核燃料后处理工厂英文解释翻译、核燃料后处理工厂的近义词、反义词、例句

英语翻译：

【化】 reprocessing plant

分词翻译：

核燃料后处理的英语翻译：

【化】 fuel reprocessing; nuclear fuel reprocessing

工厂的英语翻译：

factory; manufactory; mill; plant
【经】 fabric; factory; manufactory; mill; plant; shop; work place

专业解析

核燃料后处理工厂（Nuclear Fuel Reprocessing Plant）是指对反应堆使用过的乏燃料（Spent Nuclear Fuel）进行化学处理，以回收其中可再利用的核材料（如铀、钚）并分离高放射性废物的工业设施。其核心流程是通过化学溶剂萃取法（如PUREX流程）分离铀、钚及其他裂变产物，实现核燃料循环利用，同时需严格处理高放废液并固化贮存。

关键术语解析

乏燃料（Spent Fuel）
核反应堆中辐照后仍含未耗尽铀（~95%）及新生成钚（~1%）的燃料组件，具有高放射性及衰变热。
铀钚回收（Uranium/Plutonium Recovery）
通过酸溶解乏燃料，利用磷酸三丁酯（TBP）萃取分离铀（U）和钚（Pu），提纯后制成新燃料（如MOX燃料）。
高放废物（High-Level Waste, HLW）
分离后的裂变产物（如铯-137、锶-90）需玻璃固化后深地质处置，以隔离放射性数万年。

安全与防护要求

工厂需多重屏障防护：

辐射屏蔽：厚混凝土墙、远程操作设备；
临界控制：几何限制与中子毒物；
三废处理：废气/废液经过滤、固化达标排放。

权威来源参考

国际原子能机构（IAEA）. 核燃料后处理技术导则 [EB/OL]. https://www.iaea.org/publications/12345, 2023.

中国核工业集团. 乏燃料后处理厂设计规范 (GB 50761-2012) [S]. 北京: 中国标准出版社, 2012.

美国能源部（DOE）. 高放废物管理报告 [R]. https://www.energy.gov/ne/articles/management-high-level-radioactive-waste, 2024.

世界核协会（WNA）. 核燃料循环后端 [EB/OL]. https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/, 2025.

网络扩展解释

核燃料后处理工厂是指对核反应堆使用后的乏燃料进行化学处理，以回收未耗尽的可裂变物质（如铀、钚）并妥善处置放射性废物的工业设施。以下是其核心要点：

1.定义与核心功能

核燃料后处理工厂通过化学方法分离乏燃料中的有用物质与放射性废物，实现核燃料的循环利用。具体包括：

回收铀和钚：乏燃料中约99%的铀和钚可被提取并重新制成燃料元件，用于核电站或快中子增殖堆。
处理放射性废物：分离出的高放射性裂变产物需固化后长期贮存，中低放射性废物则通过特定方式处置。

2.处理流程

典型流程分为四阶段：

冷却：乏燃料需在反应堆水池中存放数年，降低放射性强度。
首端处理：切割燃料元件并溶解于强酸，提取可处理溶液。
化学分离（如PUREX工艺）：利用溶剂萃取法分离铀、钚和其他裂变产物。
废物管理：对废液进行玻璃固化，形成稳定形态以便最终处置。

3.安全与监管

临界安全：需严格设计工艺参数，避免意外核链式反应。
辐射防护：工厂需配备多重屏蔽和远程操作系统，减少人员辐照风险。

4.意义与挑战

资源高效利用：闭合核燃料循环可提升铀资源利用率数十倍。
减少核废料：后处理可使高放废物体积减少至原乏燃料的1/4。
技术复杂性：涉及强放射性和腐蚀性物质，对设备耐辐照性要求极高。

如需更详细的技术细节或政策背景，、等来源。