应一些知友要求，要我写一篇有关于核裂变乏燃料后处理的文章，本文成稿于上周，是公众号“无所不能”的约稿，今天首发于“无所不能”，现在我收录在专栏里，如需转载请先联系。

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写在前面：

一组数据：

截至 2014 年6 月 1 日，全球在运核电机组共434台，总装机容量 374.611GW。目前，全球核电机组已产生约 T（HM）乏燃料，按照当前核电装机规模，每年将产生约10000 T乏燃料。

截至今年9月末，我国核电装机容量达到24.14GW，跻身世界前五名，在建规模则雄踞全球之首。

一组事件：

2009年9月，瑞典奥萨马尔在投票中胜出，将于2020年建成世界上第一座永久性核废料存储库；

图一 与核为邻的小镇

2010年3月，奥巴马政府撤销了永久性核废料存储库——尤卡山存储库的许可申请，进行了22年时间的尤卡山计划正式终止，美国国内5万吨核废料无处安放。

图二 Yucca 乏燃料填埋场（计划已终止）

2011年11月，从法国拉阿格核废料处理厂运往德国核废料暂存地的核废料运载列车，遭到反核组织成员的阻拦（当然，当从法国捷克进口的核电顺着电网入境的时候，他们并没有阻拦）；

图三 反对核废料入境的德国人

2013年，中国核工业集团和法国阿海珐集团签署中国大型商业后处理- 再循环工厂项目意向书，计划在我国建设一座年处理规模达到800 吨的乏燃料后处理基地，工程造价预计达到2000 亿人民币。

随着后福岛核事故时代的到来，世界核工业开始缓慢复苏，中国进入核能快速发展时期，“十三五”末中国核电机组的总数很可能会达到90余台，总装机容量将近90GW，在不久的将来，核废料这柄核工业领域的达摩克利斯之剑势必寒光闪闪。

一．关于核废料

核废料问题是核能可持续发展的关键制约因素已经毋庸置喙，一座百万kW的压水堆（PWR）核电站，每年卸出乏燃料约25 t；其中含有可循环利用的铀约23.75t, 钚约200 kg, 中短寿命的裂变产物(FPs)约1000 kg；还有次锕系核素（MAs）约20 kg，长寿命裂变产物（ LLFPs）约30 kg。

什么是核废料？核废料，是指带有放射性的废料，它不仅产生于核电站中，也产生于核燃料生产加工、医院、同位素生产等领域。

核废料的分类：

高放废料，又称乏燃料，主要来源于核电站燃烧后的核燃料；

中低放废料，来源于核电站使用过的废弃退役的仪器设备，核燃料生产加工中产生的废料等。

核废料的危害组成等级可以概括为一句话，占3%份额的高放废料贡献了95%的放射性。

表1 核废料成分

*数据来源世界核学会

二．高放核废料（乏燃料）简介

高放废料总量很少，然而危害却很大，我们平常谈之色变的核废料主要也是指这一类。乏燃料之所以危害大，是因为其含有对人体危害极大的高放射性元素。

核燃料在堆内经过中子轰击发生核反应后，燃耗深度达到卸料标准的燃料组件从堆内卸除，即为乏燃料。乏燃料中含有含有大量未用完的可增值材料238U或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料Pu239、U235或U233以及核燃料在辐照过程中产生的Np、Am、Cm等超铀元素，以及裂变元素Sr90、Cs137、Tc99等。

表2 核燃料成分表

*数据来源世界核学会

铀：主要来源于未燃烧的核燃料组分；

钚：铀原子吸收中子但没有发生裂变反应而产生；理论上来说，4000 克钚原料就可以制造出一个当量相当可观的原子弹；

次锕系元素：它们也是由核燃料中的铀原子吸收中子后没有发生裂变反应而产生的新元素，这类元素的特点是放射性强，半衰期长，通常可达到数万年甚至几十万年；

裂变产物（Sr90、Cs137、Tc99等）：放射性较强，但是需要达到一定剂量才能对人体造成伤害。

三．主要核工业国家高放核废料处理现状

目前世界主要核工业国家对高放核废料的处理主要分为闭式燃料循环和开式燃料循环（又称一次通过长期处置）两条路线。

闭式燃料循环：法国、英国、俄罗斯、中国、日本、印度

开式燃料循环：美国、加拿大、西班牙、瑞典、芬兰

开式乏燃料的深地址处理：

乏燃料深地质贮藏的钻孔深度一般为地面下3到5千米，由于钻孔的自我封闭，乏燃料的可逆性非常小。

美国基于火山凝灰岩选取深埋地点。当前美国约有7 万吨乏燃料，贮存在 72 个商业核电站内。另外每年增加2000～2400吨乏燃料。目前四分之三的乏燃料利用堆内乏燃料水池贮存，其余部分经过乏燃料后处理后通过干法贮存；干法储存技术在美国已趋于成熟。

