核電站基礎(chǔ)知識

1、核電站概括核電站是利用原子核裂變所釋放的的能量產(chǎn)生電能的發(fā)電站。核電站一般分為兩部分：利用原子核裂變生產(chǎn)蒸汽的核島（包括反應(yīng)堆裝置和一回路系統(tǒng)）和利用蒸汽發(fā)電的常規(guī)島（包括汽輪發(fā)電機系統(tǒng)）。核電站使用的燃料一般是放射性重金屬：鈾、钚?，F(xiàn)在使用最普遍的民用核電站大都是壓水反應(yīng)堆核電站，它的工作原理是：用鈾制 成的核燃料在反應(yīng)堆內(nèi)進行裂變并釋放出大量熱能；高壓下的循環(huán)冷卻水把熱能帶 出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)生成蒸汽，推動發(fā)電機旋轉(zhuǎn)。中國現(xiàn)有的核電站包括：秦山核電站（運營中）大亞灣核電站（運營中）嶺澳核電站（運營中）田灣核電站（建設(shè)中）三門核電站（建設(shè)中）核能及其機理原子的組成原子是由質(zhì)子、中子和電子組成

2、的。世界上一切物質(zhì)都是由原子構(gòu)成的，任何原 子都是由帶正電的原子核和繞原子核旋轉(zhuǎn)的帶負(fù)電的電子構(gòu)成的。一個鈾-235原子 有92個電子，其原子核由92個質(zhì)子和143個中子組成。50萬個原子排列起來相當(dāng) 一根頭發(fā)的直徑。如果把原子比作一個巨大的宮殿，其原子核的大小只是一顆黃豆 而電子相當(dāng)于一根大頭針的針尖。一座100萬千瓦的火電廠，每年要燒掉約330萬 噸煤，要用許多列火車來運輸。而同樣容量的核電站一年只用30噸燃料。原子核的結(jié)構(gòu)原子核一般是由質(zhì)子和中子構(gòu)成的，最簡單的氫原子核只有一個質(zhì)子，原子核中 的質(zhì)子數(shù)（即原子序數(shù)）決定了這個原子屬于何種元素，質(zhì)子數(shù)和中子數(shù)之和稱該 原子的質(zhì)量數(shù)。同位素質(zhì)

3、子數(shù)P相同而中子數(shù)N不同的一些原子，或者說原子序數(shù)Z相同而原子質(zhì)量數(shù) 不同的一些原子，它們在化學(xué)元素周期表上占據(jù)同一個位置，稱為同位素。所以，“同 位素”一詞用來確指某個元素的各種原子，它們具有相同的化學(xué)性質(zhì)。同位素按其 質(zhì)量不同通常分為重同位素（如鈾-238、鈾-235、鈾-234和鈾-233）和輕同位素（如氫的同位素有氘、氤）。核能在50多年前，科學(xué)家發(fā)現(xiàn)鈾-235原子核在吸收一個中子以后能分裂，同時放出 23個中子和大量的能量，放出的能量比化學(xué)反應(yīng)中釋放出的能量大得多，這就是 核裂變能，也就是我們所說的核能。原子彈就是利用原子核裂變放出的能量起殺傷破壞作用，而核電反應(yīng)堆也是利用 這一原理

4、獲取能量，所不同的是，它是可以控制的。輕核聚變兩個較輕的原子核聚合成一個較重的原子核，同時放出巨大的能量，這種反應(yīng)叫 輕核聚變反應(yīng)。它是取得核能的重要途徑之一。在太陽等恒星內(nèi)部，因壓力、溫度 極高，輕核才有足夠的動能去克服靜電斥力而發(fā)生持續(xù)的聚變。自持的核聚變反應(yīng) 必須在極高的壓力和溫度下進行，故稱為“熱核聚變反應(yīng)”。氫彈是利用氘氤原子核的聚變反應(yīng)瞬間釋放巨大能量起殺傷破壞作用，正在研究 受控?zé)岷司圩兎磻?yīng)裝置也是應(yīng)用這一基本原理，它與氫彈的最大不同是，其釋放能 量是可以被控制的。鈾的特性及其能量的釋放鈾是自然界中原子序數(shù)最大的元素，天然鈾由幾種同位素構(gòu)成:除了 0.7 1%的鈾 -235 （2

