标题：乏燃料
乏燃料产生
核燃料一经在核电厂使用发电后，即成为“乏燃料”并等待进一步处理，或者送往后处理设施从废物中回收其中所含的铀和钚，或者存放在中间贮存设施或放入“最终处置库”进行最终解决。
乏燃料溶解
乏燃料后处理首端过程中一个步骤。目前广泛应用的固体核燃料一般是制成元件的形式(外面是包壳，里面是燃料芯)。包壳有铝包壳、不锈钢包壳、锆或锆合金包壳等；燃料芯的材料有铀燃料(金属铀，二氧化铀，铀合金，陶瓷体)、钚燃料、钍燃料等不同类型。对于不同的燃料芯，以及考虑到采用的化学分离过程中的特殊要求，所用的溶解方法也不相同。 　　切断后的元件和去壳后的的核燃料芯体一般用硝酸溶解，烧结的二氧化钚、钍和二氧化钍在硝酸中溶解缓慢，可以加入氟离子作催化剂，以便加快溶解过程，即使如此，氧化钍在硝酸中的溶解仍是缓慢的。对铀—铝合金元件可用硝酸溶解，但需以硝酸汞催化剂使铝溶解加快，亦可用氢氧化钠—硝酸钠溶液将铝溶去，再用硝酸溶解铀。
国外概况： 乏燃料溶解包括两个部分：一是去壳；二是溶芯。对于生产堆元件国外均采用化学去壳法。对于铝合金壳均采用碱溶解的方法。其基本原理如下：
铝是一种两性金属，它既溶于酸，又能溶于碱，而铀则不溶于碱。因此元件的铝包壳通常可用氢氧化钠溶解。铝壳与氢氧化钠发生如下反应：
2Al+2NaOH+2H2O→2NaAlO2+3H2↑
氢气与空气混合，在浓度为4—75%(体积)的范围内，达到燃点时可引起爆炸。为了保证过程的安全，需尽量减少反应产生的氢气量。在氢氧化钠溶液中加入适量的硝酸钠，可将上述反应生成的氢气抑制在最小值。其近似的总反应为：
Al+0.85NaOH+1.05NaNO3→NaAl2+0.9NaNO2+0.15NH3↑+0.2H2O
习惯上称氢氧化钠与硝酸钠的混合液为混合碱。它与铝壳反应生成的氨气与空气混合，在浓度为15.7—27.4%(体积)的范围内也有爆炸的危险，但爆炸限比氢气窄得多，因而较易控制。所以用碱深解铝壳时都加入硝酸钠。  乏燃料的水池其溶解过程如下：
先在溶解器内加一定量的润湿水(上一批元件去壳后的漂洗水)，再加入元件和浓混合碱，通入稀释空气和搅拌空气，通过溶解器夹套用蒸汽加热升温至沸点。铝壳完全溶解所需的时间是通过实验确定的。溶壳完毕后，向溶解器夹套通入冷却水，待降至50℃后，将偏铝酸钠废液从溶解器中转出，并送至废水处理和贮存厂房。然后用去离子水漂洗铀芯，漂洗水抽出后留作下批元件去壳时的稀释水(即润湿水)。
对于锆合金、镁合金、不锈钢材料作包壳的元件，化学脱壳的方法各有不同，其产生的废液也不同如下表所示：
化学去壳产生的废液量
溶 解 剂 溶解器材料 废液量，m3/tU 
铝合金 NaOH+NaNO3 不锈钢 2—2.5 
镁合金 H₂SO4 不锈钢 3.5—3.8
锆合金 NH4F+NH4NO3 Nionel 3—3.4
不锈钢 H2SO4 钛或铱合金 4.5—5
金属铀易溶于硝酸，其溶解过程可分为三个阶段。第一阶段，当硝酸浓度大于45%(一般为50%，相当于10.4M)，溶解器的自由空间充满空气，溶液尚未沸腾时，有如下反应：
U+4HNO3→UO2(NO3)2+2NO+2H2O (1)
由于硝酸浓度很高，反应生成的一氧化氮又与硝酸反应：
2NO+4HNO3→6NO2+2H2O (2)
3N2O4 
因此，在第一阶段溶解1mol（摩尔）分子铀要消耗8mol分子硝酸，酸的消耗量很大(每溶解1在分子铀所消耗的硝酸克分子数称为酸耗)。反应生成了大量的气体。使排气量产生一个陡峰。排气峰值通常在温度为80—95℃时出现。由于铀溶于硝酸的反应可放出大量热，因此溶解温度很快上升。溶液沸腾后，排气速度急剧下降。
由于反应第一阶段酸的消耗量很大，溶解器酸的浓度很快下降至25—45%，溶液继续沸腾，反应进入第二阶段。这时，反应(1)仍高速进行，但是由于酸浓度的降低，反应(2)逐渐减慢，相应地酸耗亦逐渐减少。同时，部分二氧化氮气体在冷凝器中与蒸汽冷凝液发生如下反应：
