主题：从中国核技术新突破谈乏燃料后处理。 -- 桃源客
新年伊始，央视以“我国实现核燃料回收 铀利用率将提升60倍”为题报道中国核废料转化技术获得重大突破，但通篇未提及核燃料循环是配套热堆还是快堆使用。
反应堆都是利用可控链式裂变反应。热中子堆的转换率为60%，而快中子堆主要是由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起，由于速度快，快中子不易被吸收，燃料的转换率能达到130%。(这还是在使用PuO2和UO2混合燃料的情况下。如果使用铀、钚、锆金属燃料，可以实现160%的转换率。)
目前全世界400多座核电站中，多数为轻水堆(压水堆和沸水堆)，主要由热中子引发裂变反应，俗称热堆。热堆消耗的主要核燃料是铀235。自然界中铀235的储量仅占0.66%，其余绝大部分为铀238，约占99.2%。为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3%－4%的浓缩铀235为原料，即真正参与核反应的原料铀235只有3%到4%，余下的是具有辐射危害的铀238核废料。
快堆中常用的核燃料是钚239，而钚239 发生裂变时放出的快中子会被装在反应区周围的铀238吸收，又变成钚239。也就是说，在堆中一边消耗钚239，又使铀238转变成新的钚239，而且新生的钚239比消耗掉的还多，从而使堆中核燃料实现增殖。目前，各国快堆主要是用MOX作燃料、以液态钠为冷却剂的快中子增殖堆，其倍增时间是30多年。只要添加铀238，每过30余年快堆核电站的效能即可翻一番。理论上快堆可以将铀238、铀235及钚239全部加以利用，并将铀的利用率提高到60%-70%，比热堆中的压水堆高140倍，比重水堆高70倍以上。
热中子反应堆运行时，还会产生长寿命次量锕系核素（MA），需要衰变三四百万年才能将其放射性毒素降到天然铀的水平。但是这些核素在快中子场中可以裂变成产物，获得裂变能从而变害为利。
在快堆中，又以钠冷快堆性能最好，全世界建过18个钠冷快堆，中国实验快堆（CEFR）也是钠冷快堆。其短板在于商用成本和运行维护。
总体而言，目前国际上热堆燃料循环技术（包括乏燃料后处理和MOX燃料加工）已趋于成熟并已实现商用化；快堆核燃料循环（除MOX燃料制造之外）尚处于研究开发阶段，离商业应用仍需20至30年。
乏燃料如果不进行后处理而直接处置埋藏，也是一种可供选择的方式，即所谓“一次通过”。在铀价较低时，这种方式的经济性优于闭合循环。我国目前对乏燃料采取“一次通过”处理，核电技术先进的美国亦然。
核燃料闭式循环包括热堆乏燃料后处理、快堆燃料制备、快堆乏燃料后处理等。我国对快堆燃料制备技术研究刚刚开始，快堆乏燃料后处理的研究尚在进行之中。
乏燃料后处理Purex萃取流程最初是为生产武器级钚而发展起来的。美国最早建成军用和商用后处理工厂。1977年，福特政府以防止核扩散为由（也有液态高放射性废物泄漏的隐患），冻结商用后处理厂。后历经卡特、里根、小布什直至奥巴马政府的几次反复，目前仍维持冻结状态，但后处理技术发展始终未停。美国国会曾于2005年批准给能源部拨款五千万美元，由阿贡实验室研究新的“干法”后处理工艺。据称新技术将采用高温电冶金工艺，以半连续运行方式，在厚重屏蔽热室内遥控完成乏燃料后处理和循环燃料制作全过程。此外，英、法、俄、印、日等国也已建成并运行商用后处理厂。
目前国际上快堆燃料循环系统的研究开发虽未达到商用水平，但已积累了不少经验。各主要核国家均掌握了热堆乏燃料水法后处理技术。在快堆乏燃料干法后处理方面，美国和俄罗斯已进入中试研究阶段，处于国际领先水平。
