乏燃料处理

核燃料的生产虽然是以从自然界获取的铀作为原料，但大量人工放射性的产生却是必然的。

从核裂变中获取能量的必然代价就是，当富含中子的重核裂变之后，释放出中子和作为重核裂变碎片的新原子核，后者主要是相对于天然稳定同位素而言富含中子的放射性同位素，会通过衰变变成某些稳定核素；同时大量中子在反应堆中与核燃料和结构材料等堆内物质作用，产生感生放射性，其中不乏寿命较长并且放射性很强的新核素。

这些新的放射性物质有着数秒到数十万年不等的半衰期，导致乏燃料当中含有巨大放射性总量，一座核电站内大约60吨核燃料的人工放射性大致需要一条长江的年径流量（万亿立方米的水）才能稀释到天然铀矿的水平。

乏燃料乏燃料如果不后处理，可以3～10年的冷却后，中期（30~50年内）可以在干式或湿式设施中较经济的储存，由于核燃料的总量相对较少（全美核电运行至今的乏燃料总量约五万吨，理论上一个标准橄榄球场可以摆下），在可预见的未来内继续中间存储或者后处理都是经济的。

如果不后处理，乏燃料需要地质处置很长时间，后处理可以大大缩小需要地质处置的放射性废物体积，回收可作为燃料利用的铀和钚，虽然在目前这种回收并不经济。

回收的铀虽然有0.9%左右的富集度，但由于含有中子毒物U236，因此浓缩相对于天然铀需要额外的分离功；这样核燃料后处理的成本主要由另一种产品钚来承担，所以由钚制成的MOX燃料价格昂贵，比新的低浓缩铀燃料还要贵；而不生产MOX燃料，储存钚价格也很贵。

所以只有核燃料需求紧张，并且地质处置费用较高的欧洲国家和日本坚持核电乏燃料商用后处理。

后处理后的废物乏燃料后处理之后还会得到放射性废液和固体废物，绝大部分钚和铀作为燃料被回收，部分后处理厂也回收镎，其中需要进行地质处置的主要是高放废物，放射性来自于裂变产物、锕系元素。

一座100万千瓦的压水堆（PWR）电站，每年卸出乏燃料约25t；其中含有可循环利用的铀约23.75t, 钚约200kg,中短寿命的裂变产物(FPs)约1000kg；还有次锕系核素约20kg，长寿命裂变产物约30kg。

核设施运行退役、后处理过程除液体外，还产生固体放射性废物（活化金属、废树脂等等），中低固体放射性废物通常掩埋处置，产生高放射性废物（除高放废液固化物外，主要是燃料包壳）也需要地质处置。

对于环境而言，部分放射性较强的物质由于半衰期短在几年内会衰变完，而大部分裂变产物核素会在千年内衰变完，需要考虑是可靠排除其发热并长时间储存不至于泄漏的形式，目前核燃料循环工业所采用玻璃固化方法基本上可以解决这部分废物，通过可靠的长期地质储存而保证较长时间内不进入环境——目前认为可以保证在良好的地质处置场中1万年内（工程设施1000年左右，地质屏蔽10000年左右），玻璃或陶瓷固化体中的放射性物质不会大量进入环境，尤其是地下水。

但万年尺度上，高放废物的储存很难确保不进入环境，这部分风险主要集中在长寿命裂变废物LLFP、次要锕系元素MA（除铀、钚以外的锕系元素）。

需要说明的是如果高放废液不进行固化，就比较麻烦，一来后处理废液中大部分是硝酸盐，强放射性会产生氢气有爆炸可能，二来后处理废液多是酸性，腐蚀性严重，三来发热量大，液体散热不良会沸腾，并且由于可裂变物质的浓缩可能会临界。

所以大部分后处理场会将高放射性废液和固体废物固结在玻璃体中（通常是硼硅酸盐或磷酸盐玻璃），目前也有在研究陶瓷固化的。

中放废液可以浓缩，或通过水泥，沥青进行固化，但应当减少其中的钚等锕系废物残留。

低放射性废物则通常直接稀释后排放。

核燃料后处理过程设计上尽量减少放射性废物的产生，所以某些工厂低放废液会循环利用。

后处理过程中还会释放大量的放射性气体，主要是惰性气体氪、氙的同位素，还有氚和碳14。

放射性碘也会以气态形式释放，后处理厂通常通过延长储存期减少半衰期短的放射性碘释放，即使如此剩余的绝大部分碘需要以被化学方法回收，但在核电站或后处理厂事故中极为棘手，尤其是半衰期更短的碘131，通常以滞留为主要手段阻止严重事故下的大规模释放。

