爱华网已有 1003 次阅读 2011-4-11 10:58 |个人分类:科普文章|系统分类:论文交流|关键词:office style
作 者 按 语
本文还是继“百科知识”编辑的邀约，另外编写一篇科普文章，目的让公众更好地了解、正确地认识并自觉地驾驭核电中公众比较关心的问题，以便能够真正和平利用原子能，为全人类造福。这里，同样真诚希望广大网友,正如上篇科普文章发出后,网友们作了不少补充,提出许多宝贵意见. 在此深表感谢！现在,仍然希望大家继续提出看法，促进进一步相互交流。
略谈核电的另一个令人关注的问题：
乏燃料的处理途径
方锦清编写
为了应对国内外化石燃料的短缺和保证能源安全持续发展，核电因其清洁性和高能量密度而受到各国青睐，我国核电也步入了一个积极发展期。
所谓“乏燃料”就是从反应堆里烧过的核燃料,又称辐照核燃料。迄今，全世界有约441座反应堆在运行发电, 其中有9个国家的40%多的能源生产来自核能，核燃料一经在核电厂使用发电后，即成为“乏燃料”，每年卸出的乏燃料约有1万吨. 需要等待处理.由此提出了对核电站卸下的“乏燃料”如何进行严格的科学处理和有效的管理问题成为另一个令人关注的热点课题。
1．“乏燃料”不是核废料
因为核燃料在反应堆堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出“乏燃料”，它含有丰富而宝贵的核素 如表1所示。其中表1：压力反应堆里乏燃料中的核素
铀 钚 约 1% 次锕系元素（MA） 裂变产物（FP）
铀-235 铀-238 镎-237、镅-241、锔-242 锶-90Sr、铯-137Cs、锝-99Tc，还有贵金属
约0.9% 95% 约0.1% 约3%
包括：未用完的可增殖材料238（U）或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料钚-239（Pu）、铀-235（U）或铀-233U，以及核燃料在辐照过程中产生的少量的超铀元素——镎-237、镅-241、锔-242等，另外还有裂变产物元素锶-90Sr、铯-137Cs、锝-99Tc，还有贵金属（ 铑、钯）等，这些都是可应用的同位素。经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存,或者送往乏燃料后处理(irradiated fuel reprocessing) 设施从废物中回收、纯化乏燃料中所含的铀和钚，并加以复用。 2．后处理乏燃料的两种战略
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。
目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有两种战略考虑：
第一，后处理战略。即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。
第二，一次通过战略。即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处理。该战略特点是费用可能较低，概念简单；无高纯钚产生，核扩散风险低。但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年；没有工业运行经验。
2．动力堆乏燃料处理途径
现在世界上运行中的快堆只有6座，其中日本2座，俄罗斯2座，中国和印度各1座，其他都得5-10年之后了。这个技术本来发展的不错，但到80年代末90年代初，英法主要是因为环保集团反对，美国是石油集团反对，俄罗斯则是因为穷，大批建成的快堆陆续下马，中国快堆2010年也刚达到临界。日本人也因为环保的反对准备下马，但是日本地小人多，资源匮乏，不搞这个将来没有出头之日，权衡再三还是下决心搞了。一座100万千瓦的核电站，一年用核燃料30吨，使用过后称为“乏燃料”，重量前后变化不大，但乏燃料具有强放射性。其乏燃料的处理经过如下几个环节:
2．1 冷却贮存：刚从反应堆卸出的乏燃料，具有强放射性且继承释放热量，要放到反应堆四周的深水池中冷却，且至少半年以上。
2．2 后处理：乏燃料中不仅含有未烧尽的铀-235和原有的铀-238，还有核反应生成的钚-239等珍贵元素。因此，冷却后的乏燃料需运到专门的工厂进行后处理，把上述有用的元素提炼出来，剩下的才是真正的核废料。迄今，核燃料后处理已经发展了水法和干法两种技术。工业化后处理厂采用的都是水法技术。水法后处理的主导工艺流程经过几十年的发展一直在朝着更安全、经济的目标发展。后处理工艺可分下列几个步骤：（1）冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件包壳，溶解燃料芯块等。（2）化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从Ｕ-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。