我国天然铀资源短缺、压水堆乏燃料难以处理等困扰核电可持续发展的问题将在以快堆领衔的核燃料闭合循环体系建立后得到解决

　　文/《中国投资》 赵沛楠

　　如果世界将未来大规模稳定供应的清洁能源筹码放在核电身上，天然铀短缺、核废料如何处理等困扰核电可持续发展的问题也就随着核电较大规模的增长而逐一显现。

　　“当全球都希望建设核电站的时候，就需要想一想，世界上存量铀资源是否有能力担负这样的重任”，中国实验快堆工程部总经理张东辉告诉记者，核电站所需铀矿与化石能源性质类似，同样存在资源枯竭问题：“核电建设前期投入巨大，如果几十年之后铀原料枯竭了，这一方式便必然不能成为解决能源问题的长久之计。”

　　而核电发展下游的核乏燃料问题同样迫在眉睫。在中国核工业集团公司实验快堆首席专家徐銤看来，中国的核电发展重视核电站建设，却对核电发展下游重视程度不够：“前期核乏燃料尚未处理，新建核电站陆续完工即将产生大量乏燃料。核乏燃料逐年堆积，安全隐患极大”。

　　美国能源部今年5月公布了2011-2016年战略规划，规划确定了4大战略目标，其中一条明确提出要加强核燃料循环管理。事实上，在经历22年的建设、耗资90亿美元之后，曾被认为是美国核废料“一次通过”最佳解决方案的尤卡山永久性掩埋项目业已因种种原因被奥巴马政府叫停。

　　而此前已经有韩国媒体报道称，韩国原子能研究院预计投资300亿韩元(1美元约合1140韩元)研发钠冷快堆技术。最重要的原因是韩国现有的4座核电站、20座核反应堆年产生约700吨核乏燃料，截至去年年底已累计储存1万吨。照此速度，到2016年，这些“不受欢迎”的高放射性材料现有的储存空间就将处于完全饱和状态。

　　在中国实验快堆工程部总经理张东辉看来，上述两大问题都需要加快建设以快堆为核心的核燃料闭合循环体系予以解决：“在我国目前已建压水堆项目周边配建快中子增殖堆、乏燃料后处理厂、MOX燃料厂等一整套核燃料闭合循环体系，不仅能够实现核燃料‘越烧越多’，还能够有效处置压水堆所产生的长寿命放射性乏燃料”。

　　燃料、废料无法解决

　　根据世界原子能机构最新数据显示，截至2010年12月31日，全世界共有441个在运行的反应堆，总装机容量3.75亿千瓦。2010年全年核电发电量相当于1960年全球发电量的总和，为全球提供了15%的电力。

　　现有电站主要分布在发达国家，例如美国、欧洲、日本。在徐銤看来，若想使我国核电机组发电量占全国发电量比例跃至约10%，尚需新建大量核电站，“目前我国现役核电机组有11个，装机容量为910万千瓦，仅占全国发电总量的1.3%”。

　　“这将给全球核燃料供应带来极大挑战”，徐銤透露，目前全球130美元/公斤之下能够开采的铀资源仅为530万吨，这也就意味着，这些天然铀仅仅能够供应530座100万千瓦的核电站使用60年。根据预测，到2015年，世界核电站对铀的年需求量将达到7.5万-8.5万吨，2025年将为8.5万-10万吨。解决全球范围内的铀资源短缺问题已迫在眉睫。

　　对中国自身而言，更为严峻的事实在于，我国探明铀矿储量仅有10万吨左右，占全球比例约2%，属贫铀国。这意味着，随着我国核电建设的推进，未来铀矿需求将明显增加。如果缺乏充足的铀矿资源支撑，难免再现在原油、铁矿石资源上受制于国际矿商的窘境。以我国现有910万千瓦的装机容量计算，我国每年消耗天然铀在1500吨左右。预计2015年我国产需缺口将超过1万吨，到2030年将高达近3万吨。