氚排放总量巨大（由链式反应中的三分裂，锂硼等反应堆化学、反应性控制物质的核反应产生），但易于稀释；碳14放射性较弱，惰性气体难以形成内照射，一般也是稀释后排放，当然目前部分后处理设施也会回收半衰期较短的放射性氪，以减少放射性排放。

地质处置场出于地质处置场的提供1万年的隔离能力的需
要，地质处置场/库的选址、设计、建造、性能评价就极为复杂。

通常是花岗岩、凝灰岩、粘土岩或岩盐几类岩石的完整岩体，岩体的地质稳定性、孔隙度、地下水类型、化学热学和力学性能均有严格要求，在一定深度（300~1000m）上建设硐室，将固化物封装金属容器中，在容器和硐室间填充膨润土作为工程屏障。

直接储存乏燃料的处置场，还需要考虑取回。

最主要问题是深部处置场均处于地下水的饱和带，难以避免漫长的时间内地下水不进入处置场，一旦地下水进入，膨润土、金属、固化物迟早会失效。

当然工程远远没有这么简单，实际上还需要考虑如何选择符合条件的场址、如何评价场址的适宜性、如何选择隔离高放废物的工程屏障材料、如何设计和建造处置库、如何评价上万年甚至更长的时间尺度下处置系统的安全性能等一系列重大科学和技术难题。

重大科学问题还包括处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下(中(高)温、地壳应力、水力作用、化学作用和辐射作用等)深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为以及处置系统的安全评价等。

这些项目多数是跨学科、需要长期性研究的问题，总而言之，需要持之以恒的在这一系列问题上烧钱。

分离嬗变策略MA当中大部分核素兼具重金属的化学毒性和放射性，并且半衰期长，多在数万年甚至数十万年。

主要是钚、镎、镅、锔，钚可以作为燃料，MA都是重核，可以在快中子谱的反应堆中嬗变，但目前没有成熟技术分离MA核素，并且MA会引入正反应性，造成嬗变堆和能源用快堆在设计上区别很大，安全性堪忧，而加速器驱动的次临界反应堆（ADS）由于中子能谱更硬，通量更高，安全性更加好，更适合嬗变MA。

主要的LLFP比如锝99，碘129，硒79，锡126，铯135，半衰期都比较长。

其中前两种核素锝99，碘129半衰期长，性质活泼，并且易在生物体中富集，并且中子截面较大，是分离嬗变策略的主要研究对象。

硒79，锡126中子截面较小，铯135由于需要同位素分离，所以是否进行分离嬗变是有争论的。

将LFFP和MA从高放废液中分离嬗变，缩短放射性废物地质处置停留时间的燃料循环策略，是闭式循环燃料体系的进一步发展方向。

一般认为可以将需要进行地质处置的放射性废物体积减少到原来的1/20，放射性毒性降低两个数量级，但在技术上离成熟有相当长的距离。

国际法与海洋的总容量不向海洋倾倒核废物主要是出于国际法考虑。

《防止倾倒废物及其他物质污染海洋的公约》通常简称“1972年伦敖倾废公约”或“伦敦公约”，规定禁止向大洋倾倒放射性废物。

伦敦倾废公约出台前，俄国人甚至向海洋直接排放高放废液（核武器原料钚生产过程需要后处理大量生产堆乏燃料），同时期西方国家只向海洋排放中低废液，巴伦支海、白海、喀拉海因此受到污染，当然苏联更多的是直接将高放废液注入地下。

苏联向自然环境直接排放的放射性废物达到约17亿居里，其中16亿多被注入了地下深井，余下的被排放在海洋和内陆湖泊中，这些排放大约是切尔诺贝利事故即时排放值（8000万居里）的20多倍。

如果抛开伦敦倾废公约，最早是设想将放射性废物地质储存在深海底部，后来则考虑由类似地下处置场的密闭容器储存在海床的深海沉积物乃至洋壳中钻孔内，后者曾经被认为是一种比较安全的地质处置策略。

海洋中自然放射性元素钾40，铷87的总放射性约为4400亿居里。

轻水堆乏燃料（33GWd燃耗）卸出冷却半年后，放射性总活度约300～400万居里/吨，十年后下降至约30万居里左右。

而全寿期为60年代百万千瓦级核电站在其寿期中至少要卸出1500吨乏燃料。

以海洋的容量之大，现有人类核利用累计产生的核废料（全球仅商业核电站就积存近20万吨乏燃料）总的放射性与之海洋天然放射性总量已经只有一个数量级上差距了。

而且由于海洋倾倒的不均匀性和放射性核素可能发生的生物富集，向海洋直接排放放射性物质作为放射性物质的最终处置方案显然是不可行的。

铀矿生产由于铀矿生产使用水冶方法，铀矿石被酸或碱浸后浸出铀酰离子；铀矿伴生的衰变子体，主要是镭的同位素会在尾矿渣中存在，由于大部分水冶场采用酸浸，矿渣呈强酸性，如果处置不当会造成水和土壤的污染。

