核燃料後處理分析英文解釋翻譯、核燃料後處理分析的近義詞、反義詞、例句

英語翻譯：

【化】 reprocessing analysis

分詞翻譯：

核燃料後處理的英語翻譯：

【化】 fuel reprocessing; nuclear fuel reprocessing

分析的英語翻譯：

analyze; construe; analysis; assay
【計】 parser
【化】 analysis; assaying
【醫】 analysis; anslyze
【經】 analyse

專業解析

核燃料後處理分析 (Hé Ránliào Hòu Chǔlǐ Fēnxī) / Spent Nuclear Fuel Reprocessing Analysis

從漢英詞典角度，并結合核能工程的專業背景，“核燃料後處理分析”指的是對使用過的核燃料（乏燃料）進行化學處理以回收可利用物質（如鈾、钚）的過程中，所涉及的一系列分析活動、技術方法和數據評估工作。其核心在于對後處理流程及其産物進行科學檢測、數據解讀和安全評估。

以下是該術語的詳細解釋：

定義與核心目标 (Definition & Core Objectives)
- 後處理 (Reprocessing)：指将反應堆中使用過的核燃料（乏燃料）進行化學處理，分離出可循環利用的鈾(U)、钚(Pu)等裂變材料，以及提取或處理高放射性廢物（主要是裂變産物和次锕系元素）的過程。
- 分析 (Analysis)：在此語境下，特指貫穿整個後處理流程的分析化學活動，尤其是放射化學分析。其核心目标是：
  - 流程控制：實時監測工藝流中的化學成分（如鈾、钚濃度，酸度，裂變産物含量等），确保工藝穩定運行和産品質量。
  - 物料衡算：精确測量核材料（特别是鈾、钚）在各個環節的存量、轉移量和損失量，是核保障監督的關鍵，防止核材料擴散。
  - 産品檢驗：确認回收的鈾、钚等産品達到規定的純度和質量标準。
  - 廢物表征：準确測定最終廢物的組成、放射性活度、毒性等特性，為安全處理和處置提供依據。
  - 安全與環境監測：分析工作場所和環境樣品中的放射性核素，評估操作安全性和環境影響。
關鍵分析方法 (Key Analytical Methods)
- 放射化學分析 (Radiochemical Analysis)：這是後處理分析的核心。涉及複雜的樣品預處理（溶解、分離、純化）和放射性測量技術（如α、β、γ譜儀，液體閃爍計數等），用于精确測定特定放射性核素（如U, Pu, Am, Cm, Sr-90, Cs-137等）的含量和同位素組成。
- 化學計量學分析 (Chemometric Analysis)：利用數學和統計學方法處理大量分析數據，優化工藝參數，進行過程診斷和預測。
- 物理方法 (Physical Methods)：如X射線熒光(XRF)、質譜(MS - 特别是熱電離質譜TIMS和電感耦合等離子體質譜ICP-MS)、分光光度法等，用于元素和同位素分析。
- 線上分析 (Online Analysis)：在工藝管道中實時或近實時監測關鍵參數（如濃度、密度），用于快速反饋控制。
分析對象與挑戰 (Analytical Targets & Challenges)
- 對象：涵蓋後處理廠的所有物料流，包括溶解液、萃取過程中的各相溶液、純化後的鈾钚産品溶液、高放廢液、中低放廢液、廢氣等。
- 挑戰：
  - 高放射性：樣品具有極強的放射性，需在屏蔽設施（熱室）内操作，對人員防護和設備可靠性要求極高。
  - 複雜性：樣品基質複雜，含有大量化學性質相似的元素和同位素，分離分析難度大。
  - 痕量分析：核保障監督要求對痕量核材料進行超靈敏檢測。
  - 快速性要求：流程控制需要快速的分析結果反饋。
權威參考來源 (Authoritative References)
- 國際原子能機構 (International Atomic Energy Agency - IAEA): 是核能領域最權威的國際組織，發布大量關于核燃料循環、後處理技術、核保障監督（包括物料衡算和分析方法）的标準、指南和技術報告。其官網是獲取可靠信息的重要來源。
- 美國核管理委員會 (U.S. Nuclear Regulatory Commission - NRC): 負責監管美國民用核設施（包括後處理相關活動），其網站提供關于核燃料循環、廢物管理以及相關法規和技術背景的信息。
- 美國能源部 (U.S. Department of Energy - DOE) 及其國家實驗室 (如橡樹嶺國家實驗室 ORNL, 阿貢國家實驗室 ANL): 長期從事核燃料循環研究（包括後處理和分析技術），發布大量研究報告和技術文檔。
- 經濟合作與發展組織核能署 (OECD Nuclear Energy Agency - NEA): 彙集成員國專家知識，發布有關核燃料循環後端（包括後處理和分析）的研究報告和數據。

網絡擴展解釋

核燃料後處理分析是指對反應堆中卸出的乏燃料進行化學處理與資源回收的系統性技術過程，其核心目标是從高放射性廢物中分離可再利用的核材料，并确保環境安全。以下從多個維度展開解釋：

一、定義與目的

核燃料後處理是核燃料循環的關鍵環節，主要包含兩方面：

資源回收：回收未充分反應的鈾-235、新生成的钚-239等可裂變物質，以及鈾-238、钍-232等增殖性材料。例如，低濃縮鈾乏燃料中仍含0.9%的鈾-235和1%的钚-239。
放射性廢物管理：去除長壽命裂變産物（如锶-90、铯-137）和超鈾元素，減少廢物的長期危害性。

二、技術流程

後處理工藝分為水法和幹法兩大類：

水法（普雷克斯流程）：采用磷酸三丁酯（TBP）溶劑萃取技術，通過溶解、萃取和純化步驟分離鈾、钚與裂變産物。該技術成熟且回收率高（鈾＞99.8%，钚＞99.5%）。
幹法（高溫冶金/氟化揮發）：在非水相中進行，適用于快堆燃料處理，目前處于研發階段。

具體步驟包括：

首端處理：切割燃料組件并溶解芯體；
化學分離：多級萃取循環實現鈾钚分離；
尾端處理：将硝酸鹽轉化為二氧化鈾/钚氧化物。

三、分析要點

後處理分析需關注：

放射性監測：實時檢測α、β、γ輻射強度，确保操作安全；
成分分析：通過質譜、色譜等技術測定鈾/钚濃度及裂變産物殘留量；
臨界控制：避免濃縮過程中發生鍊式反應，需通過幾何限制和中子毒物實現。

四、意義與挑戰

資源利用：處理後鈾钚可制成MOX燃料，使鈾資源利用率提升20-30倍；
環保效益：減少核廢物體積90%，放射性半衰期從數萬年縮短至數百年；
技術難點：高放射性環境下需遠程操作，設備需重混凝土屏蔽，成本高昂。

中國已掌握相關技術（如中核四〇四中試工程），推動核能可持續發展。未來發展方向包括幹法工業化應用及廢物嬗變技術研發。