放射性废物的分解系统和方法

摘要

一种转化核反应堆乏燃料的方法，包括下述步骤：将废弃的燃料分成如下组分：驱动燃料组分和转化燃料组分。驱动燃料包括例如钚239的裂变材料，用于在反应堆中引发临界裂变反应。转化燃料包括非裂变超铀同位素，被在驱动燃料裂变时产生的热中子转化。该系统设计成促进驱动燃料裂变，并减少驱动燃料的中子俘获。用干式净化法将反应过的驱动燃料分离成超铀元素和裂变产物，并且，使所产生的超铀元素与转化燃料相混合并重新将其放入到反应堆内。来自该反应堆的转化燃料被放入到第二反应堆内，以便由利用质子束和散裂靶而产生的中子进一步转化。

权利要求

1.一种转化来自核反应堆的乏燃料的方法，所述方法包括下述步骤：将所述乏燃料分离成如下组分：第一组分，其包括至少一种裂变同位素；和第二组分，其包括至少一种非裂变超铀同位素；

将所述的分离后的第一和第二组分设置于一个反应堆中；

在所述反应堆中引发临界自持裂变反应，以转化所述第一组分的至少一部分，并产生一种反应过的第一组分和一种反应过的第二组分；

将所述的反应过的第一组分分离成包括一种超铀成分在内的若干成分，所述超铀成分包括至少一种非裂变超铀同位素；

将所述超铀成分引入到所述反应堆以便进一步转化；

将所述的反应过的第二组分设置于距散裂靶一定距离处；和利用来自所述散裂靶的中子转化所述的反应过的第二组分。

2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述第一组分包括钚239。

3.如权利要求2所述的方法，其特征在于，还包括将所述第一组分形成为若干大致呈球形的核的步骤，所述核具有在约270-330微米之间的直径，以将在约0.2eV-1eV之间的能区中的所述钚239的中子俘获降低到最小程度。

4.如权利要求3的方法，其特征在于，还包括用一种陶瓷覆层覆盖所述核的步骤。

5.如权利要求4的方法，其特征在于，还包括下述步骤：提供一块形成有至少一个孔的石墨块；

将所述包覆核设置于所述孔中；和

将在所述块的所述孔中设置了所述包覆核的所述块设置在所述反应堆中。

6.如权利要求4的方法，其特征在于，还包括下述步骤：在所述反应堆中设置一个石墨中心反射层；

提供多个石墨块，每块形成有至少一个孔；

在每个所述块的至少一个所述孔中设置有若干所述的包覆核；和在所述反应堆中以大致环形的布置定位所述块，以包围所述石墨中心反射层。

7.如权利要求所述1的方法，其特征在于，所述第二组分包括一种超铀元素的非裂变同位素，以提供反应性的稳定的负温度系数，以便安全地控制核反应，所述超铀元素选自钚，镅，锔和镎。

8.如权利要求2所述的方法，其特征在于，还包括下述步骤：提供一定量的所述第二组分，它适于制备一个直径约1.50微米的所述第二组分的未稀释的核；和稀释所述量的所述第二组分，以制备一个直径约为220-350微米的大致呈球形的核。

9.如权利要求2所述的方法，其特征在于，还包括在所述反应堆中循环氦以调节所述反应堆内的温度的步骤。

10.如权利要求1所述的方法，其特征在于，用来自所述散裂靶的中子转化所述反应过的第二组分的步骤包括下述步骤：使用一台粒子加速器来产生质子束；和

引导所述质子束以便用所述质子打击所述散裂靶并产生快中子。

11.一种转化来自核反应堆的乏燃料的系统，所述系统包括：将乏燃料分离成包括至少一种裂变同位素的第一组分和包括至少一种非裂变超铀同位素的第二组分的装置；

第一反应堆，用于在临界自持裂变反应下容纳所述的分离后的第一和第二组分，所述反应用于转化所述第一组分的至少一部分，并产生一种反应过的第一组分和一种反应过的第二组分；