瑞典则基于花岗岩，但该国的放射性废物处置机构设计了一个5厘米厚层的铜盖屏蔽罐，认为其一百万年不会被腐蚀，其周围采用一层厚的膨润土围绕。

图四 Yucca山乏燃料深埋地以及其结构简图

乏燃料的深地质处置，涉及到地球科学、材料、环境、计算与模拟以及工程、测量和监测等各个学科，是一门非常复杂的工程技术。并非像某些人所说的一埋了事，乏燃料埋之前要经过复杂的后处理程序，比如强酸溶解萃取玻璃固化等步骤。

闭式燃料循环工艺：

日本六所村后处理厂与法国阿格后处理厂的乏燃料处理主要基于普雷克斯（P U R E X ）工艺。

图五 日本六所村后处理厂处理工艺

如图五，在分离步骤中有两轮萃取循环，在第一萃取循环中，使用几何安全的脉冲式萃取柱和混合澄清槽进行萃取，这一循环将能分离出大部分裂变产物、铀和钚。

开式循环中对乏燃料深埋地地址水文要求极高，存在不确定性和厂址的局限性。而Purex 工艺不仅是轻水堆燃料后处理使用的流程，而且正在被开发用于快中子增殖氧化物燃料的后处理，法国日本的后处理厂正在运行，工艺中回收的铀和钚返回到反应堆中循环使用。该流程已成为现代后处理厂唯一实际应用的流程。

四 先进核能系统的“乏燃料分离-嬗变（P&T）战略”

除了上部分所谈到的Purex 工艺下的闭式燃料循环，上世纪九十年代，欧洲就已经提出了通过先进核能系统实现“乏燃料分离-嬗变（P&T）战略”以达到先进的闭式燃料循环。其主要特点在于在回收利用铀和钚的基础上，进一步将次锕系元素和长寿命裂变产物分离出来，在嬗变装置中进行嬗变。这就是大名鼎鼎的加速器驱动次临界系统（ sub- (ADS)），嬗变处理可以将高放废料的半衰期从几十万年减少至几百年。也就说，原本需要存放几十万年的高放废料，经过处理后，只需存放几百年就可以了。

ADS由中能强流质子加速器、外源中子产生靶和次临界反应堆构成，是一种高效的核废物嬗变器（或焚烧炉）。ADS的基本原理如下：由加速器产生的质子束流轰击设在次临界堆中的重金属靶件（如液态Pb或Pb- Bi合金），引起散裂反应，再通过核内级联和核外级联产生中子，一个能量为1 GeV的质子在厚靶上约产生30个中子，散裂中子靶为次临界堆提供外源中子。

图六 ADS系统处理流程图

图六 ADS系统处理流程形象化图

由于ADS系统的能谱很硬，几乎所有长寿命的锕系核素在ADS系统中都成为可裂变的资源，因此ADS系统中锕系核素的中子经济性明显好于其他所有已知的临界堆。同时ADS具有良好的安全性，ADS燃料中对MAs的装载量没有严格的限制。综上在所有已知的嬗变系统中，ADS是最理想的核废物焚烧炉。

世界各国研究现状：

写在后面：

乏燃料后处理在核裂变发电技术发展的初期到现在来说，一直是大量所谓的绿色环保人士攻击核电的主要落脚点。然而，从目前的技术和中期规划理性来看，乏燃料无论是通过目前通用的闭式燃料循环技术还是通过不久未来的ADS系统，都不是像某些人所说的将会在地球上存放几十万年，越来越多，毁灭中国毁灭美国毁灭地球等等等等。

参考文献：

1 陈长河. 主要核电国家乏燃料安全管理策略分析

2 柳伟平, 高 振, 范承蓉等. 法国高放废液玻璃固化技术最新进展

3 ,-J. Of Spent Fuel In The Of

4 赵志祥，夏海鸿. 加速器驱动次临界系统( ADS)与核能可持续发展