如何奮起直追,實現后處理技術的長足進步,已成核工業的當務之急。
多國差異化布局核燃料循環
社會主義建設進入到新時代,核工業發展與建設亦是如此。
鑒于核工業體系的龐大與復雜,筆者先結合自身在核工業幾十年的工作經歷,概述一下核工業。
“核工業”,又稱原子能工業,泛指涉及核材料與核燃料研究生產加工、核能開發利用、核武器研制生產、放射性同位素研制生產和開發利用等龐大的、復雜的綜合性工業部門。從科學上講,核工業是利用自然資源,通過核反應促使原子核內部結構發生變化使核素發生轉化,同時釋放出巨大的、可控的能量并加以利用的高科技戰略產業。
其主要任務兩個方面:一是核能的和平利用,包含核材料、核燃料、放射性同位素的研究、生產、加工、應用等全過程;核反應堆與核動力裝置的研究、設計、建造、運行;核能生產(發電和供熱等)等。二是核武器(原子彈、氫彈、中子彈等)與軍用核動力的研發,除核材料、核燃料、放射性同位素等與核能和平利用的生產原理相同外,核武器與軍用核動力的研究、設計、建造、使用等都屬于核工業的范疇。
核工業在一個國家的國防和經濟社會發展中具有十分重要的地位和作用。核工業體系涉及的專業領域,包括:資源的地質勘探;資源的開采;材料的冶煉和精制;同位素的分離;燃料元件的制造;反應堆的設計建造運行;乏燃料的處理;放射性廢物的處理處置;放射性同位素生產;核武器研制;核儀器設備制造;核設施的建筑安裝;核設施的退役;貫穿整個核過程的輻射防護技術;核保障技術等。
這里單獨說說核燃料循環,核燃料循環是核工業體系中的重要組成部分,所謂核燃料循環是指核燃料的獲得、使用、處理、回收利用的全過程。核燃料循環通常分成兩大部分,核燃料循環前端和核燃料循環后端,核燃料循環前端包括鈾礦開采、礦石加工(選礦、浸出、沉淀等多種工序)、鈾的提取、精制、轉換、濃縮、燃料元件制造等,而核燃料循環后端包括對反應堆輻照以后的乏燃料元件進行鈾钚分離的處理以及對放射性廢物處理、貯存和處置等。
目前世界上不同的國家根據各自國情選擇適合自己的核燃料循環策略,主要有三種方式:第一種,瑞典、加拿大和西班牙等選擇了核燃料“一次循環通過”方式。
第二種,采取核燃料閉式循環方式。代表國家主要有法國、英國、俄羅斯、日本、印度和中國等(美國也于2006年正式宣布采用閉式燃料循環方式)。這種方式是即對乏燃料進行化學處理(或稱后處理,以區別于核燃料在進入反應堆前的化學處理過程),從中回收總量占96%左右的鈾和1%左右的钚,并通過再循環加以充分利用。而只占總量3%左右的長壽命裂變產物和次錒系核素(镎、镅、鋦等)才作為高放廢物經玻璃固化后作最終地質處置。當然,隨著科學技術的進步,未來或將可以通過嬗變技術把那些在后處理過程中分離出來的锝(99tc)、碘(129i)等裂變產物和次錒系核素“焚毀”,使之轉變為短壽命或穩定的核素,從而大大減少或消除放射性對環境的危害,使核能利用更加清潔。
此外,仍有不少國家尚未確定核燃料循環的技術路線,對反應堆乏燃料采取暫時儲存的做法,然后根據國際形勢的變化再做決策。例如,主要核電大國之一韓國因美國不允許其搞后處理,不得不開發dupic(direct use of pwr spent fuel in candu reactor)過程,該過程采用干法技術,將壓水堆(pwr)乏燃料經過高溫處理去除其中的揮發性裂變產物之后,重新制成燃料,供candu堆使用,這也屬于閉式核燃料循環方式。
總之,全世界主要的核電國家均走核燃料閉式循環之路,這也符合國際形勢需求。舉例來講:通常,一盒新的輕水堆燃料元件含鈾總量為kg,其中鈾235占3%——5%左右,剩余則全為鈾238。在反應堆內運行3年之后,新燃料元件變為乏燃料元件,但該盒元件內含鈾量仍有475——480kg(占95%——96%,其中鈾235為1%,鈾238為95%),钚占5kg(1%),而其他放射性裂變產物僅占15——20kg(3%——4%)。對乏燃料元件進行后處理,可以大大提高核燃料資源的利用效率,經后處理后提煉出來的鈾和钚可以重新加工成新燃料元件,供核電機組使用。與此同時,對乏燃料進行后處理還能顯著減少放射性物質的體積和毒性。1t乏燃料元件,如果不經后處理而直接進行處置存放的話,相當于要儲存體積為2m3的高放廢物。而形成鮮明對照的是,如果進行后處理,則同樣重量的乏燃料最終需要處置存放的放射性廢物體積將降至0.5m3以下,同時放射性活性還將有所降低和減弱。因此,選擇對乏燃料元件進行后處理,其經濟價值和環境價值無疑是十分顯著的。核燃料“一次通過”循環是最為簡單,在鈾價較低的情況下也較為經濟,但是近年來國際鈾價一路飆升,閉式循環不僅可以大大提高鈾資源的利用率,而且也比較經濟,更符合核能的長期持續發展戰略。當然,對于一些核電規模較小的國家,沒有必要在其國內進行燃料再循環,可以通過國際合作的方式實現核燃料再循環。圖1為核燃料循環示意圖,圖1左邊以輕水反應堆(lwr)為例(重水反應堆過程類似),采用濕法后處理過程;右邊以快堆(fr)和加速器驅動次臨界潔凈系統(ads)為例說明核燃料循環過程,采用干法后處理過程。