将所述的反应过的第一组分分离成包括一种超铀成分的若干成分，所述超铀成分包括用于在所述第一反应堆中进一步转化的至少一种非裂变超铀同位素；

第二反应堆，用于容纳所述的反应过的第二组分；

设置在所述第二反应堆中的散裂靶；和

用于产生质子束的装置，所述质子束用于与所述散裂靶相互作用，以便利用来自散裂靶的中子转化所述的反应过的第二组分。

12.如权利要求11的系统，其特征在于，所述第一反应堆包括一定质量的石墨，用于慢化来自所述裂变反应的中子，并且在所述第一反应堆中，所述石墨质量与所述第一组分质量的比大于100∶1。

13.如权利要求11所述的系统，其特征在于，所述第二反应堆包括一定质量的石墨，用于慢化来自所述散裂靶的中子，并且在所述第二反应堆中，所述石墨质量与所述反应过的第二组分的质量的比小于10∶1。

14.如权利要求11所述的系统，其特征在于，所述第一组分包括钚239。

15.如权利要求14所述的系统，其特征在于，所述第一组分形成为若干个直径约为

270-330微米的大致球形的核，以使得所述钚239在0.2eV-1eV能量范围内的中子俘获降到最小。

16.如权利要求15所述的系统，其特征在于，所述核具有碳化硅覆层。

17.如权利要求11所述的系统，其特征在于，所述第二组分包括从以下组选出的超铀元素的一种非裂变同位素：钚，镅，鋦和镎。

说明书

放射性废物的分解系统和方法

[0001] 本发明是提交于2000年2月24日的待审查美国专利中请No.09/511,749的部分继续申请，所述申请以参考形式结合在此。

技术领域

[0002] 本发明一般涉及用于高放射性废料的分解系统和方法，更具体而言，本发明涉及一种将核反应堆的乏燃料转变成适合在废料库长期储存的形式的方法。本发明特别但并不是唯一地用于将乏燃料中存在的钚239和其它超铀元素转化成更稳定的、更低放射毒性的物质。

背景技术

[0003] 废弃的核燃料是高放射毒性的物质并对人类具有，包括核增生，辐射照射和环境污染等重大威胁。迄今，大约装有25000吨放射性乏燃料的90000个乏燃料组件储存在美国。而且，每年都在产生附加的乏燃料组件，估计到2015年将会有约70000吨乏燃料废物。依照美国现有核反应堆产生废料的速度，每20-30年需要新的废料库容量等于在Yucca山上的将要开放的地质废料库(Geological Repository)的额定容量。目前，约95％的这种放射毒性物质临时存储在发电地点(即，在核电厂)的水池中，而少量存储在干储存器(屏蔽罐)中。

[0004] 从如例如轻水反应堆的商用核电厂取出的典型的乏燃料组件，包含四种主要的组分：铀(约95％)，包括钚239的裂变超铀元素(0.9％)，包括镅，钚，鋦和镎的特定同位素的非裂变超铀元素(0.1％)，和裂变产物(余量)。在相对较短的时间后，铀和裂变产物的一部分一般比天然的铀矿不具有更大的辐射毒性。因此，这些废弃的燃料组分不需要转化或特殊的处置。在经过在废料库的处理后，其余的裂变产物能够被用作商用反应堆中的可燃毒物。

[0005] 然而，裂变和非裂变超铀元素需要与环境特殊的隔离，或转化为非裂变短寿命形式。在分解至少95％的这些超铀元素后，在改进型容器(即，比简单的钢容器更好的容器)内的处理代表了一种比仅以燃料棒的形式储存废料好得多的方案。在一种转化方案中，超铀元素在反应堆中转化，继之是浓缩剩余超铀元素的分离步骤，随后，进一步转化。但遗憾的是，这个循环必须重复10-20次，才能达到所希望的分解水平，95％，因而十分费时和昂贵。

[0006] 在另一个转化方案中，使用快中子转化非裂变超铀元素。例如，使用利用质子轰击散裂靶而产生的快中子。尽管这些快能谱系统产生大量的中子，但是很多中子被浪费掉了，特别是在次临界系统中。另外，这些快中子能够对燃料和结构造成严重的损坏，限制转化装置的使用寿命。

[0007] 鉴于以上情况，本发明的一个目的是提供适合于转化裂变和非裂变超铀元素，以实现相对较高的分解水平，而不需要多次重复处理步骤。本发明的另一个目的是提供一种用热中子有效地转化裂变和非裂变超铀元素系统和方法。本发明的再一个目的是提供一种有效地转化裂变和非裂变超铀元素的系统和方法，它使用在裂变超铀元素的裂变中释放的中子来转化非裂变的超铀元素。

