导读:乏燃料循环处理好处多 但能力不足 法国和英国在乏燃料循环处理领域走在国际前列。核电站运营过程中会产生拥有放射性且放射性持续时间长的核废料,因此若处理不当,将对人类和生态环境造成巨大的影响。核电站产生的核废料主要可以分为高放射性核废料和中低放射性核废料。
参考《中国核燃料加工产业盈利模式深度调研与企业投资战略咨询报告》
核电站运营过程中会产生拥有放射性且放射性持续时间长的核废料,因此若处理不当,将对人类和生态环境造成巨大的影响。核电站产生的核废料主要可以分为高放射性核废料和中低放射性核废料。
高放射性核废料主要包括了反应过后的核燃料(即乏燃料)及其处理物;中低放射性核废料主要包括核电站运行时被辐射污染的水化系统、交换树脂、废水废液,以及检测设备、工作服、手套等。
核废料成分
放射性核废料处理的基本原理有以下 3 点:对放射性废气和低放射性废料采用稀释并扩散到环境中的方式处理;对高放射性废料采用浓缩并隔离的方式处理;对短寿命的放射性废料采用滞留并使其衰变的方式处理。
乏燃料处理:循环处理好处多,但目前处理能力不足
目前最常用的轻水堆核燃料是由铀元素的同位素组成,其中主要包括约3%的铀-235以及约97%的铀-238。经过裂变反应后,多数的铀-235在反应中被消耗,生产钚、次锕系元素和其他裂变产物,同时仍有少部分铀-235未参与反应(含量少于1%),这些在核反应堆中受过辐照且不能继续使用的核燃料被称之为乏燃料。乏燃料是高放射性核废料中最受关注的部分。
核原料反应前后的成分
乏燃料由于含有大量放射性元素(铀、钚等),其衰变过程中会释放大量的热量,同时放出的射线,从而引起周围物质发生激发和电离,并对环境造成辐射污染、对生物造成辐射损伤。而水由于其较高的比热容以及对β射线(核裂变时放出的一种高速运动的电子流)、γ射线(核裂变时放出的一种电磁波)较强的吸收能力,是一种理想的乏燃料临时储存介质。由于乏燃料在离堆后其活化产物、裂变产物、超铀元素的放射性活度将分别降至原来的1/30、1/300、1/400,热功率降至原来的1/500,因此在国际上一般将乏燃料在水池中存放5年以上,待其温度和放射性下降到可操作范围内,再进行后续的处理。
对于乏燃料的后续处理方式有3种:Direct disposal(直接处置)、Reprocessing(循环处理)以及送往其他国家进行处理。直接处置是指将乏燃料从水池中取出,经固化处理后,直接进行深埋(埋在地下或投入海底)。循环处理是指将乏燃料从水池中取出后,把其中可循环利用的铀、钚等元素提取出来,再对剩下的裂变产物进行固化处理并深埋。目前,许多欧洲国家(如法国、英国、俄罗斯等)以及日本、中国都采用的是循环处理法。将乏燃料中的钚以及未使用的铀-235 进行回收再利用有以下3大优势:1)可以使核燃料的利用率提升25%-30%,从而减少对铀资源的需求;2)使得乏燃料的体积大大减少,从而减少后续运输、处理费用;3)使得高放射性核废料的反射性大大降低,同时其放射性衰减速率远大于使用直接处置法的高放射性核废料。
随着将来第四代核反应堆中的快中子增殖堆技术的成熟,现在大量无法使用的铀-238有望在快中子增殖堆中吸收一个中子之后变为核燃料钚-239(第四代核反应堆有望在2030年前后建成投产)。这也使得从现在开始通过循环处理回收乏燃料中的铀资源显得十分重要。
世界核能协会2016年9月的统计显示,目前全球累计生产了29万吨的乏燃料,其中 9万吨经过了循环处理。目前全球乏燃料循环处理能力大约为每年4500吨,然而预计至2030年前,全球年均将产生乏燃料约2万吨,乏燃料循环处理能力严重不足。
法国和英国在乏燃料循环处理领域走在国际前列。法国阿海珐旗下的LaHague循环处理基地于1976年投入运营,年处理能力为1700吨,是目前世界上最大的商用乏燃料循环处理基地,负责处理来自法国、德国、日本、比利时、瑞士、西班牙、意大利、荷兰等国家的乏燃料。英国NuclearDecommissioning Authority旗下有两个主要的后处理场,一个是SellafieldMagnox后处理场,年处理能力1500 吨;另一个是SellafieldTHORP(Thermal Oxide Reprocessing Plant)后处理场,年处理能力600吨,主要是对乏燃料进行热氧后处理。
2013年4月25日,在中国国家主席习近平和法国总统奥朗德的见证下,中核工业集团与阿海珐集团签署了《中法合作建设大型商业后处理-再循环工厂项目的合作意向书》,计划在我国建设一座具备3000吨储存能力、800吨/年处理能力的乏燃料循环处理厂。据中国核网报道,该项目由中法合作建设,并参照法国La Hague基地,由中核工业集团负责建设,法国阿海珐承担总体技术责任,由国家专项基金投资,总投资超千亿元,占地3平方公里。
2015年,中核工业集团宣布该乏燃料循环处理厂将于2020年开工,2030年左右建成。截至2016年8月,该乏燃料循环处理厂选址工作相关进展尚未公开。
高放射性核废料处理即使是采用循环处理法回收乏燃料中的部分高放射性元素之后,剩余废料仍含有较多长寿命的α辐射体,放射性与放热性较强,需要对其进行进一步的处理。与中低放射性核废料处置相比,高放射性核废料处置有以下4个特点:
1)隔离时间长达1万-10万年(中低放核废料仅为300-500年);2)处置环境为透水性较差的岩石;3)处置深度为500-1000 米(中低放核废料一般不超过100米);4)处置技术仍处于探索阶段。
根据学术论文《核废料处理方法及管理策略研究》中的介绍,我国高放射性核废料处置研究始于1985年。目前,甘肃北山花岗岩地区已经被列为我国军用高放核废料处置候选厂址,并已于2000年开始了钻探和研究工作。据报道,原国防科工委于 2005 年召开了处置高放射物质研讨会,并确定在我国建设一座永久性高放射性核废料处置库,设计寿命1万年,能容纳至少100年间我国产生的高放核废料。截至2016年8月,相关选址工作进展尚未公开。
资料来源:公开资料,中国报告网整理,转载请注明出处(ww)。
【版权提示】观研报告网倡导尊重与保护知识产权。未经许可,任何人不得复制、转载、或以其他方式使用本网站的内容。如发现本站文章存在版权问题,烦请提供版权疑问、身份证明、版权证明、联系方式等发邮件至kf@chinabaogao.com,我们将及时沟通与处理。