6NO2+3H2O→3HNO3+3HNO2 (3) 
生成的亚硝酸又按下式分解：
加热
2HNO2→NO+NO2+H2 (4)
反应(3)生成的硝酸回流入溶解器，实际酸耗显著降低。
由于铀的不断溶解，溶解器中硝酸浓度继续降低。当硝酸浓度低于25%时，溶解过程即进入第三阶段。这时，铀溶解仍按反应式(1)进行。但是，由于酸浓度较低，一氧化氮已不可能与硝酸反应。在缺氧条件下，一氧化氮不被氧化为二氧化氮而随尾气排走，这时每溶解1克分子铀要消耗4克分子酸。如果有氧化存在，一氧化氮即被氧化为二氧化氮：  处理乏燃料2NO+O2→2NO2 (5) 
因而，可以回收为硝酸返回溶解器中。这时，每溶解1克分子铀可回收2克分子硝酸。但这是理论值，实际酸耗约为3克分子。
与金属铀一样，二氧化铀也易与硝酸反应，生成硝酸铀酰和氮的氧化物，部分反应式如下：
UO2+4HNO3→UO2(NO3)2+2NO2+2H2O (6)
2UO2+6HNO3→2UO2(NO3)2+NO2+NO+3H2O (7)
3UO2+8HNO3→3UO2(NO3)2+2NO+4H2O (8)
4UO2+10HNO3→4UO2(NO3)2+N2O+5H2O (9)
美国巴威尔厂认为，硝酸浓度大于8M时，反应按式(6)进行，反之按式(8)进行。
2NO+O2→2NO2 (10)
2NO2+H2O→HNO3+HNO2 (11)
因此，二氧化铀的溶解总反应式可表示为：
UO2+3HNO3+0.25O2→UO2(NO3)2+NO2+1.5H2O (12)
UO2+2HNO3+0.5O2→UO2(NO3)2+H2O (13)
和金属铀的溶解一样，二氧化铀在间歇溶解器中溶解时，也出现排气峰，该峰值一般在溶解1小时内出现，最高排气量可达一般排所量的10倍左右。
对于动力元件，国外均采用切数据一浸到法。
乏燃料的处理
乏燃料处理流程轻水堆核电厂乏燃料后处理厂的首端处理主要包括燃料元件的剪切和溶解以及溶解排气的处理和废包壳—端头的处理。图1示出法国阿格UP3工厂的首端处理流程图。从图1可以看出，后处理时，首先用贮存厂房的乏燃料转运工具将乏燃料从贮存水池，通过燃料检测装置运入燃料组件剪切机。在剪切机，燃料被剪切为小节并落入回转溶解器。燃料溶解液以除碘和澄清—调料后，送溶剂萃取工序。溶解器排气经一系列净化处理后，通过烟囱排入大气，而废包壳和端头经清洗后送去中间贮存。
对于铝包壳高浓铀元件，国外一般采用铝、铀共溶的流程。
这类元件的溶解是在含有Hg2+离子的硝酸溶液中进行的。铀易溶于硝酸，而铝在硝酸中溶解时，由于在铝表面生成Al2O3薄膜，阻碍了金属的溶解。为此加入Hg(NO3)2，以破坏Al2O3薄膜，促使溶解过程继续进行。
Hg2+离子在金属表面由于铝的还原作用而生成Al—Hg齐，这种铝汞齐不稳定，容易被硝酸氧化而溶解，这时Hg又被氧化成Hg2+，然后Hg2+又在铝表面被还原为铝汞齐，如此反复循环，从而破坏了Al2O3薄膜，达到铝的完全溶解。这里Hg2+离子起了催化作用。铝的溶解反应如下：
Hg2+ 
Al+6HNO3→Al(NO3)3+3NO2+3H2O (14)
Hg2+
Al+3.75HNO3→Al(NO3)3+0.225NO+0.15N2O+0.1125N2+1.875H2O (15)
反应过程和硝酸浓度有关。高酸度时按反应式(14)进行，低酸度时按反应式(15)进行。若酸度过低，则生成的硝酸铝发生水解。
Al(NO3)3+H2O=Al(OH)(NO3)2+HNO3 (16)
Al(OH)(NO3)2+H2O=Al(OH)2(NO3)+HNO3 (17)
因而酸度不宜过低，一秀采用8M硝酸。
