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乏燃料后处理厂应提上日程
所谓的“乏燃料后处理”是指在核燃料循环中经过辐照过的燃料元件从堆内卸出时,不管是否达到设计的燃耗深度,总是含有一定量裂变燃料(包括未分裂和新生的),回收这些宝贵的裂变燃料(U235,U233和Pu)以便再制造成新的燃料元件或用做核武器装料的过程,分为干法后处理和湿法后处理两种。
乏燃料后处理过程十分复杂,这是因为乏燃料的放射性很强,有些核素的毒性又大,有发生临界事故的危险等,要求整个后处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行,这就给后处埋过程带来很大的难度。不过,历经多年的发展,乏燃料后处理技术目前已经比较成熟。
后处理技术的研发始于20世纪40年代,首先是为军用服务的,即从低燃耗的生产堆乏燃料中提取军用钚,后来后处理的对象转向动力堆(首先是核电站)的乏燃料以及各类研究堆的少量乏燃料。70年代以来,后处理技术取得了长足的进步。法、英、俄、日等国一直在运行着大型的商业性后处理工厂,这些工厂的工艺、技术、安全、管理、经济性等各方面都是成功的,已经积累了十分丰富和宝贵的运行经验。
商用的湿法后处理厂过程包括乏燃料的运输和贮存、剪切与溶解、溶剂萃取分离、纯化易裂变材料钚、铀、镎,工厂的主体设备、监测与控制、射线防护与临界安全、三废治理,以及工厂设施的去污与维修等过程。一般湿法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,将裂变产物从铀-钚中清除出去,然后用溶剂萃取法将铀-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)。图2给出了湿法后处理工艺示意图。乏燃料后处理产生的钚产品可以采用制成铀钚混合物(MOX)燃料,主要在热堆中使用,也在快堆中使用(如俄罗斯和法国)。法国在后处理和MOX燃料使用方面较有代表性,法国一直选择核燃料闭式循环的技术路线,积极发展后处理再循环能力。法国后处理厂每年处理国内乏燃料850t,产生的约8.5t分离钚随即制成l00 t MOX燃料,进行再循环。
乏燃料后处理一直是人们关注的与核能、环境和安全密切相关的焦点问题之一。现在全世界每年产生的乏燃料数量超过1万t重金属,其中大部分贮存在水池或干式贮存设施中,除此之外历史积存的核电站乏燃料约有20万t(湿法储存192070t,干法储存8070t),因此,在核能的发展中乏燃料的处理是一个亟需解决的问题。目前,全世界的商用乏燃料年后处理能力仅为5675 t(其中英国2400 t/a,法国1700t/a,日本900 t/a,俄罗斯400 t/a,印度275 t/a),只约占每年卸出乏燃料的1/3左右。
进入新世纪以来,国家扶持核电的大力发展。这样必然会引起乏燃料后处理产业的发展。早在1983年我国就制定出符合我们自己国情的核燃料闭合循环战略方针。这是符合当今的国际核能发展形势,因为全世界已经探明的铀资源将在不到一百年之内就会枯竭,如果实现全部的乏燃料后处理,提取出有用的核素继续实现核燃料循环,那么探明的铀资源将会延长利用3000年,从而实现了核裂变能利用的可持续发展。
我国的乏燃料核燃料后处理的科研工作起源于1956年,是在前苏联援助下从沉淀法起步开始的。1964年第二机械工业部(后称核工业部,延续为中国核工业总公司、中国核工业集团公司、中国核工业集团有限公司)决定抛弃沉淀法流程,改用先进的萃取法工艺;从1965年1月起,先后组织两批(共81人次)技术攻关突击队,进行萃取法热铀(即经辐照过的铀)处理小型试验;1968年9月,我国生产堆乏燃料后处理中间规模试验厂建成并投入运行;1970年4月,我国首座大型生产堆乏燃料后处理厂建成并投入运行;随后对工艺流程进行了改进,1975年还对燃耗较深的研究试验堆乏燃料元件进行了后处理,并开展了从高放废液中提取裂变产物和次锕系元素的研究工作,其分离工艺技术水平与当时的国际水平相当;从上世纪80年代以后,特别军用后处理厂的停产,我国对后处理技术研究开发的投入严重不足,后处理技术成为核能发展中薄弱环节;后用于动力堆燃料后处理的后处理中试厂的建设进度拖期,直到2010年4月份开始进行5%热调试,调试过程中出现了一些问题,后逐步进行50%和100%的热调试,现在基本流程已经打通。
应看到,目前我国在后处理工艺设备、自动控制、远距离维修等方面与国际先进水平相差愈来愈远,而我国的核电事业正在稳步、健康地发展中,因此建设一座与之配套的、年处理能力为上千吨乏燃料的后处理厂尤为必要。在笔者看来,如何奋起直追,实现后处理技术的长足进步,已成核工业的当务之急。
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