乏燃料后處理廠應提上日程
所謂的“乏燃料后處理”是指在核燃料循環中經過輻照過的燃料元件從堆內卸出時,不管是否達到設計的燃耗深度,總是含有一定量裂變燃料(包括未分裂和新生的),回收這些寶貴的裂變燃料(u235,u233和pu)以便再制造成新的燃料元件或用做核武器裝料的過程,分為干法后處理和濕法后處理兩種。
乏燃料后處理過程十分復雜,這是因為乏燃料的放射性很強,有些核素的毒性又大,有發生臨界事故的危險等,要求整個后處理過程必須在屏蔽和密閉的條件下遠距離操作運行,這就給后處埋過程帶來很大的難度。不過,歷經多年的發展,乏燃料后處理技術目前已經比較成熟。
后處理技術的研發始于20世紀40年代,首先是為軍用服務的,即從低燃耗的生產堆乏燃料中提取軍用钚,后來后處理的對象轉向動力堆(首先是核電站)的乏燃料以及各類研究堆的少量乏燃料。70年代以來,后處理技術取得了長足的進步。法、英、俄、日等國一直在運行著大型的商業性后處理工廠,這些工廠的工藝、技術、安全、管理、經濟性等各方面都是成功的,已經積累了十分豐富和寶貴的運行經驗。
商用的濕法后處理廠過程包括乏燃料的運輸和貯存、剪切與溶解、溶劑萃取分離、純化易裂變材料钚、鈾、镎,工廠的主體設備、監測與控制、射線防護與臨界安全、三廢治理,以及工廠設施的去污與維修等過程。一般濕法后處理工藝可分下列幾個步驟(1)冷卻與首端處理:冷卻將乏燃料組件解體,脫除元件包殼,溶解燃料芯塊等。(2)化學分離:即凈化與去污過程,將裂變產物從鈾-钚中清除出去,然后用溶劑萃取法將鈾-钚分離并分別以硝酸鈾酰和硝酸钚溶液形式提取出來。(3)通過化學轉化還原出鈾和钚。(4)通過凈化分別制成金屬鈾(或二氧化鈾)及钚(或二氧化钚)。圖2給出了濕法后處理工藝示意圖。乏燃料后處理產生的钚產品可以采用制成鈾钚混合物(mox)燃料,主要在熱堆中使用,也在快堆中使用(如俄羅斯和法國)。法國在后處理和mox燃料使用方面較有代表性,法國一直選擇核燃料閉式循環的技術路線,積極發展后處理再循環能力。法國后處理廠每年處理國內乏燃料850t,產生的約8.5t分離钚隨即制成l00 t mox燃料,進行再循環。
乏燃料后處理一直是人們關注的與核能、環境和安全密切相關的焦點問題之一。現在全世界每年產生的乏燃料數量超過1萬t重金屬,其中大部分貯存在水池或干式貯存設施中,除此之外歷史積存的核電站乏燃料約有20萬t(濕法儲存192070t,干法儲存8070t),因此,在核能的發展中乏燃料的處理是一個亟需解決的問題。目前,全世界的商用乏燃料年后處理能力僅為5675 t(其中英國2400 t/a,法國1700t/a,日本900 t/a,俄羅斯400 t/a,印度275 t/a),只約占每年卸出乏燃料的1/3左右。
進入新世紀以來,國家扶持核電的大力發展。這樣必然會引起乏燃料后處理產業的發展。早在1983年我國就制定出符合我們自己國情的核燃料閉合循環戰略方針。這是符合當今的國際核能發展形勢,因為全世界已經探明的鈾資源將在不到一百年之內就會枯竭,如果實現全部的乏燃料后處理,提取出有用的核素繼續實現核燃料循環,那么探明的鈾資源將會延長利用3000年,從而實現了核裂變能利用的可持續發展。
我國的乏燃料核燃料后處理的科研工作起源于1956年,是在前蘇聯援助下從沉淀法起步開始的。1964年第二機械工業部(后稱核工業部,延續為中國核工業總公司、中國核工業集團公司、中國核工業集團有限公司)決定拋棄沉淀法流程,改用先進的萃取法工藝;從1965年1月起,先后組織兩批(共81人次)技術攻關突擊隊,進行萃取法熱鈾(即經輻照過的鈾)處理小型試驗;1968年9月,我國生產堆乏燃料后處理中間規模試驗廠建成并投入運行;1970年4月,我國首座大型生產堆乏燃料后處理廠建成并投入運行;隨后對工藝流程進行了改進,1975年還對燃耗較深的研究試驗堆乏燃料元件進行了后處理,并開展了從高放廢液中提取裂變產物和次錒系元素的研究工作,其分離工藝技術水平與當時的國際水平相當;從上世紀80年代以后,特別軍用后處理廠的停產,我國對后處理技術研究開發的投入嚴重不足,后處理技術成為核能發展中薄弱環節;后用于動力堆燃料后處理的后處理中試廠的建設進度拖期,直到2010年4月份開始進行5%熱調試,調試過程中出現了一些問題,后逐步進行50%和100%的熱調試,現在基本流程已經打通。
應看到,目前我國在后處理工藝設備、自動控制、遠距離維修等方面與國際先進水平相差愈來愈遠,而我國的核電事業正在穩步、健康地發展中,因此建設一座與之配套的、年處理能力為上千噸乏燃料的后處理廠尤為必要。在筆者看來,如何奮起直追,實現后處理技術的長足進步,已成核工業的當務之急。
來源:能源雜志
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