冷战中美苏铀矿开采量巨大（当然80年代以后用于核电的铀生产也很大），伴随的尾矿和冶炼渣中的总放射性活度均达数十万居里，不过目前铀矿生产重心已转向原地浸出法（开发可
地浸砂岩铀矿），此种方法污染较轻，铀的放射性子体被滞留在地下，主要是需要防止生产过程中地下水被酸和铀矿溶液（很稀）污染，良好的地下水监测体系可以起到很好的控制作用。

子体氡的污染在铀矿尤其是地下铀矿山生产中危害非常大。

氡也是日常生活中重要的背景辐射来源，严重污染时致癌。

作者：王某叉
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2010年12月据国资委网站消息，近日，我国第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂——中核四〇四中试工程热调试取得成功。

热调试的成功，实现了核燃料闭式循环的目标，有力地推动了核燃料产业及核电的快速发展，为我国先进后处理工程技术的开发提供了重要的研究实验平台，标志着我们已掌握了动力堆乏燃料后处理技术。

中试工程走过了二十载建设、发展过程。

2004年至2008年顺利完成了水试、酸试、冷铀联动调试，于2010年3月打响了热调试的攻坚战。

在完成了放射性热调试，顺利生产出合格产品后，热调试取得成功，这标志着我国动力堆乏燃料后处理的整个工艺流程全线打通。

为了应对国内外化石燃料的短缺和保证能源安全持续发展，核电因其清洁性和高能量密度而受到各国青睐，我国核电也步入了一个积极发展期。

所谓“乏燃料”就是从反应堆里烧过的核燃料,又称辐照核燃料。

迄今，全世界有约441座反应堆在运行发电, 其中有9个国家的40%多的能源生产来自核能，核燃料一经在核电厂使用发电后，即成为“乏燃料”，每年卸出的乏燃料约有1万吨. 需要等待处理.由此提出了对核电站卸下的“乏燃料”如何进行严格的科学处理和有效的管理问题成为另一个令人关注的热点课题。

1．“乏燃料”不是核废料
因为核燃料在反应堆堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出“乏燃料”，它含有丰富而宝贵的核素如表1所示。

其中表1：压力反应堆里乏燃料中的核素
包括：未用完的可增殖材料238（U）或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料钚-239（Pu）、铀-235（U）或铀-233U，以及核燃料在辐照过程中产生的少量的超铀元素——镎-237、镅-241、锔-242等，另外还有裂变产物元素锶-90Sr、铯-137Cs、锝-99Tc，还有贵金属（铑、钯）等，这些都是可应用的同位素。

经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存,或者送往乏燃料后处理(irradiated fuel reprocessing) 设施从废物中回收、纯化乏燃料中所含的铀和钚，并加以复用。

2．后处理乏燃料的两种战略
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。

目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有两种战略考虑：
第一，后处理战略。

即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。

其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。

第二，一次通过战略。

即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处理。

该战略特点是费用可能较低，概念简单；无高纯钚产生，核扩散风险低。

但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年；没有工业运行经验。

2．动力堆乏燃料处理途径
现在世界上运行中的快堆只有6座，其中日本2座，俄罗斯2座，中国和印度各1座，其他都得5-10年之后了。

这个技术本来发展的不错，但到80年代末90年代初，英法主要是因为环保集团反对，美国是石油集团反对，俄罗斯则是因为穷，大批建成的快堆陆续下马，中国快堆2010年也刚达到临界。

日本人也因为环保的反对准备下马，但是日本地小人多，资源匮乏，不搞这个将来没有出头之日，权衡再三还是下决心搞了。

一座100万千瓦的核电站，一年用核燃料30吨，使用过后称为“乏燃料”，重量前后变化不大，但乏燃料具有强放射性。

其乏燃料的处理经过如下几个环节:
2．1 冷却贮存：刚从反应堆卸出的乏燃料，具有强放射性且继承释放热量，要放到反应堆四周的深水池中冷却，且至少半年以上。

2．2 后处理：乏燃料中不仅含有未烧尽的铀-235和原有的铀-238，还有核反应生成的钚-239等珍贵元素。

因此，冷却后的乏燃料需运到专门的工厂进行后处理，把上述有用的元素提炼出来，剩下的才是真正的核废料。

迄今，核燃料后处理已经发展了水法和干法两种技术。

工
业化后处理厂采用的都是水法技术。

水法后处理的主导工艺流程经过几十年的发展一直在朝着更安全、经济的目标发展。

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Ｕ-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-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)。

