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科普: 略谈核电的另一个令人关注的问题：乏燃料的处理途径
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本文还是继“百科知识”编辑的邀约，另外编写一篇科普文章，目的让公众更好地了解、正确地认识并自觉地驾驭核电中公众比较关心的问题，以便能够真正和平利用原子能，为全人类造福。这里，同样真诚希望广大网友,正如上篇科普文章发出后,网友们作了不少补充,提出许多宝贵意见. 在此深表感谢！现在,仍然希望大家继续提出看法，促进进一步相互交流。
略谈核电的另一个令人关注的问题：
乏燃料的处理途径
方锦清编写
为了应对国内外化石燃料的短缺和保证能源安全持续发展，核电因其清洁性和高能量密度而受到各国青睐，我国核电也步入了一个积极发展期。
所谓“乏燃料”就是从反应堆里烧过的核燃料,又称辐照核燃料。迄今，全世界有约441座反应堆在运行发电, 其中有9个国家的40%多的能源生产来自核能，核燃料一经在核电厂使用发电后，即成为“乏燃料”，每年卸出的乏燃料约有1万吨. 需要等待处理.由此提出了对核电站卸下的“乏燃料”如何进行严格的科学处理和有效的管理问题成为另一个令人关注的热点课题。
| 铀 | 钚 约 1% | 次锕系元素（MA） | 裂变产物（FP） | |
| 铀-235 | 铀-238 | 镎-237、镅-241、锔-242 | 锶-90Sr、铯-137Cs、锝-99Tc，还有贵金属 | |
| 约0.9% | 95% | 约0.1% | 约3% | |
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。
目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有两种战略考虑：
第一，后处理战略。即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。
第二，一次通过战略。即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处理。该战略特点是费用可能较低，概念简单；无高纯钚产生，核扩散风险低。但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年；没有工业运行经验。
乏燃料后处理是我国早已确定的技术路线。1983 年，国务院科技领导小组召开全国专家论证会，经过对我国核电发展计划、国内外铀资源情况、国内后处理工艺技术发展水平、后处理的安全性、经济性等诸多方面的充分论证，确定了“发展核电必须相应发展后处理”的战略，并在1987 年日内瓦国际会议上对外公布了这一决定。后处理与以下优点。
第一，后处理可以充分利用铀资源，保障核电可持续发展。发展后处理工业是保证我国核电可持续发展的重要环节。压水堆核电站乏燃料中铀-235 为0.8％～1.3％，比天然铀中的铀-235 的含量0.71％还高。另外还有新生的可裂变物质钚-239。通过后处理可从乏燃料中回收有用的铀和钚，再制成UO2 或MOX 燃料返回热堆或快堆使用，大大提高铀资源的利用率。据专家测算，将后处理得到的铀和钚返回压水堆中使用可节省天然铀30％左右。如果能实现快堆和后处理的核燃料闭式循环，铀资源利用率可提高60 倍左右，这意味着本来仅能使用50～60 年的天然铀就可利用3000 余年。
第二，后处理可以使放射性废物减容和降低毒性。后处理不仅可显著地减少需长期深地质层处置的核废物体积，而且可使最终废物的放射性毒性大幅度降低。动力堆卸出的乏燃料如果按“一次通过式”处理方式进行长期深地质层处置，高放废物量约为2m3/tU。按现在国际上运行的后处理厂的水平，乏燃料经过后处理后产生的高放废物量约为0.5m3/tU，仅为前者的1/4。按照目前后处理工艺技术的水平，铀、钚的回收率可达99.75%，使最终处置废物的放射性毒性降低一个数量级以上。
4．前景看好的快中子堆
从图1可见，“快堆”是由快中子引起原子核裂变反应，不仅可实现核燃料增殖的核反应堆，能够充分利用铀资源，其利用率可提高60-70倍；而且还能够处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物，一举两得。具体点说，在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次贝塔衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称"快中子增殖堆"。同时，快中子增值堆还可以保证核废料安全永久保存。
我国快堆从1986年纳入国家“863”计划，1995年中国实验快堆正式立项。由500多位核能等各方面专家论证结果认为：“快中子堆是在我国可较早实用的增殖堆，可大幅度提高核燃料利用率，从目前压水堆的约1％提高到60％～70％，这对充分有效利用我国铀资源有重大意义”。 同时强调： ‘863’计划能源领域的经费要优先安排实验快堆的建设”。 1992年3月，国务院批准了“863”计划能源领域2000年的发展目标，其中包括建成一座热功率65MW，实验发电约20MW的中国实验快堆（CEFR）。
2010年7月21日中国核工业集团公司在北京宣布：中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。中国成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之一。快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。对于快堆未来发展，中国快堆发展拟采取三步走的发展战略，即从实验快堆—示范快堆—大型商用快堆，建造中国实验快堆是中国快堆发展第一步，并以此为契机，推动中国铀钚混合燃料制造技术等配套技术的发展，逐步建立中国先进核能体系。快堆的发展前景看好，潜力大。
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