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核燃料循环与废物处理

后处理产生的高放废液包含全部次锕系核素和裂变产物，按照现行的 PUREX
流程进行玻璃固化后成为永久遗留废物，需要处置的高放废物放射毒性和与生物
圈隔离的时间较乏燃料本身均无明显改善；

1）PUREX 工艺分离产生纯钚，不满足防核扩散要求；
2）PUREX 流程采用的有机溶剂会产生辐射降解，生产效率随辐射强度和燃
耗深度下降，难以处理周转时间较短且须多次再循环的快堆乏燃料。

3）为了满足核废物最小化和防核扩散等方面的要求，需要对 PUREX 流程进
行进一步改进，其技术发展趋势和方向包括：

（1）不分离纯钚，防核扩散
法国阿海珐和 CEA 联合开发的 COEX 流程在 Purex 萃取法基础上实现铀钚
共萃取，生成按需要比例配制的铀钚混合物，避免产生纯钚。COEX 流程目前正

在验证，法国计划 2025—2040 年进入工业应用。美国正在研究开发防核扩散的
UREX+ 流程，改进 PUREX 流程参数，除萃取纯铀外，UREX+ 工艺还将钚与其他

超铀核素成组回收，以制成混合燃料在快堆或 ADS 进行焚烧。另外再分离锶和铯
单独存放，以等待衰变热的大幅减少，减少了对地质处置库空间的要求。
（2）现有流程和设备优化改进

多个国家正在研究采用无盐试剂和还原剂，以减少二次废物量。采用离心萃
取器等先进萃取分离设备，使后处理厂更加适应处理高燃耗元件，包括 MOX 燃料。
（3）高放废液进一步分离，减少待处置废物总体积和活度

分离嬗变次锕系元素，降低废物的放射性毒性以及与生物圈隔离的时间，实现
高放和 α 废物体积最小化。在组分分离锕系元素技术方面，法国 Diamex（取代
双酰胺）流程、美国 Truex（CMPO）流程、我国的 TRPO（三烷基氧膦）流程已经

过热试验证，分离效果良好，有待于进行改进和工业验证；在锕系 - 镧系分离流程
方面，欧盟的 BTP 流程、我国的 Cyanex301 流程和德国的 Alina 流程以及 Talspeak

流程也都进行了热试验证。
（4）干法后处理流程
干法后处理工艺的研究一直很活跃，特别是对于快堆乏燃料的后处理，干法工

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