Acta Chimica Sinica ›› 2021, Vol. 79 ›› Issue (12): 1425-1437.DOI: 10.6023/A21070341 Previous Articles     Next Articles

Review

氯化物熔盐体系中铀的化学种态研究进展

刘毅川a,b, 刘雅兰b, 姜仕林b, 李梅a,*(), 石伟群b,*()   

  1. a 哈尔滨工程大学 材料科学与化学工程学院 哈尔滨 150001
    b 中国科学院高能物理研究所 北京 100049
  • 投稿日期:2021-07-23 发布日期:2021-09-13
  • 通讯作者: 李梅, 石伟群
  • 作者简介:

    刘毅川,哈尔滨工程大学博士研究生,主要从事熔盐中锕系镧系化学研究.

    刘雅兰, 中国科学院高能物理研究所副研究员, 研究方向为锕系镧系熔盐化学, 多年来致力于氧化物乏燃料干法后处理领域, 聚焦于锕-镧分离研究. 首先开展了锕、镧系氧化物在熔盐中的溶解及其电化学行为研究, 随后在固态活性铝阴极上进行了锕-镧的电化学分离, 并采用原位光谱技术监测了分离过程中锕、镧元素的化学种态变化, 发现了铀的循环电解并将其消除, 提高了电流效率. 最终成功实现了锕-镧元素的有效分离, 与传统的液态Cd阴极相比将分离因子提高了两个数量级. 在此基础上, 进一步总结了锕、镧氧化物在氯化物熔盐中的溶解规律, 提出了利用其溶解性差异实现一步分离的新方法. 基于相关工作,在电化学领域与核能领域著名期刊Electrochim. Acta, J. Electrochem. Soc., Electrochem. Commun.和J. Nucl. Mater.等上共发表论文40余篇, 其中第一作者及通讯作者论文20篇.

    姜仕林, 中国科学院高能物理研究所博士研究生, 主要从事锕系镧系熔盐电化学研究.

    李梅, 哈尔滨工程大学教授, 国家自然科学基金通讯评审专家, 教育部学位与研究生教育评估专家. Electrochimica Acta, Journal of The Electrochemical Society, Journal of Alloys and Compounds, Journal of Nuclear Materials, ACS inoganic Chemistry, ACS Sustainable Chemistry & Engineering等国际期刊审稿人. 近来年发表SCI检索论文60余篇, 其中以第一/通讯作者在Electrochimica Acta, Journal of The Electrochemical Society, Journal of Nuclear Materials, Journal of Alloys and Compounds, RSC Advances等期刊上发表SCI收录论文40余篇. 申请专利12项, 获授权发明专利6项, 获省部级二等奖1项.

    石伟群, 中国科学院高能物理研究所研究员, 国家杰出青年科学基金获得者, 长期致力于核燃料循环化学与锕系元素化学相关基础研究, 在JACS, Angew. Chem., Chem, CCS Chem., Nat. Commun, Adv. Mater., Environ. Sci. Technol.等国际知名期刊发表SCI论文200余篇, 成果被国内外同行广泛关注和引用, 文章总引8000余次, H因子46 (Google Scholar). 分别担任英文期刊Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology和Journal of Nuclear Science and Technology的编委与国际顾问编委, 中文期刊《核化学与放射化学》编委. 现为中国化学会核化学与放射化学专业委员会委员、中国核学会锕系物理与化学分会副理事长、中国有色金属学会熔盐化学与技术专业委员会副主任委员、中国核学会核化工分会理事兼副秘书长.

  • 基金资助:
    国家杰出青年科学基金(21925603); 国家自然科学基金重大项目(21790373); 国家自然科学基金(U20B2020)

Recent Progress on Chemical Species of Uranium in Molten Chlorides

Yichuan Liua,b, Yalan Liub, Shilin Jiangb, Mei Lia(), Weiqun Shib()   

  1. a College of Material Science and Chemical Engineering, Harbin Engineering University, Harbin 150001, China
    b Institute of High Energy Physics, Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China
  • Received:2021-07-23 Published:2021-09-13
  • Contact: Mei Li, Weiqun Shi
  • Supported by:
    National Science Fund for Distinguished Young Scholars(21925603); Major Program of the National Natural Science Foundation of China(21790373); National Natural Science Foundation of China(U20B2020)

High-temperature molten salt electrolysis based pyrochemical reprocessing of spent nuclear fuel has certain advantages for advanced nuclear fuel cycle, which is usually carried out in a high-temperature chloride molten salt system, and actinides (Ans) are recovered and separated over lanthanides (Lns) via electrolysis in molten salt. Among them, the separation and recovery of uranium from fission products (FPs) is one of the key tasks. To optimize the separation process, it is necessary to deeply understand the relationship between electrochemical properties and chemical species of uranium in molten salt. Hence, it is very important to carry out the study of the chemical species of uranium in molten chlorides. In this review, the research progresses on chemical species of uranium in molten chlorides have been summarized and sorted. In addition, future perspectives upon actinide chemical species in molten salt have been given.

Key words: pyrochemical reprocessing, molten salt, chemical species, uranium