壓水堆乏燃料中間貯存技術研究

劉彥章，王 鑫，袁呈煜，莫懷森

（深圳中廣核工程設計有限公司，廣東深圳518172）

根據IAEA分析統計［1-3］，截至2012年底，全球31個國家或地區擁有在運核電機組437臺，總裝機容量約3.925億千瓦，占全球發電量的16%左右。

全世界核設施至今已產生了超過350 000tHM的乏燃料，并且以每年10 500tHM的速度增加，預計到2020年全球乏燃料量將達到445 000tHM［1-3］。核電站反應堆卸出的乏燃料具有很高的放射性，同時釋放出大量的衰變熱。國際上對乏燃料的處理方式主要有兩種：一次通過方式和后處理閉式循環方式。一次通過方式比較簡單，即乏燃料卸出之后不經后處理直接包裝放到地質處置庫中長期貯存，不再循環利用。由于乏燃料含有大量未裂變和新生成的易裂變核素、未用完的可裂變核素、裂變產物和超鈾元素等，一般要存放幾十萬年才能使其放射性衰減到和天然鈾礦相當的水平，因此該方式存在著很大的技術和工程難度，目前世界上還沒有一個國家建成并使用地質處置庫。后處理閉式循環考慮到反應堆卸出來的乏燃料中大約含有95%的鈾和1%的钚，這兩種物質從乏燃料中分離出來之后可以再次利用，而剩下的大約4%的裂變產物和次錒系元素固化后進行深地質層處置或進行分離嬗變后再處置。該處理能提高鈾資源利用率，減少高放廢物處置量并降低其毒性。根據分離方式的不同，分離出鈾和钚之后，衰減時間可以縮短到萬年左右；如對剩下的次錒系元素再進行分離嬗變，只需要兩三百年就能使核廢物的放射性衰變到安全水平。然而乏燃料后處理是一項敏感技術，可生產高純度的钚，有核擴散的風險，再加上乏燃料后處理技術門檻和費用都極高，目前只有少數國家掌握乏燃料后處理技術。

截至目前，全世界大部分核電站運行時間都已超過20年，其卸出的乏燃料數量都已經接近或超過核電廠內的在堆貯存水池容量，面臨著乏燃料的去向問題。由于沒有建成可運行的乏燃料地質處置庫，同時乏燃料后處理能力不足，即乏燃料后端發展落后于核電的發展，乏燃料的貯存處置成為國際難題。另外，從福島核事故來看，引起核事故的原因不僅來自于正在運行中的反應堆，也可能是在堆貯存的乏燃料。本文通過調研主要核電國家的壓水堆核電站乏燃料中間貯存與處理現狀，分析近年來在壓水堆核電站乏燃料中間貯存方面的趨勢，結合我國壓水堆核電站乏燃料的現狀并對未來核電站乏燃料貯存與處理工作提出建議。

1 全球主要核電國家乏燃料貯存現狀

美國擁有世界上最大的核電裝機容量和乏燃料存量，目前的核電裝機容量為102Gwe，每年產生的乏燃料2 000～2 300tHM。到2013年2月底，美國公布的未處理的乏燃料總量大約68 000tHM。美國是堅定執行“一次通過”方式的國家。從20世紀80年代末考慮建設乏燃料深地質處置庫，2002年正式開始撥款建造內華達州尤卡山地質處置庫，并于2007年基本建成。原計劃將各個核電站的乏燃料直接送到處置庫處置，但由于各方面原因，尤卡山處置庫至今未投入運行；各個核電站每年新產生的乏燃料必須在堆貯存，造成乏燃料在堆貯存能力已接近飽和。為解決核電站乏燃料貯存能力不足的問題，美國核電站采取的措施是將卸出時間早、冷卻期較長、釋熱率較低的乏燃料從貯存水池中轉移到干式貯存設施中，以便在乏燃料貯存水池存放新卸出的釋熱率較高的乏燃料。截止到2011年，美國65個核電廠址中的54個廠址已經建有或者正在申請干式貯存設施的建造執照［1］。

