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1、我国动力堆乏燃料后处理中间试验厂调试进展摘要 动力堆乏燃料后处理中间试验厂（简称中试厂）通过热调试，打通了动力堆乏燃料后处理全部流程，获得剪切、溶解、料液澄清，共去污循环，铀钚纯化循环，铀钚尾端的各操作参数，验证了工艺参数。萃取等工艺设备和机电仪设备及辅助系统也得到验证，具备安全性和适应性。结果表明：各系统收率和净化效果均满足工艺运行要求，最终制备出合格的三氧化铀产品和二氧化钚产品。废水、废气的排放符合标准，辐射防护系统安全稳定运行。关键词乏燃料 铀 钚 收率 净化2010年12月21日，经过近7年坚持不懈的努力，先后经过水调试、酸调试、冷铀调试、5%热调试和50%热调试及100%热调试后，完
2、全拥有自主创新技术水平的我国动力堆乏燃料后处理中试厂热调试取得成功。在经过多年前期的科研准备和工程建设后，我国于2004年正式对后处理设施进行水调试，经过努力，后处理设施的共去污分离循环、铀纯化循环和钚纯化循环先后进行水调试、酸调试和冷铀调试，铀、钚尾端进行冷铀调试，并对流程及机、电、仪设备进行验证，获得诸多重要水调试、酸调试和冷铀调试数据。在此基础上对暴露出的问题进行了相应整改，随后相继完成了5%热调试和50%热调试及100%热调试三个阶段的热调试工作。1 热调试1.1 热调试任务（）利用乏燃料组件进行剪切、溶解、沉降离心及料液制备，验证系统的运行性能，获取热料体系下的运行参数；（）化学分离
3、部分萃取设备能够正常运行，并获得热运行参数，各系统的收率、净化及铀钚分离效果满足工艺要求；（）确定中放废液蒸发器在热料体系下的运行和操作参数；（）铀尾端关键设备铀浓缩蒸发器、电解槽和流化床能稳定运行，满足工艺要求；（）钚尾端工艺流程草酸钚沉淀、过滤、干燥焙烧等，满足工艺要求；（）“三废”排放管理符合相关管理规定，废液排放接口得到确认并符合排放标准，固体废物能够得到安全暂存；（）监测50%、100%热调试过程中辐射防护系统的运行情况，确认其安全性、有效性，获取必要的辐射防护数据；（）考察机、电、仪等设备、设施在热运行的适应性。1.2 热调试目标 通过若干组乏燃料组件的剪切，打通热调试的工艺流程，
4、验证工艺流程和工艺设备的适应性、安全性、可靠性，优化调整操作、运行参数，最终制备出合格的铀产品和钚产品。2 结果与讨论2.1 工艺系统运行情况（）首端 热调试期间，利用我国自主研发的剪切机，在前期模拟组件剪切试验基础上，经过对真实组件的剪切及剪切参数试验性调整，优化剪切和溶解过程的匹配性，保证溶解过程的平稳，确定最终的剪切参数。剪切完成的组件短段在溶解器内进行溶解，溶解器内的负压和料液温度均维持在一定范围内。随后按一定的上料流量和转速及分离转速，采用我国自主设计和研发的沉降式离心机对溶解液进行沉降澄清，以实现溶解液的液固分离。对沉降在转鼓壁上的残渣，在一定离心机转速下，进行冲渣操作，冲渣水经检
5、测分析后排放。实现液固分离的溶解液将用于1AF料液的调料，50%热调试期间所用的放射性料液由溶解液和冷铀料液按一定体积比混合配制而成，100%热调试所用放射性料液全由溶解液直接配制。1AF料液中的钚、镎价态以及酸度的调节需满足后续工序要求，调料合格后的1AF料液经计量槽进行精确计量。整个热调试期间，剪切机，溶解器，沉降离心机运行平稳，标志我国自主研发的首端设备成功应用于后处理中，填补国内一项空白。（）共去污循环系统 在热调试期间，共去污分离系统关键萃取设备1A柱、TcS柱、1B柱、1C柱的柱重和界面均能够控制在设定范围内；混合澄清槽界面保持稳定，共去污分离系统萃取设备的水力学和传质性均能满足工
6、艺要求。此外，在50%和100%热料运行期间，共去污分离循环的铀钚收率、净化和分离效果均能满足工艺指标要求。特别是1A柱，能够连续稳定运行，铀、钚收率和净化效果均满足工艺指标，放射性净化系数是设计值的若干倍以上，大大减轻了后续工序的净化负担。（）铀纯化循环系统 来自共去污循环的1CU料液进行调料后进入铀纯化循环，铀纯化循环系统的关键萃取设备为2D槽、2E柱，3D柱、3E柱。在热调试中，2D槽的界面能够保持稳定，脉冲萃取柱的柱重稳定，界面能够控制在设定范围之内，铀纯化循环系统各萃取设备的水力学与传质性能均满足工艺要求。热调试期间，铀纯化循环的铀收率、净化效果满足工艺指标要求。由于前面共去污循环的
