乏燃料循環(huán) 熱工 殷浩

1、乏燃料循環(huán)殷浩 (1. 哈爾濱工業(yè)大學(xué)能源學(xué)院核反應(yīng)堆工程專業(yè)，哈爾濱 150090，Email:yh19920703)摘要： 目前，對于乏燃料的管理，國際上主要有兩種戰(zhàn)略考慮：其一是后處理戰(zhàn)略。即對乏燃料中所含的96%的有用核燃料進(jìn)行分離并回收利用，裂變產(chǎn)物和次錒系元素固化后進(jìn)行深地質(zhì)層處置或進(jìn)行分離嬗變，這是一種閉路核燃料循環(huán)。其特點(diǎn)是鈾資源利用率提高，減少了高放廢物處置量并降低其毒性，但缺點(diǎn)是費(fèi)用可能較高，可生產(chǎn)高純度的钚，有核擴(kuò)散的風(fēng)險。其二是一次通過戰(zhàn)略。即乏燃料經(jīng)過冷卻、包裝后作為廢物送入深地質(zhì)層處置或長期貯存，美國曾經(jīng)支持此戰(zhàn)略，但其最終處置場尤卡山項目碰到了困難，現(xiàn)在美國已轉(zhuǎn)向

2、了后處理。該戰(zhàn)略特點(diǎn)是費(fèi)用可能較低，概念簡單；無高純钚產(chǎn)生，核擴(kuò)散風(fēng)險低。但缺點(diǎn)是廢物放射性及毒性高，延續(xù)時間長達(dá)幾百萬年；沒有工業(yè)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。本文對這兩種管理戰(zhàn)略進(jìn)行了對比探討，并比較了相應(yīng)的優(yōu)缺點(diǎn)。關(guān)鍵詞：乏燃料 后處理 廢料 循環(huán)Spent nuclear fuel cycleYin Hao (1 Harbin Institute of Technology School of energy nuclear reactor engineering, Harbin 150090, Email:)Abstract: at present, for the spent fuel manageme

3、nt, there are two main types of international strategic thinking: one is the strategy of post-processing. Of spent fuel contained 96% of the useful nuclear fuel for separation and recycling, fission products and actinides cured in deep geological disposal or layer separation, and this is a kind of c

4、losed nuclear fuel cycle. Characterized by uranium resource utilization, decrease the high-level radioactive waste disposal and reduce its toxicity, but the disadvantage is that cost may be higher, it can produce high purity of plutonium, there is the risk of nuclear proliferation. The second is thr

5、ough strategic at a time. The spent fuel after cooling, packing as waste into the deep geological disposal or storage for a long time, the United States had supported the strategy, but its final disposal site the yucca mountain project met with difficulties, the United States has now turned to the p

6、ost-processing. The cost may be lower, strategy is characterized by simple concept; Generating high purity plutonium, low proliferation risks. But the disadvantage is that radioactive waste and the high toxicity, duration for millions of years. No industrial operation experience. This paper compares

7、 the two kinds of management strategy of discussion, and compare the advantages and disadvantages of the corresponding.Keywords: spent fuel reprocessing waste recycling引言核燃料后處理目的：從乏燃料中除去裂變產(chǎn)物，并回收未耗盡的和新生成的核燃料。核燃料在反應(yīng)堆中燃燒，不是一次燒盡的，為維持反應(yīng)堆的正常運(yùn)行，堆中要留有最低數(shù)量的核燃料；積累的裂變產(chǎn)物也會吸收中子而影響反應(yīng)堆的正常運(yùn)行。核燃料在反應(yīng)堆中燃燒一段時間后應(yīng)從反應(yīng)堆中卸出

8、，卸出的核燃料經(jīng)過后處理才有可能重新利用其中有用之物。對核燃料循環(huán)來說，核燃料后處理是一個不可缺少的環(huán)節(jié)。1.乏燃料1.1乏燃料（Spent Fuel）乏燃料（Spent Fuel）是指在核反應(yīng)堆中，輻照達(dá)到計劃卸料的比燃耗后從堆中卸出，且不再在該堆中使用的核燃料。核燃料在反應(yīng)堆中燃燒的過程實(shí)質(zhì)是核燃料中的易裂變核素（如U-235、Pu-239或U-233）在中子流的轟擊下發(fā)生自持的核裂變反應(yīng)的過程。 隨著核反應(yīng)的進(jìn)行，初期核燃料中的易裂變核素逐漸減少，俘獲中子的裂變產(chǎn)物逐漸增加； 隨著燃耗的加深，反應(yīng)性逐步降低，為了維持反應(yīng)堆中全活性區(qū)的有效增殖系數(shù)大于1，需調(diào)整控制棒位置以增加反應(yīng)性。乏燃