为实现核能发展的经济性、安全性和洁净性目标，要求在后处理过程中不仅要回收可裂变材料以充分利用铀资源，提高核能经济性，保障核能可持续发展，而且要分离如表1所列的燃料辐照过程中产生的、长寿命的、含量少而毒性大的锕系核素（即次锕系核素）和长寿命裂片产物元素，以通过嬗变消除其毒性，维护环境安全，实现核能洁净化目标。

这就是高放废液分离技术。

此外，干法后处理技术，也称高温后处理技术。

最初是由美国和俄罗斯发展起来的。

21世纪以来，主要核能国家如美国、俄罗斯、日本、法国、英国、韩国、印度等国家都投入干法后处理技术研究，主要集中在熔盐体系的干法后处理流程开发上。

这些流程有三种：有金属锂还原金属电解精制流程、电解氧化物沉积流程，以及与湿法相结合的混合流程。

这些流程各有特点，但都存在着一些有待克服的技术难题。

如今，上述三个干法后处理流程基本上都开展国际合作研究。

2．3 固化处理：将具有高放射性的核废物与熔融的玻璃混合，凝聚成质地坚硬、性能稳定的固体，再封装在专门的不锈钢桶内。

2．4 深埋处理：把固化好的废物桶放到人烟稀少、地质结构稳定、没有地下水的废矿或岩层深处，保证几万年或更长时间不会泄露到四周环境中。

目前的环境污染问题大部分是由使用化石燃料引起的。

由二氧化碳等造成的温室效应以及二氧化硫和氮氧化物等造成的酸雨正在全球范围内破坏人类赖以生存的生态环境。

一座100万千瓦的烧煤电站每年要烧300万吨煤，产生的废物总量要超过300万吨，特别是火电站排入环境中的放射性物质比核电站排出的还要多！法国1990年到1996年间核电站发电总量的比例由24%提高到70%。

在此期间法国总发电量增加40%，而排放的二氧化硫却减少了56%，氮氧化物减少了9%，尘埃减少了36%，大气环境质量大有改善。

事实证实：应用核电站代替火力电站，能够大大改善环境质量。

核电站是人类的可以利用的洁净能源，是低碳环境的朋友。

3．乏燃料后处理的优势
乏燃料后处理是我国早已确定的技术路线。

1983 年，国务院科技领导小组召开全国专家论证会，经过对我国核电发展计划、国内外铀资源情况、国内后处理工艺技术发展水平、后处理的安全性、经济性等诸多方面的充分论证，确定了“发展核电必须相应发展后处理”的战略，并在1987 年日内瓦国际会议上对外公布了这一决定。

后处理与以下优点。

第一，后处理可以充分利用铀资源，保障核电可持续发展。

发展后处理工业是保证我国核电可持续发展的重要环节。

压水堆核电站乏燃料中铀-235 为0.8％～1.3％，比天然铀中的铀-235 的含量0.71％还高。

另外还有新生的可裂变物质钚-239。

通过后处理可从乏燃料中回收有用的铀和钚，再制成UO2 或MOX 燃料返回热堆或快堆使用，大大提高铀资源的利用率。

据专家测算，将后处理得到的铀和钚返回压水堆中使用可节省天然铀30％左右。

如果能实现快堆和后处理的核燃料闭式循环，铀资源利用率可提高60 倍左右，这意味着本来仅能使用50～60 年的天然铀就可利用3000 余年。

第二，后处理可以使放射性废物减容和降低毒性。

后处理不仅可显著地减少需长期深地质层处置的核废物体积，而且可使最终废物的放射性毒性大幅度降低。

动力堆卸出的乏燃料如果按“一次通过式”处理方式进行长期深地质层处置，高放废物量约为2m3/tU。

按现在
国际上运行的后处理厂的水平，乏燃料经过后处理后产生的高放废物量约为0.5m3/tU，仅为前者的1/4。

按照目前后处理工艺技术的水平，铀、钚的回收率可达99.75%，使最终处置废物的放射性毒性降低一个数量级以上。

4．前景看好的快中子堆
现在世界上所运动行的绝大多数反应堆是热中子堆。

热中子堆利用的只是铀-235。

天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238。

在快中子反应堆（简称“快堆”）里铀-238可以通过核反应转变成易裂变的钚-239。

如图1所示。

图1 快堆里快中子与铀-238核反应转换成钚-239示意图。

从图1可见，“快堆”是由快中子引起原子核裂变反应，不仅可实现核燃料增殖的核反应堆，能够充分利用铀资源，其利用率可提高60-70倍；而且还能够处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物，一举两得。

