动力堆乏燃料后处理技术

在国际上核燃料这个工业里面，我国是极少数几个能够形成核燃料循环的国家之一，因此来说对整个在技术水平科技水平我国将既有话语权，甚至还能起到一定的引导作用。此前法国、英国、俄罗斯、日本、印度等国掌握动力堆乏燃料后处理技术，我国进而成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。1986年863计划实施，开始“快中子增殖堆”课题预研

1995年12月中国实验快堆工程立项

1997年8月中国实验快堆被列为863计划重大项目

2000年5月核岛浇灌第一罐混凝土

2002年8月核岛厂房封顶

2005年8月堆本体安装开始

2007年6月堆内构件安装完成

2007年7月主控室交调

2007年12月完成模拟组件安装

2008年12月全厂安装完成，综合冷调开始

2009年3月堆本体气密性试验完成

2009年4月冷态调试结束，热态调试开始

2009年8月热态调试结束，具备首次装料条件

2010年6月首次装料

2010年7月首次临界

我国科学家近日在核研究上取得了重大技术突破，实现了核动力堆中燃烧后的核燃料铀钚材料回收，而如果能够将钚材料在动力堆上实现循环利用，意味着在我国现有核电规模下，我国已经探明的铀资源从大约只能使用50到70年变成了足够用上3000年。

这项技术的专业名称叫“动力堆乏燃料后处理技术”，专家介绍称核电站发电是通过核燃料在核反应堆中发生裂变反应放出能量，和火力发电站要不断加煤一样，当核燃料维持不了一定的功率的时候也需要更换，这些被换下来的核燃料组件就叫做乏燃料，通俗的说，乏燃料类似于火力发电站中的“煤渣”，但是它又绝对不是煤渣，而是大宝贝，因为当年世界的核电技术下核燃料都只燃烧了3%到4%左右，就维持不了额定功率了，而这些核燃料在燃烧过程中还会产生新的核燃料。

这个时候就需要把核燃料进行后处理，也就是通过一些列的化学过程，把核电站没有燃烧完的核燃料和新产生的核燃料提取出来，再把这个燃料制成核电站发点所需要的燃料元件。循环利用的原理听起来简单操作却异常艰难，如何对这些有极强核辐射对人体有致命伤害的元器件进行剪切、分离、提取、提纯等等，每一步都是难题，我国科学家经过24年的钻研反复试验终于突破了全套技术体系。完全是靠咱们国家自己自主设计、自主建造、自主调试、自主研发的设施，最后一次试验制备出了合格的铀产品和钚产品，所以说它是成功了。

快中子反应堆（简称快堆）属于全球第四代核能系统技术的应用，与目前运行及正在建设的第二代、第三代核电站相比，其形成的核燃料闭合式循环，可以使铀资源的利用率提高至60%以上（现有核电站只有1%，也就是提升了60倍）。

由于利用率的提高，相对较贫的铀矿有了开采的价值。就世界范围讲，可采铀资源将因此增加上千倍。以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。（综合科技日报、中国青年报等）

截至2012年底,国内已运行的核电机组有17台,总装机容量为1,36万千瓦,每年将产生300多吨的乏燃料,目前已累计产生4,489组乏燃料,至今已外运的有858组乏燃料。随着在建核电站的陆续投运,后续核电站乏燃料外运需求将更多。“十二五”期间,预计新产生乏燃料4,249组,需离堆储存的乏燃料将有576组;“十三五”期间预计将新增9,500组,需离堆储存的乏燃料将有3,200组左右;按照如今建设速度和规模,到2020年,累积产生的乏燃料将会达到14,000组以上。

根据我国在运核电站2011～2025年需要离堆储存的乏燃料统计共有约8,276组。我国现有的500吨离堆储存水池已经饱和无法继续接收乏燃料。正在西北扩建的800吨乏燃料水池,计划2013年底投入运行,可接收约1,600组乏燃料。“十二五”期间计划开工建设1,600吨储存水池,含400吨和1,200吨各一个,计划分别于2015年和2018年投运,可接收约3,200组乏燃料。“十三五”期间计划再建设一个1,200吨乏燃料储存水池,预计2020年投入运行,可以储存约2,400组乏燃料。如果进展顺利的话,我国离堆乏燃料储存水池2011～2025年预计总共可以储存6,956组乏燃料,尚有1,320组乏燃料的缺口,这部分乏燃料需要另想办法。如果后续离堆储存设施的建设进度跟不上,后期乏燃料外运与离堆储存的压力将会越来越大,这将影响到核电站的安全运行。