　　雪上加霜的是，目前全球核电站中广泛应用的压水堆对天然铀资源的利用率只有约1%，大量铀资源被白白浪费。

　　当前世界范围内的核电站按中子能源分类，多数为热中子反应堆，因为由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。

　　“热堆消耗的主要核燃料是铀-235。铀有3种同位素，即铀－234、铀－235和铀－238。其中的铀－234不会发生核裂变，铀－238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀－235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料”。张东辉告诉记者，可惜的是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66%，其余绝大部分是铀－238，占比高达99.2%。

　　为保证核反应正常进行，热堆一般采用3%-4%的浓缩铀-235为燃料，也就是说真正参与核反应的原料只有很小的比例，余下是会产生辐射的铀-238核废料。“这就相当于煤饼厂里，铀-235如同‘优质煤’，而铀-238却像‘煤矸石’，只能作为核废料堆积在那里”，原中国原子能科学研究院科技委副主任顾忠茂如此告诉记者。

　　当核电站的核燃料维持不了一定的功率时，就需要更换，被换下来的燃料组件被称作乏燃料。

　　张东辉告诉记者，一台百万千瓦压水堆核电站，每年产生核乏燃料25-30吨。按照国家能源局此前的核电发展规划匡算，2020年当年乏燃料将达2400余吨。

　　如此巨大体量的长寿命放射性乏燃料都是如何处置的呢？顾忠茂介绍到，目前国内外最主要采取的都是“一次通过”战略，即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送到深地质层处置或长期贮存。然而，压水堆产生出来的乏燃料不仅量大，而且放射性极强，放射性一般会延续300万—400万年。如果直接进行地质处置，则每三四年就需建造一座类似于美国尤卡山(大型核废料处理场)规模的处置库，耗资巨大且保存不好会产生极大危害。

　　核燃料闭式循环破解难题

　　在张东辉看来，压水堆核电站的乏燃料绝非“废料”，但要想获取天然铀中超过95%的铀资源及通过核反应新产生的钚元素也不是一件容易的事，必须建立起以快堆为主，完整的核燃料闭式循环系统。

　　乏燃料后处理的核心是进行铀钚分离，之后还要经MOX(铀钚混合氧化物)燃料制造厂制造成MOX燃料，供应给快堆燃烧并增殖燃料，快堆所产出的乏燃料再进行后处理和快堆燃料制造。如此循环多次，才能使得核燃料得到更加充分的利用，同时使核废物的辐射强度大幅减弱。这被称为核燃料的闭式循环。

　　在中国原子能院所设计的示范快堆中，可以将天然铀中99.3%的铀-238转换成好用的钚-239全部用来发电，每消耗1公斤快堆燃料可以产出1.2公斤新燃料。从效果看，快堆运行中并不消耗放入的铀-235，而是更多地消耗占天然铀99.2%以上，又不能被压水堆燃烧的铀-238。因此，在发展压水堆的基础上发展快堆，考虑钚的再循环和损耗，可将铀资源的利用率提高到60%-70%。

　　而在核燃料闭式循环过程中，包括长寿命放射性物质LLFP在内的剩余物质放在快堆中燃烧，被称为嬗变。经过这一过程，乏燃料衰变到天然铀的放射性所需要的时间就从大概300多万年降低到300-400年，而体量则至少能降低1个数量级。

　　闭式循环建成尚需时日

　　2011年1月初，我国乏燃料后处理中试厂热调试成功的新闻闯入人们视线。“标志着我国已掌握动力堆乏燃料后处理技术，也标志着后处理的整个工艺流程全线打通”的表述吸引了多方目光。

　　据中试厂所在的中核404厂公开资料显示，早在上世纪60年代中期，中国就成功开发了军用后处理技术，并建成后处理厂。随着军用后处理厂停产，后处理技术研发陷入停滞状态。1986年，曾参与中国原子弹制造的中核404厂开始“军转民”，被确定为乏燃料后处理基地。