（3）通过化学转化还原出铀和钚。（4）通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二氧化钚)。 为实现核能发展的经济性、安全性和洁净性目标，要求在后处理过程中不仅要回收可裂变材料以充分利用铀资源，提高核能经济性，保障核能可持续发展，而且要分离如表1所列的燃料辐照过程中产生的、长寿命的、含量少而毒性大的锕系核素（即次锕系核素）和长寿命裂片产物元素，以通过嬗变消除其毒性，维护环境安全，实现核能洁净化目标。这就是高放废液分离技术。 此外，干法后处理技术，也称高温后处理技术。最初是由美国和俄罗斯发展起来的。21世纪以来，主要核能国家如美国、俄罗斯、日本、法国、英国、韩国、印度等国家都投入干法后处理技术研究，主要集中在熔盐体系的干法后处理流程开发上。这些流程有三种：有金属锂还原金属电解精制流程、电解氧化物沉积流程，以及与湿法相结合的混合流程。这些流程各有特点，但都存在着一些有待克服的技术难题。如今，上述三个干法后处理流程基本上都开展国际合作研究。
2．3 固化处理：将具有高放射性的核废物与熔融的玻璃混合，凝聚成质地坚硬、性能稳定的固体，再封装在专门的不锈钢桶内。
2．4 深埋处理：把固化好的废物桶放到人烟稀少、地质结构稳定、没有地下水的废矿或岩层深处，保证几万年或更长时间不会泄露到四周环境中。目前的环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的。由二氧化碳等造成的温室效应以及二氧化硫和氮氧化物等造成的酸雨正在全球范围内破坏人类赖以生存的生态环境。一座100万千瓦的烧煤电站每年要烧300万吨煤，产生的废物总量要超过300万吨，特别是火电站排入环境中的放射性物质比核电站排出的还要多！法国1990年到1996年间核电站发电总量的比例由24%提高到70%。在此期间法国总发电量增加40%，而排放的二氧化硫却减少了56%，氮氧化物减少了9%，尘埃减少了36%，大气环境质量大有改善。事实证实：应用核电站代替火力电站，能够大大改善环境质量。核电站是人类的可以利用的洁净能源，是低碳环境的朋友。 3．乏燃料后处理的优势
乏燃料后处理是我国早已确定的技术路线。1983 年，国务院科技领导小组召开全国专家论证会，经过对我国核电发展计划、国内外铀资源情况、国内后处理工艺技术发展水平、后处理的安全性、经济性等诸多方面的充分论证，确定了“发展核电必须相应发展后处理”的战略，并在1987 年日内瓦国际会议上对外公布了这一决定。后处理与以下优点。
第一，后处理可以充分利用铀资源，保障核电可持续发展。发展后处理工业是保证我国核电可持续发展的重要环节。压水堆核电站乏燃料中铀-235 为0.8％～1.3％，比天然铀中的铀-235 的含量0.71％还高。另外还有新生的可裂变物质钚-239。通过后处理可从乏燃料中回收有用的铀和钚，再制成UO2 或MOX 燃料返回热堆或快堆使用，大大提高铀资源的利用率。据专家测算，将后处理得到的铀和钚返回压水堆中使用可节省天然铀30％左右。如果能实现快堆和后处理的核燃料闭式循环，铀资源利用率可提高60 倍左右，这意味着本来仅能使用50～60 年的天然铀就可利用3000 余年。
第二，后处理可以使放射性废物减容和降低毒性。后处理不仅可显著地减少需长期深地质层处置的核废物体积，而且可使最终废物的放射性毒性大幅度降低。动力堆卸出的乏燃料如果按“一次通过式”处理方式进行长期深地质层处置，高放废物量约为2m3/tU。按现在国际上运行的后处理厂的水平，乏燃料经过后处理后产生的高放废物量约为0.5m3/tU，仅为前者的1/4。按照目前后处理工艺技术的水平，铀、钚的回收率可达99.75%，使最终处置废物的放射性毒性降低一个数量级以上。
4．前景看好的快中子堆
现在世界上所运动行的绝大多数反应堆是热中子堆。热中子堆利用的只是铀-235。天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238。在快中子反应堆（简称“快堆”）里铀-238可以通过核反应转变成易裂变的钚-239。如图1所示。 图1 快堆里快中子与铀-238核反应转换成钚-239示意图。
从图1可见，“快堆”是由快中子引起原子核裂变反应，不仅可实现核燃料增殖的核反应堆，能够充分利用铀资源，其利用率可提高60-70倍；而且还能够处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物，一举两得。具体点说，在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次贝塔衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称"快中子增殖堆"。同时，快中子增值堆还可以保证核废料安全永久保存。
