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中国核燃料循环执行“闭计划”

2016-12-5 13:36| 发布者: admin| 查看: 1475| 评论: 0|来自: 环境与生活

摘要: 前些时,一则有关“核燃料循环项目选址”的消息,引发舆论热议。然而多数人并不了解核燃料循环是个“神马东东”。那么从科学的角度看,所谓的核燃料循环是个什么项目?建它干吗用呢?世界核燃料循环方法有两种核燃料 ...

前些时,一则有关“核燃料循环项目选址”的消息,引发舆论热议。然而多数人并不了解核燃料循环是个“神马东东”。那么从科学的角度看,所谓的核燃料循环是个什么项目?建它干吗用呢?



世界核燃料循环方法有两种


核燃料循环,指的是核燃料从铀矿开采冶炼后的纯化转化开始,到反应堆中发电、核燃料后处理厂回收利用、废物处置的整套过程。以核电站反应堆为过程分界线,铀纯化转化,铀浓缩及燃料加工制造等,被称为核燃料循环前端;用过的核燃料(即乏燃料)从反应堆里卸出来后,经历的冷却储存、后处理、回收复用或最终处置等过程,则称为后端。

乏燃料的安全出路有两条,一是“一次通过”策略,即乏燃料不再用了,将其按照高放射性废物的处置方法,把乏燃料经冷却和特殊包装后长期贮存,或进行500~1000米的深埋,以屏蔽放射性和衰变热。这种方法属于开式循环,采用此方法代表国家有美国、加拿大、西班牙、瑞典、芬兰等。二是后处理策略,即回收乏燃料中还没烧完和仍有利用价值的铀、钚等放射性核素,其余的再按放射性等级分门别类进行处理,属于闭式循环,代表国家有法国、中国、英国等。

采用哪种循环方案,是由成本、安全性、地理条件等诸多因素综合决定的,各国都有基于各自国情的考虑,方案本身并没有绝对的好坏之分,都是需要高标准、严要求的技术活。关于处理放射性废物的更多信息,《环境与生活》2015年8月号《处理好的核废物 辐射小于X光》一文有详细介绍,这里就不再赘述啦。

铀资源开发冶炼难度不低,总量也不大。出于省“铀”和废物减排的考虑,我国早在上世纪80年代核电发展之初,就确定了闭式燃料循环方案。

用过的铀燃料棒,之后可以回收再制成钚燃料,即混合氧化物核燃料(MOX)。图为钚燃料的制造工厂。


核循环厂辐射相当每年两次胸透


我国拟建的核燃料循环项目,就是负责闭式循环后端环节的后处理部分。

2013年,中核集团与世界核燃料循环后端的龙头企业法国阿海珐集团(Areva),签署了大型商业后处理-再循环工厂项目合作意向书。2014年3月,在中法两国领导人的见证下,中核集团与阿海珐集团签署了关于后处理再循环长期合作谅解备忘录。中国核循环项目将参照法国阿格核循环厂,采用国际先进后处理再循环技术,由中核集团负责建设,法国阿海珐集团承担总体技术责任。项目计划占地3平方公里,由国家专项基金投资,总投资超千亿元,预计2020年开工,2030年正式投入运行。建成后,中国将具备800吨/年的乏燃料后处理能力。

据成都《每日经济新闻》报道,这个核燃料循环项目落地前,除了目前大家看到的在各地进行厂址拟选外,还将进行比选,选出最优厂址,然后要经历环境影响评价、安全分析等多个环节的审批程序。按照国家核项目要求,选址工作会在山东、江苏、浙江、福建、广东和甘肃6省展开,江苏连云港只是候选厂址之一。实际进展方面,由于合同金额高昂,涉及的技术复杂等原因,项目落地的几大必要条件中,连最基本的谈判都没有完成,所谓的“落户连云港”连八字还没一撇呢。

大家最关心的是,这样的核燃料循环项目会给周边带来多少放射性呢?据法国阿格核燃料循环厂多年监测的数据表明,该工厂给产业园区附近公众带来的平均辐射剂量为30微希/年。这是什么概念呢?举个例子来说明,我们在中国的日常生活中,接受的天然本底辐射剂量约为3.1毫希/年(1毫希=1000微希),相当于阿格核燃料循环厂的100倍。可见,一个核循环厂的辐射水平微乎其微。此外,照一次X射线胸透约为20微希,乘坐飞机为3微希/小时,就连人体内参与生理活动的钾元素都有每年390微希的贡献度。

从核电站到后处理厂,乏燃料的运输有一套严密的体系,按照《放射性物品运输安全管理条例》相关规定,运输之前需要做环境影响评价、安全分析等报批,要对路线、时间、物品的质量、应急措施等提出非常明确的计划。

核燃料循环示意图


中国的乏燃料快没处放了


当然,安全不过是建核燃料循环厂的准入指标,之所以打算建设还是出于刚需。

必须承认,乏燃料放射性强、半衰期长、化学毒性大,如果按“一次通过”法进行深层地质处置,其放射性需要10万年以上才能衰变到天然铀矿的水平。如果对乏燃料进行后处理,回收有用的铀、钚材料,这样既提高了铀资源的利用率,又降低了废物的放射性危害和化学毒性。以全球主力堆型——高压轻水反应堆(简称压水堆)为例,一台百万千瓦级功率的核电机组,每年产生的乏燃料为20吨至25吨。环保部核与辐射安全中心2016年6月发表的《全球乏燃料后处理现状与分析》论文指出,全球目前累计卸出的乏燃料约35万吨,其中仅1/3经过了后处理,其余的都贮存在核电站中。到了2020年,全球的乏燃料将达到44.5万吨。阿海珐中国官网资料称,随着中国核电建设的推进,预计在2020年,中国的乏燃料累计储量将达到1万吨,所有机组的乏燃料年产量将有1500吨。目前,我国大亚湾、田湾核电站贮存乏燃料的能力已经饱和,商用大型乏燃料后处理厂又尚未开建,亟待发展乏燃料后处理能力。

