核燃料后處理

核燃料的燃料處理是核技術中燃料循環的一部分。 它用于將核反應堆用過的燃料元件中包含的物質和在運行過程中產生的物質分離成一方面可重復使用的部分（未用過的核燃料和各種放射性核素），另一方面分為高、中、低放射性廢物。

在核反應堆中，部分非裂變鈾 238 通過中子俘獲轉化為钚 239。 這是易裂變的，臨界質量相對較低，可以化學分離。

通過核燃料后處理，可將裂變材料與乏燃料組件的其他成分分離，并將這些成分彼此分離。 一方面，這意味著可以獲得新的核燃料，另一方面，必須長期處置的廢物體積（但不是活度）可以減少到一小部分. 然而，采用PUREX工藝的核燃料后處理工藝會產生大量二次廢棄物（如污水），其控制處置非常復雜。 來自民用動力反應堆的乏燃料含有約 95% 的鈾和 1% 的钚。 10% 的鈾可以通過重新濃縮再利用。 這種濃縮過程通常不是核燃料后期處理的一部分。 乏核燃料目前暫時貯存，未進行核燃料后期處理。

其余 90% 的分離材料是無法使用的（在輕水反應堆中）鈾、裂變產物和通過中子俘獲形成的高級錒系元素，如钚。 其他可用物質由此獲得。 其他一切目前都被視為放射性廢物。 快中子增殖反應堆燃料后處理產生的廢物量要少得多，因為這些可以將 U-238 轉化為裂變钚。

作為和平利用核能的一部分，分離出的核燃料，特別是钚，被加工成新的燃料元素，并在回收意義上返回反應堆。 一些高錒系元素也可以被選擇性地分離出來，用于特定的任務。 其中包括中子源 Californium-252、煙霧探測器材料 Americium-241 以及钚 238、镎 237 的基礎材料。

還可以設想對核裂變過程中形成的貴金屬釕、銠等進行額外分離和鈀在燃料后處理。 但是，由于通過這種方式獲得的鈀不僅含有4種穩定同位素，還含有一種半衰期（HWZ）為650萬年的放射性長壽命同位素（Pd），因此這種鈀不得用于安全區域之外. 就銠和釕而言，情況更為有利，因為這些貴金屬的裂變產物僅含有半衰期不超過一年的放射性同位素，因此在一到一年后可以在安全范圍之外使用二十年（放射性下降到百萬分之一）。 迄今為止，還沒有從裂變產物中分離出釕、銠和鈀。

這意味著總共有 1% 到 10% 的材料可以通過后處理再利用，90% 到 99% 是放射性廢物。 其中大部分由核裂變的裂變產物及其衰變產物組成，它們是所有元素的放射性同位素，質量數在 77 到 158 之間（在 PSE 中，元素從砷到鋱）。 核燃材料后處理從這些人造放射性同位素中分離出那些可以在科學、技術或醫學中用作輻射源或用于跟蹤物質流的放射性同位素。 剩余的裂變產物由于儲存方式不同，分為高、中、低放射性。 在這些廢物的總量中，7.3% 是高放廢物，但其中含有所有放射性物質的 98.3%。 這剩下 1.7% 的放射性和略低于 92.7% 的中低放射性廢物總量。

在核燃料處理廠中，燃料元素首先被機械切割并溶解在熱硝酸中。 為了將鈾、钚、高錒系元素和裂變產物相互分離，使用了 PUREX 工藝萃取（PUREX = 英式钚-鈾萃取回收）。 用 70% C12-14 烷烴（例如煤油）稀釋的磷酸三丁酯 (C4H9O)3PO 用作萃取劑。 通過多次執行提取循環，可以實現組分的幾乎完全分離。

與輕水反應堆相比，它可以在增殖反應堆中更有效地使用它，然而，迄今為止，增殖反應堆在全球范圍內的使用范圍有限。

到目前為止，分離出的鈾僅在相對較小的范圍內得到回收利用。 由于與天然鈾相比，它仍然含有微量不需要的同位素。