我國天然鈾資源短缺、壓水堆乏燃料難以處理等困擾核電可持續(xù)發(fā)展的問題將在以快堆領銜的核燃料閉合循環(huán)體系建立后得到解決

如果世界將未來大規(guī)模穩(wěn)定供應的清潔能源籌碼放在核電身上，天然鈾短缺、核廢料如何處理等困擾核電可持續(xù)發(fā)展的問題也就隨著核電較大規(guī)模的增長而逐一顯現(xiàn)。

“當全球都希望建設核電站的時候，就需要想一想，世界上存量鈾資源是否有能力擔負這樣的重任”，中國實驗快堆工程部總經(jīng)理張東輝告訴記者，核電站所需鈾礦與化石能源性質(zhì)類似，同樣存在資源枯竭問題：“核電建設前期投入巨大，如果幾十年之后鈾原料枯竭了，這一方式便必然不能成為解決能源問題的長久之計。”

而核電發(fā)展下游的核乏燃料問題同樣迫在眉睫。在中國核工業(yè)集團公司實驗快堆首席專家徐銤看來，中國的核電發(fā)展重視核電站建設，卻對核電發(fā)展下游重視程度不夠：“前期核乏燃料尚未處理，新建核電站陸續(xù)完工即將產(chǎn)生大量乏燃料。核乏燃料逐年堆積，安全隱患極大”。

美國能源部今年5月公布了2011-2016年戰(zhàn)略規(guī)劃，規(guī)劃確定了4大戰(zhàn)略目標，其中一條明確提出要加強核燃料循環(huán)管理。事實上，在經(jīng)歷22年的建設、耗資90億美元之后，曾被認為是美國核廢料“一次通過”最佳解決方案的尤卡山永久性掩埋項目業(yè)已因種種原因被奧巴馬政府叫停。

而此前已經(jīng)有韓國媒體報道稱，韓國原子能研究院預計投資300億韓元(1美元約合1140韓元)研發(fā)鈉冷快堆技術。最重要的原因是韓國現(xiàn)有的4座核電站、20座核反應堆年產(chǎn)生約700噸核乏燃料，截至去年年底已累計儲存1萬噸。照此速度，到2016年，這些“不受歡迎”的高放射性材料現(xiàn)有的儲存空間就將處于完全飽和狀態(tài)。

在中國實驗快堆工程部總經(jīng)理張東輝看來，上述兩大問題都需要加快建設以快堆為核心的核燃料閉合循環(huán)體系予以解決：“在我國目前已建壓水堆項目周邊配建快中子增殖堆、乏燃料后處理廠、MOX燃料廠等一整套核燃料閉合循環(huán)體系，不僅能夠?qū)崿F(xiàn)核燃料‘越燒越多’，還能夠有效處置壓水堆所產(chǎn)生的長壽命放射性乏燃料”。

燃料、廢料無法解決

根據(jù)世界原子能機構最新數(shù)據(jù)顯示，截至2010年12月31日，全世界共有441個在運行的反應堆，總裝機容量3.75億千瓦。2010年全年核電發(fā)電量相當于1960年全球發(fā)電量的總和，為全球提供了15%的電力。

現(xiàn)有電站主要分布在發(fā)達國家，例如美國、歐洲、日本。在徐銤看來，若想使我國核電機組發(fā)電量占全國發(fā)電量比例躍至約10%，尚需新建大量核電站，“目前我國現(xiàn)役核電機組有11個，裝機容量為910萬千瓦，僅占全國發(fā)電總量的1.3%”。

“這將給全球核燃料供應帶來極大挑戰(zhàn)”，徐銤透露,目前全球130美元/公斤之下能夠開采的鈾資源僅為530萬噸,這也就意味著,這些天然鈾僅僅能夠供應530座100萬千瓦的核電站使用60年。根據(jù)預測，到2015年，世界核電站對鈾的年需求量將達到7.5萬-8.5萬噸，2025年將為8.5萬-10萬噸。解決全球范圍內(nèi)的鈾資源短缺問題已迫在眉睫。

對中國自身而言，更為嚴峻的事實在于，我國探明鈾礦儲量僅有10萬噸左右，占全球比例約2%，屬貧鈾國。這意味著，隨著我國核電建設的推進，未來鈾礦需求將明顯增加。如果缺乏充足的鈾礦資源支撐，難免再現(xiàn)在原油、鐵礦石資源上受制于國際礦商的窘境。以我國現(xiàn)有910萬千瓦的裝機容量計算,我國每年消耗天然鈾在1500噸左右。預計2015年我國產(chǎn)需缺口將超過1萬噸，到2030年將高達近3萬噸。

