核燃料后处理中的化学问题

核电站反应堆卸出来的燃料元件，除含有铀-238 外，仍有许多可裂变的铀-235 未“烧完”，并且还产生一部分可裂变的钚-239。经过后处理，回收的铀和钚返回反应堆使用，可节省铀资源 30％和浓缩铀分离功20％。同时后处理将长半衰期的铀、钚、其他超铀元素分出后，有利于强放射性废物最终处置的安全性。动力堆燃料后处理需要研究解决的化学化工问题更多。

元件的首端处理问题动力堆元件是锆合金包壳的氧化铀，燃耗深（一般是 30000 兆瓦日/吨铀以上），放射性活度特别高，含钚量大。不像生产堆元件铝包壳，可用化学法脱壳。动力堆元件溶解前必须用远距离操作的切割机切成一段一段方能溶解。这种远距离切割机就是化工机械中一个难题。由于动力堆元件中含钚量高，批量溶解必须加入中子毒物防止临界事故。若加入中子毒物钆，又使工艺流程增加回收钆的困难。若采取连续溶解，又要解决每小块元件是否溶解完全的检测问题。如溶解不完全，不仅损失燃料，还给包壳处理增加了不安全因素。还有元件溶解过程会放出大量放射性气体，如 ⁸⁵Kr、¹²⁵I、³H、¹⁴C 等等，必须采取有效净化措施，方能保证后处理厂不污染环境大气。除此之外，还有不溶解的残渣，料液预处理都有待研究。可见首端处理这一步，化学化工问题就很多。
萃取工艺过程中化学问题动力堆元件后处理，国际上仍然采用Purex 流程，将此流程用到动力堆元件后处理上，仍然有许多化学化工问题需要研究。首先一个问题是如何实现无盐过程。所谓无盐过程就是在整个处理过程中不引入盐类，尽量使最终处置的放射性废物体积减小。但萃取过程就是利用氧化还原方法，使铀钚等处在不同价态而使它们分离的。因此利用电化学方法对铀钚等元素作氧化还原研究则是非常有意义的。

萃取分离过程就是将铀、钚、镎及其他有用元素从大量放射性或非放射性废物中分离出来，因此提高净化系数将是十分重要的。根据生产堆元件后处理的经验，要提高净化系数主要应控制锆、铌、钌等裂变产物在工艺过程中的状态。这些都是变价元素，在微量状态下易形成胶体。故研究微量裂变产物在后处理工艺条件下的状态也是很有意义的。

萃取过程中的工艺问题也很多，例如萃取过程各种参数的选择和控制，高浓钚在萃取过程中形成第三相，高浓钚的连续沉淀的工艺研究等等，在动力堆元件后处理流程中都需要研究。上述萃取过程中种种化学问题，需要无机化学、物理化学与放射化学、放射化工等各方面共同努力方能圆满地解决问题。

此外，核电站动力堆的堆后燃料与生产堆的堆后燃料显著差别之一，就是前者放射性活度特别高。生产堆元件后处理厂用的混合澄清萃取器，对动力堆元件后处理厂肯定不好用。因为萃取剂在其中停留的时间太长，辐解严重，故需改用萃取剂与料液接触时间短的萃取设备。较为理想的设备一般认为是离心萃取器，可是因为结构比较复杂，需要一个研究过程，国外尚未广泛使用。这类化工设备问题，本文不再详述。