我国研制钚-238_RHU_RTG的有利条件_周贤玉.pdf

2023.6Vol.47No.6综述收稿日期：2022-11-16基 金 项 目：南 华 大 学 老 科 技 工 作 者 协 会 资 助 项 目(210XNK004)作者简介：周贤玉(1939)，男，湖南省人，研究员，主要研究方向为钚、铀及镎的分析测试。我国研制钚-238 RHU/RTG的有利条件周贤玉(南华大学 老科技工作者协会，湖南 衡阳 421001)摘要：分析了我国研制钚-238放射性同位素热源/放射性同位素温差发电器(RHU/RTG)的有利条件：我国有一定的物质、技术基础，RHU/RTG的研制起步不晚；核电堆乏燃料中有镎-237和镅-241可供生产钚-238；美国、前苏联/俄罗斯研制钚-238 RHU/RTG的经历可供借鉴；我国有PUREX流程的研发和运行经验，且在建造商用后处理大厂。关键词：钚-238；放射性同位素热源/放射性同位素温差发电器；中国；有利条件中图分类号：TM 913文献标识码：A文章编号：1002-087 X(2023)06-0721-03DOI:10.3969/j.issn.1002-087X.2023.06.007Favourable conditions of developing plutonium-238 RHU/RTGin ChinaZHOU Xianyu(Old Science and Technology Worker Association,University of South China,Hengyang Hunan 421001,China)Abstract:The favourable conditions of developing plutonium-238 RHU/RTG in China were analyzed:China has somematerial and technology basis,and its still not too late to start developing RHU/RTG;the neptunium-237 andamericium-241 are available in spent fuel of nuclear power reactor for the production of plutonium-238;theexperiences of the United States,Soviet Union/Russia in developing plutonium-238 RHU/RTG can be used forreference;China has experience in the development and operation of PUREX process,and the commercial large-scalereprocessing plant is beening built.Key words:plutonium-238;RHU/RTG;China;favourable condition钚-238放射性同位素具有100%衰变方式，粒子在热源芯块内的射程仅18 m，无需重厚屏蔽结构，半衰期为87.7年，工作寿命长，比功率高(0.56 W/g)，15 年内功率仅降低20%。钚-238放射性同位素热源(radioisotope heat unit,RHU)在极端恶劣的环境下仍能自持运行，无需看管。钚-238 辐射被芯块本身阻止和吸收，动能转换成热能，成为热源。钚-238 放 射 性 同 位 素 温 差 发 电 器(radioisotope thermoelectricgenerator,RTG)基于热电材料的温差电动势效应，将衰变热转换为电能。载人宇宙飞船、太空实验室等均依赖于空间电源，电功率达几百瓦的钚-238 RTG是最理想的空间电源。1 我国对RHU/RTG的研制我国放射性同位素热源/温差发电技术的研究始于20世纪60年代。1966年，四机部第十八研究所组建了温差发电技术研究室，1970年，研制模拟原理样机1。