法國核能發電量占到全國發電總量的78%，目前擁有58個核電機組，總裝機容量63 GWe。截止到2009年，法國累計產生的乏燃料總量約40 000tHM，并且每年新產生大約1 200tHM。法國是堅定執行“后處理閉式循環”方式的國家，目前擁有全球最大規模的核電站商用乏燃料后處理廠（La Hague），每年最大后處理規模為1 700tHM。從1976—2010年間，法國后處理廠累計處理了26 550tHM乏燃料，未處理的乏燃料僅有13 000tHM。對于未處理的乏燃料，大約3／4貯存在后處理廠的水池中，其余存放在各個電站內。隨著乏燃料貯存需求的增加，法國La Hague后處理廠4個大型乏燃料貯存池也進行了擴容，改用乏燃料密集存放方式將貯存容量從13 600tHM擴充到17 600tHM。

俄羅斯的核電裝機規模為22.7GWe，其乏燃料中間貯存包括在堆貯存和離堆集中貯存兩種方式。俄羅斯核電反應堆堆型較多，其中裝機規模較大的是RBMK-1000和VVER-1000。RBMK-1000每年每百萬千瓦機組產生大約50tHM乏燃料，乏燃料都在在堆乏燃料水池中存放。2010年所有RBMK-1000反應堆乏燃料池總貯存容量擴大到13 000tHM。VVER-1000堆型每百萬千瓦每年產生乏燃料約21tHM，在堆水池中存放3～5年后送到集中乏燃料貯存設施中。到2009年底，VVER-1000反應堆累計卸出約5 900tHM乏燃料，其中約5 000tHM運送到集中貯存設施中。俄羅斯目前已經有兩個離堆乏燃料濕式中間貯存設施，正在建造一座干式中間貯存設施，設計容量約為37 786tHM。

日本作為亞洲核電裝機容量最大的國家，2010年時擁有54個核電機組和約50GWe的總裝機。日本也主張對乏燃料進行后處理，采用將乏燃料運送到英國和法國的后處理廠進行處理。引進法國技術建設的年處理量800tHM的Rokkasho后處理廠在2006年進行熱試，但至今未投入商業運行。據福島核事故前的裝機規模，日本每年產生的乏燃料為900～1 000tHM。到2010年初，日本核電站以在堆方式貯存的乏燃料為13 150tHM，其中200tHM采用干式貯存。由于日本核電站的乏燃料在堆貯存容量有限，為此日本主要采取如下對策：一是將乏燃料運送到Rokkasho后處理廠的乏燃料中間貯存池；二是建設新的離堆乏燃料中間貯存設施；三是通過增加乏燃料水池中存放乏燃料的密度、新建在堆的干式貯存設施。日本從20世紀90年代中期開始考慮在核電站引入干式在堆貯存的問題，但實施進展緩慢。到福島核事故發生時，只有在福島第一核電站和東海第二核電站采用干式貯存技術貯存了總計約200tHM的乏燃料。

加拿大擁有的18個反應堆總裝機容量12.5GWe，這些反應堆均為重水慢化、天然鈾為燃料的CANDU堆。截至2010年7月，加拿大卸出約44 000tHM乏燃料，其中70%采用濕式貯存、其余采用干式貯存，均為在堆貯存。所有核電廠都建設了干式貯存設施。

由于全球乏燃料后處理能力有限，以及一些政治和技術路線的選擇問題，導致每年進行后處理的乏燃料量僅相當于當年卸出的乏燃料總量約1／5。1997年以后，在不進行乏燃料后處理的美國，新設計的核電站都具有相當于每百萬千瓦600tHM的乏燃料貯存能力。即使在進行乏燃料后處理的法國，其每百萬千瓦核電站也配套了200tHM乏燃料貯存能力。

