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主题:从中国核技术新突破谈乏燃料后处理。 -- 桃源客

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家园 反应堆级钚不只有钚239

还有相当的钚240、钚241,钚241是易裂变元素,对于热堆回用回收钚有重要意义,由于其半衰期短,为避免其损失,对后处理和MOX燃料制备周期有要求。

由于MA和钚240、241的存在,在热堆中使用MOX燃料时钚的回用次数有很大限制,一般不超过两次,仅仅将对天然铀的利用率从不到1%提高到1.5%左右。从减少MA数量和铀资源利用的角度出发,用快堆烧反应堆级钚才是更合理选择。

由于快堆燃耗远高于动力堆,其后处理流程使用Pulex流程受到很大限制,如萃取过程易出现三相,所以一直在研究更有效的处理方法。

相比与美国的Urex+流程,其他国家在研究将MA和LFFP(长寿命裂变产物)从Pulex流程的高放废液中分离出来的流程,希望用快堆和ADS系统对MA和LFFP进行嬗变,国内也有类似的研究如清华的Trpo流程。

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