1971年，中科院上海原子核研究所和二机部原子能研究所合作，为我国第一颗人造地球卫星“东方红一号”的发射研制了钋-210 RHU/RTG，仅进行了模拟空间应用的地面试验。随后，RHU/RTG的研制中断，直到2004年才重新对该领域深入研究2-4。1977年，国防科工委指示二机部四四厂开展钚-238同位素电池热源制备的调研，随后该调研报告出版5，共分为四章，主要收集了美国1976年前已解密的有关钚-238同位素电池的研制资料。第一章概述了热电型钚-238 电池的工作原理、结构、性能、应用状况和发展前景，后三章是本书的重点，分别介绍了钚-238同位素燃料的特性、钚-238同位素的燃料形式、生产方法、燃料封装和源盒设计中的若干问题。1970年，四四厂在军用后处理中间规模试验厂甲生产线开展了用2606阴离子交换树脂从高放废液(铀钚共去污循环的萃残液)中提取了镎-237的实验，70年代后期，在军用大型后处理厂利用铀线第三萃取循环的设备提取了少量镎-2376，因生产堆乏燃料燃耗浅(为确保产品钚中钚-240的同位素丰度小于或等于7%)，镎-237的生成量低。2006 年，原子能院从俄罗斯引进钚-238热源材料，设计加工包壳，制成热功率 5 W 钚-238 RHU，并与中国电子科技集团公司第十八研究所合作，研制出我国第一台钚-238 RTG(输出电功率 260 mW)，为我国钚-238 RHU/RTG的研究奠定了技术基础1,7。根据我国探月工程的需要，2009年从俄罗斯引进6枚钚-238 RHU1,3。2017年，我国与俄罗斯合作，为“嫦娥四号”探测器提供了钚-238 RHU/RTG3。20世纪70年代初到21世纪初的30余年间，导致我国钚-238 RHU/RTG 的研制与应用长期处于停滞状态的客观原因是国内钚-238放射性同位素长期短缺。钚-238是一种人工放射性同位素，核电堆在运行过程中7212023.6Vol.47No.6综述铀-235和铀-238通过中子俘获反应及衰变产生钚-239、镎-237和镅-241，可供生产钚-2388，如式(1)(4)所示：23892U(n,)23992U ,t1/2=23.5 min23993Np,t1/2=2.35 d23994Pu(1)23592U(n,)23692U(n,)23792U ,t1/2=6.8 d23793Np(2)23892U(n,2n)23792U ,t1/2=6.8 d23793Np(3)23994Pu(n,)24094Pu(n,)24194Pu,t1/2=13.2 a24195Am(4)因此，可从核电堆乏燃料后处理流程中回收产生的23793Np和24195Am。随后，分别提取、纯化23793Np、24195Am，并制成镎靶、镅靶，再经反应堆中子照射，生产钚-238：23793Np(n,)23893Np ,t1/2=2.1 d23894Pu(5)24195Am(n,)24295Am ,t1/2=16 h24296Cm ,t1/2=162 d23894Pu(6)核电轻水堆换料周期为11.5年，燃耗达4050 GWd/tU，我国核电堆乏燃料到 2020 年的积存量达 1 万吨9，每吨 UO2乏燃料中镎-237 的生成量达 0.50.7 kg，镅-241 则要少得多。2 美国钚-238 RHU/RTG研制经历由于美国空间计划不断向太阳系深处延伸，钚-238 RHU/RTG技术成为美国空间技术的重要组成部分，20世纪 6070年代获得迅速发展，迄今，有待深入研究的课题是钚-238RHU/RTG意外条件下的安全性实验和评价，高性能热电转换材料的研制等。1956年，美国制定了空间核动力辅助电源计划(SNAP)，为军用导航卫星、深空探测器等空间应用提供动力，初期进行原型实验时，使用钋-210放射性同位素作为热源4。1961年，首次将SNAP-3B型钚-238 RTG作为辅助电源应用于“子午仪-4A”近地轨道导航卫星2。1969 年，SNAP-9ARTG由 6个钚-238金属芯块热源组成，首次作为主电源为卫星 供 电，在 任 务 初 期 输 出 电 功 率 为 26.8 W10。1969 年，Apollo-11 飞船人类首次登月，将钚-238 RHU(238PuO2微球芯块)首次用作设备、仪器保温用热源(初始热功率15 W)留在月面实验站2。