核燃料化学后处理工厂英文解释翻译、核燃料化学后处理工厂的近义词、反义词、例句

英语翻译：

【化】 chemical reprocessing plant

分词翻译：

核燃料的英语翻译：

【化】 nuclear fuel

化学后处理工厂的英语翻译：

【化】 chemical reprocessing plant

专业解析

核燃料化学后处理工厂（Nuclear Fuel Reprocessing Plant）是指专门用于对反应堆使用过的乏燃料（Spent Nuclear Fuel）进行化学处理，以分离并回收其中可利用的核材料（如未燃烧完的铀-235和新生成的钚-239）以及处理高放射性废物的工业设施。以下是详细解释：

核心概念与目的
- 核燃料循环后端环节：该工厂是核燃料循环（Nuclear Fuel Cycle）的关键后端环节。反应堆运行后，乏燃料中包含未耗尽的可裂变材料（铀-235）、新生成的可裂变材料（钚-239）以及裂变产物（Fission Products）和次锕系元素（Minor Actinides）。
- 资源回收：主要目的是通过化学方法（如PUREX流程）分离回收铀（U）和钚（Pu），使其能作为混合氧化物燃料（MOX Fuel）重新用于反应堆发电，提高铀资源利用率。
- 废物管理：将高放射性、长寿命的裂变产物和次锕系元素分离出来，进行玻璃固化（Vitrification）等处理，形成适于长期地质处置的高放废物（High-Level Waste, HLW），减少最终处置的体积和长期风险。
关键工艺与技术（化学后处理）
- 溶解（Dissolution）：将乏燃料组件剪切后，用硝酸溶解燃料芯块，形成含有铀、钚、裂变产物等的酸性溶液。
- 分离纯化（Separation & Purification）：核心是PUREX流程（Plutonium Uranium Reduction Extraction）：
  - 利用有机溶剂（如磷酸三丁酯TBP）萃取水溶液中的铀和钚。
  - 通过调整溶液的氧化还原状态（如加入还原剂），选择性分离铀和钚。
  - 最终得到高纯度的硝酸铀酰（Uranyl Nitrate）和硝酸钚（Plutonium Nitrate）溶液。
- 尾端处理（Waste Treatment）：
  - 高放废液（HLLW）经过蒸发浓缩、煅烧，最终与玻璃形成剂熔融，制成稳定的玻璃固化体。
  - 中低放废物（如溶剂、化学试剂、设备清洗液等）也需进行相应处理。
工厂特点与要求
- 强放射性：处理物料具有极强的放射性，所有操作需在厚屏蔽（如混凝土）后的热室（Hot Cell）内通过远程操作（Remote Handling）进行。
- 临界安全（Criticality Safety）：处理过程中需严格控制易裂变材料（铀、钚）的浓度、几何形状等，防止意外发生核链式反应（临界事故）。
- 核保障（Nuclear Safeguards）：工厂受到国际原子能机构（IAEA）的严格监督，防止钚等材料被转用于核武器制造。
- 环境保护：需具备完善的三废（废气、废液、固体废物）处理系统，严格控制放射性物质向环境的排放。

权威参考来源：

国际原子能机构 (IAEA)：提供核燃料循环和后处理的权威概述、技术文件和安全标准。
- 核燃料循环介绍： https://www.iaea.org/topics/nuclear-fuel-cycle (示例链接格式，实际内容请访问IAEA官网)
- 后处理技术报告： https://www.iaea.org/publications/reports/reprocessing (示例链接格式，实际内容请访问IAEA官网)
世界核协会 (World Nuclear Association, WNA)：提供关于核燃料后处理的科普性解释和最新进展。
- 核燃料后处理简介： https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/fuel-recycling/processing-of-used-nuclear-fuel.aspx (示例链接格式，实际内容请访问WNA官网)
美国核管理委员会 (U.S. Nuclear Regulatory Commission, NRC)：提供关于后处理设施监管、安全和安保要求的信息。
- 乏燃料贮存与后处理： https://www.nrc.gov/waste/spent-fuel-storage.html (示例链接格式，实际内容请访问NRC官网)
中国核能行业协会 (China Nuclear Energy Association, CNEA)：发布中国核能发展报告，包含后处理相关进展（如示范厂建设）。
- 年度报告或专题报告： (请查阅CNEA官网发布的最新报告)

请注意：以上链接仅为示例格式，指向相关权威机构的官方网站或其主要相关板块。实际有效链接需根据这些机构官网的最新结构进行访问。

网络扩展解释

核燃料化学后处理工厂是专门用于处理核反应堆中产生的乏燃料的设施，其核心任务是通过化学方法回收未耗尽的可裂变物质（如铀-235、钚-239等），并安全处理放射性废物。以下是详细解释：

1.定义与目的

核燃料化学后处理工厂属于核燃料循环的关键环节，主要处理从反应堆中卸出的乏燃料。这些燃料因含有裂变产物和中子吸收物质，无法直接继续使用。通过化学分离技术（如普雷克斯流程），工厂可提取约96%的未耗尽铀和新生钚，实现核资源再利用，同时减少高放射性废物的体积。

2.主要功能

资源回收：回收铀、钚等可裂变物质，制成新燃料组件（如MOX燃料），提升铀资源利用率（1千克铀-235裂变能量相当于2500吨煤）。
废物管理：分离高放射性裂变产物（如锶-90、铯-137），将其固化后暂存或最终处置，降低环境风险。
支持核安全：通过去除中子毒物（裂变产物），保障核燃料循环的可持续性。

3.核心工艺流程

典型流程包括：

乏燃料贮存：冷却数年至放射性降低。
剪切与溶解：将燃料组件切碎并用硝酸溶解，形成含铀、钚、裂变产物的溶液。
化学分离：采用溶剂萃取法（如普雷克斯流程）分离铀、钚与其他物质。
纯化与转化：将回收的铀、钚转化为氧化物或金属形式，用于新燃料制备。

4.技术挑战与防护

高放射性：操作需在厚混凝土屏蔽室内远程进行，避免人员接触辐射。
临界安全：严格设计设备几何形状和物料浓度，防止意外核链式反应。
废物处理：需长期监测高放废物（如玻璃固化体），确保地质处置的安全性。

5.战略意义

此类工厂是实现核能闭合循环的核心，使铀资源利用率提升20-30倍，同时减少核废料体积约95%。全球仅有少数国家（如法国、俄罗斯）掌握大规模后处理技术，我国相关技术发展对核电可持续发展至关重要。

如需进一步了解具体工艺参数或工厂案例，可查阅（普雷克斯流程）或（临界控制技术）等来源。