9、料并不是燒盡的廢燃料，乏燃料中含有許多有價值的物質(zhì)： 一定量的未裂變和新生成的易裂變核素，如U-235、Pu-239、U-233。 大量的未用完的可轉(zhuǎn)換核素，U-238、Th-232以及在輻照過程中產(chǎn)生的超鈾元素, 如Np-237、Am-241、Cm-242等.核裂變產(chǎn)生的有用的裂片元素，Sr-90、Cs-137、Tc-99等.上述核素可以通過乏燃料后處理和相應(yīng)的分離流程予以回收和純化。1.2核燃料（乏燃料）后處理核燃料后處理的主要過程后處理過程主要是以被回收的燃料元素與裂變產(chǎn)物等各種雜質(zhì)元素進(jìn)行復(fù)雜的化學(xué)分離、純化過程為主的所采用的一系列技術(shù)和設(shè)備（施）的系統(tǒng)工程。主要過程包括：冷卻過程：從

10、反應(yīng)堆卸出的核燃料，在化學(xué)處理前，通常要經(jīng)歷一個“冷卻”過程。即要在特殊設(shè)計的水池中放置一段時間。目的是讓短壽命核素衰變和釋放余熱；首端處理過程：其任務(wù)是燃料束的機(jī)械解體和燃料芯和包殼材料的分離。根據(jù)包殼材料的不同可采用化學(xué)法、機(jī)械法等不同首端處理方法。然后制成針對不同分離流程所需要的物料?；瘜W(xué)分離過程：任務(wù)是除去裂變產(chǎn)物，高收率地回收核燃料物質(zhì)。化學(xué)分離流程分為水法和干法兩大類：水法流程指采用諸如沉淀、溶劑萃取、離子交換等在水溶液中進(jìn)行的化學(xué)分離純化過程；干法流程則指采用諸如氟化揮發(fā)流程、高溫冶金處理、高溫化學(xué)處理、液態(tài)金屬過程、熔鹽電解流程等在無水狀態(tài)下進(jìn)行的化學(xué)分離方法。目前，工業(yè)上應(yīng)用

11、的后處理流程都是水法流程。歷史上曾采用沉淀法流程從輻照天然鈾中提取核武器用钚。工業(yè)上曾先后使用過的主要流程有磷酸鉍流程、Redox流程、Butex流程、Thorex流程和Purex流程。而在各種萃取流程中性能最好、使用最成功的是以TBP為萃取劑的Purex流程：目前世界各國用來處理電站輻照核燃料的工藝流程（而離子交換法則是用于尾端處理，作為钚或镎產(chǎn)品的純化、濃縮手段）。尾端處理過程：經(jīng)溶劑萃取分離和凈化得到的硝酸钚或硝酸鈾酰溶液，無論在純度或存放形式上有時還不能完全滿足要求，因而在鈾、钚主體萃取循環(huán)之后，還需要采取一些尾端處理步驟。其目的在于將純化后的中間產(chǎn)品進(jìn)行補(bǔ)充凈化、濃縮以及將其轉(zhuǎn)化為所

12、需最終形態(tài)。核廢物處理、處置過程： 核燃料后處理過程所產(chǎn)生的廢物，一般都具有很強(qiáng)的放射性，必須進(jìn)行妥善的貯存、合理的處理和最終的處置，嚴(yán)防對環(huán)境的污染。燃料后處理（包括處理和回收）再處理涉及化學(xué)“消化”乏濃縮燃料和把化學(xué)分離的鈾成分(95 99%未使用的鈾和超鈾核素)返回到反應(yīng)堆循環(huán)。與“一通到底(oncethrough)”循環(huán)中的廢料相比較，這種方式減少作為高放廢料處置材料的初始體積97%。來自于PWR的一通到底乏燃料仍然含有可觀的可裂變成分，可以不用化學(xué)再處理就能夠轉(zhuǎn)移到另一種類型反應(yīng)堆(例如CANDU)去使用，進(jìn)行第二個“一通到底”通行。第二次通行獲得額外的燃耗和能量輸出。這個額外燃耗使