5、35是質(zhì)量數(shù)）、微量鈾-234外，其余是鈾-238，鈾-235原子核完全裂變放出 的能量是同量煤完全燃燒放出能量的2700000倍。也就是說1克U-235完全裂變釋 放的能量相當(dāng)于2噸半優(yōu)質(zhì)煤完全燃燒時所釋放的能量。核能如何釋放核能的獲得主要有兩種途徑，即重核裂變與輕核聚變U-235,有一個特性，即 當(dāng)一個中子轟擊它的原子核時，它能分裂成兩個質(zhì)量較小的原子核，同時產(chǎn)生23 個中子和核反應(yīng)堆核反應(yīng)堆及其組成核反應(yīng)堆是一個能維持和控制核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，從而實現(xiàn)核能一熱能轉(zhuǎn)換的 裝置。核反應(yīng)堆是核電廠的心臟，核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)在其中進行。1942年美國芝加哥大學(xué)建成了世界上第一座自持的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)裝置，從此開

6、辟 了核能利用的新紀(jì)元。反應(yīng)堆由堆芯、冷卻系統(tǒng)、慢化系統(tǒng)、反射層、控制與保護系統(tǒng)、屏蔽系統(tǒng)、 輻射監(jiān)測系統(tǒng)等組成。堆芯中的燃料：反應(yīng)堆的燃料，不是煤、石油，而是可裂變材料。自然界天然 存在的易于裂變的材料只有U-235，它在天然鈾中的含量僅有0.711%，另外兩種 同位素U-238和U-234各占99.238%和0.0058%，后兩種均不易裂變。另外，還有兩種利用反應(yīng)堆或加速器生產(chǎn)出來的裂變材料U-233和Pu-239。用這些裂變材料制成金屬、金屬合金、氧化物、碳化物等形式作為反應(yīng)堆的燃 料。燃料包殼：為了防止裂變產(chǎn)物逸出，一般燃料都需用包殼包起來，包殼材料有 鋁、鋯合金和不銹鋼等?？刂婆c保護

7、系統(tǒng)中的控制棒和安全棒：為了控制鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的速率在一個預(yù)定的 水平上，需用吸收中子的材料做成吸收棒，稱之為控制棒和安全棒?？刂瓢粲脕硌a 償燃料消耗和調(diào)節(jié)反應(yīng)速率；安全棒用來快速停止鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。吸收體材料一般是硼、 碳化硼、鎘、銀銦鎘等。冷卻系統(tǒng)中的冷卻劑：為了將裂變的熱導(dǎo)出來，反應(yīng)堆必 須有冷卻劑，常用的冷卻劑有輕水、重水、氦和液態(tài)金屬鈉等。慢化系統(tǒng)中的慢化劑：由于慢速中子更易引起鈾-235裂變，而中子裂變出來則 是快速中子，所以有些反應(yīng)堆中要放入能使中子速度減慢的材料，就叫慢化劑，一 般慢化劑有水、重水、石墨等。反射層：反射層設(shè)在活性區(qū)四周，它可以是重水、輕水、鈹、石墨或其它材料。 它能把活性區(qū)

8、內(nèi)逃出的中子反射回去，減少中子的泄漏量。屏蔽系統(tǒng)：反應(yīng)堆周圍設(shè)屏蔽層，減弱中子及核電站核電站就是利用一座或若干座動力反應(yīng)堆所產(chǎn)生的熱能來發(fā)電或發(fā)電兼供熱的 動力設(shè)施。反應(yīng)堆是核電站的關(guān)鍵設(shè)備，鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)就在其中進行。目前世界上 核電站常用的反應(yīng)堆有壓水堆、沸水堆、重水堆和改進型氣冷堆以及快堆等。但用 的最廣泛的是壓水反應(yīng)堆。壓水反應(yīng)堆是以普通水作冷卻劑和慢化劑，它是從軍用 堆基礎(chǔ)上發(fā)展起來的最成熟、最成功的動力堆堆型。核電站工作原理核電廠用的燃料是鈾。用鈾制成的核燃料在“反應(yīng)堆”的設(shè)備內(nèi)發(fā)生裂變而產(chǎn)生大 量熱能，再用處于高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發(fā)生器內(nèi)產(chǎn)生蒸汽，蒸汽推動 汽輪機帶著發(fā)電

