主题：从中国核技术新突破谈乏燃料后处理。 -- 桃源客

新年伊始，央视以“我国实现核燃料回收 铀利用率将提升60倍”为题报道中国核废料转化技术获得重大突破，但通篇未提及核燃料循环是配套热堆还是快堆使用。

反应堆都是利用可控链式裂变反应。热中子堆的转换率为60%，而快中子堆主要是由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起，由于速度快，快中子不易被吸收，燃料的转换率能达到130%。(这还是在使用PuO2和UO2混合燃料的情况下。如果使用铀、钚、锆金属燃料，可以实现160%的转换率。)

目前全世界400多座核电站中，多数为轻水堆(压水堆和沸水堆)，主要由热中子引发裂变反应，俗称热堆。热堆消耗的主要核燃料是铀235。自然界中铀235的储量仅占0.66%，其余绝大部分为铀238，约占99.2%。为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3%－4%的浓缩铀235为原料，即真正参与核反应的原料铀235只有3%到4%，余下的是具有辐射危害的铀238核废料。

快堆中常用的核燃料是钚239，而钚239 发生裂变时放出的快中子会被装在反应区周围的铀238吸收，又变成钚239。也就是说，在堆中一边消耗钚239，又使铀238转变成新的钚239，而且新生的钚239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料实现增殖。目前，各国快堆主要是用MOX作燃料、以液态钠为冷却剂的快中子增殖堆，其倍增时间是30多年。只要添加铀238，每过30余年快堆核电站的效能即可翻一番。理论上快堆可以将铀238、铀235及钚239全部加以利用，并将铀的利用率提高到60%-70%，比热堆中的压水堆高140倍，比重水堆高70倍以上。

热中子反应堆运行时，还会产生长寿命次量锕系核素（MA），需要衰变三四百万年才能将其放射性毒素降到天然铀的水平。但是这些核素在快中子场中可以裂变成产物，获得裂变能从而变害为利。

在快堆中，又以钠冷快堆性能最好，全世界建过18个钠冷快堆，中国实验快堆（CEFR）也是钠冷快堆。其短板在于商用成本和运行维护。

总体而言，目前国际上热堆燃料循环技术（包括乏燃料后处理和MOX燃料加工）已趋于成熟并已实现商用化；快堆核燃料循环（除MOX燃料制造之外）尚处于研究开发阶段，离商业应用仍需20至30年。

乏燃料如果不进行后处理而直接处置埋藏，也是一种可供选择的方式，即所谓“一次通过”。在铀价较低时，这种方式的经济性优于闭合循环。我国目前对乏燃料采取“一次通过”处理，核电技术先进的美国亦然。

核燃料闭式循环包括热堆乏燃料后处理、快堆燃料制备、快堆乏燃料后处理等。我国对快堆燃料制备技术研究刚刚开始，快堆乏燃料后处理的研究尚在进行之中。

乏燃料后处理Purex萃取流程最初是为生产武器级钚而发展起来的。美国最早建成军用和商用后处理工厂。1977年，福特政府以防止核扩散为由（也有液态高放射性废物泄漏的隐患），冻结商用后处理厂。后历经卡特、里根、小布什直至奥巴马政府的几次反复，目前仍维持冻结状态，但后处理技术发展始终未停。美国国会曾于2005年批准给能源部拨款五千万美元，由阿贡实验室研究新的“干法”后处理工艺。据称新技术将采用高温电冶金工艺，以半连续运行方式，在厚重屏蔽热室内遥控完成乏燃料后处理和循环燃料制作全过程。此外，英、法、俄、印、日等国也已建成并运行商用后处理厂。

目前国际上快堆燃料循环系统的研究开发虽未达到商用水平，但已积累了不少经验。各主要核国家均掌握了热堆乏燃料水法后处理技术。在快堆乏燃料干法后处理方面，美国和俄罗斯已进入中试研究阶段，处于国际领先水平。

美国正在开发Urex＋流程，它与Purex流程的主要差异在于，不产生纯钚产品，而产生钚与次锕系核素的混合产品。而且美国声称，不产生分离钚的后处理技术防核扩散性更强。美已在全球核能合作伙伴（GNEP）倡议中宣布，将在Urex＋流程研究开发的基础上，于2020年建设年处理能力为2500吨的商用后处理大厂。

