中国核燃料循环技术的现状研究

我国先进核燃料循环技术的现状研究

姓名：颜邦益班级：核化121班学号：20124150130 目前 , 全世界核发电能力约350GW , 每年产生的乏燃料约10 500t , 累计存量达到130 000 t 。乏燃料中含有大量的U、Pu、次量锕系元素 (MA) 和裂变产物 (FP) , 其中的锕系元素 ( 如 Pu 、 Np 、 Am 和 Cm 等 ) 和长寿命裂变产物 (LLFP) 构成了对地球生物和人类环境主要的长期放射性危害。这一问题如不能妥善解决 , 则将制约核能的持续发展。近年来 , 国际上正在积极开展先进燃料循环体系或洁净核能体系的研究 , 其目标是降低核电生产成本 , 提高核电生产体系的经济性 ; 减少废物产生量 , 促成生态和谐 ; 充分利用铀资源 ; 确保核不扩散。

一、燃料循环体系概念

目前 , 国际上有2种核燃料循环方式 , 即“一次通过” (once 2 through cycle) 和“后处理燃料循环” (reprocessing fuel cycle) 。所谓“一次通过”方式 , 是将乏燃料作为废物直接进行地质处置。由于乏燃料中包含了所有的放射性核素 , 要在处置过程中衰减到低于天然铀矿的放射性水平 , 将需要10 万年以上。所以 , “一次通过”方式对环境安全的长期威胁“后处理燃料循环”方式是通过后处理将乏燃料中的 U 和 Pu 提取出来进行再循环 , 以充分利用铀资源。

后处理所产生的高放废液(HLLW) 经玻璃固化后进行地质处置。由于玻璃固化废物中含有所有的 MA 和 FP , 其长期放射性危害依然存在。如果将 MA和LLFP 从 HLLW 中分离出来 , 则所制得的玻璃固化废物存放 10 3 a 左右后 , 其放射性毒性即可降至天然铀矿水平。如果将分离出的 MA和 LLFP 通过嬗变使之转变成短寿命或稳定核素 , 则核能生产对环境可能造成的放射性危害可减到很低的程度。同时 , 嬗变过程中所释放的能量也可以利用 , 从而进一步提高铀资源的利用率。 MA 和 LLFP 的分离嬗变方案是对“后处理燃料循环”体系的延伸 ,在此基础上 , 将形成“先进燃料循环” (advancedfuel cycle) 体系。

不同燃料循环方式下核废物长期放射性风险。“先进燃料循环”体系是对现有核能生产及其燃料循环体系的进一步发展 , 它是现有的热堆燃料循环与将来的快堆或加速器驱动系统(accelerator 2 driven system , ADS) 燃料循环的结合。随着快堆和 ADS 燃料循环的逐步引入 , 今后的先进后处理技术将同时处理热堆和快堆乏燃料以及嬗变靶件 , 实现U、Pu的闭路循环和MA 的嬗变。与现有的燃料循环体系相比 , 先进燃料循环体系应具有更高的铀资源利用率、更好的核能生产经济性、更佳的环境安全性以及更强的防核扩散能力。为此 , 今后的燃料循环过程将进一步简化。例如 , 在满足快堆燃料循环要求的前提下 , 水法后处理可开发“一循环” Purex 流程 , 钚产品对FP 的去污因子可降至103 , 这可能使投资费用降低 1/ 2 ～ 1/ 3 , 产品的强辐射还能提供防核扩散屏障。如果今后干法后处理能够实现工业化 , 则具有更好的经济性和防核扩散能力。

后处理的去污水平降低要求后 , 相应的燃料元件的制备过程必须实现远距离操作 , 由此导致的费用上升可以通过简化燃料元件制备工艺得以补偿。燃料循环过程中产生的 Pu 、 MA 和LLFP , 将在快堆或 ADS 中燃烧或嬗变 , 以减少其长期放射性危害 , 保证环境安全 , 并利用燃烧过程中释放的能量。“先进

