)性氣體的吸附技術(shù)和方法基本與后處理廠尾氣吸附一致。如分子篩用于氚的回收、銀離子交換劑用于碘的回收、堿液洗滌器用于CO2的回收（14C）、沸石用于Xe／Kr的吸收等。美國(guó)橡樹(shù)嶺國(guó)家實(shí)驗(yàn)室對(duì)分子篩吸附氚的研究結(jié)果［21］表明，由于氧化揮發(fā)過(guò)程中，氣體體系中的氚含量低，且分布不均勻，氚捕集率不高，且難以控制。同時(shí)實(shí)驗(yàn)發(fā)現(xiàn)，分子篩材料在捕集氚過(guò)程中，也會(huì)與129I、14CO2等產(chǎn)生共吸附，溫度和壓力的變化對(duì)改變其吸附的選擇性影響較大，一般提高溫度和體系操作壓力，可提高材料的吸附選擇性，但會(huì)降低其對(duì)氚水的吸附容量，故研究選擇性好、吸附容量大的氚水的吸附材料是近年來(lái)關(guān)注的熱點(diǎn)之一。

5 關(guān)鍵技術(shù)分析

根據(jù)上述關(guān)鍵因素的分析，乏燃料后處理氧化揮發(fā)首端過(guò)程的關(guān)鍵技術(shù)如下。

1）氧化揮發(fā)工藝路線(xiàn)的選擇：除需要考慮選擇的路線(xiàn)適宜本國(guó)乏燃料后處理流程的特點(diǎn)外，還需考慮對(duì)裂變產(chǎn)物的去除要求。從上述的關(guān)鍵參數(shù)分析可知，高溫有利于裂變?cè)氐娜コ?，但?duì)水法后處理的燃料溶解有一定影響，故更宜干法后處理。反之更適宜水法后處理。

2）高溫氧化揮發(fā)器設(shè)計(jì)：高溫氧化揮發(fā)器的設(shè)計(jì)除了考慮本身具備的功能外，還必須考慮如何加速包殼與芯體的分離、與后處理流程分離系統(tǒng)的銜接性、使用的經(jīng)濟(jì)性等。但迄今為止，關(guān)于氧化揮發(fā)器的研究?jī)H限于實(shí)驗(yàn)室水平。

3）氚的捕集系統(tǒng)：對(duì)于氧化揮發(fā)過(guò)程中揮發(fā)性裂變產(chǎn)物氚的捕集，目前大多采用傳統(tǒng)的氚廢氣去除方法，但與傳統(tǒng)的Purex流程或其他體系相比，氧化揮發(fā)過(guò)程中氚含量低且分布不均，故常規(guī)的方法較難以滿(mǎn)足現(xiàn)有的要求。目前，國(guó)際上（尤其是美國(guó)）正致力于選擇性好和吸附容量高的新型材料的研發(fā)，以提高整個(gè)工藝過(guò)程對(duì)氚的捕集。

6 結(jié)束語(yǔ)

隨著我國(guó)先進(jìn)堆型的發(fā)展和實(shí)現(xiàn)高效實(shí)用核燃料，未來(lái)乏燃料后處理廠主要處理對(duì)象是高燃耗的乏燃料元件。核燃料在反應(yīng)堆燃耗的加深下必將增加钚與其他裂變產(chǎn)物的含量以及造成核材料（或晶體）結(jié)構(gòu)的微妙變化。這將給傳統(tǒng)的乏燃料后處理工藝帶來(lái)高燃耗元件難溶解和裂變?cè)卦龆鄬?duì)工藝分離過(guò)程和試劑輻照損傷等的影響。因此，高溫氧化揮發(fā)首端工藝作為先進(jìn)核燃料循環(huán)系統(tǒng)的重要組成部分，我國(guó)應(yīng)努力突破乏燃料的高溫氧化揮發(fā)工藝的關(guān)鍵技術(shù)，從而解決我國(guó)后處理發(fā)展面臨的“卡脖子”問(wèn)題。

參考文獻(xiàn)：

［1］ GAVRILOV M，REVENKO Y A，KUDRYAVTSEV E G，et al.Simplified Purex promising technology of SNF treatment for the plant of the next generation［C］∥Proceedings of Glodal 2007.［S.l.］：［s.n.］，2007：1 484-1 489.

［2］ HOLTSLANDER W J，TPLENKOV V.Management of tritium at nuclear facilities，radioactive waste management［C］∥Proc Int Conf Seattle.Vienna：IAEA，1984.

［3］ KOSAHA Y，KITAO H，ITOH K，et al.A study on fission products removal by the dry pyrochemical technique for the fuel decladding［C］∥Proceedings of Global 2005.［S.l.］：［s.n.］，2005：199-205.

［4］ UCHIYAMA G，KITAMURA M，YAMAZAKI K.Development of vol-oxidation process for tritium control in reprocessing［J］.JAERI-M，1991（11）：91-199.