乏燃料干式储存是被国际经验证明更安全、灵活性更好的乏燃料储存方式,也更符合我国乏燃料离堆储存的现实需求。可以为我国后处理大厂引进和技术研发提供充足的时间缓冲。是乏燃料后处理未来发展的必然选择。同时乏燃料干式储存设施也将成为一个新兴的产业,市场潜力巨大。因此根据我国核燃料循环后端发展现状,有必要尽快开展我国乏燃料干式储存设施的研发和建设工作。

自1986年美国核管会颁发第一张乏燃料干式储存容器许可证以来,截止2012年底,国际上已经建立了存量接近4万吨的干式储存设施。

1、美国乏燃料干式储存应用状况

美国目前在运的核电机组有104座,共产生了约7万吨乏燃料,并以每年2千吨的速度递增。美国的乏燃料采用直接处置的政策,由于乏燃料及高放废物处置场建设计划推迟,核电厂必须自行解决乏燃料离堆储存问题。美国的乏燃料离堆储存采用干式储存的方式,目前有超过70%的核电厂建立了乏燃料干式储存设施。有约2万吨的乏燃料储存在或即将转移至干式储存设施中。

2、日本乏燃料干式储存应用状况

日本拥有50台在运核电机组,每年卸出约900吨乏燃料。日本核电厂产生的乏燃料主要存储在核电厂的乏燃料池中。由于乏燃料存储量已接近乏燃料池的容量,一些核电厂被迫增加存储能力,以避免乏燃料池的存储量超出储存能力。1997年东京电力公司的福岛第一核电厂建成了一个由20个金属储存容器组成的干式储存设施。日本原子能公司的东海2核电厂建造了容量为260吨(24个屏蔽容器)干式金属罐储存设施。

3、法国乏燃料干式储存应用状况

法国目前运行的核电机组有58台。法国在执行核能计划初期,由于自产的铀矿数量有限,为了提升法国能源的安全性,强调乏燃料是一种资源而不是废物,即采取乏燃料再循环利用策略。

法国仅建有一座乏燃料干式储存设施,用于储存法国原子能的重水研究堆产生的乏燃料,储存能力为180吨。

4、韩国乏燃料干式储存应用状况

韩国在运的核电机组有23台。到2007年底储存中的压水

堆乏燃料存量为4,327.53吨;重水堆乏燃料为5,092.33吨(其中2,425.68吨为干式储存,2,666.65吨为湿式储存)。除了部分重水堆乏燃料储存于Wolsong核能电厂内的干式储存设施外,其余均采用在核电厂内湿式储存。核能电力公司-韩国水力与核能发电公司所负责营运的压水堆电厂,由于厂区内空间不够,计划建设一个异地集中干式贮置场。

5、加拿大乏燃料干式储存应用状况

加拿大目前共有19台核电机组在运,堆型以重水堆为主。乏燃料目前暂贮在核电厂及中间储存设施中,目前统计有来

自22个核电机组及2个研究用反应堆所产生的42,000吨乏燃料。乏燃料从反应堆卸出后,先在水池中储存7年到10年,以降低其辐射热与放射性,之后再移转到干式中间储存设施中。

6、英国乏燃料干式储存应用状况

英国目前运行中的核电机组有16台。反应堆类型大多是先进的气冷堆,其产生的乏燃料在核电厂内短暂储存至少100天后,以铁路方式运到燃料处理厂进行储存与再处理。干式储存部分则仅有Wylfa电厂建设干式储存设施。英国乏燃料管理策略以往是采取再处理方案,然而在2009年公布的国家核能发电政策初稿中,新建造的核电机组将采取开放式燃料循环,乏燃料将长期储存100年后移至最终处置场存放。

7、我国乏燃料干式储存应用状况

我国目前在运核电机组17台。秦山三期核电厂(重水堆)为解决乏燃料的出路问题,参考其他CANDU堆的通用做法,在秦山三期核电厂区内选用加拿大AECL公司的MACSTOR-400型混凝土模块技术建造乏燃料临时储存设施。该设施计划建设18个QM-400乏燃料干式储存模块,已于2009建成了2个储存模块,并每隔5年建造2个模块。除此以外,国内其它机组还没有干式储存设施。

本书全面、系统地介绍了核燃料后处理工程的科学管理、技术细节、尚存问题及研究前沿，核燃料循环概念、各种反应堆乏燃料元件的基本特性、核燃料后处理的任务、核燃料后处理厂的特点、核燃料后处理工艺发展简史，溶剂萃取工艺的化学原理，乏燃料元件的类型、运输、贮存及后处理工艺的基本过程，乏燃料元件的首端处理，铀钚共去污分离循环，钚的净化循环和尾端处理，铀的净化循环和尾端处理，溶剂萃取循环的主要设备，放射性三废的处理与处置，后处理厂的监测手段，辐射防护与核临界安全控制。