9、機一起旋轉(zhuǎn)，電就源源不斷地產(chǎn)生出來，并通過電網(wǎng)送到四面八方。壓水堆核電站以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規(guī)島組成。壓水堆核電站核島中的 四大部件是蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆 本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔 助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機組及二回等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。沸水堆核電站以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑并在反應(yīng)堆壓 力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結(jié)構(gòu)緊 湊、安全可靠、建造費用低和負(fù)荷跟隨能力強等優(yōu)點。它們都需使用低富集鈾作燃 料。沸水

10、堆核電站系統(tǒng)有：主系統(tǒng)（包括反應(yīng)堆）；蒸汽-給水系統(tǒng)；反應(yīng)堆輔助系統(tǒng)等。重水堆核電站以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應(yīng)堆，可以直接利用天 然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管 式兩類。重水堆核電站是發(fā)展較早的核電站，有各種類別，但已實現(xiàn)工業(yè)規(guī)模推廣的只有 加拿大發(fā)展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。快堆核電站由快中子引起鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)所釋放出來的熱能轉(zhuǎn)換為電能的核電站。快堆在運行 中既消耗裂變材料，又生產(chǎn)新裂變材料，而且所產(chǎn)可多于所耗，能實現(xiàn)核裂變材料 的增殖。目前，世界上已商業(yè)運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷 堆等都是非

11、增殖堆型，主要利用核裂變?nèi)剂?，即使再利用轉(zhuǎn)換出來的钚-239等易裂 變材料，它對鈾資源的利用率也只有1%2%，但在快堆中，輒238原則上都能轉(zhuǎn) 換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到 60%70%。世界上目前建造核電站情況核電自50年代中期問世以來，目前已取得長足的發(fā)展。到1999年中期，世界上 共有436座發(fā)電用核反應(yīng)堆在運行，總裝機容量為350676兆瓦。正在建造的發(fā)電反 應(yīng)堆有30座，總裝機容量為21642兆瓦。目前世界上有33個國家和地區(qū)有核電廠發(fā)電，核發(fā)電量占世界總發(fā)電量的17%， 其中有十幾個國國家和地區(qū)核電發(fā)電量超過各種的總發(fā)電量的四分之一，有的

12、國家 超過70%。據(jù)資料估計，到2005年核電廠裝機容量將達到388567兆瓦。核電站在設(shè)計上所采取的安全措施為了確保壓水反應(yīng)堆核電廠的安全，從設(shè)計上采取了所能想到的最嚴(yán)密的縱深防 御措施。四重屏障：為防止放射性物質(zhì)外逸設(shè)置了四道屏障：裂變產(chǎn)生的放射性物質(zhì)90%滯留于燃料芯塊中；密封的燃料包殼；堅固的壓力容器和密閉的回路系統(tǒng);能承受內(nèi)壓的安全殼。多重保護：在出現(xiàn)可能危及設(shè)備和人身的情況時，進行正常停堆；因任何原因未能正常停堆時，控制棒自動落入堆內(nèi)，實行自動緊急停堆；如任何原因控制棒未能插入，高濃度硼酸水自動噴入堆內(nèi)，實現(xiàn)自動緊急停堆。核電廠在管理方面采取的安全措施核電廠有著嚴(yán)密的質(zhì)量保證體系，

13、對選址、設(shè)計、建造、調(diào)試和運行等各個階段 的每一項具體活動都有單項的質(zhì)量保證大綱。另外，還實行內(nèi)部和外部監(jiān)查制度，監(jiān)督檢查質(zhì)量保證大綱的實施情況和是否起 到應(yīng)有的作用。另外對參加核電廠工作的人員的選擇、培訓(xùn)、考核和任命有著嚴(yán)格 的規(guī)定。領(lǐng)取操縱員執(zhí)照，然后才能上崗，還要進行定期考核，不合格者將被取消 上崗資格。核電廠發(fā)生自然災(zāi)害時，它能安全停閉在核電廠設(shè)計中，始終把安全放在第一位，在設(shè)計上考慮了當(dāng)?shù)乜赡艹霈F(xiàn)的最嚴(yán) 重的地震、海嘯、熱帶風(fēng)暴、洪水等自然災(zāi)害，即使發(fā)生了最嚴(yán)重的自然災(zāi)害，反應(yīng)堆 也能安全停閉，不會對當(dāng)?shù)鼐用窈妥匀画h(huán)境造成危害。在核電廠設(shè)計中甚至還考慮了廠區(qū)附近的堤壩坍塌、飛機附毀、