早在1951年，美国就建造了实验快中子堆（热功率为1.4兆瓦，MW）。现阶段，国际上基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等，法国最有能力实现商业化运营的国家。美国等10个国家确定新能源发展计划里，“快堆”是重点发展的堆型。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。专家估计，快堆的发展将会加快起来。
我国快堆从1986年纳入国家“863”计划，1995年中国实验快堆正式立项。由500多位核能等各方面专家论证结果认为：“快中子堆是在我国可较早实用的增殖堆，可大幅度提高核燃料利用率，从目前压水堆的约1％提高到60％～70％，这对充分有效利用我国铀资源有重大意义”。 同时强调： ‘863’计划能源领域的经费要优先安排实验快堆的建设”。 1992年3月，国务院批准了“863”计划能源领域2000年的发展目标，其中包括建成一座热功率65MW，实验发电约20MW的中国实验快堆（CEFR）。
2010年7月21日中国核工业集团公司在北京宣布：中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。中国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。对于快堆未来发展，中国快堆发展拟采取三步走的发展战略，即从实验快堆—示范快堆—大型商用快堆，建造中国实验快堆是中国快堆发展第一步，并以此为契机，推动中国铀钚混合燃料制造技术等配套技术的发展，逐步建立中国先进核能体系。快堆的发展前景看好，潜力大。
收藏 分享 举报
全部作者的其他最新博文
• 论文：全球核电站网络及其若干特性研究
• 科普：浅谈核电的来龙去脉及若干关注的热点问题
• [转载]周末欣赏（2）
• [转载]周末欣赏（1）
热门博文导读
• 这不是道德问题
• 药家鑫死刑几定，诸位稍安勿躁！
• 物理法防白头发
• 科学网本已经是个好大学，科学网大学我看不必了
• ‘科学网大学’的操作步骤
• 看看俺的好友“长得”多帅！
相关博文
• 关于数理逻辑的学习和讨论——通信，代前言
• [转载]zt美国亚裔研究学者周敏： 模范少数族裔 另一种排外机制
• 这不是道德问题
• [转载]转载一下SCI全过程 对我的大修论文有帮助
• 联合毒性研究，方兴未艾！
• 汉字笔画与数量的关系图
当前推荐数：7 推荐人： montec007 xuselon zuozw BaoHaifei xiaobaobao888 xsquare koalalse
推荐到博客首页
发表评论 评论 (8 个评论)
[8]laokanke2011-4-11 22:35 “乏”是非常通俗且传神的表达方式。早年北方过冬烧炉子，该加煤的时候大人往往会说：“该加煤了，没看到火都乏了”。此时描述的“火乏了”并不是说火灭了，而是煤球燃烧的差不多了，火力已经不行了，再不续填新煤，火就有可能灭。
[7]xiaobaobao8882011-4-11 22:35 小宝宝:
乏的基本字义
1. 缺少. 如: ～味。贫～。不～其人。
2. 疲倦. 如：～困。～累。疲～。
3. 无能, 无用.如：～气。～煤
因此, 不论从乏的那一层意思来搭配,都很不是贴切!
小宝宝我不喜欢"乏燃料棒"这个名词,一般人很难从字面上来理解它的含义!
这个词很猥琐,真的很猥琐!~~~~~~~~~
[6]ghostshell2011-4-11 20:48 这名字到底是谁想的
[5]koalalse2011-4-11 18:29 其实我觉得英文的定义不如中文的准确。used fuel给人一种误解，以为这是没用的废物了。但其实乏燃料仍然含有可用的铀235，只是浓度降低，并含有大量反应产物，经过提纯处理之后可以继续使用。所以中文的“乏”还是很传神的。
IP: 210.72.8.* [4] 匿名 2011-4-11 16:39 另外一个被国际原子能署推荐的处理核废料的方法是ADS（加速器驱动次临界）系统，中科院去年底已经将之作为八个国家战略先导专项之一列项，由中科院高能所和兰州近物所联合承担，可以关注一下。
[3]koalalse2011-4-11 15:09 不觉得“乏燃料棒”这个词猥琐啊。字面上不太好理解倒是真的。但业内这样用，大家慢慢也熟悉了。
[2]koalalse2011-4-11 15:09 不觉得“乏燃料棒”这个词猥琐啊。字面上不太好理解倒是真的。但业内这样用，大家慢慢也熟悉了。
[1]xiaobaobao8882011-4-11 13:13 小宝宝:
不喜欢"乏燃料棒"这个名词,这个词很猥琐, 一般人很难从字面上来理解它的含义!它原英文的意思是用过的燃料棒!
验证码 换一个 刷新验证码
评论
方锦清
加为好友
给我留言
打个招呼
发送消息
Archiver|科学网 ( 京ICP备07017567 )
GMT+8, 2011-4-12 08:27
Powered by ScienceNet.cn
Copyright © 2007-2010 科学时报社
修改头像 个人资料 积分 用户组 隐私筛选 密码安全
积分 0, 距离下一级还需 积分
