最終將處理產(chǎn)物固化的好處有很多，包括方便儲存運輸、利于抗震抗壓以防止接觸地下水源造成核污染擴散并屏蔽核廢物的輻射、易于導(dǎo)出核廢物衰變產(chǎn)生的熱量等。

　　乏燃料后處理方法

　　最簡單粗暴的方法當(dāng)然是找個與世隔絕的地方將乏燃料刨坑埋了，這種核燃料的利用方式稱為“一次通過”方式，但要保證數(shù)百萬年的地質(zhì)穩(wěn)定和輻射安全，實在是難上加難。因此有必要對乏燃料進(jìn)行處理，分離其中有用的物質(zhì)并加以利用，同時實現(xiàn)放射性廢物最小化，這種核燃料利用方式被稱為“閉式燃料循環(huán)”，而乏燃料后處理技術(shù)是實現(xiàn)閉式燃料循環(huán)的重要保障。

　　根據(jù)后處理過程是否適用水相介質(zhì)，后處理方法分為干法和水法。當(dāng)前的主流工業(yè)后處理廠采取的是水法。

　　水法的典型代表是美國上世紀(jì)發(fā)明的PUREX流程，利用萃取劑將鈾、钚選擇性分離回收。PUREX的主要優(yōu)點是廢液少、費用低，安全性高。下圖為PUREX的簡易流程圖。

　　干法則針對難溶于水的核廢料，采用熔鹽或者液態(tài)金屬作為介質(zhì)，在高溫條件通過電解、氧化還原等方法分離出放射性元素。干法適宜處理高燃耗、短冷卻期的反應(yīng)堆乏燃料，特別適合釷基熔鹽堆。因為它的燃料主要由多種金屬（釷和鈾）的氟化物熔鹽組成，難溶于水。

　　除了以上兩種主流方法外，科學(xué)家們還開發(fā)出快中子反應(yīng)堆焚燒法或者利用ADS（加速器驅(qū)動次臨界潔凈核能系統(tǒng)）發(fā)射高能中子嬗變來直接消化掉乏燃料中的高放射性元素。下面將重點介紹新型釷基熔鹽堆與其乏燃料后處理的特點。

　　燒釷的反應(yīng)堆

　　自然界中，有兩種能夠作為裂變核燃料的天然元素，一個是大名鼎鼎的鈾，另外一個對于大家可能稍微有點陌生，它的名字叫做釷。

　　釷的“知名度”雖然比鈾低，但是自然界中釷的儲量卻是要比鈾的多得多，目前地殼中釷的探明儲量約為鈾的3至4倍。

　　與天然鈾中含有0.7%易裂變同位素U-235和可裂變同位素U-238不同，自然界中的釷只有Th-232一種可裂變同位素，其本身不能作為核燃料，但是Th-232通過吸收中子生成的U-233卻是性能非常好的易裂變核素。下圖所示為釷鈾轉(zhuǎn)換鏈和鈾钚轉(zhuǎn)換鏈的核素演化示意。

　　通常，我們以Th-232到U-233的轉(zhuǎn)換鏈為基礎(chǔ)的核燃料循環(huán)稱為“釷鈾循環(huán)”，而以U-238到Pu-239的轉(zhuǎn)換鏈為基礎(chǔ)的核燃料循環(huán)稱為“鈾钚循環(huán)”。

　　從核廢料的角度看，釷鈾循環(huán)要比鈾钚循環(huán)產(chǎn)生的錒系核素更少，乏燃料的毒性更小，是一種更加清潔的燃料循環(huán)方式。

　　在吸收中子的過程中，Th-232要吸收9個中子才可能轉(zhuǎn)換成具有高放射性毒性的次錒系核素中質(zhì)量數(shù)最小的核素Am-241，而U-238則只需要吸收3個中子就可能轉(zhuǎn)換成Am-241，因此，釷鈾循環(huán)積累的高毒性次錒系核素要比鈾钚循環(huán)的低得多。

　　下圖給出了一次通過的壓水堆、鈾钚循環(huán)和釷鈾循環(huán)產(chǎn)生的錒系核廢料的放射性毒性隨時間的演化規(guī)律。從圖中可以明顯地看到，釷鈾循環(huán)中產(chǎn)生的錒系核素的放射性毒性遠(yuǎn)小于PWR（壓水堆），并且比鈾钚循環(huán)也要小一個數(shù)量級。

　　1、釷基熔鹽堆

　　釷基熔鹽堆（Thorium Molten Salt Reactor，TMSR）作為第四代反應(yīng)堆核能系統(tǒng)的六大候選堆型之一，是實現(xiàn)釷鈾循環(huán)最理想的反應(yīng)堆類型。

　　一方面，熔鹽堆可結(jié)合在線后處理技術(shù)，及時提取反應(yīng)堆內(nèi)生成的Pa-233并讓其在堆外衰變生成U-233，以有效降低Pa-233的有害中子吸收，從而能夠最大程度地利用釷；另一方面，熔鹽堆釷鈾循環(huán)產(chǎn)生的長壽命核素總量更少，放射性毒性更低。

