最終將處理產(chǎn)物固化的好處有很多，包括方便儲(chǔ)存運(yùn)輸、利于抗震抗壓以防止接觸地下水源造成核污染擴(kuò)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(jiǎn)單粗暴的方法當(dāng)然是找個(gè)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(guò)”方式，但要保證數(shù)百萬(wàn)年的地質(zhì)穩(wěn)定和輻射安全，實(shí)在是難上加難。因此有必要對(duì)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(shí)實(shí)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(shí)現(xiàn)閉式燃料循環(huán)的重要保障。

　　根據(jù)后處理過(guò)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(guó)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(diǎn)是廢液少、費(fèi)用低，安全性高。下圖為PUREX的簡(jiǎn)易流程圖。

　　干法則針對(duì)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(guò)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?yàn)樗娜剂现饕啥喾N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(dòng)次臨界潔凈核能系統(tǒng)）發(fā)射高能中子嬗變來(lái)直接消化掉乏燃料中的高放射性元素。下面將重點(diǎn)介紹新型釷基熔鹽堆與其乏燃料后處理的特點(diǎn)。

　　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(gè)是大名鼎鼎的鈾，另外一個(gè)對(duì)于大家可能稍微有點(diǎn)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(chǔ)量卻是要比鈾的多得多，目前地殼中釷的探明儲(chǔ)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(guò)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(guò)程中，Th-232要吸收9個(gè)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(gè)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(guò)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(shí)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(gè)數(shù)量級(jí)。

　　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(shí)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(shí)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(zhǎng)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(guò)不同存儲(chǔ)時(shí)間后剩余的放射性劑量，對(duì)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(duì)比

　　2、釷基熔鹽堆釷鈾循環(huán)對(duì)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(wú)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(fèi)用，更為重要的是，采用液態(tài)燃料的存在形式可以無(wú)需停堆抽取或補(bǔ)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(yùn)行過(guò)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(jì)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(shì)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(gè)整體，它是實(shí)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(gè)堆配一個(gè)在線燃料處理設(shè)施，燃料處理的基本要求是及時(shí)（即“冷卻”時(shí)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(jiǎn)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(guò)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(guò)減壓蒸餾技術(shù)，回收載體鹽LiF和BeF2。此時(shí)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(guò)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(lái)的殘留物中回收可用的錒系元素（主要為Th），將分離出來(lái)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(diǎn)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(wú)運(yùn)輸風(fēng)險(xiǎn)；燃料利用率高，高放廢物量?。蝗剂现貥?gòu)簡(jiǎn)單等。

　　結(jié)語(yǔ)

　　如何處理核廢料確實(shí)是核能領(lǐng)域未來(lái)相當(dāng)長(zhǎng)時(shí)間需要面對(duì)的一個(gè)難題，但我們是知難而退因噎廢食，將未來(lái)能源發(fā)展的機(jī)會(huì)讓給其他國(guó)家，還是激流勇上攻克難關(guān)，把握住自己的命運(yùn)不做21世紀(jì)的“貧油國(guó)”？

　　核能的發(fā)展就是一場(chǎng)科技革命與能源危機(jī)的馬拉松競(jìng)賽，誰(shuí)能搶占先機(jī)，誰(shuí)就能保障自己國(guó)家人民未來(lái)數(shù)百年甚至數(shù)千年能源供給的安全。

參考文獻(xiàn)：

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