发明内容

[0008] 根据本发明，一种转化来自例如轻水反应堆的核反应堆的乏燃料(即，放射性废物)的系统和方法，其包括将废料分离成若干组分的步骤。对于本发明，能够使用现有的UREX工艺将乏燃料分离成包括铀组分，裂变产物组分，驱动燃料组分和转化燃料组分。在分离后，驱动燃料组分和转化燃料组分被置于具有热中子能谱的反应堆中，以转化为较不具危险的物质。另一方面，铀组分相对地没有放射性，可以不经转化处理。另外，裂变产物可以在商用热中子反应堆中转化成短寿命、无毒的形式。

[0009] 包括例如钚239的裂变物质的驱动燃料，用于在第一反应堆中引发临界自持热中子裂变反应。包括例如镅，钚，鋦，镎的特定同位素的非裂变物质的转化燃料被驱动燃料裂变时释放的中子转化。转化燃料也提供稳定的反应性反馈，并起到确保反应堆被动安全(passivelysafe)的重要作用。系统设计成促进驱动燃料的裂变并降低驱动燃料的过量中子俘获。更具体而言，该系统设计成，使得将驱动燃料受到具有较高中子俘获的截面和较低裂变截面的能带内的热中子照射的程度最小。在一个实施例中，驱动燃料形成为具有相对较大直径(例如，约300微米)的球形颗粒，以通过所谓的自屏蔽效应将中子俘获减到最小。

[0010] 将转化燃料形成为其直径约为150微米的相对较小的、大致呈球形的颗粒(或稀释的250微米的颗粒)，以使得少量的转化燃料对超热中子(即，热中子能谱高能端处的热中子)的照射达到最大。这些中子与在所谓的谐振超热区域内的转化燃料原子相互作用，在俘获裂变过程中将它们分解。另外，将这些颗粒放置在用于慢化裂变反应所产生中子的石墨块中。在第一反应堆中采用相对较高的石墨质量与驱动燃料质量的比例，以将中子慢化到在驱动燃料中促进俘获裂变的期望能量水平。

[0011] 驱动燃料和转化燃料留在第一反应堆中约三年，每年清除反应过的驱动燃料和转化燃料的三分之一并用新燃料将其替换。在从第一反应堆清除时，反应过的驱动燃料包括大约三分之一的超铀元素和三分之二的裂变产物。然后，使用烘烤工艺加热和蒸发挥发性元素将反应过的驱动燃料中的超铀元素与裂变产物相分离。所产生的裂变产物能够被送到废料库，而留下的超铀元素能够与从UREX分离来的转化燃料混合，并被重新引入到第一反应堆，以便进一步转化。

[0012] 然后，将在三年的滞留后从第一反应堆取出的转化燃料转移到一个第二反应堆，以进一步转化。第二反应堆包括能够密封的圆筒形的壳体，它具有一个能够使质子束穿过而进入壳体的窗口。散裂靶沿质子束的路径设置在壳体内。从而在质子束进入壳体打击散裂靶时释放快中子。

[0013] 含有转化燃料的石墨块位于壳体内距散裂靶一定距离处。在第二反应堆中采用相对较低的石墨质量与转化燃料质量的比例，以使得超热中子能够到达转化燃料。但是，使用了足够的石墨以实现转化所期望的慢化，伴随的效果是限制了快中子对反应堆结构和设备的损坏。在第二反应堆中的大约四年的滞留时间后，从第二反应堆取出反应过的转化燃料，并将其直接送到废料库。采用用于在废料库中长期存放反应过的转化燃料的防渗陶瓷材料包覆反应过的转化燃料的球形颗粒。