7、净化系数远高于设计值，铀纯化的净化负担大大减轻，使得铀纯化二循环出来的产品液的净化效果已经达到了最终铀产品液的设计指标。（）钚纯化循环系统 钚纯化二循环系统关键萃取设备2A柱、2B柱和除油柱的柱重稳定，界面能够控制在设定范围之内，水力学与传质性能均能够满足工艺要求。在冷铀调试阶段用冷铀代替冷钚进行萃取设备和工艺条件的调试，确定了操作参数，为热试奠定基础。热调试期间，钚纯化循环的钚收率、净化效果均满足工艺指标要求。（）铀尾端系统 来自铀纯化循环的含铀水相料液将进入铀尾端料液浓缩蒸发器进行蒸发浓缩，浓缩后的料液将有两个去处（密度控制），一是进入铀尾端的电解槽进行电解制备四价铀；二是进入流化床进行脱
8、硝制备铀产品。50%-100%热调试期间，铀浓缩蒸发器在设定的操作条件下，温度和压力稳定，密度、液位均在工艺控制要求范围内。50%和100%热调试期间，电解槽在原有基础上经过槽体整改和前期试验优化的工艺操作条件进行，电解出来的四价铀浓度达到设计值，总铀浓度，酸度和肼浓度也均在设计值范围内，满足1B系统铀钚分离工艺的要求。在前期冷铀调试基础上对流化床加热系统、喷嘴和风帽进行优化和整改，在50%-100%热调试期间，流化床的脱硝温度，供料流量和流化气、雾化气、反吹气三股气体压力、流量、温度均在控制范围内，实现了流化床脱硝系统的稳定流态化运行。50%和100%热调试期间，铀尾端系统的浓缩蒸发器、电解
9、槽、流化床等关键设备运行稳定，制备出三氧化铀含量、放射性水平及主要杂质含量均满足相关标准的合格铀产品。（）钚尾端系统 来自钚纯化循环的含钚料液将进入钚尾端依次进行沉淀过滤和干燥焙烧，干燥和焙烧过程中温度和负压运行稳定，制备出二氧化钚含量、放射性水平及主要杂质含量均满足相关标准的合格钚产品。在冷铀调试阶段，采用晶粒性质接近的六价铀代替四价钚进行模拟沉淀过滤和焙烧等工艺过程，保证热调试期间钚尾端顺利进行。2.2 中放蒸发系统中放蒸发器采用间歇或连续方式运行，运行过程中，蒸发器运行稳定，负压和液位等关键控制参数运行正常，通过热调试，获取了控制和操作参数。在对中放废液处理过程中，二次蒸汽冷凝液始终达标
10、排放。2.3 取样分析系统50%-100%热试期间，分析岗位共接收约几千个工艺样品，获取和上报约上万个分析数据。取样设备、送样设备、分析仪器整体运行正常，分析数据审核、上报符合质保要求，岗位操作环境符合辐射防护安全要求。取样系统采用真空辅助的空气提升方式对放射性料液进行远距离汲取，在经过系列整改后，解决了取样困难、样品缺乏代表性的问题。自主研发了收发器、换向器、启盖器等气动送样系统的关键设备，实现了放射性样品气动输送系统的国产化。2.4 辐射防护安全经过热调试验证，各辐射监测系统运行良好，临界、中子、气态流出物监测等重要设备运行稳定，5%热调试后整改和新建的工艺尾气气溶胶监测、氮氧化物监测和I
11、-129/Kr-85监测系统运行正常，能够满足热试期间辐射监测需求；现场辐射安全管理和辐射安全控制措施有效；工作场所辐射水平均小于控制标准；个人剂量监测和控制措施合理；气态、液态流出物达标排放，优化了固体废物管理。区域外照射水平监测情况：绿区总体水平为1.322.33Sv/h，小于绿区5Sv/h的控制标准；橙区总体水平为1.8314.8Sv/h，小于橙区25Sv/h的控制标准，说明外照射水平受控状态良好。专用中子监测仪系统运行状态稳定，临界事故报警系统运行正常，状态平稳。上述各监测点的监测结果均远低于设定的报警限值。厂房内气溶胶水平监测：绿橙区气溶胶水平符合控制要求，均低于标准控制水平。表面污
12、染控制：对厂房主要区域表面污染进行监测，表面污染水平均小于绿橙区控制标准。个人剂量控制：加大了辐射作业过程的监管力度，增加了气溶胶和表面污染的监测频次，有力的保障了作业过程的辐射安全。热调试期间，单次作业个人所受最大剂量为273Sv，小于单次作业1mSv的控制标准。2.5 “三废”系统运行情况热试期间，放射性废液按排放指标实行槽式排放；排气系统运行正常，能够满足工艺要求；固体废物的产生、管理受控。50%-100%热试期间，转出的高放废液和中放废液及低放废液按批对铀等核素进行分析监测，均达标排放。50%-100%热试期间，厂房通风排气和工艺尾气的最大排放浓度均未超过控制限值，工艺过程及相应过滤设
13、备工作状态良好，运行平稳。50%-100%热试期间，对固体废物按要求进行分类投放与暂存，监测后进行标识。热试期间产生组件废包壳约若干公斤，其它放射性固体废物约若干公斤，主要包括过滤器芯、检修用手套、口罩、塑料布、去污用抹布、去污用品等。2.6 其它系统运行情况通排风系统运行正常，白、绿、橙、红区建立了负压梯度，气流流向正确，满足设计运行指标（负压控制值为绿区20-40Pa，橙区40-60Pa，设备室100-150Pa，箱室200-300Pa）；试剂配制以及水、电、风、压空、蒸汽、通信、消防、实体保护等辅助设施和系统在热调试过程中处于良好运行状态，均能满足主工艺系统的安全稳定运行要求，保证了热调