由于絕大部分乏燃料都需要貯存若干年，而貯存的乏燃料又大多采用在反應堆廠址內貯存的在堆方式，乏燃料組件放置到特定的框架結構內，放到水池中采用濕式貯存。但日本福島核事故導致民眾對于核電站水池中貯存的乏燃料開始關注和擔心。對于核電站廠址水池中大量的、高密度貯存的乏燃料的擔心逐漸蔓延到全球，成為影響核能可接受性的不可忽視的問題之一。為應對早期設計的核電站乏燃料貯存容量不足，各國普遍采取增加反應堆水池中乏燃料貯存密度的方法。由于在水池中貯存更多的乏燃料，就增加了乏燃料水池的冷卻負荷。在核電站廠址內新建乏燃料的干式貯存設施，將水池中卸料時間較長、釋熱率較低的乏燃料轉移到干式貯存設施中，可以降低水池中乏燃料的密度、提到應對水池泄漏或冷卻失效等事故的能力。目前世界上主要核電國家都已經開始或擴大乏燃料干式貯存。初步評估結果表明：每噸乏燃料占用的面積大約10m2，以一個百萬千瓦級核電機組壽期60年計算，壽期內產生的乏燃料（約1 200tHM）都以干式貯存，也僅需要大約1公頃面積。而且乏燃料的干式貯存是一項成熟的技術，美國、俄羅斯等國都有干式貯存的豐富經驗［2-4］。在我國的秦山三期CANDU堆核電站廠址也已經使用了干式貯存技術。干式貯存設施與濕式貯存相結合，大大增加了乏燃料的臨時貯存容量，可以很好地滿足未來乏燃料的貯存需要，為核電站的安全平穩運行提供了良好的保障。

2 壓水堆乏燃料干式貯存技術發展趨勢

乏燃料干式貯存技術早在20世紀70年代就開始研究，80年代投入應用。至今已經有超過30年的應用歷史，乏燃料干式貯存技術得到了長足的進步［3-5］。

壓水堆乏燃料干式貯存主要有兩種類型：金屬容器系統和混凝土筒倉系統。

在混凝土筒倉系統中，將乏燃料裝入金屬密封鋼筒中，再將金屬密封鋼筒裝入混凝土筒倉中進行貯存。混凝土筒倉位于地面之上（圖1），貯存方向可以是垂直或水平。混凝土充當結構材料以及輻射屏蔽材料，通過專用管道所產生的對流可以排出混凝土筒的熱量。為有效屏蔽輻射照射，通常這種混凝土桶壁都很厚（厚度約為65cm），材料為金屬、混凝土或金屬與混凝土的混合物。

圖1 阿根廷筒倉式乏燃料干式貯存設施Fig.1 Argentine storage of SNF placed inside concrete silos

金屬容器系統（圖2）通常用球墨鑄鐵或鍛鋼制成，且帶有兩個通過螺栓或焊接固定其上的蓋子。金屬容器的內表面有一種專用樹脂（通常為聚乙烯）作為中子屏蔽材料。金屬容器外表面設有耳軸以便將其吊起和移動。金屬容器做運輸用時，需在底部和頂蓋上安裝有防震器以確保運輸的穩定性。

圖2 德國生產的乏燃料金屬容器Fig.2 German metallic SNF cask

縱觀目前的乏燃料干式貯存容器，主要可歸納分為金屬容器和混凝土筒倉兩大類。兩者的設計、結構配置與特性雖大不相同，但作為乏燃料的中間貯存設備，都需要滿足下列要求：1）提供足夠的輻射屏蔽功能，使環境輻射劑量低于法定限值；2）提供足夠的結構強度，以確保基本的吊運、操作或遭受可能的天然及人為意外事件情況下均能確保結構的安全并迅速恢復正常運轉；3）提供良好的散熱冷卻機制，以導出乏燃料熱量，并確保整體機構的溫度低于限值，維護乏燃料的安全。因此，乏燃料干式貯存容器的制造廠家必須基于上述基本要求，配合燃料的類型及核電廠特性，開發出各種不同形式的產品，符合環境安全、社會輿論與經濟等各項評估。

