核燃料后处理

核燃料的燃料处理是核技术中燃料循环的一部分。 它用于将核反应堆用过的燃料元件中包含的物质和在运行过程中产生的物质分离成一方面可重复使用的部分（未用过的核燃料和各种放射性核素），另一方面分为高、中、低放射性废物。

在核反应堆中，部分非裂变铀 238 通过中子俘获转化为钚 239。 这是易裂变的，临界质量相对较低，可以化学分离。

通过核燃料后处理，可将裂变材料与乏燃料组件的其他成分分离，并将这些成分彼此分离。 一方面，这意味着可以获得新的核燃料，另一方面，必须长期处置的废物体积（但不是活度）可以减少到一小部分. 然而，采用PUREX工艺的核燃料后处理工艺会产生大量二次废弃物（如污水），其控制处置非常复杂。 来自民用动力反应堆的乏燃料含有约 95% 的铀和 1% 的钚。 10% 的铀可以通过重新浓缩再利用。 这种浓缩过程通常不是核燃料后期处理的一部分。 乏核燃料目前暂时贮存，未进行核燃料后期处理。

其余 90% 的分离材料是无法使用的（在轻水反应堆中）铀、裂变产物和通过中子俘获形成的高级锕系元素，如钚。 其他可用物质由此获得。 其他一切目前都被视为放射性废物。 快中子增殖反应堆燃料后处理产生的废物量要少得多，因为这些可以将 U-238 转化为裂变钚。

作为和平利用核能的一部分，分离出的核燃料，特别是钚，被加工成新的燃料元素，并在回收意义上返回反应堆。 一些高锕系元素也可以被选择性地分离出来，用于特定的任务。 其中包括中子源 Californium-252、烟雾探测器材料 Americium-241 以及钚 238、镎 237 的基础材料。

还可以设想对核裂变过程中形成的贵金属钌、铑等进行额外分离和钯在燃料后处理。 但是，由于通过这种方式获得的钯不仅含有4种稳定同位素，还含有一种半衰期（HWZ）为650万年的放射性长寿命同位素（Pd），因此这种钯不得用于安全区域之外. 就铑和钌而言，情况更为有利，因为这些贵金属的裂变产物仅含有半衰期不超过一年的放射性同位素，因此在一到一年后可以在安全范围之外使用二十年（放射性下降到百万分之一）。 迄今为止，还没有从裂变产物中分离出钌、铑和钯。

这意味着总共有 1% 到 10% 的材料可以通过后处理再利用，90% 到 99% 是放射性废物。 其中大部分由核裂变的裂变产物及其衰变产物组成，它们是所有元素的放射性同位素，质量数在 77 到 158 之间（在 PSE 中，元素从砷到铽）。 核燃材料后处理从这些人造放射性同位素中分离出那些可以在科学、技术或医学中用作辐射源或用于跟踪物质流的放射性同位素。 剩余的裂变产物由于储存方式不同，分为高、中、低放射性。 在这些废物的总量中，7.3% 是高放废物，但其中含有所有放射性物质的 98.3%。 这剩下 1.7% 的放射性和略低于 92.7% 的中低放射性废物总量。

在核燃料处理厂中，燃料元素首先被机械切割并溶解在热硝酸中。 为了将铀、钚、高锕系元素和裂变产物相互分离，使用了 PUREX 工艺萃取（PUREX = 英式钚-铀萃取回收）。 用 70% C12-14 烷烃（例如煤油）稀释的磷酸三丁酯 (C4H9O)3PO 用作萃取剂。 通过多次执行提取循环，可以实现组分的几乎完全分离。

与轻水反应堆相比，它可以在增殖反应堆中更有效地使用它，然而，迄今为止，增殖反应堆在全球范围内的使用范围有限。

到目前为止，分离出的铀仅在相对较小的范围内得到回收利用。 由于与天然铀相比，它仍然含有微量不需要的同位素。