铝的溶解速度主要决定于Hg2+在体系中的氧化还原速度(由氧化还原电位决定)、Hg2+浓度和硝酸浓度。当Hg2+浓度不小于0.005M，硝酸浓度不低于8M，在沸腾温度下，溶解铝的反应速度是相当快的。后处理技术乏燃料后处理技术，就是用中国自己制造的设备和技术，把已经使用3%-4%的铀废料（乏燃料），以化学方法将铀和钚从裂变产物中分离出来，称为乏燃料再溶解和后处理技术。回收的铀和钚可在核电厂混合氧化物燃料中再循环使用，以生产更多能量，从而使铀资源得到更充分利用并减少浓缩需求。后处理也通过减少高放废物的体积和去除钚有助于废物的最终处置，
乏燃料后处理技术，是高放射性条件下的高技术，其意义是世界上核电站的核燃料处理与保存本身就是一个十份困难的事情，有了这一技术，不仅能充分利用核燃料的功能，提高核燃料利用能力，为人类造福，更重要的是为减小了体积，降低了放射性，为保存核废物创造了条件，对环境也是一个大贡献。
2010年12月21日，中国第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂——中核四〇四中试工程热调试取得成功。热调试的成功，实现了核燃料闭式循环的目标，有力地推动了核燃料产业及核电的快速发展，为中国先进后处理工程技术的开发提供了重要的研究实验平台，标志着中国已掌握了动力堆乏燃料后处理技术。后处理工艺1、冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件包壳，溶解燃料芯块等。
2、化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从U-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。
3、通过化学转化还原出铀和钚。
4、通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二氧化钚）。
注意事项
在后处理工艺流程中，乏燃料溶解是首端部分，也是关键的一个步骤，它对整个后处理工艺有着很大的影响。特别是对动力堆元件的处理，由于燃料的燃耗高，不溶物增加，因此溶解不完全，就会对下续流程起着不良的作用。另外，在元件切割中，处理不当就可能发生锆屑燃烧的事件，在溶解过程中可能发生临界事故等问题。首端处理也是后处理流程中技术难度最大的部分。它要求设备高度自动化和可靠性。因此，切断一溶解的技术国外出只有少数的几个国家，如美、俄、法才能。许多国家是靠进口才解决问题的，如印度、日本等。
技术难点
溶解生产堆元件的工艺十分成熟，无技术难点之处。但是对于溶解动力堆元件，必须要用切割机。切割机是溶解乏燃料的难点之一。因为该机器必须要可靠和远距离操作，目前只有少数几个国家有这种技术。为了防止溶解过程中可能发生的临界事故，世界正在开发各种的连续溶解器，并在溶解液中加钆中子毒化剂。为了清除溶解中燃料的不溶物，世界已开发了多种过滤器，如离子过滤器、烧结不锈钢过滤器和玻璃棉过滤器，但是其效果都仍需进一步的改进。
这项技术的专业名称叫“动力堆/乏燃料/后处理技术”。核电站发电，是通过核燃料在核反应堆中发生裂变反应，放出能量。和火力发电站要不断加煤一样：当核燃料维持不了一定的功率时，也需要更换。这些被换下来的核燃料组件，就叫做乏燃料。通俗地说，乏燃料类似于火力发电站中的“煤渣”，但是它又绝对不是“煤渣”，而是“大宝贝”。此前，法国、英国、俄罗斯、日本、印度等国掌握动力堆乏燃料后处理技术，但对自己的核心技术体系每个国家都是严格保密。而我国核燃料已经发展20多年，目前已经有13个建好的核电机组，每年都会产生大量的乏燃料组件，在没有掌握这项技术之前只有一个处理办法——存起来。我国于2011年1月3日实现了核动力堆中燃烧后的核燃料的铀、钚(同“布”音)材料回收。