附图说明

[0014] 下面结合附图的说明，会更好地理解本发明结构和操作方面的新特征以及本发明本身，其中附图中的相似标记表示相似的部件：

[0015] 图1是处理轻水反应堆乏燃料的功能框图；

[0016] 图2是通过包覆驱动颗粒中心的剖视图；

[0017] 图3是通过包覆转化颗粒中心的剖视图；

[0018] 图4是制造燃料元件的工艺图；

[0019] 图5是沿图4中线5-5观察的燃料元件的剖视图；

[0020] 图6是进行临界自持裂变反应的模块式氦冷堆(MHR)；

[0021] 图7是沿图6中线7-7观察的剖视图；

[0022] 图8是曲线图，示出作为中子能量的函数的，来自超铀废料的100个原子的95％分解的净中子产额；

[0023] 图9是进行次临界加速器驱动的转化反应的模块式氦冷堆(MHR)；和[0024] 图10是沿图9中线10-10观察的剖视图。

具体实施方式

[0025] 见图1，该图示出处理乏燃料12，如来自轻水反应堆的乏燃科组件的方法11，以通过与热中子转化反应而实现在乏燃料中高水平地后分解超铀元素。如图所示，能够用现有的UREX工艺14将乏燃料分离成若干组分，其包括铀组分16，裂变产物组分18，驱动燃料组分20和转化燃料组分22。更详细的说，铀组分16构成乏燃料的约95％，是相对而言没有放射性的，并可以不经转化处理。

[0026] 如图1所示，构成乏燃料12的约4％的裂变产物组分18包括有毒裂变产物24，例如能够在辐射下产生钌28的锝+(构成乏燃料12的约0.1％)，它然后能够被封装(方框30)，并送到废料库32。如果希望，能够通过将锝+用作商用反应堆中的可燃毒物来实现辐射步骤。如进一步所示，包括碘34(构成乏燃料12的3.9％)的其它裂变产物能够被封装并送到废料库32。

[0027] 继续参考图1，它示出在UREX处理14后，构成乏燃料12的约0.9％并包括诸如钚239和镎237的裂变同位素的驱动燃料组分20被制造成具有覆层的驱动颗粒(方框36)，然后用于在第一反应堆38中引发临界自持热中子裂变反应。一般地，驱动燃料组分20约为95％的钚和5％的镎。相似地，构成乏燃料12的约0.1％和包括来自驱动燃料的诸如镅、锔以及钚和镎的特定同位素的非裂变材料的转化燃料组分被制造成具有覆层的转化颗粒(方框40)并引入到第一反应堆，以便利用驱动燃料组分20裂变时所产生中子进行转化。
通常，该转化燃料组分22是大约42％的钚，39％的镅和16％锔和3％的镎。转化燃料组分
22也提供稳定的反应性反馈以控制核反应堆。

[0028] 下面参见图2，此图示出包覆驱动颗粒42。如图所示，驱动颗粒42具有由驱动燃料组分20制成的直径为d1的包覆驱动燃料核44。进一步示出，驱动燃料核44由具有缓冲层46的覆层包覆，该缓冲层能够是多孔的碳层。在功能上，缓冲层46减缓裂变反冲并容纳该核膨胀。另外，孔提供裂变气体的空隙容积。覆层也包括内热解碳层48，碳化硅(SiC)层50和外热解碳层52。内热解碳层48在辐射当中提供对碳化硅层50的支撑，防止制造时Cl向驱动燃料核44的附着，为SiC提供保护以避开裂变产物和CO，并保持气体裂变产物。在长期贮存时，碳化硅层50构成主负荷承载部件，并保持气体和金属裂变产物。外热解碳层
52提供对碳化硅层50的结构支撑，提供用于压实的结合表面，并提供在具有缺陷的碳化硅层50的颗粒中的裂变产物阻挡障碍。

[0029] 如图3所示，此图示出包覆转化颗粒54。如图所示，包覆转化颗粒54具有由转化燃料组分22产生的直径为d2的转化燃料核56。如图所示，转化燃料核56由具有缓冲层58、内热解碳层60、碳化硅层62和外热解碳层64的覆层包覆。这些层在成分和功能上与上述的包覆驱动颗粒42的相应层(缓冲层46、内热解碳层46、内热解碳层48、碳化硅层50和外热解碳层52)类似。

[0030] 图4示出制造包覆驱动颗粒42和包覆转化颗粒54的制造工艺。详细而言，为了制造包覆驱动颗粒42，首先通过加入H2O和NH3来中和游离的硝酸而制备作为培养基的浓缩的硝酸钚。加入尿素，并将该溶液冷却到10℃，在这个温度加入1，6亚乙基-4-胺(HMTA)，形成具有约240-260克钚/升浓度的培养基66。通过在液滴塔68上的针孔脉冲培养基产生液滴，通过在80℃的浴中加热该液滴，从HMTA分解释放NH3，引起胶凝，使得液滴胶凝(产生胶凝球70)。

