1) safety monitoring system
核燃料元件包壳破损检测
4) Reactor fuel element cladding
核燃料元件包壳
5) clad failure detection
燃料包壳破损的探测
6) faulty fuel detection equipment
破损[燃料]包壳探测设备
补充资料：核燃料后处理
对反应堆辐照过（即燃烧过）的核燃料所进行的化学处理。其目的是从中除去裂变产物，回收未用尽的和新生成的核燃料物质。核燃料在反应堆中燃烧，不是一次燃尽的。为维持反应堆的正常运行，堆中要留有最低数量的核燃料；积累的裂变产物也会吸收中子而妨碍反应堆的正常运行。因此，核燃料在反应堆中燃烧一段时间后，就应从反应堆中卸出。卸出的核燃料经过后处理才有可能重新利用其中有用的物质。对核燃料循环来说，核燃料后处理是不可缺少的环节。(见彩图)
简史 核燃料的后处理最初用于军事目的。20世纪40年代,为了取得核武器装料钚239，建造了以天然铀为燃料的反应堆。这种反应堆利用天然铀中铀 235的裂变反应来维持运行,在运行过程中天然铀中的铀238吸收中子后转变为钚239,当时的核燃料后处理就是为了从这种反应堆辐照过的燃料中提取钚239。（见钚）
随着核能和平利用的发展，世界上陆续建造了各种用途的反应堆，如研究试验用堆、电站动力用堆、船舶推进用堆等。核燃料后处理的对象也发生了变化，其中主要的是电站用堆卸下的辐照核燃料。
方法 从反应堆卸出的核燃料，在进行化学处理之前，通常都经过一段时间的放置（或称为冷却）。放置的作用是让短寿命的核素衰变，从而达到以下几项目的：①使毒性大而且易于挥发、容易造成环境污染的放射性碘 131衰变掉。②使出堆时占辐照核燃料绝大部分放射性的短寿命核素衰变，从而大大减少后处理时的放射性；这不仅可以降低后处理过程的防护费用，而且对于水法后处理过程来说，还将大大减少辐射对有机试剂的降解破坏作用。③对辐照铀燃料来说，让短寿命的中间生成核素镎239衰变为钚239；对辐照钍燃料来说,让镤233衰变为铀233，从而更完全地回收生成的核燃料。
辐照核燃料在进行化学分离纯化之前，还需进行首端处理，其任务是将核燃料物质与其包壳材料分离。根据包壳材料的不同可采用化学法、机械法等不同的首端处理方法。
辐照核燃料的化学分离法纯化是核燃料后处理的主要的工艺阶段。它的任务是除去裂变产物，高收率地回收核燃料物质。后处理的化学分离流程，基于是否在水介质中进行而分为水法和干法两大类。水法流程指采用诸如沉淀、溶剂萃取、离子交换等在水溶液中进行的化学分离方法（见核燃料水法后处理），干法流程则指采用诸如氟化物挥发、高温冶金、高温化学等在无水状态下进行的化学分离方法（见核燃料干法后处理）。
工业上应用的后处理流程都是水法流程。在历史上曾采用沉淀法流程从辐照天然铀中提取核武器用钚。但不久即为可以连续操作、更为有效的萃取法流程所代替。而在各种萃取法流程中性能最好、使用最成功的是以磷酸三丁酯为萃取剂的普雷克斯流程，它是目前世界各国普遍用来处理电站堆辐照核燃料的工艺流程。
干法后处理流程有其独到之处，这方面也做过许多研究工作，但由于技术上要求高，工程上难度大，目前尚未被实际应用。
特点 核燃料后处理是一种放射化工过程，具有与一般化工过程不同的显蓍特点。
① 大量易裂变物质的存在,有发生临界事故的危险。一旦出现这种危险，即使不是发生爆炸，仅其产生的强烈的中子和γ辐射，以及放射性物质的扩散，也会造成严重的后果。因此，要采取充分的安全措施以防止发生临界事故。常用的方法有限制易裂变物质的质量、浓度，限制工艺设备系统的尺寸和使用大量吸收中子的中子毒物等。
② 辐照核燃料在后处理前虽然经过一段时间的放置，但在后处理时仍具有很强的放射性。因此，后处理过程必须在有厚的重混凝土防护的密封室中进行，并实行远距离操作控制，以保护操作人员和防止环境污染。设备的维修也必须实行远距离操作或在对设备进行充分的放射性去污之后进行直接维修。强放射性对物质有辐射分解作用,会对所用的化学试剂（特别是有机试剂,如萃取剂）和化学过程产生影响。
③ 核燃料后处理的主要目的是回收核燃料物质。根据这些物质进一步加工的方式、方法的不同，对净化(主要是除去放射性裂变产物)有不同的要求。但是，一般都要求对回收的核燃料进行再加工时能做到不需要昂贵的防护和远距离操作设备。这就要求核燃料后处理过程具有很高的净化能力。例如，从电站用轻水堆的辐照燃料中回收铀时，净化系数（净化前核燃料物质比活度与净化后核燃料物质比活度的比值）要求达到107;回收钚时,净化系数要求达到108，都远高于一般化工分离过程的要求。此外，还要求对核燃料物质有尽可能高的回收率。
核燃料后处理过程中产生的废物，一般都具有很强的放射性，必须进行处置和妥善贮存，严防污染环境。
参考书目
J.M.克利夫兰著,《钚化学》翻译组译:《钚化学》, 科学出版社,北京,1974。(J.M.Cleveland,The Chemistry of Plutonium,Gordon & Breach, New York, 1970.)