具体点说，在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次贝塔衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。

因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称"快中子增殖堆"。

同时，快中子增值堆还可以保证核废料安全永久保存。

早在1951年，美国就建造了实验快中子堆（热功率为1.4兆瓦，MW）。

现阶段，国际上基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等，法国最有能力实现商业化运营的国家。

美国等10个国家确定新能源发展计划里，“快堆”是重点发展的堆型。

除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。

专家估计，快堆的发展将会加快起来。

我国快堆从1986年纳入国家“863”计划，1995年中国实验快堆正式立项。

由500多位核能等各方面专家论证结果认为：“快中子堆是在我国可较早实用的增殖堆，可大幅度提高核燃料利用率，从目前压水堆的约1％提高到60％～70％，这对充分有效利用我国铀资源有重大意义”。

同时强调：‘863’计划能源领域的经费要优先安排实验快堆的建设”。

1992年3月，国务院批准了“863”计划能源领域2000年的发展目标，其中包括建成一座热功率65MW，实验发电约20MW的中国实验快堆（CEFR）。

2010年7月21日中国核工业集团公司在北京宣布：中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。

中国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。

快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。

对于快堆未来发展，中国快堆发展拟采取三步走的发展战略，即从实验快堆—示范快堆—大型商用快堆，建造中国实验快堆是中国快堆发展第一步，并以此为契机，推动中国铀钚混合燃料制造技术等配套技术的发展，逐步建立中国先进核能体系。

快堆的发展前景看好，潜力大。

“目前离堆贮存需求巨大和紧迫。

”中核瑞能科技有限公司总经理薛维明表示。

他同时介绍了国内部分核电站乏燃料的离堆贮存时间：大亚湾核电站是2004年;田湾核电站、秦山核电二期、岭澳核电一期均在2016年;岭澳核电二期是2019年。

我国首个国家级核技术产业园开工乏燃料后处理产业化提速
在西北的一处戈壁荒漠中，中国的核燃料循环生意正悄然启幕。

这将给甘肃带来哪些影响？乏燃料（经受过辐射，使用过的核燃料）后处理为何如此神秘？近日，《每日经济新闻》记者实地探访了位于甘肃荒漠中的核技术产业园，并采访了中核集团、甘肃省相关政府部门及多位行业权威专家，试图呈现我国核燃料循环生意的进展与困顿，剖析乏燃料后处理商业化对核电产业及地方经济的深远影响。

“国家批下来了千亿核能大项目”，拥有核燃料产业基础的甘肃近期流传着让很多企业都颇为兴奋的传言。

事实上，源于多年前的中法乏燃料后处理千亿大单谈判，甘肃省内多年来都流传着核废料大项目的种种消息。

与颇受争议的核废料处置相比，拿下国内首个核技术产业园的甘肃，似乎希望乏燃料后处理生意能让自己增加一个新的经济引擎。

在一位甘肃省商界人士看来，这个千亿大项目堪比三峡，甚至能救活当地很多濒临破产的大企业。

但因乏燃料与核废料的概念容易被混淆，甘肃省各级政府对这个产业园项目均讳莫如深，在兴奋中亦充斥着纠结。

8月初，《每日经济新闻》记者向甘肃省发改委核实上述消息，但并未得到证实。

而甘肃省工信委一位内部人士向记者提及了启动不久的中核甘肃核技术产业园。

但该产业园颇为神秘，甚至没有公布具体地点，甘肃官方媒体披露的消息显示其涉及核燃料循环利用。

在距离兰州700多公里的小城郊外，记者在一望无际的戈壁上看到了这个国内首个也是唯一的核技术产业园，多方采访后记者发现，产业园与乏燃料后处理的关系颇为密切。

荒漠里的国家项目
从兰州一路向西，在嘉峪关市和酒泉市，核工业的印记越来越浓重。

在嘉峪关这个西北旅游名城和钢铁之城，一座核城悄然坐落在其身边。

位于嘉峪关市区的中核四〇四有限公司（以下简称四〇四公司）是我国规模最大、体系最完整的核工业生产、科研基地，而放射性三废处理处置设施亦是其重要业务之一。

对于西北小城里的大项目，一位接近甘肃省相关政府部门的人士对《每日经济新闻》记者表示，核废料项目在甘肃由来已久，但多年来没有进展。

他表示，近期一个投资额超千亿的核项目得到官方人士的确认，而四〇四公司核工业基础雄厚，历来都是相关项目的主要参与方。