13、立即的燃料再處理不那么吸引人。卸載的回收燃料可選擇存放起來以便將來作永久處置或者選擇另一個從長期來講包括再處理的選項。當(dāng)然，從PWR來的送到第二個反應(yīng)堆的乏燃料，除了燃料元件再制造的廢料外(如包覆)大部分不包括在PWR的廢料流中。燃料回收能量收益1 kg天然鈾可產(chǎn)生的電能一通到底： 50,000 kWh一通到底(用濃縮鈾)： 250,000 kWh應(yīng)用再處理： 3,500,000 kWh最后一種多產(chǎn)能量約為第一種選擇的70倍！多出的能量產(chǎn)出：充分利用238U和Pu同位素燃料后處理目的1. 燃料再生：提取鈾、钚（取決于反應(yīng)堆類型，有時還有釷）地球上的鈾儲量_1444 萬噸* （常規(guī)鈾資源）220

14、0 萬噸 （磷酸礦）40 億噸 （海水）_核燃料一次通過（即沒有钚的循環(huán)）鈾的利用率不到1%_常規(guī)鈾儲量 1444 萬噸目前年用量 5.3 萬噸鈾資源可利用時間 270 年_核燃料一通到底方式鈾資源可利用時間2. 去除放射性的、吸收中子的裂變產(chǎn)物除去中子毒物，滿足對燃料雜質(zhì)的要求。3. 把放射性的產(chǎn)物轉(zhuǎn)化為能夠長期安全存放的合適形式，或提取有用的部分保證安全性、密封性，降低放射性。大致說，每生產(chǎn)1度電，產(chǎn)生3.7×1010Bq放射性物質(zhì)：10萬kW核電站，每年產(chǎn)生2.2×1017Bq的137Cs和90Sr，半衰期30年；3.7×1013Bq的錒系元素，半衰期上萬年

15、；核裂變碎片含有很多有用的、經(jīng)濟(jì)價值高的放射性核素：85Kr(氪)、90Sr(鍶)、99Tc(锝)、Rh(銠)、106Ru(釕)、137Cs(銫)，4. 減少廢料量預(yù)計到2050年，全世界乏燃料積存量將達(dá)到 100萬噸，每年將產(chǎn)生乏燃料為 2萬噸；如果直接處置，則每3 4年就需建造一座YUCCA MOUNTAIN規(guī)模的處置庫實(shí)際上根本不可行；構(gòu)成長期放射性危害的Pu、MA (Minor Actinides:Np(-237, 2.1×106y), Am(-241, 433y; -243, 7370y),Cm)和LLFP(Long Lived Fission Product)僅占乏燃料的

16、3-4%左右，乏燃料直接處置不科學(xué)；處理后各種核素的衰變行為乏燃料化學(xué)成分1.非常復(fù)雜：隨燃料的不同而不同，如有濃縮鈾燃料、鈾-钚燃料、鈾-釷燃料等等中子譜燃料的功率或熱生成率輻照時間燃料卸載后的冷卻時間2.成分：大約有700種裂變、活化、超鈾核素，其中615種為裂變核素 約450 種半衰期小于24 小時，它們從反應(yīng)堆中一取出來就迅速衰變；大約42 種半衰期在1 年以內(nèi)，可能在至多10年內(nèi)還會明顯存在；4 種(半衰期小于10 年：106Ru- 373 天(釕，ruthenium)；125Sb- 2.76 年(銻，antimony)；147Pm - 2.62 年(钷，promethium)；15

17、5Eu - 4.73 年(銪，europium)可能還能存在50 年；半衰期大于10 年的有12 種。它們之中，僅strontium-90 (鍶) 和cesium-137 (銫) 具有顯著的輻射危害。其余的僅有低能的和弱輻射，或活度不大，或半衰期足夠長而相對無害。在一噸壓水堆乏燃料裂變產(chǎn)物中的放射性衰變行為2.乏燃料后處理方法2.1處理前冷卻卸載后的燃料并不是馬上就進(jìn)行處理，而是就堆放在反應(yīng)堆附近的場所，經(jīng)過一段時間的所謂冷卻期讓高強(qiáng)度的輻射衰減到適合運(yùn)輸和處理后才做處理。原因避免131I (8.05天)衰減帶來的氣體和溶解的放射性碘的麻煩；讓高活度的237U (6.75天)衰減，避免遠(yuǎn)程操作