简史 核燃料的后处理最初用于军事目的。20世纪40年代,为了取得核武器装料钚239，建造了以天然铀为燃料的反应堆。这种反应堆利用天然铀中铀 235的裂变反应来维持运行,在运行过程中天然铀中的铀238吸收中子后转变为钚239,当时的核燃料后处理就是为了从这种反应堆辐照过的燃料中提取钚239。（见钚）
随着核能和平利用的发展，世界上陆续建造了各种用途的反应堆，如研究试验用堆、电站动力用堆、船舶推进用堆等。核燃料后处理的对象也发生了变化，其中主要的是电站用堆卸下的辐照核燃料。
方法 从反应堆卸出的核燃料，在进行化学处理之前，通常都经过一段时间的放置（或称为冷却）。放置的作用是让短寿命的核素衰变，从而达到以下几项目的：①使毒性大而且易于挥发、容易造成环境污染的放射性碘 131衰变掉。②使出堆时占辐照核燃料绝大部分放射性的短寿命核素衰变，从而大大减少后处理时的放射性；这不仅可以降低后处理过程的防护费用，而且对于水法后处理过程来说，还将大大减少辐射对有机试剂的降解破坏作用。③对辐照铀燃料来说，让短寿命的中间生成核素镎239衰变为钚239；对辐照钍燃料来说,让镤233衰变为铀233，从而更完全地回收生成的核燃料。
辐照核燃料在进行化学分离纯化之前，还需进行首端处理，其任务是将核燃料物质与其包壳材料分离。根据包壳材料的不同可采用化学法、机械法等不同的首端处理方法。
辐照核燃料的化学分离法纯化是核燃料后处理的主要的工艺阶段。它的任务是除去裂变产物，高收率地回收核燃料物质。后处理的化学分离流程，基于是否在水介质中进行而分为水法和干法两大类。水法流程指采用诸如沉淀、溶剂萃取、离子交换等在水溶液中进行的化学分离方法（见核燃料水法后处理），干法流程则指采用诸如氟化物挥发、高温冶金、高温化学等在无水状态下进行的化学分离方法（见核燃料干法后处理）。
工业上应用的后处理流程都是水法流程。在历史上曾采用沉淀法流程从辐照天然铀中提取核武器用钚。但不久即为可以连续操作、更为有效的萃取法流程所代替。而在各种萃取法流程中性能最好、使用最成功的是以磷酸三丁酯为萃取剂的普雷克斯流程，它是目前世界各国普遍用来处理电站堆辐照核燃料的工艺流程。
干法后处理流程有其独到之处，这方面也做过许多研究工作，但由于技术上要求高，工程上难度大，目前尚未被实际应用。
特点 核燃料后处理是一种放射化工过程，具有与一般化工过程不同的显蓍特点。
① 大量易裂变物质的存在,有发生临界事故的危险。一旦出现这种危险，即使不是发生爆炸，仅其产生的强烈的中子和γ辐射，以及放射性物质的扩散，也会造成严重的后果。因此，要采取充分的安全措施以防止发生临界事故。常用的方法有限制易裂变物质的质量、浓度，限制工艺设备系统的尺寸和使用大量吸收中子的中子毒物等。
② 辐照核燃料在后处理前虽然经过一段时间的放置，但在后处理时仍具有很强的放射性。因此，后处理过程必须在有厚的重混凝土防护的密封室中进行，并实行远距离操作控制，以保护操作人员和防止环境污染。设备的维修也必须实行远距离操作或在对设备进行充分的放射性去污之后进行直接维修。强放射性对物质有辐射分解作用,会对所用的化学试剂（特别是有机试剂,如萃取剂）和化学过程产生影响。
③ 核燃料后处理的主要目的是回收核燃料物质。根据这些物质进一步加工的方式、方法的不同，对净化(主要是除去放射性裂变产物)有不同的要求。但是，一般都要求对回收的核燃料进行再加工时能做到不需要昂贵的防护和远距离操作设备。这就要求核燃料后处理过程具有很高的净化能力。例如，从电站用轻水堆的辐照燃料中回收铀时，净化系数（净化前核燃料物质比活度与净化后核燃料物质比活度的比值）要求达到107;回收钚时,净化系数要求达到108，都远高于一般化工分离过程的要求。此外，还要求对核燃料物质有尽可能高的回收率。
核燃料后处理过程中产生的废物，一般都具有很强的放射性，必须进行处置和妥善贮存，严防污染环境。
参考书目
J.M.克利夫兰著,《钚化学》翻译组译:《钚化学》, 科学出版社,北京,1974。(J.M.Cleveland,The Chemistry of Plutonium,Gordon & Breach, New York, 1970.)
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