孫學智，羅朝暉

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

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全球乏燃料后處理現(xiàn)狀與分析

孫學智，羅朝暉*

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

摘要：乏燃料后處理是充分利用鈾資源，保障核能可持續(xù)發(fā)展，保護環(huán)境的關鍵技術之一，國際上有核國家如何對待處理乏燃料，是每個有環(huán)保意識，關心核電發(fā)展的人關切的問題。本文調(diào)研了國內(nèi)外乏燃料后處理現(xiàn)狀，分析了乏燃料后處理面臨的問題和挑戰(zhàn)，期望理解和重視乏燃料后處理，共同為保護地球，保護環(huán)境獻計獻策。

關鍵詞：核燃料循環(huán)；乏燃料后處理；鈾轉化；鈾濃縮

如今，“改善環(huán)境質量，推動綠色發(fā)展”已成為社會共識，所以調(diào)整能源結構，降低碳排放，發(fā)展清潔能源核電，是保持經(jīng)濟持續(xù)發(fā)展和生態(tài)環(huán)境保護的重大措施之一。同其他工業(yè)一樣，發(fā)展核電，也會在生產(chǎn)運行過程中產(chǎn)生廢物，其中，從電站核反應堆堆芯中替換出來的“燃燒”后的燃料棒也就是乏燃料，具有極強的放射性，國際上有核國家如何對待處理，是每個有環(huán)保意識，關心核電發(fā)展的人非常關心的問題，乏燃料處理做得好不好，直接與我們的環(huán)境、健康有著密不可分的關系。

本文對國內(nèi)外乏燃料處理現(xiàn)狀進行了調(diào)研和歸類整理，分析了乏燃料后處理面臨的問題和挑戰(zhàn)，提出了加快實現(xiàn)我國中長期后處理發(fā)展目標的建議。

1 乏燃料概述

乏燃料（spentfuel），是使用過的，一般由核電站的核反應堆產(chǎn)生的核燃料。在反應堆內(nèi)，核燃料經(jīng)過中子轟擊發(fā)生核反應，經(jīng)過一段時間把它從堆內(nèi)卸出，此時的燃料含有大量沒有用完的可增殖材料238U或232Th等，因燃料的鈾含量降低，無法繼續(xù)維持核反應，所以叫乏燃料［1］。乏燃料中包含有大量的放射性元素，因此具有放射性，如果不加以妥善處理，會嚴重影響環(huán)境、生態(tài)及人類健康。

1. 1 乏燃料處理與核燃料循環(huán)

乏燃料處理是核燃料循環(huán)環(huán)節(jié)的后半部分。以反應堆為界燃料循環(huán)被分成兩大部分，前端包括鈾礦開采、礦石加工（選礦、浸出、沉淀等多種工序）、鈾的提取精制、轉換濃縮、元件制造等步驟，后端包括對反應堆輻照以后的乏燃料元件進行鈾钚分離的后處理以及對放射性廢物處理、貯存和處置。

1. 2 乏燃料后處理意義

（1）乏燃料后處理可提高鈾資源利用率，解決核燃料資源不足問題

通常，壓水堆核電站乏燃料中235U為0. 8% ～1. 3%，比天然235U的含量0. 71%還要高一些［2］。此外，乏燃料中還含有新生的可裂變物質239Pu。通過后處理過程，可回收到可用的鈾和钚，再制成二氧化鈾（uranium dioxide，UO2）或钚鈾氧化物混合燃料（mixed oxide fuel assembl，MOX）用于熱堆或快堆使用。據(jù)測算，僅鈾和钚返回壓水堆中使用一項，就可節(jié)省天然鈾30%左右。

（2）乏燃料后處理的分離-嬗變，可減少核廢料量及優(yōu)化廢物管理

在后處理過程中或之后，采用分離-嬗變過程可實現(xiàn)核廢物的最小化，降低其放射性毒性。嬗變是指分離下來的長壽命核裂變產(chǎn)物在中子的輻照下，形成低原子量、穩(wěn)定、短壽命裂變產(chǎn)物的過程。乏燃料若直接進行地質處置，其體積是2m3·tU-1，而經(jīng)后處理后，需地質處置體積低于0. 5m3·tU-1。地質處置庫的裝載容量由處置庫關閉后其內(nèi)巷道溫度決定，也就是殘留在玻璃固化體中的釋熱核素決定處置庫的裝載容量。假如以乏燃料直接處置為參照，提高钚、次錒系與高釋熱核素（90Sr、137Cs）的回收率，可顯著提高處置庫的裝載容量。

（3）乏燃料后處理可去掉長壽命放射性核素，降低廢物長期毒性

乏燃料中包含的钚和次錒系元素毒性大、半衰期長，要在地質處置過程中衰變到天然鈾礦的水平需要10萬年以上，但經(jīng)后處理與后續(xù)分離并嬗變以后，其放射性攝入毒性降到天然鈾輻射水平的時間可減至千年以下，有效地降低了乏燃料的長期放射性毒性。