18、；讓活度下降從而產(chǎn)生的熱減少，簡化了運(yùn)輸，同時，較低的活度也減少了對處理過程中所用有機(jī)溶劑的損耗；讓133Xe (5.27天)衰減使85Kr(10.76年)在燃料處理中為唯一的放射性惰性氣體。冷卻時間的確定衰減到“合適”的強(qiáng)度；根據(jù)情況而變化：是否要使用遠(yuǎn)程操作；是否要回收用；2.2處理方法隨燃料中的成分不同而不同：濕法磷酸鉍法(Bismuth Phosphate)(美)間歇運(yùn)行，提取钚，但無法提取鈾，且消耗化學(xué)劑量大和產(chǎn)生廢料多；Redox法(美)連續(xù)運(yùn)行，提取钚和鈾，但溶劑揮發(fā)易燃(閃點(diǎn)27°C)并在廢料中生成大量難處理的高放不揮發(fā)反應(yīng)物，生產(chǎn)中逐漸被Purex法取代；Trigl

19、y法(加)類似于Redox法，但使用不同的化學(xué)劑；Butex法(英)改進(jìn)Redox法和Trigly法以不在廢料中加大量硝酸鹽；Purex法(美，Plutonium Uranium ReductionExtraction)50年代在與其它萃取流程競爭的基礎(chǔ)上，在美國首先開發(fā)。用煤油(或四氯化碳)稀釋TBP(磷酸三丁酯)作萃取溶劑，硝酸作鹽析劑，以萃取分離鈾、钚和其裂變產(chǎn)物。比其它過程更經(jīng)濟(jì)、更可靠、更安全；Thorex法(美)提升溶劑的穩(wěn)定性和對分離Th和233U的選擇性。上面的叫濕法，因?yàn)槎加昧巳軇?。還有其它一些濕法。非濕法熱冶金法高溫處理金屬燃料；由于金屬型燃料在輻射中易于損壞，此方法在實(shí)際

20、中少用；熱化法高溫處理氧化或碳化燃料；用于純化鈾和钚氧化物；氟化物揮發(fā)法先把燃料轉(zhuǎn)化為氟化物，然后用分餾法；在钚和镎含量少時使用(如在已用其它方法去除钚和镎以后)；最有希望的干法處理流程。法由于大量的反應(yīng)堆用稍許濃縮的燃料，Purex法廣泛用于處理這樣的乏燃料。優(yōu)于Redox方法：廢液量少：廢液中的硝酸，可以通過蒸發(fā)取出或回收；TBP萃取劑揮發(fā)性小，閃點(diǎn)高，操作安全可靠；在酸作用下，溶劑較穩(wěn)定(TBP抗硝酸)；運(yùn)行花費(fèi)較少；原理流程：2.3進(jìn)行和不進(jìn)行后處理的優(yōu)缺點(diǎn)優(yōu) 點(diǎn)進(jìn)行再處理 (A)不進(jìn)行再處理 (B)回收97% 沒使用的燃料回收和利用钚(占乏燃料的1% )回收和銷毀在混合氧化物中的钚回

21、收和利用超鈾元素過渡到快增殖堆運(yùn)行可使用600,000+ 噸的貧化鈾(US)可獲取比B多100倍的能量，同時也可利用低品位鈾礦，可用釷，減少對鈾濃縮需求高放射性廢料體積只有B的3 - 5%與B相比，廢料少且管理間隔短對長期安全存儲要求低某些廢料可在近地表存儲不需要再處理設(shè)施 沒燃燒的钚和超鈾元素在短期內(nèi)不易獲取 轉(zhuǎn)移和擴(kuò)散在短期不大可能 钚/鈾廢料在將來可再開采 在用天然鈾作燃料情況下( 如CANDU反應(yīng)堆)，既不需 要鈾濃縮，也不需要再處理缺點(diǎn)進(jìn)行再處理 (A)不進(jìn)行再處理 (B)需要把乏燃料運(yùn)輸?shù)街行奶幚碓O(shè)施造成可能的轉(zhuǎn)移和核擴(kuò)散沒有再處理，將來的燃料循環(huán)可選擇性受到限制97%的在238U

