董晓雨，郑小北，宋昱龙，刘玉侠，*，张岚

1.中国科学院大学，北京100049;

2.中国科学院上海应用物理研究所钍基熔盐核能系统研究中心，上海201800

四氟化铀和四氟化钍的高温水解

董晓雨1，2，郑小北2，宋昱龙2，刘玉侠2，*，张岚2

1.中国科学院大学，北京100049;

2.中国科学院上海应用物理研究所钍基熔盐核能系统研究中心，上海201800

为适应钍基熔盐堆核燃料水法后处理的需求，需将乏燃料中难溶的氟化物转化为相应的氧化物形式，因此提出了高温水解的方法来实现这一目的。研究了UF4、ThF4在不同反应温度和反应时间下的高温水解行为，对其水解产物进行了结构表征和溶解实验的研究。结果表明，UF4、ThF4分别在300℃和350℃即可全部转化为相应的氧化物UO2.25和ThO2。溶解实验结果表明，二者的高温水解产物较易溶解在3 mol/L HNO3和Thorex试剂中。

钍基熔盐堆;四氟化铀;四氟化钍;高温水解;溶解

钍在地壳中的丰度约为铀的3～4倍［1］，随着各国对钍矿勘探力度的加大，钍的探明储量也在一直增加。我国钍资源约为铀储量的6倍，据不完全统计，在中国的20多个省和地区都已发现具有相当数量的钍资源。钍基熔盐堆正是为充分利用我国丰富的钍资源而提出的堆型，该堆型燃料由钍、铀、锂和铍等的氟化物组成［2］。反应堆运行一段时间之后得到的乏燃料是包括裂变产物在内的多种氟化物混合体系，而经典的钍基核燃料后处理水法均是建立在氧化物体系基础之上。FLUOREX是针对热堆和未来热堆/快堆同时存在而提出的一种核燃料循环流程，它是包含氟化挥发和溶剂萃取的混合系统。……