[0031] 见图4，在胶凝后，使用冲洗塔72a、72b在稀释的NH4OH中冲洗胶凝的球70，使得结构稳定，并除去残余的反应产物和有机物。从冲洗塔72b出来，使用旋转的干燥器在200℃饱和的空气中干燥所述球。接着，使用750℃的干燥空气焙烧炉76中焙烧该球。从焙烧炉76出来，在烧结炉78中在1500-1600℃的纯H2中烧结所述球。摇床80和筛82用于淘汰不合格的球，在一个实施例中，非球度(non-sphericity)(即，最大和最小直径的比)控制在小于1.05。合格的球构成驱动核44，然后使用流化床覆层器84、86、88来包覆核44。

[0032] 参考图2和4，可见，能够用使用烃气体的流化床覆层器84沉积内热解碳层48。相似地，能够使用甲基三氯硅烷的流化床覆层器86来沉积碳化硅层50，能够用使用烃气体的流化床覆层器88来沉积外热解碳层52。也可以仅使用一个覆层器在连续过程中包覆各覆层。使用摇床90，筛92和淘析塔94分离具有合格尺寸、密度和形状的包覆颗粒42。合格的包覆驱动颗粒42然后用于制备圆柱形的驱动燃料压块96。详细而言，包覆驱动颗粒42置于带有热塑或热固基体材料的压块压床98中，该压床将该结合物压成圆柱体。然后将圆柱体置于渗碳炉100中，随后到热处理炉102中，从而生产出驱动燃料压块96。也可以在渗碳炉100和热处理炉102之间用干燥的氯化氢(盐酸)气体处理压块，从压块中去掉超铀元素和其他的杂质。

[0033] 继续参考图4可见，然后能够将驱动燃料压块96置于石墨块104中以制备燃料元件106。同时参考图4和图5可见，在六边形石墨块104中加工圆柱形孔108，以容纳圆柱形的燃料压块96。如图5所最清楚地示出的是，示例的燃料元件106具有一百四十四个孔，这些孔容纳在整个燃料元件106上均匀分布的驱动燃料压块96。另外，例示的燃料元件106包括七十二个孔，这些孔容纳有在整个燃料元件106上均匀分布的转化燃料压块110；还包括使例如氦的冷却剂通过燃料元件106的一百零八条冷却剂通道112。应当理解，在燃料元件106上也可以采用其它类似的孔构造。本领域技术人员应当理解，转化燃料压块110能够以与上述制备驱动燃料压块96的制造工艺过程相似的方式制备。

[0034] 然后，将容纳有驱动燃料压块96和转化燃料压块110的多个燃料元件106置于如图1所示的第一反应堆38中以进行转化。如在此使用的术语“转化”及其衍生词是指改变一个原子的原子核，以使得所产生的原子核具有与反应物原子核不同的质量数或者原子序数，其包括但不限于裂变，俘获和衰变过程。例如，经过一个或多个俘获和/或衰变过程的第一转化，通常能够用热中子将在转化燃料组分中的非裂变同位素分解成随后裂变的裂变同位素。

[0035] 下面参考见图6，此图示出例示的第一反应堆。对于方法11，能够使用模块式氦冷堆(MHR)作为第一反应堆。在MHR中，氦循环通过反应堆的压力壳，以调解温度并从压力壳中吸取热量。然后，利用吸取的热来例如发电。氦作为冷却剂使用的优点是，因为氦对中子是可穿透的。另外，氦是化学惰性的，从而使得冷却剂-燃料的核和化学相互作用减低到最低程度。而且，氦保持在一种提供了容易计算和预计的可靠冷却的气体状态下。

[0036] 下面参考图7，由图中可见，燃料元件106以包围中心反射层114的大致环形分布分布在第一反应堆38中。更具体而言，所示的燃料元件106分布在三个大致圆形的环116、118、120中，环116、118、120中的每一个容纳有三十六列燃料元件106，每列具有一叠十个燃料元件106。