22、和钚中的潛在能源被浪費(fèi)乏燃料成了100%的廢料與A相比，廢料量大廢料中含有钚和超鈾元素，具有擴(kuò)散和轉(zhuǎn)移的危險與A相比，乏燃料的管理間隔加長廢料存儲地成了钚/鈾礦體，具有長期的安全和擴(kuò)散風(fēng)險3.廢料的處置3.1廢料開礦中的廢料；不進(jìn)行再處理的乏燃料；進(jìn)行再處理后的乏燃料；反應(yīng)堆維修中的廢料；其它設(shè)施維修中的廢料；都涉及放射性廢料的處置(disposal of radioactivewastes)3.2放射性廢料的分類放射性廢料在核燃料循環(huán)的所有環(huán)節(jié)都會產(chǎn)生低放廢料(Low-Level Waste，或LLW)：從工業(yè)或醫(yī)院中以及核燃料循環(huán)中產(chǎn)生，比如紙、各種碎屑、工具、衣物、過濾紙等等之類的含有小

23、量且半衰期短的放射物。處理和運(yùn)輸過程中不需要屏蔽，適合于地表淺埋。為了減少體積，通常在處置之前壓縮或焚燒。此種廢料占所有放射性廢料體積的90% 但其放射性只占1%。中放廢料(Intermediate-Level Wastes，或ILW)：含有更高的放射性，有些需要屏蔽。典型的中放廢料有樹脂、化學(xué)淤泥、金屬燃料包覆以及反應(yīng)堆退役中的受污染物質(zhì)。小的和非固體廢料可以用水泥或?yàn)r青固化。這種廢料占總廢料體積的7% 和4% 的放射性。高放廢料(High-Level Wastes，或HLW)：來自于核反應(yīng)堆中所使用的鈾燃料。由在反應(yīng)堆核心中所產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物和超鈾元素構(gòu)成，具有非常高的放射性并且熾熱，需要冷

24、卻和屏蔽。可以把這種廢料看作是燃燒鈾所產(chǎn)生的灰燼。高放廢料的放射性占發(fā)電過程中產(chǎn)生的總放射性的95%。3.3處理方法玻璃固化(vitrification)玻璃固化是為了安全的不可再獲取的處置把小體積的從再處理過程中分離出的高放裂變廢料(從體積上講大約占3%)分散和聚合到無活性的和穩(wěn)定的水泥、陶瓷、硼硅酸鹽塊狀形式的過程。這些塊具有相對較小的體積，在臨時存儲在受監(jiān)視的屏蔽的設(shè)施之前直到直到地下處置(一般所接受的處置方法) ，容易安全地打包。廢料先被煅火，然后所得到的粉末與硅或其它的氧化物混合，在高溫下變成玻璃狀。這樣處理有很多優(yōu)點(diǎn)：耐熱、抗輻射、不溶解，這樣玻璃很安全地把輻射核素禁錮住?？砂巡Ａ?/p>

25、裝入廢料桶，然后運(yùn)輸?shù)阶罱K存放地。地下處置這個過程用來保證所有高放廢料在遠(yuǎn)離生物圈的、地質(zhì)上穩(wěn)定的水晶狀巖成地方存儲，如花崗火成巖、火山凝灰?guī)r、片麻巖、玄武巖、自然鹽成地，密封性黏土沉積或現(xiàn)成未使用的礦。大多數(shù)國家認(rèn)為在那些所考察的長期處理放射性廢料的方法中，這種特定的處置選擇提供政治上和公眾可接受的方法地質(zhì)深埋處置已在一些國家中實(shí)行(芬蘭、瑞典、英國、德國) 來處置低放和中放廢料。他們正在計劃最終處置高放廢料。不過，其它一些用淺埋或地表存儲管理低中放廢料的國家，正在考慮使用地質(zhì)深埋來處置高放和超鈾廢料。要點(diǎn)玻璃固化的高放廢料和包裹的乏燃料為放射性的不溶固體，能夠容易地被屏蔽和安全地運(yùn)輸；作為固體，象其