从1969年的 Apollo-12飞船到 1972年 Apollo-17飞船的6次航天任务中，均采用SNAP-27RTG4。美国在20世纪70年代后期主要使用几百瓦电功率的钚-238 RTG，采用238PuO2微球芯块3。20世纪80年代，钚-238 RTG开始向集成化和模块化方向发展，研制了可根据航天任务需要，灵活进行配置的通用型同位素热源的温差发电器(GPHS RTG)2-3,10-11，采用模块化设计的钚-238 RHU，每个模块中有两个柱形石墨防撞击容器，每个柱形石墨容器中有两个238PuO2陶瓷芯块，每个芯块分别用铱合金包裹，每个GPHS模块的热功率为250 W10。GPHS-RTG的电功率可达280 W以上3。钚-238 RHU/RTG在空间应用过程中，既要承受运输和发射阶段的强烈振动和加速冲击，还要适应因发射失败所出现的紧急意外事故的环境，故必须采用多层不同材料作包壳。GPHS-RTG 使用的钚-238 RHU 均采用 4 层安全防护包壳3：燃料芯块密封包壳(铱合金)，抗撞击包壳(石墨材质)，隔热层包壳(低密度碳碳复合材料)，抗烧蚀包壳(针刺编织的碳碳复合材料)。因钚-238 衰变形成氦气，氦气在238PuO2芯块包壳内聚集，导致内压增大、包壳胀裂，故在238PuO2芯块铱合金包覆端部内侧设有透氦阻钚装置2-3，以便及时向外释放产生的氦气并阻止238PuO2微粒泄漏到外部环境。透氦阻钚装置的厚度约为 0.41 mm，它是利用金属微粒和孔隙组成的 3D 多孔结构，其透气率的选择是透氦阻钚功能的关键性因素，在标准温度和压力下为4.57.5 cm3/s2。3 前苏联/俄罗斯钚-238 RHU/RTG研制经历前苏联在20世纪60年代开始实施空间核电源计划1,4,12，1962 年，使用放射性同位素钋-210为热源，研制成功第一个放射性同位素温差发电实验模型1，1965年，首次使用钋-210RHU/RTG 作为军事通讯卫星“宇宙-84”和“宇宙-90”的辅助电源1,4,12。20世纪70年代至90年代初，前苏联致力于研制空间用核反应堆电源(热电换能的核电站)，将核反应堆释放的100 kW热功率进行温差电转换，输出电功率2.53 kW4,12，但空间反应堆电源工作寿命太短。20世纪70年代中期，根据前苏联火星探测长远计划，进行了一系列钚-238 RTG的研究，但未能用于探测火星的航天器上，仅在地面上完成了结构研究以及样机的制造1。为了实施对火星综合研究的国际计划“火星-96”，20世纪90年代俄罗斯又转向研制钚-238 RTG12。4我国PUREX流程的研发、运行经验与商用后处理技术开发迄今，PUREX(plutonium uranium redox extraction)流程仍在改进中，它仍是核电轻水堆乏燃料后处理商用大厂的唯一后处理技术，改进、发展的趋势是13-15：改进首端工艺，分离去掉易挥发性裂变产物；选用高效有机无盐还原剂，调控钚、镎和锝等元素的价态；优化铀钚共去污-分离循环工艺参数，在流程中分离、回收铀、钚、镎和锝，从高放废液中除去具有长期放射性毒性的镎、镅和锔等锕系元素。在乏燃料后处理流程中提取镎有两种实施方案：(1)在铀钚共去污循环中，控制萃取槽有机相亚硝酸浓度(0.04 mol/L)和铀饱和度(73%)，使镎留在萃残液中，随后用其它萃取剂或阴离子交换法从中提取镎；(2)用 30%磷酸三丁酯(TBP)从乏燃料溶解液中将镎与铀、钚共萃取并实现初步分离；铀钚分离时，镎主要进入铀纯化循环，在该循环中使用适当的还原剂，回收镎和钚。在PUREX流程铀钚共去污循环中，通过提高萃取体系的硝酸浓度，保持适当的HNO2浓度及升高温度等方式，使镎(V)转化为镎(VI)，以便更多的镎被萃取到有机相，随后再分离回收镎，对减少高放废液的长期毒性具有重要意义。微型混合澄清槽台架初步模拟实验表明16，当有机相中 HNO2浓度为0.01 mol/L、萃取料液的 HNO3浓度为 3.5 mol/L、温度达 45 时，镎的萃取率可达80%。为了打破核大国的核垄断，1964年5月二机部决定，核燃料后处理采用萃取法，1965年1月，从中科院原子能研究所、清华大学、二机部设计院和四四厂抽调人员组织热铀后处理技术攻关突击队，在原子能所自主研发 PUREX 流程6。