看重節“鈾”減排輻射小于天然環境中國核燃料循環執行“閉計劃”

◎本刊主筆　季天也

看重節“鈾”減排輻射小于天然環境中國核燃料循環執行“閉計劃”

◎本刊主筆季天也

前些時，一則有關“核燃料循環項目選址”的消息，引發輿論熱議。然而多數人并不了解核燃料循環是個“神馬東東”。那么從科學的角度看，所謂的核燃料循環是個什么項目？建它干嗎用呢？

用過的鈾燃料棒，之后可以回收再制成钚燃料，即混合氧化物核燃料（MOX）。圖為钚燃料的制造工廠。

法國阿格核循環廠的工人正在作業

世界核燃料循環方法有兩種

核燃料循環，指的是核燃料從鈾礦開采冶煉后的純化轉化開始，到反應堆中發電、核燃料后處理廠回收利用、廢物處置的整套過程。以核電站反應堆為過程分界線，鈾純化轉化，鈾濃縮及燃料加工制造等，被稱為核燃料循環前端；用過的核燃料（即乏燃料）從反應堆里卸出來后，經歷的冷卻儲存、后處理、回收復用或最終處置等過程，則稱為后端。

乏燃料的安全出路有兩條，一是“一次通過”策略，即乏燃料不再用了，將其按照高放射性廢物的處置方法，把乏燃料經冷卻和特殊包裝后長期貯存，或進行500～1000米的深埋，以屏蔽放射性和衰變熱。這種方法屬于開式循環，采用此方法代表國家有美國、加拿大、西班牙、瑞典、芬蘭等。二是后處理策略，即回收乏燃料中還沒燒完和仍有利用價值的鈾、钚等放射性核素，其余的再按放射性等級分門別類進行處理，屬于閉式循環，代表國家有法國、中國、英國等。

采用哪種循環方案，是由成本、安全性、地理條件等諸多因素綜合決定的，各國都有基于各自國情的考慮，方案本身并沒有絕對的好壞之分，都是需要高標準、嚴要求的技術活。關于處理放射性廢物的更多信息，《環境與生活》2015年8月號《處理好的核廢物 輻射小于X光》一文有詳細介紹，這里就不再贅述啦。

鈾資源開發冶煉難度不低，總量也不大。出于省“鈾”和廢物減排的考慮，我國早在上世紀80年代核電發展之初，就確定了閉式燃料循環方案。

核燃料循環示意圖

核燃料芯塊，由處理過的鈾制成。

核循環廠輻射相當每年兩次胸透

我國擬建的核燃料循環項目，就是負責閉式循環后端環節的后處理部分。

2013年，中核集團與世界核燃料循環后端的龍頭企業法國阿海琺集團（Areva），簽署了大型商業后處理-再循環工廠項目合作意向書。2014年3月，在中法兩國領導人的見證下，中核集團與阿海琺集團簽署了關于后處理再循環長期合作諒解備忘錄。中國核循環項目將參照法國阿格核循環廠，采用國際先進后處理再循環技術，由中核集團負責建設，法國阿海琺集團承擔總體技術責任。項目計劃占地3平方公里，由國家專項基金投資，總投資超千億元，預計2020年開工，2030年正式投入運行。建成后，中國將具備800噸/年的乏燃料后處理能力。

據成都《每日經濟新聞》報道，這個核燃料循環項目落地前，除了目前大家看到的在各地進行廠址擬選外，還將進行比選，選出最優廠址，然后要經歷環境影響評價、安全分析等多個環節的審批程序。按照國家核項目要求，選址工作會在山東、江蘇、浙江、福建、廣東和甘肅6省展開，江蘇連云港只是候選廠址之一。實際進展方面，由于合同金額高昂，涉及的技術復雜等原因，項目落地的幾大必要條件中，連最基本的談判都沒有完成，所謂的“落戶連云港”連八字還沒一撇呢。