美国正在开发Urex＋流程，它与Purex流程的主要差异在于，不产生纯钚产品，而产生钚与次锕系核素的混合产品。而且美国声称，不产生分离钚的后处理技术防核扩散性更强。美已在全球核能合作伙伴（GNEP）倡议中宣布，将在Urex＋流程研究开发的基础上，于2020年建设年处理能力为2500吨的商用后处理大厂。
俄政府已批准《2010-2015年及2020年远景的新一代核能技术》并列支预算1283亿卢布（约43.1亿美元）。俄罗斯国家核能公司表示，生产MOX燃料的工厂将于2014年投产，到2019年将建成使用MOX燃料的反应堆样机。
法国Areva正在开发Coex流程，该流程产生的U-Pu共沉淀产物，可直接作为制造MOX燃料的原料。
印度一直雄心勃勃推进其快堆核能系统发展战略，在核燃料闭式循环技术的自主研究开发方面也取得了一定成就。2005年6月，印度首次完成采用Purex流程的的快堆乏燃料后处理实验。在现有后处理工业技术基础上，印度拟于2012年开始建设原型快堆乏燃料商用后处理厂。印度还在开发全自动、远距离操作的MOX燃料制造设施和金属合金燃料制备技术。目前，印度已有两座核废料再处理厂开始运行，分别位于孟买附近的Trombay和Tarapur。而第三座核废料再处理厂正在 Kalpakkam建造。印度设在钦奈市以南的英迪拉·甘地核能研究中心专门从事快速增殖试验堆及相关技术的研究开发，已制造出铀钚混合碳化燃料，快中子增殖试验堆也达到了10.5兆瓦的水平。
日本计划从2015年起，将国内54台核电机组中的16到18台升级，改用钚铀混合燃料MOX。
未来的商业化后处理厂将具有更高的可靠性、安全性和经济性。为此，对后处理工艺、设备、控制等的研究开发工作仍在进行。后处理工艺的进一步研究包括对Purex流程的改进，包括简化工艺流程，降低投资费用，采用无盐试剂，减少废物产生量等等。
上世纪60年代中期，我国的快堆研究开始起步，主要在物理、热工、结构材料和钠工艺等方面开展了一些基础研究，并建成了一批小型实验装置。具有代表性的研究成果是1969年由周总理特批50公斤高浓铀建成的“东风-6号”零功率实验装置（军用后处理技术），并建成和运用了后处理厂，其分离工艺技术与当时的国际水平相当。
80年代以后，随着军用后处理厂的停产，我国对后处理技术研究开发的投入严重不足，使之成为核能体系中最薄弱的环节。其后我国在后处理工艺设备、自动控制、远距离维修等方面与国际先进水平相差甚远。
1992年3月14日，国务院批准863计划能源技术领域的研究发展目标，即建成一座热功率65兆瓦的中国实验快堆。
863计划能源技术领域国际科技合作重点项目：快堆混合氧化铀钚燃料研制课题已按规定要求于2004年年底进行了验收并通过。
按照我国核电战略设想，快堆将分实验堆、示范堆和商用堆三步走。
2010年7月21日，中核集团公司的实验快堆实现临界。目前实验快堆是以高浓二氧化铀为燃料，而为了实现核燃料增殖，还需要在示范快堆中进一步研制铀和钚的混合燃料（MOX）。
我国曾与其他国家就引进商用后处理大厂技术进行过谈判。但外方开出天价，超出可接受的价格范围。而且即便引进国外技术，也要到2027年才能建成一座年处理量800吨的大厂。
2010年，中核集团的乏燃料处理中试厂已开始第一阶段的热试工作，即用浓度为5%的乏燃料进行热试，第二阶段将提高到50%，第三阶段达到100%。在完成国家规定的50吨乏燃料处理任务后，将对中试厂进行改扩建，使之形成年处理80吨的能力。此次中核集团高调宣布的突破应该是在处理中试厂完成的。