14、交通事故和化工 廠事故之類的事件，例如一架噴氣式飛機在廠區(qū)上空墜毀，而且碰巧落到反應(yīng)堆建 筑物上，設(shè)計要求這時反應(yīng)堆還是安全的。核電站的縱深防御措施核電站的設(shè)計、建造和運行，采用了縱深防御的原則，從設(shè)備上和措施上提供多 層次的重疊保護，確保放射性物質(zhì)能有效地包容起來不發(fā)生泄漏?？v深防御包括以 下五道防線：第一道防線：精心設(shè)計，精心施工，確保核電站的設(shè)備精良。有嚴(yán)格的質(zhì)量保證系 統(tǒng)，建立周密的程序，嚴(yán)格的制度和必要的監(jiān)督，加強對核電站工作人員的教育和 培訓(xùn)，使人人關(guān)心安全，人人注意安全，防止發(fā)生故障。第二道防線：加強運行管理和監(jiān)督，及時正確處理不正常情況，排除故障。第三道防線：設(shè)計提供的多層次的

15、安全系統(tǒng)和保護系統(tǒng)，防止設(shè)備故障和人為差錯 釀成事故。第四道防線：啟用核電站安全系統(tǒng)，加強事故中的電站管理，防止事故擴大。第五道防線：廠內(nèi)外應(yīng)急響應(yīng)計劃，努力減輕事故對居民的影響。有了以上互相依 賴相互支持的各道防線，核電站是非常安全的。核電站廢物嚴(yán)格遵照國家標(biāo)準(zhǔn)，對人民生活不會產(chǎn)生有害影響核電廠的三廢治理設(shè)施與主體工程同時設(shè)計，同時施工，同時投產(chǎn)，其原則是盡 量回收，把排放量減至最小，核電廠的固體廢物完全不向環(huán)境排放，放射性液體廢 物轉(zhuǎn)化為固體也不排放；像工作人員淋浴水、洗滌水之類的低放射性廢水經(jīng)過處理、 檢測合格后排放；氣體廢物經(jīng)過滯留衰變和吸附，過濾后向高空排放。核電廠廢物排放嚴(yán)格遵照國

16、家標(biāo)準(zhǔn)，而實際排放的放射性物質(zhì)的量遠(yuǎn)低于標(biāo)準(zhǔn)規(guī) 定的允許值。所以，核電廠不會對給人生活和工農(nóng)業(yè)生產(chǎn)帶來有害的影響。核燃料循環(huán)1 .核工業(yè)體系的組成及其流程核工業(yè)是一個十分廣大的系統(tǒng)工程，其組成體系包括：鈾礦勘探、鈾礦開采與鈾 的提取、燃料元件制造、鈾同位素分離、反應(yīng)堆發(fā)電、乏燃料后處理、同位素應(yīng)用 以及與核工業(yè)相關(guān)的建筑安裝、儀器儀表、設(shè)備制造與加工、安全防護及環(huán)境保護。核燃料循環(huán)及其組成核燃料循環(huán)是核工業(yè)體系中的重要組成部分。所謂核燃料循環(huán)是指核燃料的獲得、使用、處理、回收利用的全過程。燃料循環(huán)通常分成兩大部分，即前端和后端，它包括鈾礦開采、礦石加工（選礦、 浸出、沉淀等多種工序）、鈾的提取

17、、精制、轉(zhuǎn)換、濃縮、兀件制造等；后端包括對 反應(yīng)堆輻照以后的乏燃料元件進行鈾钚分離的后處理以及對放射性廢物處理、貯存 和處置。.鈾礦地質(zhì)勘探鈾是核工業(yè)最基本的原料。鈾礦地質(zhì)勘探的任務(wù)，是查明和研究鈾礦床形成的地 質(zhì)條件，闡明鈾礦床在時間上和空間上分布的規(guī)律，運用鈾礦床形成和分布的規(guī)律 指導(dǎo)普查勘探，探明地下的鈾礦資源。地殼中的鈾，以鈾礦物、類質(zhì)圖象（形成含鈾礦物）和吸附狀態(tài)的形式存在。由 于鈾的化學(xué)性質(zhì)活潑，所以不存在天然的純元素。鈾礦物主要是形成化合物。目前 已發(fā)現(xiàn)的鈾礦物和含鈾礦物有170種以上，其中只有25-30種鈾礦物具有實際的開 采價值。鈾礦床是鈾礦物的堆積體。鈾礦床是分散在地殼中的