1. 3 乏燃料后處理方式

乏燃料處理方式有三種：一是送往后處理設施從廢物中回收其中所含的鈾和钚，二是存放在中間貯存設施，三是放入地質處置庫進行最終處置。

目前，世界范圍內(nèi)的大多數(shù)乏燃料都貯存在其來源地的核電廠。根據(jù)所選定的處置路線，最終處置庫可能因此接收未經(jīng)處理的乏燃料，或一般廢物，或兩者都接收。處置庫是用于處置乏燃料等核材料的地下裝置，通常位于地面以下數(shù)百米深處能夠確保放射性核素與生物圈長期隔離的穩(wěn)定地質構造中。

2 全球乏燃料處理概況

2. 1 兩種技術路線

國際上核燃料循環(huán)分為閉式核燃料循環(huán)和一次通過式核燃料循環(huán)兩種技術路線。閉式核燃料循環(huán)是指回收乏燃料中的鈾、钚等易裂變材料以及可以利用的次錒系元素等物質，易裂變材料再加工制造成核燃料組件，其他放射性核素作為廢物最終處置；而一次通過式核燃料循環(huán)是指將乏燃料作為放射性廢物直接最終處置。

目前，采取一次通過式技術路線的國家有瑞典、加拿大、西班牙和美國；采取閉式循環(huán)技術路線的國家，有中國、法國、英國、俄羅斯、日本和印度。

事實上，現(xiàn)在世界上的大多數(shù)乏燃料并沒有采用這兩種處理方式，而是處于暫存的狀態(tài)，分為在堆貯存和離堆貯存兩種。據(jù)統(tǒng)計，目前全球累計卸出乏燃料約35萬噸，其中1/3被后處理，2/3暫存在在堆水池、離堆水池或離堆干式乏燃料貯存設施中，并且以每年1. 05萬噸的速度增加，預計到2020年全球乏燃料量將達到44. 5萬噸。

2. 2 乏燃料后處理

全世界掌握了乏燃料后處理技術的有9個：法國、俄羅斯、英國、印度、日本、美國、比利時、德國、中國。

法國、英國、印度和俄羅斯正在運營商用后處理廠。法國、英國和俄羅斯還對其它國家的乏燃料進行后處理，目前大多數(shù)國際合同已到期，他們主要處理本國的乏燃料。日本以前絕大部分乏燃料運輸?shù)綒W洲由英、法進行后處理，從2005年起后處理工作全部在國內(nèi)進行。

法國擁有世界上最大的輕水堆乏燃料后處理能力設施，即由AREVA公司運營的UP2 - 800 和UP3工廠。這兩個后處理廠總的運行能力達到1700tU·a-1。

英國兩個核燃料后處理廠都在塞拉菲爾德。塞拉菲爾德鎂諾克斯燃料后處理廠（B205）處理鎂諾克斯核電站產(chǎn)生的乏燃料，處理能力為1500tHM·a-1；塞拉菲爾德的THORP后處理廠處理改進型氣冷堆（AGR）和壓水堆（PWR）卸出的乏燃料，其處理能力為1200tHM·a-1。

俄羅斯核電站每年卸出的乏燃料約為710 tU，其唯一的后處理廠是由瑪雅克化學聯(lián)合體經(jīng)營的RT -1廠，處理能力為400 tU·a-1。印度在世界上是第三個建成普雷克斯（PUREX）水法后處理流程（用磷酸三丁酯萃取法從輻照核燃料中回收鈾、钚的一種化工過程）的國家，世界上唯一對坎杜堆乏燃料進行后處理的工廠也在印度。目前有三個后處理廠正常運行，最早的特朗貝中試廠處理能力60t·a-1，后建成的塔拉普爾后處理廠（PREFRE 1和PREFRE 3B）主要處理重水堆燃料，處理能力分別是150 t·a-1、200t·a-1。

日本東海村工廠的設計處理能力為270 t·a-1，而其每年僅處理大概10t。該工廠1981年正式運行，迄今為止對日本各電力公司的約1100 t乏燃料進行了后處理。2014年9月，日本原子能開發(fā)機構宣布，因要滿足新安全標準所需投資過大，決定廢棄東海村后處理設施。日本核燃料有限公司（JNFL）擁有并經(jīng)營六個所村商業(yè)后處理廠，該工廠的設計處理能力為800t·a-1，因為福島核事故的影響，該工廠的正式運營一拖再拖，始終沒有成行。

