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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。
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