大家最關心的是，這樣的核燃料循環項目會給周邊帶來多少放射性呢？據法國阿格核燃料循環廠多年監測的數據表明，該工廠給產業園區附近公眾帶來的平均輻射劑量為30微希/年。這是什么概念呢？舉個例子來說明，我們在中國的日常生活中，接受的天然本底輻射劑量約為3.1毫希/年（1毫希=1000微希），相當于阿格核燃料循環廠的100倍。可見，一個核循環廠的輻射水平微乎其微。此外，照一次X射線胸透約為20微希，乘坐飛機為3微希/小時，就連人體內參與生理活動的鉀元素都有每年390微希的貢獻度。

從核電站到后處理廠，乏燃料的運輸有一套嚴密的體系，按照《放射性物品運輸安全管理條例》相關規定，運輸之前需要做環境影響評價、安全分析等報批，要對路線、時間、物品的質量、應急措施等提出非常明確的計劃。

世界核燃料循環后端的龍頭企業——法國阿海琺集團下屬的阿格核循環廠

中國的乏燃料快沒處放了

當然，安全不過是建核燃料循環廠的準入指標，之所以打算建設還是出于剛需。

必須承認，乏燃料放射性強、半衰期長、化學毒性大，如果按“一次通過”法進行深層地質處置，其放射性需要10萬年以上才能衰變到天然鈾礦的水平。如果對乏燃料進行后處理，回收有用的鈾、钚材料，這樣既提高了鈾資源的利用率，又降低了廢物的放射性危害和化學毒性。以全球主力堆型——高壓輕水反應堆（簡稱壓水堆）為例，一臺百萬千瓦級功率的核電機組，每年產生的乏燃料為20噸至25噸。環保部核與輻射安全中心2016年6月發表的《全球乏燃料后處理現狀與分析》論文指出，全球目前累計卸出的乏燃料約35萬噸，其中僅1/3經過了后處理，其余的都貯存在核電站中。到了2020年，全球的乏燃料將達到44.5萬噸。阿海琺中國官網資料稱，隨著中國核電建設的推進，預計在2020年，中國的乏燃料累計儲量將達到1萬噸，所有機組的乏燃料年產量將有1500噸。目前，我國大亞灣、田灣核電站貯存乏燃料的能力已經飽和，商用大型乏燃料后處理廠又尚未開建，亟待發展乏燃料后處理能力。

美國北卡羅來納州布朗斯維克核電站乏燃料池里的能源組件，被至少7米深的水覆蓋。

能用的天然鈾不足1%

核燃料循環還有更重要的一點：省“鈾”。

中國并非富鈾國家。世界核協會2013年統計，中國可開采鈾資源儲量近20萬噸，只有全球的4%。隨著核電機組的增加，中國對鈾資源的需求也越來越大。未雨綢繆地建設與中長期核能發展規劃相匹配的乏燃料后處理/再循環項目，讓乏燃料變廢為寶，對于我國核電發展的可持續性和放射性廢物安全性來說，確實是個急茬兒。

雖然核能有著無與倫比的能量密度——1公斤核燃料的能量頂得上170多噸標準煤，但從鈾資源利用率的絕對數值上看，現階段反應堆仍然是挺費“鈾”的。

核燃料中，負責裂變供能的是核子數為235的鈾-235，還有少量鈾-238吸收中子后轉化而來的钚-239。鈾-235是地球上唯一天然存在的易裂變核素。“坑爹”的是，鈾-235在天然鈾資源中的含量僅有0.711%，其余99%以上幾乎都是不易裂變的“兄弟”——比它多3個中子的鈾-238，被稱為可轉換材料。

輕水反應堆（包括壓水堆和沸水堆）燃料中鈾-235含量為3%～5%，即低濃縮鈾。生產1噸鈾-235含量為3%的低濃縮鈾，需要5.5噸天然鈾原料，其余這4.5噸貧化鈾中的鈾-235比例則下降到0.2%左右，沒有工業價值。