金屬容器除了提供足夠的輻射屏蔽外，能將內部熱量直接通過熱傳導導出，在早期的乏燃料干式貯存設備上常被采用。另外由于金屬比混凝土有較大的密度，在相同的屏蔽效果上，容器的截面積與重量比混凝土結構低。因此金屬容器除作為貯存功能外，也常搭配燃料運輸需求，設計成貯存／運輸雙功能的容器。金屬容器的制造廠家主要有GNS、Holtec、NAC、Transnuclear等。

因混凝土是良好的輻射屏蔽材料，因此常被應用為核廢料貯存結構的主要材料。加上成本低、原料易取得，制造技術及需求設備較簡單等，普遍受到各廠家的青睞。以混凝土材質作為干式貯存容器的材料，需要較大的厚度才能滿足輻射屏蔽的需求。然而混凝土并不是良好的導熱材料，為了達到熱量排出的要求，設計上大多采用通氣式混凝土筒倉。混凝土容器的制造廠家主要有AREVA TNI、Holtec與NAC等。

盡管上述各種乏燃料干式貯存容器的形式各有特點，但最終都是實現乏燃料從核電站內貯存水池轉移到中間貯存設施中，期間需要確保乏燃料的安全操作、乏燃料臨界安全、余熱導出、防止放射性物質外逸以及避免操作人員接受超過規定的劑量。從各廠商的產品中可發現干式貯存技術最為重要的是總體方案的確定、運輸裝卸工藝以及乏燃料干式貯存容器的設計，然后在貯存和運輸工藝上就貯存容器在安全、傳熱、屏蔽等方面進行優化設計。其發展趨勢可歸納成如下幾方面：1）向著更經濟、易制造的方向發展，由金屬容器演變為混凝土容器；2）由單一用途（僅具有貯存或運輸用途）容器，演變為雙重用途容器（貯存及運輸），甚至發展為多種用途（貯存、運輸及處置）的容器；3）向著更大容量，可存放更多乏燃料的方向發展；4）向著貯存更高燃耗的乏燃料，以及鈾钚混合燃料（MOX）的方向發展。

為提高應用和經濟性，干式貯存設備廠商開發了多種乏燃料干式貯存技術以滿足不同堆型乏燃料的需求（如不同類型、不同富集度、金屬容器、混凝土容器等等）。最初，干式貯存技術僅具有單一的貯存功能，而沒有運輸和處置功能，混凝土筒倉、貯存庫和不帶運輸功能的金屬容器都屬于這類單一貯存功能系統，裝卸燃料都需要在燃料廠房內的水池中進行。隨著技術發展及用戶的不同要求，逐步演變出貯存／運輸雙功能系統和貯存／運輸／處置多功能系統。例如，CASTOR容器、TN24容器、HI-STAR 100容器以及NAC-STC容器都是雙功能干式貯存容器。近十年來，干式貯存設備廠商大多向乏燃料干式貯存設施集成化發展，開發出完整的乏燃料貯存運輸整套解決方案，如HOLTEC公司的HI-STORM Family貯存系統、BNG公司的FuelSolutionsTM和NAC公司的MAGNASTOR系統。

3 我國壓水堆乏燃料中間貯存的初步設想

截止到2012年12月，我國大陸共有9座核電站共17臺機組投入運行，總裝機容量為1 367萬千瓦，每年產生約300t的乏燃料。除秦山三期兩臺重水堆機組產生的乏燃料不需要后處理外，其余15臺壓水堆核電機組目前已累計產生約4 500組乏燃料。“十二五”期間，預計在運各核電站新產生乏燃料4 255組，“十三五”期間預計將新增9 500組，到2020年，按照現在的建設速度和規模，產生的乏燃料將會達到13 400組以上，屆時累積產生的待處理的乏燃料將達1 700組以上。

