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10500t,累计存量达到130000t。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”(once2throughcycle)和“后处理燃料循环”(reprocessingfuelcycle)。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103a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”(advancedfuelcycle)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(accelerator2drivensystem,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”(doublestratafuelcycle)。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(separation2incineration)计算和OMEGA(optionsmakingextragainsfromactinides)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300kg`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500kg`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50~55kg·swu/a，现已提高到50~55kg`swu/a有希望进一步提高到65~70kg`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，因而技术操作难度极大。乏燃料后处理PUREX流程起初是为生产核武器用钚而发展起来的.后来,国际上动力堆乏燃料的后处理仍然采用PUREX流程.只是随着燃耗的提高,动力堆乏燃料后处理的技术难度更高.美国是最早建成军用和商用后处理工厂的国家,1978年，美国政府以防止核扩散为由。冻结商用后处理厂，但后处理技术发展始终未停。英、法、俄、印已建成并运行商用后处理厂。日本的商用后处理厂已于2005年投产。目前全世界的商用后处理能力为4000t/a左右。约占全世界核电站乏燃料年卸出量的1/3各国已积累的运营经验表明。后处理已是一种成熟的技术，为适应未来的要求。后处理厂将具有更高的可靠性、全性和经济性，为此。对后处理工艺、设备、控制等的研究开发工作仍在进行，除了对以U，Pu分离为基础的常规后处理流程进行改进%如简化流程(采用无盐试剂等之外。考虑到U和Pu的分离嬗变。近年来国际上提出了“先进后处理”概念。先进后处理,概念可以通过两种方案得以实现。即全分离方案和高放废液分离方案，全分离方案是从U·Pu·MA和LLFP全分离角度出发。提出全新的全分离流程。该方案实施难度较大，“后处理·高放废液分离“方案是在改进PUREX流程(如增加np和Tc等的分离)的基础上。从高放废液中分离出三价MA，国际上大都采取”后处理·高放废液分离“方案。其优点是可以在现有后处理厂的基础上建设高放废液分离工厂。技术比较成熟。易于实施。投资费用较低，总之，“先进后处理“所涉及的方案及流程在国际上均处于研究开发阶段，尚需10年左右时间实现商用化我国在上世纪60年代中期开发成功的军用后处理技术，曾一度接近或达到了当时的国际水平。但在上世纪80年代以后，我国对后处理技术研究开发的投入严重不足，使之成为我国核能体系中最薄弱的环节我国在后处理工艺设备、自动控制、远距离维修等方面与国际先进水平相差甚远，相应的研究设施陈旧落后，研究队伍后继乏人，后处理中试厂尚在建设之中，预期2007年以后开始热运行。在”先进后处理“研究方面，我国高放废液分离TRPO流程已进入工程台架试验阶段，荚醚分离流程研究处于实验室研究阶段。三、结束语可以清楚地看到,只要始终坚持积极推进核电建设的方针,我国必将成为世界上核电规模最大的国家。与之相对应,我国核燃料循环产业也迎来了前所未有的发展机遇,必将成为世界上最大规模的核燃料循环产业。这是我们在分析研究我国核燃料循环产业时要牢牢记住的一个基本事实。这个基本事实也必将对世界核燃料循环产业的市场格局产生重大的影响。核燃料循环产业是一个充分市场化的国际化产业。我们应该站在世界是一个统一的市场的角度考虑和研究我国核燃料循环产业的发展,这是我们应该把握的另一个基本事实。我国核燃料循环产业如何支撑我国核电建设的大发展?如何保障我国核电的可持续发展?这是一个严峻的挑战,需要核燃料循环产业界的同仁们携手合作,共同研究,积极应对。