浅谈核燃料后处理_林灿生.pdf

节选段落一：
在反应堆中易裂变核素裂变放
出的中子 , 一部分用于维持链式反
应 , 另一部分被可转换核素俘获后
可 生 成 易 裂 变 核 素 。 天 然 铀 中 约
99.275%的铀- 238 同位素不是易裂
变核素 , 而是可转换核素 , 它在反应
堆内俘获 1 个中子后 , 经过两次 β
衰变生成钚- 239 是很好的易裂变核
素。天然钍的主要同位素钍- 232( 约
100%) 也 是 可 转 换 核 素 , 在 反 应 堆
内俘获中子后经过两次 β衰变生成
铀- 233, 亦是良好的易裂变核素。
反应堆的核燃料达到一定燃耗
后成为乏燃料。


节选段落二：
在钍与铀- 233 组成的乏
燃料中 , 主要是易裂变核素铀- 233
◎撰文·林灿生
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浅谈核燃料后处理
2006 年·第 10 期·总第 74 期
中国核工业 ZHONGGUO HE GONGYE
2006 年·第 10 期·总第 74 期
核能视野
和可转换核素钍- 232 以及相应的裂
变产物元素。为了充分利用核燃料资
源, 对乏燃料中的易裂变核素和可转
换核素应进行回收再利用。核燃料后
处理的任务就是从组成成分很复杂、
放射性很强的乏燃料中分离除去裂变
产物元素和次量锕系元素, 提取和纯
化易裂变核素和可转换核素。


节选段落三：
二、核燃料后处理技术的发展
核燃料后处理技术始于上世纪
40 年代, 以军用为目的, 美国首先生
产出钚, 并制造原子弹。随后, 苏、英
和法相继掌握了后处理技术 , 生产
武器级钚 , 相应的核反应堆称为生
产堆。生产堆用天然铀为燃料生产
武器级钚, 同位素钚- 240 的丰度不
可过高( 约 5%) , 所以燃料的燃耗很
浅 , 次量锕系元素很少 , 放射性比活
度相对低 , 对化工分离技术的要求
比 动 力 堆 乏 燃 料 后 处 理 也 相 对 低
些。