我國已建成的壓水堆核電站按10～20年卸料量配套建設乏燃料在堆貯存水池。在運的核電站中大亞灣核電站現存的乏燃料占其水池容量的比重最高，已接近滿容，需要持續外運才能保證核電站安全運行。“十二五”后期及“十三五”期間，田灣一、二期，嶺澳一、二期，秦山一、二期等核電機組也需要乏燃料外運，外運量約3 000組。隨著目前在建的核電站逐步投入運行，從“十三五”起我國乏燃料處理處置面臨的任務越來越重，問題越來越嚴峻。

我國所有已外運乏燃料均暫存在后處理廠的離堆貯存池中，現有的離堆貯存池的貯存能力為500t，目前已滿容。正在建設的800t乏燃料離堆貯存（實際僅可貯存400t乏燃料）水池還未投產，按照核電廠乏燃料外運需求統計，即使該水池近期投運，也將在2018年左右達到滿容，后續乏燃料將面臨無處可放的困境，將嚴重威脅我國核電站的安全運行。

我國目前的乏燃料離堆貯存能力不能滿足我國快速增長的乏燃料處理處置需求，加之乏燃料后處理的不確定性，亟須建立乏燃料中間貯存設施以保證我國核電廠的安全運行以及核電的可持續發展。乏燃料干式貯存已經發展為乏燃料離堆貯存的技術主導，是國際乏燃料貯存的大趨勢。為此建議：

1）盡快啟動適合我國國情的壓水堆核電廠乏燃料干式貯存總體技術方案研究及其關鍵技術論證工作，并在此基礎上建立我國乏燃料干式貯存相關的法規標準體系，為干式貯存設施的設計和建設奠定技術基礎。

2）以已運行的核電基地為依托，盡快推動建設離堆干式貯存設施。離堆干式貯存示范工程除具有干式貯存本身的安全性高、經濟性好、靈活的優勢外，在核電廠址征地范圍內可滿足核設施選址要求，便于利用核電廠成熟設備和設施，建設周期短。同時，有利于實施技術驗證，引進、消化、吸收國外先進技術，最終實現相關技術與裝備的自主化。

4 結論

（1）國際經驗表明，乏燃料干式貯存技術具有安全性高、經濟性好以及便于擴展貯存規模等方面的優勢。

（2）實施乏燃料干式中間貯存技術將為我國乏燃料后處理能力提升提供緩沖空間。

（3）我國應盡快啟動適合我國國情的壓水堆核電廠乏燃料干式貯存總體技術方案研究及其關鍵技術論證工作，并在此基礎上建立我國乏燃料干式貯存相關的法規標準體系，為干式貯存設施的設計和建設奠定基礎。

［1］ Eileen M.Supko，Michael H.Schwartz.Overview of High-Level Nuclear Waste Materials Transportation：Processes，Regulations，Experience and Outlook in the U.S.，ERI-2030-1101，2011.

［2］ Salomon Levy，Interim storage of power reactor spent nuclear fuel（SNF）and its potential application to SNF separations and closed fuel cycle，Nuclear Engineering and Design 239（2009）2209-2211.

［3］ Survey of wet and dry spent fuel storage，IAEATECDOC-1100，1999.

［4］ Chun-Hyung Cho，Tae-Man Kim，Ki-Yeoul Seong，Cost comparisons of wet and dry interim storage facilities for PWR spent nuclear fuel in Korea，Annals of Nuclear Energy 38（2011）976-981.

［5］ Masood Iqbal，J.Khan，Sikander M.Mirza，Design study of a modular dry storage facility for typical PWR spent fuel，Progress in Nuclear Energy 48（2006）487-494.