1968年9月，我国生产堆乏燃料后处理中间规模试验厂投入运行，1970年4月，我国大型军用后处理厂投入运行，核燃料后处理厂工程研究、设计及成功运行荣获1978年全国科学大7222023.6Vol.47No.6综述会颁发的重大科技成果奖6。1970年，将中试厂甲生产线改装成从高放废液中提取裂变产物和镎-237的萃取、离子交换生产线，开展了镎-237提取实验和镎的纯化工作。20世纪70年代后期，当主工艺“三改二”后，利用铀线第三萃取循环的设备、仪表，从主工艺流程中提取、回收镎-237，并在中试厂用2606阴离子交换树脂浓缩、纯化镎，以研制钚-2386。原子能院从20世纪90年代中期开始研究、开发先进的后处理流程16，其工作主要集中在无盐试剂的应用上，在铀钚分离循环和钚的纯化循环方面均采用二甲基羟胺-单甲基肼还原反萃钚，在铀纯化循环使用乙异羟肟酸同时从铀中回收钚和镎。该院后处理放化实验设施已于2015年投入使用13，为我国在PUREX流程中提取镎以及随后NpO2经中子照射后的镎钚分离，生产钚-238创造了条件。20 世纪 80 年代，清华大学基于混合三烷基氧膦(TRPO)对三、四价锕系元素的选择性萃取，提出了从高放废液中分离锕系元素的流程15。随后，多次进行工艺热实验验证及中间规模冷台架实验，结果表明，该流程处理我国生产堆高放废液可完全除去镎、镅和锔等锕系元素，以便其玻璃固化体地质处置库处置。我国在自主研究、开发商用后处理技术的同时，也在积极引进先进技术。我国核电堆乏燃料后处理中间规模试验厂在2003年 9月正式接收我国第一批核电堆乏燃料组件，2010年12 月进行热调试取得成功17。我国商用后处理大厂正在建造中，计划到2025年建成(年处理能力为800 tU乏燃料17)，可提取、回收镎-237和镅-241以生产钚-238，满足国内研制空间能源的需求。参考文献：1孙佳慧.同位素核能源的空间应用前景分析J.电源技术，2014，38(2)：401-404.2牛厂磊，唐显，李鑫，等.238Pu同位素热/电源的发展及展望J.原子能科学技术，2020，54：344-350.3罗洪义，牛厂磊，吴胜娜，等.深空探测中的钚-238同位素电源J.深空探测学报，2020，7(1)：61-72.4蔡善玉，何舜尧.空间放射性同位素电池发展回顾和新世纪应用前景J.核科学与工程，2004，24(2)：97-104.5周贤玉.钚-238同位素电池的热源制备M.兰州：212科技图书馆，1978.6李鹰翔，贺正祥，傅济熙，等.当代中国的核工业M.北京：中国社会科学出版社，1987：216-243.7彭慧，陈栋梁，王晓涛，等.空间用238Pu放射源辐射影响分析J.核安全，2014，13(3)：7-10.8肖伦.放射性同位素技术M.北京：原子能出版社，2000：105-106.9洪哲，赵善桂，张春龙，等.我国乏燃料离堆贮存需求分析J.核科学与工程，2016，36(3)：411-418.10吴伟仁，王倩，任保国，等.放射性同位素热源/电源在航天任务中的应用J.航天器工程，2013，22(2)：1-6.11侯欣宾，王立.美国空间同位素能源装置发展现状J.航天器工程，2007，16(2)：41-49.12崔萍，李歆，张楠，等.前苏联和俄罗斯同位素温差发电器发展状况J.电源技术，2004，28(12)：803-806.13张生栋，严叔衡.乏燃料后处理湿法工艺技术基础研究发展现状J.核化学与放射化学，2015，37(5)：266-275.14叶国安，张虎.核燃料后处理技术发展及其放射化学问题J.化学进展，2011，23(7)：1289-1294.15陈靖，王建晨.从高放废液中除去锕系元素的 TRPO 流程发展三十年J.化学进展，2011，23(7)：1366-1371.16刘占元，张虎，刘芳，等.30%TBP/煤油-硝酸溶液体系中镎的化学行为J.核化学与放射化学，2016，38(6)：337-341.17李金英，石磊，胡彦涛.我国乏燃料后处理大厂建设的几点思考J.核化学与放射化学，2011，33(4)：204-210.723