乏燃料循環后放射性廢物大減

當核燃料中的鈾-235“燒”到一定程度，剩下的易裂變材料不足以繼續提供穩定的能量輸出，導致反應堆發電功率下降，這時的核燃料就成了乏燃料。所以，要在這個節點之前停止反應堆運行，把燒“乏”的燃料從反應堆中卸出來，再換上一部分新的燃料接著發電。如果按“一次通過”法處理，整個核循環周期鈾資源綜合利用率只有0.6%左右，和全球水資源境況一樣——總量不低，能用的淡水卻沒多少。

重水堆對鈾-235含量要求不高，直接用天然鈾作燃料就能正常發電，鈾資源利用率比輕水堆高38%。相應地，乏燃料中剩下的易裂變核素很少，目前沒有回收價值。這也是以重水堆為主力的加拿大不回收乏燃料的原因之一。

乏燃料的大致組成，是95%的鈾、4%的裂變產物和1%的钚，絕非廢料。如果把乏燃料中的鈾-235“榨”出來重新回到反應堆作燃料，一次循環就可節約天然鈾15%～20%；如果隨裂變反應生成的钚239也一并回收復用，則一次循環可節約35%～40%的天然鈾，相當于把鈾資源的綜合利用率提高到0.8%以上；反復循環利用的話，甚至可以達到1%，效率比開式核循環提升了2/3。此外，核反應產生的镎、镅、鋦等超鈾元素，以及可用作商用放射源的裂變產物，如銫-137、鍶-90等，也具有回收價值。

經過后處理工序，乏燃料中真正淪為高放射性廢物的只剩不到4%，既減少了資源占用，又提升了核廢料的安全性。

核電占比超七成的法國，有17%的電力是從乏燃料中回收復用的核燃料發出來的，其商用乏燃料后處理及再循環工業無論規模、工藝成熟度、技術先進性，都是全球的楷模。

作為“旗艦級”核燃料循環廠，法國阿格廠的乏燃料后處理能力約為1700噸/年，滿負荷運行可承擔90～100臺百萬千瓦級核電機組的后處理需求，不僅為法國本土所用，還接日本、西班牙、瑞典等國的“國際訂單”。

快堆：用好另外99%的鈾

有人可能會問，這后處理也不過是把鈾資源利用率提高到1%，還是沒有質的提升啊。這個難題，要留給未來的快中子反應堆來解決。

中子，是組成原子核的基本粒子之一。在核反應堆中，它負責像子彈一樣地轟擊鈾-235，從而啟動和維持核反應。中子的運動速度有快有慢，鈾-235只喜歡速度為2.2公里/秒的慢中子，也叫熱中子。前面說的輕水堆和重水堆，都是靠熱中子來運轉的。然而，天然鈾中那99%的鈾-238卻十分喜歡速度高達1.4萬公里/秒的快中子。它吸收一個中子后先變成不穩定的鈾-239，很快又衰變成另一種易裂變核素钚-239，其裂變反應釋放的能量比鈾-235還大。

核反應過程中，易裂變核素在同一時間內的產生量與消耗量之比，叫做轉換比。輕水堆的轉換比約0.6，重水堆為0.8。而快堆的轉換比大于1，也就是說燃料越燒越多。這樣一來，天然鈾資源的利用率一下就躍升到60%～70%，比走“一次通過”路線的壓水堆高100倍。

快堆的這個特性，讓全球可利用的鈾資源大大擴展，熱中子堆產生的乏燃料、鈾濃縮用剩下的貧化鈾尾料以及原本因鈾-235含量過低而沒有開采價值的部分天然鈾礦，一下子都有了用武之地。

在考慮核電增長的情況下，如果全以熱中子堆計算，現有的廉價鈾資源只能滿足人類50年左右的核電需求。而如果都以快中子堆計算，這個“續航”能力可以立翻50倍！

遺憾的是，雖然實驗性快堆已有相當長的運行經驗，但商業化尚未成熟。不過，快堆可以有效地將熱堆產生的長半衰期核素轉化成短半衰期核素，所以繼續發展還是很有必要的。

本欄目責編/季天也jtyair2013@vip.163.com