14、试的顺利进行。3 结论热调试期间，工艺系统运行稳定，积累了各工序的大量调试数据，获取了各设备稳定运行的控制参数和操作条件，生产出了合格的三氧化铀、二氧化钚产品。通过热调试，打通了乏燃料后处理工艺流程，辐射防护系统、机电仪设备等的适应性得到全面验证和确认：（）首端的剪切机、溶解器、沉降离心机等运行稳定，1AF料液配制和精确计量满足工艺要求；（）共去污分离循环的脉冲柱、混合澄清槽等萃取设备运行稳定，铀钚收率、净化和分离效果满足设计指标，尤其是1A柱对放射性净化系数是设计值的若干倍以上，大大减轻后续工序的净化负担；（）铀纯化循环的铀收率、净化效果满足工艺要求，由于铀纯化二循环出来的产品液的净化效果已
15、经满足最终铀产品液的设计指标，流程可简化为二循环流程；（）钚纯化循环的钚收率、净化效果满足工艺要求；（）铀尾端、钚尾端的关键设备运行稳定，制备出了合格的铀产品和钚产品；（）废液、废气、固体废物达标排放；（）机、电、仪系统整体运行良好，能够满足工艺连续稳定运行的要求；（）辐射防护系统运行正常，辐射安全控制措施有效，工作场所辐射水平和人员受照剂量得到较好控制。The debugging progress of spent fuel reprocessing of power reactor in China pilot plantWANG Jian, ZHANG TianXiang, WU Tao
16、, CHEN GuangJun, DI WU YongQing, RU FaQuanThe 404 Company Limited, CNNC, lanzhou 732850* 联系人, E-mail: cgjwhutAbstract Through the hot test of spent fuel reprocessing of power reactor in China pilot plant (pilot plant in abbreviation), the entire technological process of spent fuel reprocessing of po
17、wer reactor has been acquired in order to obtain some operating parameters including shear, dissolution, feed clarification, co-decontamination cycle, uranium and plutonium purification cycle, uranium and plutonium finishing facility and verif technological parameters. Technical devices such as extr
18、action equipments, etc., mechanical equipment and electric installation as well as instrumentation, and auxiliary systems are also verified, which have the properties of security and adaptability. The results indicate that the yield and purification coefficient of each system satisfy the technical o
19、peration requirements and the qualified products, i.e. uranium trioxide and plutonium dioxide, are prepared finally. The discharge of waste water and waste gas complies with the relevant standards and radiation protection system operates safely and steadily. Key words Spent fuel uraniumplutoniumyieldpurification