　　下表所示為單位裂變能量產(chǎn)出下，不同堆型、不同燃料循環(huán)產(chǎn)生的錒系廢物，經(jīng)過不同存儲時間后剩余的放射性劑量，對比熔鹽堆的釷鈾循環(huán)和快增殖堆釷鈾循環(huán)，可以明顯看到熔鹽堆釷鈾循環(huán)產(chǎn)生的錒系廢料的放射性毒性更低。

　　單位功率產(chǎn)生的錒系廢物的剩余年放射性劑量對比

　　2、釷基熔鹽堆釷鈾循環(huán)對燃料處理的要求

　　釷基熔鹽堆使用的是液態(tài)燃料，其中核燃料以氟化物形式（ThF4、UF4或ThUFx）均勻溶解和分布在由LiF-BeF2組成的載體熔鹽中，無須制作其他反應(yīng)堆必須有的特定的燃料元件。這不僅降低了反應(yīng)堆研制費用，更為重要的是，采用液態(tài)燃料的存在形式可以無需停堆抽取或補充燃料，易于進(jìn)行在線的燃料處理和燃料循環(huán)，回收核燃料，分離裂變產(chǎn)物。

　　這一方面使得熔鹽堆的反應(yīng)性控制更加方便；另一方面，堆運行過程中可以不斷從燃料鹽中清除高中子毒性的裂變產(chǎn)物，反應(yīng)堆的中子經(jīng)濟性更高，從而顯著提高了反應(yīng)堆的效率。

　　釷基熔鹽堆的優(yōu)勢只有在配置了在線燃料處理功能之后才能得到充分發(fā)揮。于是，釷基熔鹽堆和在線燃料處理設(shè)施構(gòu)成了不可分離的一個整體，它是實現(xiàn)熔鹽堆釷基核能利用可持續(xù)發(fā)展的最佳技術(shù)路線。

　　釷基熔鹽堆的特征是一個堆配一個在線燃料處理設(shè)施，燃料處理的基本要求是及時（即“冷卻”時間短）、在線（頻繁重復(fù)）、小批量處理燃料鹽，并快速循環(huán)純化后的燃料鹽。這就決定了熔鹽堆燃料處理必須緊湊、簡捷、快速、功能配套，具有快速處理能力。

　　3、釷基熔鹽堆的燃料處理流程

　　TMSR燃料處理流程

　　釷基熔鹽堆的燃料處理流程一般是這樣的：

　　燃料熔鹽在堆芯內(nèi)一邊燃燒發(fā)電一邊生成廢料，由反應(yīng)堆流出后首先經(jīng)過氟化揮發(fā)工藝段分離出核材料U，分離得到的UF6進(jìn)入燃料重構(gòu)。離開鈾分離工藝段的熔鹽進(jìn)入載體分離工藝段，即通過減壓蒸餾技術(shù)，回收載體鹽LiF和BeF2。此時的殘留物主要為Pa-233、Th和裂變產(chǎn)物，待其冷卻衰變?yōu)閁-233后，再次通過氟化揮發(fā)將生成的裂變材料U-233加以回收；然后利用電化學(xué)技術(shù)進(jìn)行集中處理，從鈾分離工藝段出來的殘留物中回收可用的錒系元素（主要為Th），將分離出來的錒系元素處理后進(jìn)入燃料重構(gòu)，最終只剩余少量干法尾料及高放廢物。

　　這種閉式循環(huán)流程的特點在于在線加離線的燃料處理，包括：在線處理壓力可控；臨堆循環(huán)，無運輸風(fēng)險；燃料利用率高，高放廢物量??；燃料重構(gòu)簡單等。

　　結(jié)語

　　如何處理核廢料確實是核能領(lǐng)域未來相當(dāng)長時間需要面對的一個難題，但我們是知難而退因噎廢食，將未來能源發(fā)展的機會讓給其他國家，還是激流勇上攻克難關(guān)，把握住自己的命運不做21世紀(jì)的“貧油國”？

　　核能的發(fā)展就是一場科技革命與能源危機的馬拉松競賽，誰能搶占先機，誰就能保障自己國家人民未來數(shù)百年甚至數(shù)千年能源供給的安全。

參考文獻(xiàn)：

　　[1]《經(jīng)濟日報》 2014-08-06 15版

　　[2] Dr。 David LeBlanc。 “Liquid Fluoride Reactors： A New Beginning for an Old Idea”。 Google Tech Talk （2009）

　　[3]  徐洪杰， 戴志敏。 未來先進(jìn)核裂變能——TMSR核能系統(tǒng)[J]。 中國科學(xué)院院刊， 2012， 27（3）：366-374。

　 [4] 揭秘全球各國核廢料處理方法news.bjx.com.cn/html/20131126/475309.shtml

　 [5] 從核電站里卸出的放射性核廢料，是如何進(jìn)行核循環(huán)的？ news.163.com/16/0810/22/BU50MUUL00014SEH.html

　 [6] 美國如何讓民眾接受核電news.163.com/16/1103/17/C4VBMAUR000187VE.html