閉式燃料循環

閉式燃料循環指鈾鈽的再循環，或在熱堆或在快堆中再循環以期獲得燃料的有效利用。

核能系統的核燃料循環指從鈾礦開採到核廢物最終處置的一系列工業生產過程，它以反應堆為界分為前、後兩段。核燃料在反應堆中使用之前的工業過程，稱為核燃料循環前段，它包括鈾礦勘查開採、礦石加工冶煉、鈾濃縮和燃料組件加工製造；核燃料從反應堆卸出後的各種處理過程，稱為核燃料循環後段，它包括乏燃料中間儲存、乏燃料後處理、回收燃料(Pu和U)再循環、放射性廢物處理與最終處置。回收燃料可以在熱中子堆(熱堆)中循環，也可以在快中子堆(快堆)中循環，統稱核燃料“閉式”循環。

基本介紹

• 中文名：閉式燃料循環
• 外文名：Closed cycle of nuclear fuel
• 學科：核工程
• 作用：提高核燃料的利用率
• 套用：快堆、熱堆閉式燃料循環
• 分段：反應堆前/後

介紹

閉式燃料循環指鈾鈽的再循環，或在熱堆或在快堆中再循環以期獲得燃料的有效利用。我們說單單發展壓水堆，最終可以利用鈾資源的1%左右，而發展了快中子增殖反應堆則對鈾資源的利用率將提高到60%～70%，就是基於閉式的燃料循環而言的。

閉式燃料循環所包括的重要環節是：（1）核燃料加工廠；（2）核電站；（3）乏燃料後處理廠；（4）運輸、保全、安全、環境影響、廢物處理和處置及退役。

鈾、鈽在熱堆再循環只稍稍提高對鈾資源的利用率。由於用鈽作為熱中子堆燃料時會有更多稀有錒系核素的產生，因而再循環次數越多，則後處理時的禁止要求越高，一般進行2～3次再循環就不宜繼續了。所以熱堆再循環不是最有效的最終的再環循方式，也就是說，發展核能的國家，應該走向鈾鈽快堆再循環，達到充分利用核資源，最終只剩較易於處理和處置的一般放射性廢物，完成對核裂變能的完整而有效的利用。

熱堆核燃料閉合循環

熱堆閉合循環可適度提高鈾資源利用率和減少放射性廢物體積。熱堆核燃料閉合循環方式是通過後處理將熱堆乏燃料中的Pu和U提取出來，回到熱堆進行再循環,以提高鈾資源利用率。熱堆電站乏燃料中大約含有95%的U、1%的Pu、4%的FP與MA。經後處理得到的鈽與貧化鈾混合，製成鈾鈽混合氧化物(MOX)燃料。MOX燃料中的鈽含量受熱堆反應性的限制，由於Pu-239裂變時發射的緩發中子數目遠低於U-235所發射的，故MOX燃料中的鈽含量不能太高,以免反應堆失控。MOX燃料中鈽含量一般為5%～ 10%(其中易裂變Pu-239的含量為60%～ 65%)，其使用效果相當於U-235富集度為4. 5%的UO2燃料。此舉可節省2. 5%～ 3%的分離功(SWU)。粗略估算，7噸UO2乏燃料後處理得到的鈽(約70kg)可製成1噸MOX燃料。

MOX燃料在堆芯的裝載量為1/3時，反應堆設計無需改變。一般而言，1t MOX燃料(70kg鈽)在熱堆電站中可以消耗約33%鈽(23kg)，但有10%(7kg)轉變為次錒系核素。這表明鈽在熱堆中循環一次可以使鈾資源的利用率提高約20%。如果分離出的U也回到熱堆中循環，鈾資源的利用率還能提高約10%。一座1000MWe PWR核電站每年卸出的乏燃料約為25t，經後處理產生的高放玻璃固化廢物約為5t。這意味著，與乏燃料直接處置相比，後處理高放廢物量降低至約五分之一。CO-GEMA公司UP3後處理廠的運行經驗表明，後處理產生的需要地質處置的所有長壽命廢物體積低於0. 5m³ /tHM(0. 115m³高放玻璃廢物和0. 5 m³中放α廢物)，而乏燃料直接處置的體積為2 m³ /tHM(COGEMA 1996年數據)。後處理分離鈽在熱堆中循環一次後的放射性毒性可比乏燃料降低3～5倍。按理論推算，經熱堆多次循環後，需處置廢物的長期放射性毒性可降低10倍，但是這需要幾十年才能實現。當然,後處理高放廢物中仍然含有所有的次錒系核素(MA)和長壽命裂變產物(LL-FP)，其長期放射性危害依然存在。

由於熱堆燃料循環僅能使鈾資源的利用率提高0. 2～ 0. 3倍，循環過程又受到許多限制，故其對核能可持續發展的貢獻是相當有限的。

快堆燃料閉合循環

核裂變能的可持續發展取決於鈾資源利用的最最佳化和核廢物的最少化，快堆及其燃料閉合循環恰好能同時滿足這兩個要求。採用快堆閉合循環，一般認為可使鈾資源的利用率提高50～ 60倍。由此可見，只有發展快堆及其燃料循環系統，才能充分利用鈾資源，實現核能的大規模可持續發展。

在上世紀60～ 70年代核能發展的早期，人們以為核電會迅速發展。考慮到地球上鈾資源難以滿足熱堆電站的長期使用，核燃料快堆閉合循環在核工業發展的初期就被視為核能發展的最佳方案。只是由於在過去的20～ 30年核能發展的速度遠比預期的低，快堆電站的技術、經濟性能也尚不能與熱堆電站相比，導致了快堆商用化的進程大大推遲和分離鈈的大量積累(目前已達200t左右)。為了降低分離鈽的存量及其核擴散風險,一些國家轉而實
施鈽在熱堆中再循環的方案。

如前所述，按目前全世界核電站(363GWe)對核燃料的使用水平，地球上已探明的常規鈾資源(130$ /kg)僅能使用60～ 70年；即使實現鈽的熱堆循環，也只能維持80～ 100年。據IAEA組織的INPRO計畫的預測, 2020年和2050年全世界核電裝機容量將分別達到600 GWe和1 700 GWe。顯然，如果不走快堆增殖燃料之路，地球上已探明的常規鈾資源將無法滿足今後世界核能發展的需要。

在快中子譜條件下(包括快中子臨界堆和次臨界堆)，所有錒系核素都具有一定程度的裂變性能。所以，快堆不僅可以焚燒Pu的各種同位素，而且可以嬗變MA。LLFP的嬗變依賴於熱中子俘獲反應，在快堆包裹層中建立熱中子區即可實現LLFP(如Tc 99和I 129)的嬗變。由此可見，通過快堆核燃料閉合循環(包括分離-嬗變)，不僅可以充
分利用鈾資源，實現鈾資源利用的最最佳化，還能最大限度地減少高放核廢物的體積及其放射性毒性，實現核廢物的最少化。