18、鈾元素在各種地質(zhì)作用下不 斷集中而成的，也是地殼不斷演變的結(jié)果。查明鈾礦床的形成過程，對有效地指導(dǎo) 普查勘探具有十分重要的意義。并不是所有的鈾礦床都有開采、進行工業(yè)利用的價值。影響鈾礦床工業(yè)評價的因 素很多，有礦石品位、礦床儲量、礦石技術(shù)加工性能、礦床開采條件，有用元素綜 合利用的可能性和交通運輸條件等。其中礦石品位和礦床儲量是評價鈾礦床的兩個 主要指標(biāo)。鈾礦普查勘探工作的程序，包括區(qū)域地質(zhì)調(diào)查、普查和詳查、揭露評價、勘探等 相互銜接的階段。同時還伴隨-系列的基礎(chǔ)地質(zhì)工作，如地形測量、地質(zhì)填圖、原始 資料編錄、巖石礦物鑒定、樣品的化學(xué)和物理分析、礦石工藝試驗等。.鈾礦開采鈾礦開采是生產(chǎn)鈾的第一

19、步。它的任務(wù)是把工業(yè)品位的鈾礦廠從地下礦床中開采 出來，或?qū)⑩櫧?jīng)化學(xué)溶浸，生產(chǎn)出液體鈾化合物。鈾礦的開采與其它金屬礦的開采 基本相同，但是由于鈾礦有放射性，能放出放射性氣體（氡氣）品位較低，礦體分 散（單個礦體的體積?。┖托螒B(tài)復(fù)雜，所以鈾礦開采又有一些特殊的地方。鈾礦開采方法主要有露天開采、地下開采和原地浸出采鈾三種方法。露天開采 是按一定程序先剝離表土和覆蓋巖石，使礦石出露，然后進行采礦，這種方法一般 用于埋藏較淺的礦體。地下開采是通過掘進聯(lián)系地表與礦體的一系列井巷，從礦體中采出礦石，地下開 采的工藝過程比較復(fù)雜。一般在礦床離地表較深的條件下采用這種方法。原地浸出采鈾是通過地表鉆孔將化學(xué)反應(yīng)

20、劑注入礦帶，通過化學(xué)反應(yīng)選擇性地溶 解礦石中的有用成分-鈾，并將浸出液提取出地表，而不使礦石繞圍巖產(chǎn)生位移。 這種采鈾方法與常規(guī)采礦相比，生產(chǎn)成本低，勞動強度小，但其應(yīng)用有一定的局限 性，只適用于具有一定地質(zhì)、水文地質(zhì)條件的礦床.鈾提取工藝鈾提取工藝的基本任務(wù)是將開采出來的礦廠加工富集成含鈾是較高的中間產(chǎn)品， 通常稱為鈾化學(xué)濃縮物，經(jīng)過進一步強化，加工成鈾氧化物作為下一步工序的原料。常規(guī)的鈾提取工藝一段包括，礦石品位、磨礦、礦石浸出，母液分離、溶液純化、 沉淀等工序。礦廠開采出來后，經(jīng)過破碎磨細(xì)，使鈾礦物充分暴露，以便于浸出，然后在一定 的工藝條件下，借助一些化學(xué)試劑（即浸出劑）與其它手段將礦