美國后處理研究工作一直很活躍，但時至今日沒有商業(yè)后處理廠運行。2006年美國提出了全球核能合作伙伴（GNEP）計劃，決定恢復包括后處理和快堆在內(nèi)的核燃料閉式循環(huán)方案。然而，盡管21個國家已簽署了這份協(xié)議，該協(xié)議卻受到越來越嚴格的審查。美國國會削減了該項目的資金，能源部也推遲了該計劃的實施。

3 我國乏燃料處理現(xiàn)狀

3. 1 現(xiàn)狀

伴隨核電發(fā)展，我國后處理事業(yè)有了突飛猛進的發(fā)展。我國經(jīng)過多年的實踐和探索，全面掌握了后處理工藝、關鍵設備制造技術，建成動力堆乏燃料后處理中間試驗工廠，2010年12月完成熱調(diào)試，其中乏燃料水池從2003年開始接受大亞灣核電站的乏燃料，至今已成功運行12年；建成乏燃料后處理放化綜合實驗設施等一批重大設施和裝置，作為后處理實驗和錒系元素的研發(fā)平臺，為我國科研能力建設打下了堅實基礎；高放地質處置庫實驗室前期工作取得進展。

另外，中核集團與法國阿?，m于2013年簽署了我國大型商業(yè)后處理—再循環(huán)工廠合作項目，處理廠建成以后，將具備每年可處理800t乏燃料的能力。

3. 2 我國后處理技術的未來發(fā)展

（1）中期任務

繼續(xù)開展中試廠熱試驗，檢驗工藝和設備的完備性，完善高放廢液處理等配套設施，為形成生產(chǎn)能力打下基礎；在現(xiàn)有中試廠的基礎上，完善工藝，改進設備，為后處理廠的實際應用做準備。

（2）長遠目標

盡快實現(xiàn)后處理MOX快堆的工業(yè)應用，爭取在2030年實現(xiàn)后處理廠MOX快堆閉路循環(huán)商業(yè)應用；作為水法后處理功能的完善和提高，適時附加水法高放廢液全分離或部分分離，以滿足次錒系的分離與嬗變需要；繼續(xù)開展第四代干法后處理技術研究，建立干法核燃料循環(huán)示范設施。

4 分析和建議

乏燃料后處理是核燃料循環(huán)后段中最關鍵的一個環(huán)節(jié)，是乏燃料最廣泛的處理方式。全世界不得不面對這樣一個事實，核電站卸出的乏燃料數(shù)量在增長，大部分核電站的在堆貯存水池容量已經(jīng)超負荷，全球正面臨如何解決乏燃料的去向問題。

問題的原因是，世界上大多數(shù)乏燃料沒有及時進行后處理或深地質處置，而是處于長期貯存的狀態(tài)。為保障核電站的持續(xù)安全運行，為乏燃料后處理或深地質處置提供有效緩沖，乏燃料的中間貯存、第三代和第四代后處理技術問題成為當前國際研究的熱點和關注的焦點。

我國核電迅速發(fā)展，可以預測，乏燃料安全處置問題將要出現(xiàn)?！拔从昃I繆”，我們需要從我國核能發(fā)展、鈾資源的現(xiàn)狀出發(fā)，完善后處理產(chǎn)業(yè)機制，加快后處理人才培養(yǎng)，及時制定相應的核燃料循環(huán)產(chǎn)業(yè)發(fā)展規(guī)劃，讓乏燃料后處理在核能發(fā)展中起到變廢為寶，變廢為少的作用。

參考文獻

［1］方錦清.核電解讀［Z］.（2011 -05 - 15）［2016 - 03 -28］.百科知識http：/ / www. 360doc. com/ content/12/0902/ 15/9121521_ 233759008. shtml.

［2］峰眾.淺談世界后處理現(xiàn)狀和發(fā)展趨勢［J］.中國核工業(yè)，2006（6）：26 -29.

Status of Global Spent Fuel Reprocessing

SUN Xuezhi，LUO Zhaohui*
（Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China）

Abstract：Spent fuel reprocessing is one of the key technologies to make full use of uranium resources，ensure the sustainable development of nuclear energy and protectthe environment，how to deal with the spent fuel in other countries that have nuclear power plant is the concern of everyone who has a sense of environmental protection and is concerned about nuclear power development. This paper investigates status of the domestic and international spent fuel reprocessing，analyzes problems and challengesof the spent fuel，expect to understand and pay attention to the nuclear fuel cycle in order to protect the environment and the earth together.

Key words：nuclear fuel cycle；spentfuel reprocessing；uranium conversion；uranium enrichment

中圖分類號：TL24

文章標志碼：A

文章編號：1672 -5360（2016）02-0013-04

收稿日期：2016-05-26 修回日期：2016-05-31

作者簡介：孫學智（1963—），男，吉林遼源人，博士，研究員，現(xiàn)主要從事輻射安全與防護研究工作

*通訊作者：羅朝暉，E-mail：1299596682@ qq. com