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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。

投稿与新闻线索：陈女士微信/手机：13693626116 邮箱：chenchen#bjxmail.com（请将#改成@）

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