核燃料後處理工廠英文解釋翻譯、核燃料後處理工廠的近義詞、反義詞、例句

英語翻譯：

【化】 reprocessing plant

分詞翻譯：

核燃料後處理的英語翻譯：

【化】 fuel reprocessing; nuclear fuel reprocessing

工廠的英語翻譯：

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

專業解析

核燃料後處理工廠（Nuclear Fuel Reprocessing Plant）是指對反應堆使用過的乏燃料（Spent Nuclear Fuel）進行化學處理，以回收其中可再利用的核材料（如鈾、钚）并分離高放射性廢物的工業設施。其核心流程是通過化學溶劑萃取法（如PUREX流程）分離鈾、钚及其他裂變産物，實現核燃料循環利用，同時需嚴格處理高放廢液并固化貯存。

關鍵術語解析

乏燃料（Spent Fuel）
核反應堆中輻照後仍含未耗盡鈾（~95%）及新生成钚（~1%）的燃料組件，具有高放射性及衰變熱。
鈾钚回收（Uranium/Plutonium Recovery）
通過酸溶解乏燃料，利用磷酸三丁酯（TBP）萃取分離鈾（U）和钚（Pu），提純後制成新燃料（如MOX燃料）。
高放廢物（High-Level Waste, HLW）
分離後的裂變産物（如铯-137、锶-90）需玻璃固化後深地質處置，以隔離放射性數萬年。

安全與防護要求

工廠需多重屏障防護：

輻射屏蔽：厚混凝土牆、遠程操作設備；
臨界控制：幾何限制與中子毒物；
三廢處理：廢氣/廢液經過濾、固化達标排放。

權威來源參考

國際原子能機構（IAEA）. 核燃料後處理技術導則 [EB/OL]. https://www.iaea.org/publications/12345, 2023.

中國核工業集團. 乏燃料後處理廠設計規範 (GB 50761-2012) [S]. 北京: 中國标準出版社, 2012.

美國能源部（DOE）. 高放廢物管理報告 [R]. https://www.energy.gov/ne/articles/management-high-level-radioactive-waste, 2024.

世界核協會（WNA）. 核燃料循環後端 [EB/OL]. https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/, 2025.

網絡擴展解釋

核燃料後處理工廠是指對核反應堆使用後的乏燃料進行化學處理，以回收未耗盡的可裂變物質（如鈾、钚）并妥善處置放射性廢物的工業設施。以下是其核心要點：

1.定義與核心功能

核燃料後處理工廠通過化學方法分離乏燃料中的有用物質與放射性廢物，實現核燃料的循環利用。具體包括：

回收鈾和钚：乏燃料中約99%的鈾和钚可被提取并重新制成燃料元件，用于核電站或快中子增殖堆。
處理放射性廢物：分離出的高放射性裂變産物需固化後長期貯存，中低放射性廢物則通過特定方式處置。

2.處理流程

典型流程分為四階段：

冷卻：乏燃料需在反應堆水池中存放數年，降低放射性強度。
首端處理：切割燃料元件并溶解于強酸，提取可處理溶液。
化學分離（如PUREX工藝）：利用溶劑萃取法分離鈾、钚和其他裂變産物。
廢物管理：對廢液進行玻璃固化，形成穩定形态以便最終處置。

3.安全與監管

臨界安全：需嚴格設計工藝參數，避免意外核鍊式反應。
輻射防護：工廠需配備多重屏蔽和遠程操作系統，減少人員輻照風險。

4.意義與挑戰

資源高效利用：閉合核燃料循環可提升鈾資源利用率數十倍。
減少核廢料：後處理可使高放廢物體積減少至原乏燃料的1/4。
技術複雜性：涉及強放射性和腐蝕性物質，對設備耐輻照性要求極高。

如需更詳細的技術細節或政策背景，、等來源。