雪上加霜的是，目前全球核電站中廣泛應用的壓水堆對天然鈾資源的利用率只有約1%，大量鈾資源被白白浪費。

當前世界范圍內(nèi)的核電站按中子能源分類，多數(shù)為熱中子反應堆，因為由熱中子引發(fā)裂變反應，因而又被稱為熱堆。

“熱堆消耗的主要核燃料是鈾-235。鈾有3種同位素，即鈾－234、鈾－235和鈾－238。其中的鈾－234不會發(fā)生核裂變，鈾－238在通常情況下也不會發(fā)生核裂變，只有鈾－235這種能夠輕易發(fā)生核裂變的材料，才能做核燃料”。張東輝告訴記者，可惜的是，自然界中鈾-235的蘊藏量僅占0.66％，其余絕大部分是鈾－238，占比高達99.2％。

為保證核反應正常進行，熱堆一般采用3％-4%的濃縮鈾-235為燃料，也就是說真正參與核反應的原料只有很小的比例，余下是會產(chǎn)生輻射的鈾-238核廢料。“這就相當于煤餅廠里，鈾-235如同‘優(yōu)質(zhì)煤’，而鈾-238卻像‘煤矸石’，只能作為核廢料堆積在那里”，原中國原子能科學研究院科技委副主任顧忠茂如此告訴記者。

當核電站的核燃料維持不了一定的功率時，就需要更換，被換下來的燃料組件被稱作乏燃料。

張東輝告訴記者，一臺百萬千瓦壓水堆核電站，每年產(chǎn)生核乏燃料25-30噸。按照國家能源局此前的核電發(fā)展規(guī)劃匡算，2020年當年乏燃料將達2400余噸。

如此巨大體量的長壽命放射性乏燃料都是如何處置的呢？顧忠茂介紹到，目前國內(nèi)外最主要采取的都是“一次通過”戰(zhàn)略，即乏燃料經(jīng)過冷卻、包裝后作為廢物送到深地質(zhì)層處置或長期貯存。然而，壓水堆產(chǎn)生出來的乏燃料不僅量大，而且放射性極強，放射性一般會延續(xù)300萬—400萬年。如果直接進行地質(zhì)處置，則每三四年就需建造一座類似于美國尤卡山（大型核廢料處理場）規(guī)模的處置庫，耗資巨大且保存不好會產(chǎn)生極大危害。

核燃料閉式循環(huán)破解難題

在張東輝看來，壓水堆核電站的乏燃料絕非“廢料”，但要想獲取天然鈾中超過95%的鈾資源及通過核反應新產(chǎn)生的钚元素也不是一件容易的事，必須建立起以快堆為主，完整的核燃料閉式循環(huán)系統(tǒng)。

乏燃料后處理的核心是進行鈾钚分離，之后還要經(jīng)MOX（鈾钚混合氧化物）燃料制造廠制造成MOX燃料，供應給快堆燃燒并增殖燃料，快堆所產(chǎn)出的乏燃料再進行后處理和快堆燃料制造。如此循環(huán)多次，才能使得核燃料得到更加充分的利用，同時使核廢物的輻射強度大幅減弱。這被稱為核燃料的閉式循環(huán)。

在中國原子能院所設計的示范快堆中，可以將天然鈾中99.3%的鈾-238轉(zhuǎn)換成好用的钚-239全部用來發(fā)電，每消耗1公斤快堆燃料可以產(chǎn)出1.2公斤新燃料。從效果看，快堆運行中并不消耗放入的鈾-235，而是更多地消耗占天然鈾99．2％以上，又不能被壓水堆燃燒的鈾-238。因此，在發(fā)展壓水堆的基礎上發(fā)展快堆，考慮钚的再循環(huán)和損耗，可將鈾資源的利用率提高到60％-70％。

而在核燃料閉式循環(huán)過程中，包括長壽命放射性物質(zhì)LLFP在內(nèi)的剩余物質(zhì)放在快堆中燃燒，被稱為嬗變。經(jīng)過這一過程，乏燃料衰變到天然鈾的放射性所需要的時間就從大概300多萬年降低到300-400年，而體量則至少能降低1個數(shù)量級。

閉式循環(huán)建成尚需時日

2011年1月初，我國乏燃料后處理中試廠熱調(diào)試成功的新聞闖入人們視線。“標志著我國已掌握動力堆乏燃料后處理技術，也標志著后處理的整個工藝流程全線打通”的表述吸引了多方目光。

據(jù)中試廠所在的中核404廠公開資料顯示，早在上世紀60年代中期，中國就成功開發(fā)了軍用后處理技術，并建成后處理廠。隨著軍用后處理廠停產(chǎn)，后處理技術研發(fā)陷入停滯狀態(tài)。1986年，曾參與中國原子彈制造的中核404廠開始“軍轉(zhuǎn)民”，被確定為乏燃料后處理基地。

此次完成熱調(diào)試的中試廠后處理規(guī)模較小。有消息透露，此次中核404中試工程處理了10個核燃料組件，按每個組件460多公斤計算，一共是近5噸左右的乏燃料。