燃料循环”可以通过下述途径实现 :运行现有的热堆核电厂及其相关的燃料循环设施 ( 包括后处理) ,实现 U 和 Pu 的再循环 ;从乏燃料中除了分离 U 和Pu 外 , 进一步分离出 MA 和 LLFP , 将其制成燃料或靶件 , 利用快堆或 ADS 进行嬗变。日本将这种燃料循环方式称为“双重燃料循环” (double strata fuel cycle) 。需要指出的是 , 尽管“先进燃料循环”体系极大地消除了长寿命核素的放射性危害 , 但最终仍不可避免地会产生需要地质处置的废物。

分离嬗变是“先进燃料循环”体系的重要组成部分。分离研究进展有关分离嬗变的探索性研究始于 70 年代 , 但围绕这一研究 , 一直存在相当大的争议。自从 80 年代末和 90 年代初法国和日本分别提出 SPIN ( separation 2 incineration ) 计算和OMEGA (options making extra gains from actinides) 计划以后 , 分离嬗变研究在全世界重新得到重视 , 并取得了较大进展。

二、国内外核燃料循环关键技术研究现状

目前国际上闭式热堆核燃料循环技术已经成熟，并已形成完整的工业体系，其中前段技术已形成多样化的国际市场，燃料循环后段则主要由国家主导。国际上快堆核燃料循环（除MOX燃料制造之外）尚处于研究开发阶段，离商业应用仍需20-30年时间。

我国于上世纪60-70年代建立的军工核燃料循环体系无法满足我国核能发展的需求。我国在核燃料循环前段尽管已具备工业生产能力。但在铀矿勘查、矿冶、铀浓缩、高性能燃料组件制造等技术方面仍需改进和提高。我国在核燃料循环后段方面与国外的差距更大。

1）、先进浓缩铀工艺技术研究

国际上比较成熟并已用于工业规模生产的铀浓缩技术为扩散法（第一代技术）和离心法（第二代技术）激光分离工艺被视作第三代技术。美、法等国曾投入巨资进行研发。但均已停止了工业规模的研发。只有澳大利亚仍在开展原型规模的研发工作。

离心机有多种不同的型式。一种是西欧三国开发的超临界速度的离心机，它已经过了5代离心机的发展。第6代高强碳纤维离心机已发展成功。单机分离能力达 80~100kg`swu/a。另一种是俄罗斯开发的亚临界速度的离心机，单机分离能力较小，但成本较低，这两种离心机在运行的寿期内（10~20a）可以不用检修。美国研发的离心机为大型离心机，单机分离能为300 kg`swu/a，目前正在中试并准备用于首个商业工厂以替代扩散工厂。

我国早期用于工业化生产的铀浓缩技术是扩散法。目前通过引进俄罗斯的离心机已建成两座500 kg`swu/a的离心分离工厂。我国还在研制先进的离心机。

高性能BCD燃料组件制造技术研究

为了提高铀的利用率。降低燃料循环成本。提高核电竞争力。国外十分重视高燃耗燃料的研制，20年前，燃料组件的燃耗仅能达到50~55 kg·swu/a，现已提高到50~55 kg`swu/a有希望进一步提高到65~70 kg`swu/a通过提高燃耗。可节省铀浓缩分离功。并可减少燃料制造( 乏燃料贮存( 后处理和废物处置量) 我国高性能燃料组件的研究发展基础比较薄弱。上世纪90年代以后，先后引进了法国AFA-2G和AFA-3G燃料设计和制造技术.还与俄罗斯签订了VVER-1000型燃料的制造技术转让合同。通过技术引进和技术改造。我国燃料元件生产技术水平得到了提高。但需要在自主发展方面加大力度，

2）、先进后处理技术研究

核燃料后处理分离体系极为复杂。操作的放射性水平极高，因而技术操作难