21、廠中有價值的組分 選擇性地溶解出來。有兩種浸出方法，即酸法和堿法。浸出液中，不僅鈾含量低，而且雜質(zhì)種類多，含量高，必須將這些雜質(zhì)去除才能 達到核電要求。這一步溶液純化過程，有兩種方法可供選擇，離子交換法（又稱吸 附法）和溶劑萃取法。沉淀出鈾化學(xué)濃縮物的工藝過程是水冶生產(chǎn)的最后一道工序。 沉淀物經(jīng)洗滌、壓濾、干燥后即得到水冶產(chǎn)品鈾化學(xué)濃縮物，又稱黃餅。濃縮鈾生產(chǎn)技術(shù)以同位素分離為目的，提高鈾-235濃度的處理即為濃縮。通過濃縮獲得滿足某些 反應(yīng)堆所要求的鈾-235豐度的鈾燃料?，F(xiàn)代工業(yè)上采用的濃縮方法是氣體擴散法和 離心分離法。濃縮處理是以六氟化鈾形式進行的。此外，還有激光法、噴嘴法、電 磁分離

22、法、化學(xué)分離法等。對鈾同位素進行分離，使鈾-235富集。分離后余下的尾 料，即含鈾-235約0.3%的貧化鈾可作為貧鈾彈的材料等反應(yīng)堆用的燃料元件經(jīng)過提純或同位素分離后的鈾，還不能直接用作核燃料，還要經(jīng)過化學(xué)，物理、 機械加工等復(fù)雜而又嚴(yán)格的過程，制成形狀和品質(zhì)各異的元件，才能供各種反應(yīng)堆 作為燃料來使用。這是保證反應(yīng)堆安全運行的一個關(guān)鍵環(huán)節(jié)。按組分特征，可分為 金屬型、陶瓷型和彌散型三種；按幾何形狀分，有柱狀、棒狀、環(huán)狀、板狀、條狀、 球狀、棱柱狀元件；按反應(yīng)堆分，有試驗堆元件，生產(chǎn)堆元件，動力堆元件（包括核電站用的核燃料組件）。核燃料元件種類繁多，一般都由芯體和包殼組成。核燃料元件在核反應(yīng)

23、堆中的工作狀況十分惡劣，長期處于強輻射、高溫、高流速 甚至高壓的環(huán)境中，因此，芯體要有優(yōu)良的綜合性能。對包殼材料還要求有較小的 熱中子吸收截面（快堆除外），在使用壽期內(nèi)，不能破損。因此，核燃料元件制造是 一種高科技含量的技術(shù)。8乏燃料的后處理輻照過的燃料元件從堆內(nèi)卸出時，無論是否達到設(shè)計的燃耗深度，總是含有一定 量裂變?nèi)剂希òㄎ捶至押托律模?。回收這些寶貴的裂變?nèi)剂希ㄢ?35,鈾-233和 钚）以便再制造成新的燃料元件或用做核武器裝料，是后處理的主要目的。此外， 所產(chǎn)生的超鈾元素以及可用作射線源的某些放射性裂變產(chǎn)物（如銫-137,鍶-90等） 的提取，也有很大的科學(xué)和經(jīng)濟價值。乏燃料后處理具

24、有放射性強，毒性大，有發(fā)生臨界事故的危險等特點，因而必須 采取嚴(yán)格的安全防護措施。后處理工藝可分下列幾個步驟：（1）冷卻與首端處理：冷卻將乏燃料組件解體，脫除元件包殼，溶解燃料芯塊等。（2）化學(xué)分離：即凈化與去污過程，將裂變產(chǎn)物從UPu中清除出去,然后用溶劑淬 取法將鈾-钚分離并分別以硝酸鈾酰和硝酸钚溶液形式提取出來。（3）通過化學(xué)轉(zhuǎn)化還原出鈾和钚。（4）通過凈化分別制成金屬鈾（或二氧化鈾）及钚（或二氧化钚）。9.放射性廢物處理與處置在核工業(yè)生產(chǎn)和核科學(xué)研究過程中，會產(chǎn)生一些具有不同程度放射性的固態(tài)、液 態(tài)和氣態(tài)的廢物，簡稱為“三廢”。在放射性廢物中，放射性物質(zhì)的含量很低，但帶 來的危害較大。由于放射性不受外界條件（如物理、化學(xué)、生物方法）的影響，在 放射性廢物處理過程中，除了靠放射性物質(zhì)的衰變使其放射性衰減外，無非是將放 射性物質(zhì)從廢物中分離出來，使?jié)饧派湫晕镔|(zhì)的廢物體積盡量減小，并改變其存 在的狀態(tài)，以達安全處置的目的。對“三廢”區(qū)別不同情