據(jù)記者了解，在完成國家規(guī)定的50噸乏燃料處理任務后，中試廠將進行改擴建，形成年處理80噸的能力。

張東輝告訴記者，我國的后處理中試項目與快堆項目立項時間相差不多，于1986年立項，2006年最終建成，前后經(jīng)歷20年時間，花費十幾億元。在國家科技16個重大專項之一《大型先進壓水堆和高溫氣冷堆核電站重大專項》中為后處理技術單列出了70多億元的經(jīng)費。

然而在顧忠茂看來：“404中試廠的技術并沒有實現(xiàn)完全自主化，包括剪切機、溶解機和后處理钚尾端在內(nèi)的一些關鍵設備以及遠距離維修技術，自控技術等都還比較落后”。

而MOX燃料制造顯然更為遙遠。記者了解到，在中核404廠，有一條500噸的MOX生產(chǎn)線在建設之中，但具體建設進度沒有公開資料。

顧忠茂告訴記者，早在20世紀60年代，法國、美國、意大利、德國、日本和印度等國紛紛建立實驗室，研發(fā)供快中子增殖堆使用的MOX燃料。之后20年時間，國際上曾形成一波快堆MOX燃料的研究高潮。

截至2008年，國際上共建造了24座MOX燃料廠，生產(chǎn)能力為每年213噸，其中輕水堆-MOX燃料廠與快堆-MOX燃料廠各占一半。到2012年，預計世界上主要的輕水堆燃料生產(chǎn)國法國、日本、英國的年MOX燃料生產(chǎn)能力將達195噸、130噸以及40噸。

在自主研發(fā)的同時，中國和法國也一直就后處理廠的技術引進和合作進行談判。

據(jù)媒體報道，在2008年的中國國際核工業(yè)展上，法國原子能委員會主席貝爾納.畢戈曾披露部分中法合作細節(jié)：中法已經(jīng)開始合作建設一座價值150億歐元的乏燃料后處理廠，年處理能力800噸。但據(jù)中核集團內(nèi)部人士透露，法國開出了天價，堪比一個三峽工程。而法國曾考慮為美國建設的年處理能力為2500噸的后處理廠開價120億美元。

造成巨大差價的原因在于美國雖早在1977年便決定采用“一次通過”循環(huán)方式處理乏燃料而放棄了后處理計劃，但后處理技術的研發(fā)卻并未停止。這使得美國在談判中掌握了較大的話語權。

因此，在技術引進的談判中要掌握話語權，就必須有一定的技術基礎。在顧忠茂看來，404中試廠的熱調(diào)試成功已經(jīng)為我國在談判中加重了籌碼。

資料

MOX燃料與快堆

MOX燃料是一種核燃料，它包含多個可增殖的可衰變氧化物，特別是PuO2（氧化钚）與UO2（氧化鈾）的混合燃料（UO2來源廣泛，包括天然的、經(jīng)過再加工的以及核廢料當中的）。钚是一種自然界不存在的人造放射性同位素，鈾燃料在反應堆中燃耗時會產(chǎn)生钚。在核燃料循環(huán)中，如何有效合理地利用钚，一直是原子能和平利用的重要任務。最初利用鈾的鏈式反應生產(chǎn)钚是為了軍事目的，即生產(chǎn)核武器。但隨著高富集鈾生產(chǎn)技術的發(fā)展以及钚量的增加，钚除用于制備核武器外，還可以制成核燃料，用作和平目的，其中最有效的利用就是钚鈾混合氧化物燃料，即MOX燃料。MOX可以利用乏燃料中的钚。一般情況下，乏燃料中钚的含量為1%，其中2/3的物質(zhì)具有放射性，钚-239占50%，钚-241占15%，每年全世界大約有70噸可用來生產(chǎn)MOX燃料的钚被當作核廢料傾倒。有統(tǒng)計數(shù)據(jù)表明，钚的單次循環(huán)利用可以將鈾原料的利用率提高12%，而如果將核廢料中的鈾也循環(huán)利用，那么利用率將提高22%。

快堆中常用的核燃料是钚-239，而钚-239發(fā)生裂變時放出來的快中子會被裝在反應區(qū)周圍的鈾-238吸收，又變成钚-239。這就是說，在堆中一邊消耗钚-239，又一邊使鈾-238轉(zhuǎn)變成新的钚-239，而且新生的钚-239比消耗掉的還多，從而使堆中核燃料變多，實現(xiàn)增殖。目前，各國發(fā)展的主要是用MOX作燃料，用液態(tài)鈉作冷卻劑的快中子增殖堆，它的倍增時間是30多年。也就是說，只要添加鈾-238，每過30多年，快堆核電站就可翻一番。理論上快堆可以將鈾-238、鈾-235及钚-239全部加以利用，并將鈾的利用率提高到60%-70%，比熱堆中的壓水堆高140倍，比重水堆高70倍以上。