　　此次完成热调试的中试厂后处理规模较小。有消息透露，此次中核404中试工程处理了10个核燃料组件，按每个组件460多公斤计算，一共是近5吨左右的乏燃料。

　　据记者了解，在完成国家规定的50吨乏燃料处理任务后，中试厂将进行改扩建，形成年处理80吨的能力。

　　张东辉告诉记者，我国的后处理中试项目与快堆项目立项时间相差不多，于1986年立项，2006年最终建成，前后经历20年时间，花费十几亿元。在国家科技16个重大专项之一《大型先进压水堆和高温气冷堆核电站重大专项》中为后处理技术单列出了70多亿元的经费。

　　然而在顾忠茂看来：“404中试厂的技术并没有实现完全自主化，包括剪切机、溶解机和后处理钚尾端在内的一些关键设备以及远距离维修技术，自控技术等都还比较落后”。

　　而MOX燃料制造显然更为遥远。记者了解到，在中核404厂，有一条500吨的MOX生产线在建设之中，但具体建设进度没有公开资料。

　　顾忠茂告诉记者，早在20世纪60年代，法国、美国、意大利、德国、日本和印度等国纷纷建立实验室，研发供快中子增殖堆使用的MOX燃料。之后20年时间，国际上曾形成一波快堆MOX燃料的研究高潮。

　　截至2008年，国际上共建造了24座MOX燃料厂，生产能力为每年213吨，其中轻水堆-MOX燃料厂与快堆-MOX燃料厂各占一半。到2012年，预计世界上主要的轻水堆燃料生产国法国、日本、英国的年MOX燃料生产能力将达195吨、130吨以及40吨。

　　在自主研发的同时，中国和法国也一直就后处理厂的技术引进和合作进行谈判。

　　据媒体报道，在2008年的中国国际核工业展上，法国原子能委员会主席贝尔纳。毕戈曾披露部分中法合作细节：中法已经开始合作建设一座价值150亿欧元的乏燃料后处理厂，年处理能力800吨。但据中核集团内部人士透露，法国开出了天价，堪比一个三峡工程。而法国曾考虑为美国建设的年处理能力为2500吨的后处理厂开价120亿美元。

　　造成巨大差价的原因在于美国虽早在1977年便决定采用“一次通过”循环方式处理乏燃料而放弃了后处理计划，但后处理技术的研发却并未停止。这使得美国在谈判中掌握了较大的话语权。

　　因此，在技术引进的谈判中要掌握话语权，就必须有一定的技术基础。在顾忠茂看来，404中试厂的热调试成功已经为我国在谈判中加重了筹码。

　　资料

　　MOX燃料与快堆

　　MOX燃料是一种核燃料，它包含多个可增殖的可衰变氧化物，特别是PuO2(氧化钚)与UO2(氧化铀)的混合燃料(UO2来源广泛，包括天然的、经过再加工的以及核废料当中的)。钚是一种自然界不存在的人造放射性同位素，铀燃料在反应堆中燃耗时会产生钚。在核燃料循环中，如何有效合理地利用钚，一直是原子能和平利用的重要任务。最初利用铀的链式反应生产钚是为了军事目的，即生产核武器。但随着高富集铀生产技术的发展以及钚量的增加，钚除用于制备核武器外，还可以制成核燃料，用作和平目的，其中最有效的利用就是钚铀混合氧化物燃料，即MOX燃料。MOX可以利用乏燃料中的钚。一般情况下，乏燃料中钚的含量为1%，其中2/3的物质具有放射性，钚-239占50%，钚-241占15%，每年全世界大约有70吨可用来生产MOX燃料的钚被当作核废料倾倒。有统计数据表明，钚的单次循环利用可以将铀原料的利用率提高12%，而如果将核废料中的铀也循环利用，那么利用率将提高22%。

　　快堆中常用的核燃料是钚-239，而钚-239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀-238吸收，又变成钚-239。这就是说，在堆中一边消耗钚-239，又一边使铀-238转变成新的钚-239，而且新生的钚-239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料变多，实现增殖。目前，各国发展的主要是用MOX作燃料，用液态钠作冷却剂的快中子增殖堆，它的倍增时间是30多年。也就是说，只要添加铀-238，每过30多年，快堆核电站就可翻一番。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。