俄政府已批准《2010-2015年及2020年远景的新一代核能技术》并列支预算1283亿卢布（约43.1亿美元）。俄罗斯国家核能公司表示，生产MOX燃料的工厂将于2014年投产，到2019年将建成使用MOX燃料的反应堆样机。

法国Areva正在开发Coex流程，该流程产生的U-Pu共沉淀产物，可直接作为制造MOX燃料的原料。

印度一直雄心勃勃推进其快堆核能系统发展战略，在核燃料闭式循环技术的自主研究开发方面也取得了一定成就。2005年6月，印度首次完成采用Purex流程的的快堆乏燃料后处理实验。在现有后处理工业技术基础上，印度拟于2012年开始建设原型快堆乏燃料商用后处理厂。印度还在开发全自动、远距离操作的MOX燃料制造设施和金属合金燃料制备技术。目前，印度已有两座核废料再处理厂开始运行，分别位于孟买附近的Trombay和Tarapur。而第三座核废料再处理厂正在 Kalpakkam建造。印度设在钦奈市以南的英迪拉·甘地核能研究中心专门从事快速增殖试验堆及相关技术的研究开发，已制造出铀钚混合碳化燃料，快中子增殖试验堆也达到了10.5兆瓦的水平。

日本计划从2015年起，将国内54台核电机组中的16到18台升级，改用钚铀混合燃料MOX。

未来的商业化后处理厂将具有更高的可靠性、安全性和经济性。为此，对后处理工艺、设备、控制等的研究开发工作仍在进行。后处理工艺的进一步研究包括对Purex流程的改进，包括简化工艺流程，降低投资费用，采用无盐试剂，减少废物产生量等等。

上世纪60年代中期，我国的快堆研究开始起步，主要在物理、热工、结构材料和钠工艺等方面开展了一些基础研究，并建成了一批小型实验装置。具有代表性的研究成果是1969年由周总理特批50公斤高浓铀建成的“东风-6号”零功率实验装置（军用后处理技术），并建成和运用了后处理厂，其分离工艺技术与当时的国际水平相当。

80年代以后，随着军用后处理厂的停产，我国对后处理技术研究开发的投入严重不足，使之成为核能体系中最薄弱的环节。其后我国在后处理工艺设备、自动控制、远距离维修等方面与国际先进水平相差甚远。

1992年3月14日，国务院批准863计划能源技术领域的研究发展目标，即建成一座热功率65兆瓦的中国实验快堆。

863计划能源技术领域国际科技合作重点项目：快堆混合氧化铀钚燃料研制课题已按规定要求于2004年年底进行了验收并通过。

按照我国核电战略设想，快堆将分实验堆、示范堆和商用堆三步走。

2010年7月21日，中核集团公司的实验快堆实现临界。目前实验快堆是以高浓二氧化铀为燃料，而为了实现核燃料增殖，还需要在示范快堆中进一步研制铀和钚的混合燃料（MOX）。

我国曾与其他国家就引进商用后处理大厂技术进行过谈判。但外方开出天价，超出可接受的价格范围。而且即便引进国外技术，也要到2027年才能建成一座年处理量800吨的大厂。

2010年，中核集团的乏燃料处理中试厂已开始第一阶段的热试工作，即用浓度为5%的乏燃料进行热试，第二阶段将提高到50%，第三阶段达到100%。在完成国家规定的50吨乏燃料处理任务后，将对中试厂进行改扩建，使之形成年处理80吨的能力。此次中核集团高调宣布的突破应该是在处理中试厂完成的。

按照“动力堆/乏燃料/后处理技术”的难点分析，估计我国在对动力堆元件的切割、溶解、过滤等处理技术、放射性化工和高精度、自动化专用机械设备制造和可靠性方面取得突破性进展，可喜可贺。

预计今后每10年达成一个目标，到2020年建成示范项目，2030－2035年左右最终实现商业化。

任重道远，前途光明。