［5］ JUBIN R T，DELCUL G D，PATTON B D，et al.Advanced fuel cycle initiative coupled end-toend research，development，and demonstration project［C］∥Integrated Off-gas Treatment System Design and Initial Performance，Waste Management 2009.Phoenix：［s.n.］，2009：9 227.

［6］ SONG K C，PARK G I，LEE J W，et al.Fractional release behavior of volatile and semivolatile fission products during a voloxidation and OREOX treatment of spent PWR fuel［J］.Nuclear Technology，2008，162：777-792.

［7］ STONE J A.Voloxidation studies with UO2reactor fuels［C］∥National Topical Meeting Fuel Cycles for the 80’s，CONF-8009430-（Summ.）.USA：American Nuclear Society，1980.

［8］ PEAKALLR K A，ANTILL J E.Oxidation of uranium dioxide in air at 350-1 000［J］.Journal of Nuclear Materials，1960，2（2）：194-195.

［9］ GOODE J H.Voloxidation removal of volatile fission products from spent LMFBR fuels，ORNLTM-3723［R］.［S.l.］：［s.n.］，1973.

［10］MCEACHERN R J.A review of kinetic data on the rate of U3O7formation on UO2［J］.Journal of Nuclear Materials，1997，245：238-247.

［11］HIROSHI O，ETSUZO N，TAKASHI M.Oxidation of uranium dioxide［J］.Journal of Nuclear Science and Technology，1974，11（10）：445- 451.

［12］STONE J A.Vol-oxidation studies with UO2reactor fuels，ANS［C］∥Meeting on Fuel Cycles for Eighties，DPMS-80-9.［S.l.］：［s.n.］，1980.

［13］SAKAMURA Y，OMORI T.Electrolytic reduction and electrorefining of uranium for developing the pyrochemical reprocessing of oxide fuels［C］∥Proc of 2008International Pyroprocessing Research Conference.［S.l.］：［s.n.］，2008.

［14］KOSAJA Y，ITOH K，KIATO H，et al.A study on the dry pyrochemical technique for the oxide fuel decladding［J］.J Nuclear Science and Technology，2002（Suppl.3）：902-910.

［15］JEONG S M，HUR J M，HONG S S，et al.An electrochemical reduction of uranium oxide in the advanced spent fuel conditioning process［J］.Nuclear Technology，2008，162：184-190.

［16］BEZNOSYUK V I，GALKIN B Y，KOLYADIN A B，et al.Combined processing scheme of WWER-1000spent nuclear fuel，1：Thermochemical breaking-up of fuel claddings and voloxidation of fuel［J］.Radiochemisty，2007，49（4）：380-386.

［17］LIU Z，COX D S，BARRAND R D，et al.Particle size distributions of U3O8produced by oxidation in air at 300-900℃［C］∥The 13th Annual Conference of the Canadian Nuclear Society.［S.l.］：［s.n.］，1992.

［18］GEUN I P，KWANG W K，LEE D Y，et al.Effect of spent PWR fuel burn-up on oxidative decladding efficiency［C］∥Proc of Global 2009.［S.l.］：［s.n.］，2009.

［19］UCHIYAMA G，TORIKAI S，KITAMURA M，et al.Outline of an experimental apparatus for the study on the advanced voloxidation process［J］.JAERI-M，1990（11）：90-106.

［20］AKLHLKO I，TAKESHL T.Dissolution rates of U3O8powders in nitric acid［J］.Ind Eng Chem Process Des Dev，1984，23：122-125.

［21］BIRDWELL J F.Iodine and NOxbehavior in the dissolver off-gas and iodox systems in the oak ridge national laboratory integrated equipment test facility［C］∥Proceedings of the 21st DOE／NRC Nuclear Air Cleaning Conference.［S.l.］：［s.n.］，1991.

An Advanced Head-end Process for Reprocessing of Spent Fuel by High Temperature Vol-oxidation Treatment

LI Hui-bo，HE Hui，YE Guo-an，SU Zhe
（China Institute of Atomic Energy，Beijing102413，China）

High temperature vol-oxidation treatment technology is a dry head-end process used for decladding，oxidation of spent fuel，and the removal of3H，85Kr／Xe，14C，129I and Cs from fuel prior to main spent fuel treatment process which would remove most of the volatile nuclides before fuel dissolution and cause rapid fuel dissolution in HNO3.If effective，this process would be an effective way for sharp reduction in the volume of liquid radioactive waste and localization fission nuclides（such as tritium and iodine）manage by vol-oxidation in the head-end process.In this paper，the key influence factors（such as temperature，oxidizing atmosphere and so on）and applications characteristics in the head-end process for reprocessing of spent fuel by voloxidation treatment are expounded synthetically.

reprocessing of spent fuel；vol-oxidation；head-end process

TL941.19

：A

：1000-6931（2015）05-0780-07

10.7538／yzk.2015.49.05.0780

2014-01-09；

2014-10-14

李輝波（1978—），男，江西都昌人，副研究員，博士，核燃料循環(huán)與材料專(zhuān)業(yè)