[0037] 在反应堆38中包括足量的裂变材料以引发自持临界裂变反应。对于方法11，在第一反应堆38中的材料被构造成促进驱动燃料组分20的裂变(图1)并减少驱动燃料组分20的中子俘获。更具体而言，第一反应堆38被构造成使驱动燃料组分20对在下述能带内的热中子的照射程度最小，在所述能带中，驱动燃料20中的钚239具有相对较高的中子俘获截面和相对较低的裂变截面。如图8所最清楚地示出的是，这个能带从约0.2eV延伸到约1.0eV。

[0038] 在方法11的一个实施例中，在反应堆38中的材料被构造成使驱动燃料组分20对约0.1eV-约0.2eV的能带内的中子照射达到最大。为实现这点，驱动燃料组分20形成为具有相对较大驱动燃料核直径d1的球形颗粒(见图2)，其中，d1在约270-约320微米之间，以减少中子俘获。有关能带内(即，在约0.2eV到1.0eV之间的)的中子被限制到相对较大的驱动燃料核44的表面，留下能够用于0.1eV到0.2eV范围内能量的中子裂变的相对较大驱动燃料核44的余下部分。

[0039] 继续参见图7，由图可见，燃料元件106(它包括图5所示石墨块104)以环形分布形式置于中心反射层114和外反射层122之间。石墨慢化来自裂变反应的快中子。在功能上，石墨降低了快中子对燃料，反应堆结构和设备的损坏。在第一反应堆38采用较高的石墨质量与燃料质量的比(即高于100∶1)，以在有关能带(0.2eV到1.0eV之间)内的中子237
达到驱动燃料组分20前减小其速度。另外，在驱动燃料组分20中的、包括但不限于Np ，
241 239
Am ，Pu 的非裂变超铀元素，和转化燃料组分22(见图1)能够用于确保在第一反应堆38
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中的负反应性的反馈，并起到可燃毒物/增殖材料的作用，以便允许长燃耗--替代Er 或其它类似的寄生毒物。

[0040] 下面同时参考图1和图7，驱动燃料组分20和转化燃料组分22保持在第一反应堆38中约三年。每年，向环118加入36列10块高的新的(未反应过的)燃料元件106，并将位于环118中一年的部分反应过的燃料元件106移动到环120。而且，将在环120中放置一年的部分反应过的燃料元件106移动到环116，并将位于环116中一年的反应过的燃料元件
106被从第一反应堆38中取出。在从环118向120移动和从环120向环116移动时，燃料元件沿轴向挪动。更具体而言，每个列0-1-2-3-4-5-6-7-8-9中的燃料元件106向新的列
4-3-2-1-0-9-8-7-6-5轴向挪动。

[0041] 同时参见图1和图7，由图中可见，然后，用烘烤工艺加热和蒸发挥发元素，来自从第一反应堆38的环116取出的反应过的燃料元件106的反应过的驱动燃料124被利用烘焙处理加热和蒸发挥发性元素而分离成超铀元素128和裂变产物130(方框126)。计算出，反应过的驱动燃料124一般由约三分之一的超铀元素128和三分之二的裂变产物130构成。然后，如进一步所示，裂变产物130能够被封装(方框30)，并送到废料库32。超铀元素128能够与转化燃料组分22混合(方框40)，以制成包覆转化颗粒54(见图3)，然后将其放入到第一反应堆38内三年。

[0042] 继续参考图1，在存放三年后从第一反应堆38取出的反应过的转化燃料132放到第二反应堆134进一步转化。计算指出，约5/8的反应过的的转化燃料132是超铀元素，而余下部分则是裂变产物。

[0043] 如图9所示，第二反应堆134包括可密封的、圆筒形壳体136，它具有使质子束从其中穿过而进入壳体136的窗口138。在一个实施例中，壳体136设有较大的长度直径比，以便使热量可以被充分移除。设置有例如粒子加速器的质子源142以产生质子束140。能够使用10MW质子源142，它能够发射具有约800MeV能量的质子束140和约10mA的电流。质子束140的典型形状具有圆锥形，在垂直于质子运动的窗口138上直径约为50厘米。壳体136优选地是可密封的，具有气密性，主要由耐热合金钢制造。散裂靶144位于壳体136内，用于与质子束140相互作用。散裂靶144能够由例如钨的现有技术已知的任何材料制造，它响应质子束140和散裂靶144之间的撞击而发射快中子。

