無論核電站怎樣設(shè)計,總會產(chǎn)生核廢料,這是不爭的事實。但是,隨著新核電站的不斷建設(shè),核廢料的最終處置的問題迫在眉睫。
目前,約有440個核動力反應堆在30個國家/地區(qū)運行。去年大約有12座新反應堆投運,但將有多達16座永久性關(guān)停。全球已有174座反應堆永久關(guān)停,其中約有一半在西歐。
在世界范圍內(nèi),存儲的乏燃料鈾接近450,000公噸。盡管過去有許多其他國家進行了后處理,但只處理了一小半,主要是由法國,印度,俄羅斯和英國進行。中國和日本開始計劃進行后處理。
核廢料的形式根據(jù)存儲庫性能而有所不同,但是大多數(shù)監(jiān)管準則要求核廢料必須在少于1%的液體的條件下進行運輸。真正的區(qū)別將在于廢物中短壽命和長壽命放射性核素的比例,這主要來自反應堆運行期間產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物與錒系元素。
固體燃料與液體燃料,球形燃料與燃料棒,快堆與熱堆以及各種后處理方法與未處理等因素,都會對放射性核素的比例產(chǎn)生一定的影響。例如, ORIENT循環(huán)后處理方法產(chǎn)生的高放射性廢物約是傳統(tǒng)的后處理方法(如PUREX工藝)的十分之一。
放射性核素的比例將影響包裝密度,進而影響存儲庫的大小,因為衰變熱決定了與熱流限制以及存儲包裝間隔相關(guān)的幾何形狀。
建立和運營深層地質(zhì)存儲庫的成本很高。
如果可以將存儲庫縮小至十分之一,那么節(jié)省的成本將是可觀的,成本將低于后處理。經(jīng)合組織(OECD)和國際原子能機構(gòu)(IAEA)對替代反應堆廢物的研究表明,存儲庫的尺寸最高可縮減至五十分之一。
衰變熱是深層地質(zhì)存儲庫設(shè)計的主要輸入?yún)?shù)。對于在花崗巖,粘土和凝灰?guī)r地層中的處置,最大允許處置密度由熱量限制決定,存儲裝置的間距一般約為8英尺。
先進的燃料循環(huán)所產(chǎn)生的高放射性廢物的衰變熱比壓水堆乏燃料所產(chǎn)生的少很多。
由于經(jīng)過后處理的核廢料所釋放的熱量較低,因此其占用的最終存儲庫的空間要小。銫和鍶是產(chǎn)生熱量最大的核素,它們的分離進一步降低了的存儲庫的空間需求。例如,在粘土地層中進行處置的情況下,與壓水堆乏燃料直接存儲方案相比,通過全封閉循環(huán)方案將存儲所需的體積減少了3.5倍,而通過銫和鍶的分離將存儲所需的空間減少了9倍。
OECD研究表明,乏燃料在經(jīng)過各種燃料循環(huán)方案存儲50年后,其衰減熱的變化均不超過四分之一。同時,燃料循環(huán)方案與壓水堆乏燃料直接存儲方案相比,200年后高放射性廢物的衰變熱最多可降低30倍。先進燃料循環(huán)方案大大降低了高放射性廢物的熱功率,并因此減少所需的存儲庫空間。
但是也存在特例,例如擁有美國唯一的深層地質(zhì)核處置庫(WIPP)的環(huán)境是含有大量的鹽類的巖石。塊狀鹽的熱導率約為晶體巖石的五倍,這意味著其允許的熱負荷可能更高。此外,塊狀鹽具有獨特的蠕變性能,高放射性廢物的熱量越高其特性越好。
乏燃料的深孔處置也是一種可選處置方式,球形燃料反應堆和熔鹽反應堆特別適合于這種處置方式,可實時從燃料中除去裂變產(chǎn)物。這些廢物沒有寬度或體積限制,因此其存儲庫的廢物包裝非常容易。
OECD建議采用兩種處理高放射性廢物的途徑:在快堆中鈾/钚和錒系元素的多次循環(huán)以及在熱堆中使用釷基燃料以增加資源的利用率,并將核廢料最小化。OECD表示相對于一次性燃料循環(huán),這兩種途徑都將減少核廢料的放射毒性,并且通常會減少長半衰期同位素的比例及其在存儲庫中產(chǎn)生的熱負荷。
IAEA的研究表明,完全裂變再循環(huán)或完全錒系元素再循環(huán)可以將核廢料的放射毒性降低100到200倍,并將半衰期從100,000多年減少到不到1,000年。這些處置方案和反應堆設(shè)計中仍存在許多未知數(shù)。
一些反應堆的設(shè)計溫度比目前反應堆要高很多,并且設(shè)計壽命更長和更高的燃料燃耗。有些使用快中子或超熱中子,并使用腐蝕性極強的冷卻劑,例如熔融金屬或熔融鹽。因此需要進行額外的研發(fā),使燃料后處理技術(shù)適應新的燃料類型,并為新的核廢料開發(fā)合適的固定基質(zhì)。
新反應堆和各種后處理方案將改變核廢料的類型,并在一定程度上影響存儲庫的空間和設(shè)計。這些新設(shè)計從等量的燃料中獲取更多的能量。但無論最終建造的反應堆的設(shè)計如何,仍然需要存儲庫。
自第二次世界大戰(zhàn)以來,全球產(chǎn)生的核廢料總量與全球每小時煤炭工業(yè)產(chǎn)生的有毒化學廢料量相同。