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中国核能行业智库丛书 （第二卷）

理能力为 200 t/a，实际能力为 90 t/a，从 1977 年到 2009 年共处理了 1 140 t 乏燃料，
大部分为轻水堆乏燃料。从 2006 年开始，东海后处理厂主要转为开展研发，包括
MOX 乏燃料的后处理，2013 年 OECD-NEA 发布的信息中指出，东海后处理厂具

备 40 t/a MOX 乏燃料后处理能力。2014 年，JAEA 宣布将关闭东海后处理厂。
1993 年开始建造六个所后处理厂（Rokkasho Reprocessing Plant），主要工艺
引进法国技术，部分引进英国技术，参照法国 UP3 后处理厂建设，设计后处理能力

800 t/a。由于多种原因，其投运计划不断延后，2006 年 3 月进行了热试，目前预计
2021 年投运。六个所后处理厂在建设过程中遇到了技术与成本的双重问题，主要

原因一是对工程复杂性估计不足，贸然采用不成熟的玻璃固化技术，并遇到其它技
术问题，导致工程延期超概；二是技术管理力量薄弱，重大设计变更滞后。JNFL 在
工程设计审查阶段未做出合理的设计优化修改，而是在开工后提出重大设计变更，

导致严重拖期。三是安审标准不断提高，工厂多次进行安全升级。受神户大地震
以及福岛核事故等的影响，日本核安全监管部门对六个所后处理厂的安全评审标

准不断提高，重点是强化抗震标准；四是对法谈判组织不力，合同内容存在缺陷。
六个所后处理厂由电力公司合资组建的 JNFL 负责建设，其话语权较低，无法组建
一个强有力的项目谈判团队，导致对法技术转让谈判出现失误，关键问题未谈妥，

合同内容不全面。
在后处理技术研发方面，为了满足核不扩散的要求，日本对 PUREX 工艺进行
了改进，先让铀钚共萃取（Plutonium-Uranium Co-extraction Technology）并互相分

离，而在钚线尾端部分引入一小部分纯化过的硝酸铀酰溶液，与纯化过的硝酸钚溶
液按 1：1 比例混合后进行脱硝（Mixed Denitration Process Technology），所得产品分
别是铀的氧化物和铀钚混合氧化物。

在先进燃料循环技术方面，日本在 1988 年制订 OMEGA 计划，开展分离嬗变
研究，从高放废液中分离次锕系元素和锶铯，在轻水堆和快堆中进行嬗变。在水法

分离流程中，日本研究了 DiDPA 流程进行锕系元素和裂变产物的组分离，研究了
使用美国 CMPO 萃取剂的 SETFICS 流程，目前均处于实验室试验阶段。
日本闭式燃料循环发展的经验和教训可总结为以下几点：

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