[0044] 与第一反应堆38(见图6)类似，第二反应堆134(图9)可以是模块式氦冷堆，其中氦循环通过反应堆压力壳，以调节温度并从压力壳中带走热量。然后，所吸取的热量能够用于例如发电。除了上述的优点外，因为在预期的能量上的质子能够基本无能量损失地在氦气中输运几公里，所以氦特别适合用于第二反应堆134。

[0045] 同时参见图9和图10，可见的是，包含有反应过的转化燃料132(见图1)的六角形的燃料元件146位于包围散裂靶144的环形布置中。在第二反应堆134中使用的燃料元件146与在第一反应堆38中使用的上述燃料元件106相似。更具体而言，燃料元件146由六角形的石墨块构成，其具有容纳有反应过的转化燃料132的机加工孔和允许氦冷却剂循环通过该块的通道。

[0046] 下面参见图10，可见的是，燃料元件146以围绕散裂靶144的大致圆环形分布形式分布在第二反应堆134中。中心反射层148插在散裂靶144和燃料元件146之间，外反射层150包围燃料元件146。如进一步地示出的是，在三个环形环152、154、156中布置有燃料元件146，环形环152、154、156中的每一个容纳有三十六列燃料元件，每列具有十个一叠的燃料元件146。

[0047] 第二反应堆134中的裂变材料的含量受到限制，以确保反应保持在次临界。对于方法11，在第二反应堆134中的材料被构造成促进利用约1.0eV-约10eV的能带(见图8)中的中子转化的转化燃料组分22(见图1)的转化。在该能带(约1.0eV-约10eV)内的热中子在此被称为超热中子。

[0048] 为了实现这点，转化燃料组分22形成为若干大致球形的颗粒，该颗粒具有在约130微米-约170微米之间的相对较小的转化燃料核直径d2(图2)，以使得转化燃料组分
22的表面积达到最大，从而增加了利用超热中子的转化。另外，也能够使用稀释的250微米的转化燃料核56(每核中转化燃料组分22的量与未稀释的150微米核中的相同)，以实现与150微米核的相同效果，同时有利于颗粒的制造。在第一反应堆38和第二反应堆134中使用相同的包覆转化颗粒54(见图3)。

[0049] 继续参见图10，可见的是，燃料元件146(包括石墨块)被置于在中心反射层134和外反射层150之间插入的大致环形的布置中。在第二反应堆134中的石墨慢化来自散裂靶144的快中子。石墨的一个附带益处是，它防止了快中子损坏反应堆结构和设备。能够在第二反应堆134中采用较低的石墨质量与燃料质量的比，从而增加了利用超热中子对转化燃料组分22的转化。

[0050] 继续参见图10，来自第一反应堆38的反应过的转化燃料132在第二反应堆134中保持约四年。每一又三分之一年，向第二反应堆134加入三十六列燃料元件146，每列具有一个或多个来自第一反应堆38的含有反应过的转化燃料132的十个一叠的燃料元件146。在方法11的一个实施例中，第二反应堆134的大小设计成容纳来自四个第一反应堆38的反应过的转化燃料132，而第一反应堆38的大小设计成容纳来自五个大型轻水反应堆的全部乏燃料(即，每个第一反应堆38的大小设计成大致可容纳来自1.25个大型LWR的所有乏燃料)。三百六十个燃料元件146最初被装入到第二反应堆134的环156中。在环154中存放约一又三分之一年的燃料元件146被如上所述地再次轴向挪动到环154。在环154中存放约一又三分之一年的燃料元件146被通过再次轴向挪动而移动到环152，在环152中存放约一又三分之一年的燃料元件146被从第二反应堆134取出。计算出，从第二反应堆
134取出的燃料元件146含有约八分之一的超铀元素材料和八分之七的裂变产物。这个材料然后直接送到废料库32。转化燃料的球形颗粒由在废料库32中封闭反应过的转化燃料的不渗透陶瓷材料覆盖。计算表明，上述方法11能够分解在LWR乏燃料中存在的所有的例如钚239的裂变超铀元素材料和95％或更多的其余的超铀元素。

[0051] 虽然详细说明了能够达到本发明目的并提供上述优点的分解放射性废物的特别方法和系统，但是它们仅是说明本发明的实施例，本发明不是限制在上述的结构或设计细节。