核燃料芯块,由处理过的铀制成。


能用的天然铀不足1%


核燃料循环还有更重要的一点:省“铀”。

中国并非富铀国家。世界核协会2013年统计,中国可开采铀资源储量近20万吨,只有全球的4%。随着核电机组的增加,中国对铀资源的需求也越来越大。未雨绸缪地建设与中长期核能发展规划相匹配的乏燃料后处理/再循环项目,让乏燃料变废为宝,对于我国核电发展的可持续性和放射性废物安全性来说,确实是个急茬儿。

虽然核能有着无与伦比的能量密度——1公斤核燃料的能量顶得上170多吨标准煤,但从铀资源利用率的绝对数值上看,现阶段反应堆仍然是挺费“铀”的。

核燃料中,负责裂变供能的是核子数为235的铀-235,还有少量铀-238吸收中子后转化而来的钚-239。铀-235是地球上唯一天然存在的易裂变核素。“坑爹”的是,铀-235在天然铀资源中的含量仅有0.711%,其余99%以上几乎都是不易裂变的“兄弟”——比它多3个中子的铀-238,被称为可转换材料。

轻水反应堆(包括压水堆和沸水堆)燃料中铀-235含量为3%~5%,即低浓缩铀。生产1吨铀-235含量为3%的低浓缩铀,需要5.5吨天然铀原料,其余这4.5吨贫化铀中的铀-235比例则下降到0.2%左右,没有工业价值。

美国北卡罗来纳州布朗斯维克核电站乏燃料池里的能源组件,被至少7米深的水覆盖。


乏燃料循环后放射性废物大减


当核燃料中的铀-235“烧”到一定程度,剩下的易裂变材料不足以继续提供稳定的能量输出,导致反应堆发电功率下降,这时的核燃料就成了乏燃料。所以,要在这个节点之前停止反应堆运行,把烧“乏”的燃料从反应堆中卸出来,再换上一部分新的燃料接着发电。如果按“一次通过”法处理,整个核循环周期铀资源综合利用率只有0.6%左右,和全球水资源境况一样——总量不低,能用的淡水却没多少。

重水堆对铀-235含量要求不高,直接用天然铀作燃料就能正常发电,铀资源利用率比轻水堆高38%。相应地,乏燃料中剩下的易裂变核素很少,目前没有回收价值。这也是以重水堆为主力的加拿大不回收乏燃料的原因之一。

乏燃料的大致组成,是95%的铀、4%的裂变产物和1%的钚,绝非废料。如果把乏燃料中的铀-235“榨”出来重新回到反应堆作燃料,一次循环就可节约天然铀15%~20%;如果随裂变反应生成的钚239也一并回收复用,则一次循环可节约35%~40%的天然铀,相当于把铀资源的综合利用率提高到0.8%以上;反复循环利用的话,甚至可以达到1%,效率比开式核循环提升了2/3。此外,核反应产生的镎、镅、锔等超铀元素,以及可用作商用放射源的裂变产物,如铯-137、锶-90等,也具有回收价值。

经过后处理工序,乏燃料中真正沦为高放射性废物的只剩不到4%,既减少了资源占用,又提升了核废料的安全性。

核电占比超七成的法国,有17%的电力是从乏燃料中回收复用的核燃料发出来的,其商用乏燃料后处理及再循环工业无论规模、工艺成熟度、技术先进性,都是全球的楷模。

作为“旗舰级”核燃料循环厂,法国阿格厂的乏燃料后处理能力约为1700吨/年,满负荷运行可承担90~100台百万千瓦级核电机组的后处理需求,不仅为法国本土所用,还接日本、西班牙、瑞典等国的“国际订单”。



快堆:用好另外99%的铀


有人可能会问,这后处理也不过是把铀资源利用率提高到1%,还是没有质的提升啊。这个难题,要留给未来的快中子反应堆来解决。

中子,是组成原子核的基本粒子之一。在核反应堆中,它负责像子弹一样地轰击铀-235,从而启动和维持核反应。中子的运动速度有快有慢,铀-235只喜欢速度为2.2公里/秒的慢中子,也叫热中子。前面说的轻水堆和重水堆,都是靠热中子来运转的。然而,天然铀中那99%的铀-238却十分喜欢速度高达1.4万公里/秒的快中子。它吸收一个中子后先变成不稳定的铀-239,很快又衰变成另一种易裂变核素钚-239,其裂变反应释放的能量比铀-235还大。

核反应过程中,易裂变核素在同一时间内的产生量与消耗量之比,叫做转换比。轻水堆的转换比约0.6,重水堆为0.8。而快堆的转换比大于1,也就是说燃料越烧越多。这样一来,天然铀资源的利用率一下就跃升到60%~70%,比走“一次通过”路线的压水堆高100倍。

快堆的这个特性,让全球可利用的铀资源大大扩展,热中子堆产生的乏燃料、铀浓缩用剩下的贫化铀尾料以及原本因铀-235含量过低而没有开采价值的部分天然铀矿,一下子都有了用武之地。

在考虑核电增长的情况下,如果全以热中子堆计算,现有的廉价铀资源只能满足人类50年左右的核电需求。而如果都以快中子堆计算,这个“续航”能力可以立翻50倍!

遗憾的是,虽然实验性快堆已有相当长的运行经验,但商业化尚未成熟。不过,快堆可以有效地将热堆产生的长半衰期核素转化成短半衰期核素,所以继续发展还是很有必要的。



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