按照“动力堆/乏燃料/后处理技术”的难点分析，估计我国在对动力堆元件的切割、溶解、过滤等处理技术、放射性化工和高精度、自动化专用机械设备制造和可靠性方面取得突破性进展，可喜可贺。
预计今后每10年达成一个目标，到2020年建成示范项目，2030－2035年左右最终实现商业化。
任重道远，前途光明。
MOX中各元素的摩尔比是多少？配方是普世的还是各庄有各庄的高招？快堆可以只用钚239做燃料吗还是必须使用一定量的铀235？
翔宇兄的核潜艇系列俺非常喜欢。这问题也够刁钻。
乏燃料先经过后处理提取剩余的铀和经转换生成的钚同位素，然后钚同位素加入浓缩工艺的尾料贫铀即制成MOX，其主成分为UO2和PuO2，含约7%的钚239以及铀238等，具体组分尚未见披露。 Areva的商用MOX含钚239大概是3-10%，跟据堆的设计而定。使用最普及的欧洲堆（法、德、比、瑞），堆芯1/3到1/2为MOX。使用MOX超过50%，反应堆的设计就需要作相应的更改。
俄罗斯正在乌拉尔山麓的Beloyarsk建造目前世界规模最大的新一代快堆800 MWe БN-8，将全部使用MOX燃料。日本则计划于2014年末在Ohma建成全部使用MOX的反应堆（1383 MWe）。
20世纪60年代，比利时、法国、美国、意大利、德国、日本和印度等国纷纷建立实验室，开发供增殖快堆使用的MOX燃料。 1970至1985年国际上形成了快堆MOX燃料的研究高潮。配方虽然大同小异，但都严格保密。截至80年代末，大多数建成的快堆（包括实验、原型和验证堆）都成功使用了MOX燃料。目前，全世界有20多个快堆装载了MOX燃料，绝大多数在欧洲。
截至2008年，世界上共建造24座MOX燃料厂，产能约为每年213吨，其中LWR（轻水堆）和FBR（快堆）MOX燃料厂各占一半。预计2012年，世界上主要的LWR-MOX燃料生产国法国、日本、英国的年生产能力将达195吨、130吨以及40吨。目前主要的商用大厂是法国MELOX和英国SELLAFIELD。
快堆用钚-239作燃料，可能含有的微量铀235不是有效成分。
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快堆的控制原理和热堆是大同小异还是千差万别？
快中子与核燃料中的原子核相互作用引起裂变的可能性比热中子小得多，为使链式反应继续进行，其所用核燃料的浓度要比热堆高，装料量也大。快堆活性区单位体积所含核燃料相比热堆大得多，其功率密度比热堆大几倍，大概每升为400千瓦左右。在如此高的功率密度下，将热量从堆内取出加以应用，技术上更为复杂。
快堆不能用水冷却，普遍采用液态金属钠把热量带出来。此外，快堆用的燃料元件的加工制造也比热堆更复杂困难，费用高昂。同时，由于快堆内快中子寿命短，钚的缓发中子份额小，就使得控制问题更为复杂。对反应堆操作系统保护的要求也更严格。
目前快堆的主要问题是验证其经济性。只有当快堆在经济上可与压水堆竞争时，才可能大规模实现商用。
这项技术如果使得原来没有开采价值的贫铀矿也具备了开采价值，那样我国的铀矿储量是不是也大幅增加了？
小白问的问题可能比较外行，希望能不吝赐教。
主攻乏燃料的后处理，与开采技术无关。但从另一个角度，自然可以视同核原料储备的增加。
同时，对MOX持消极态度的一方则认为：以目前的技术水平，从乏燃料中提取钚239的花费要比它生产能源所挣的钱更多，因此从经济上讲并不合算。虽然自然界中铀235的含量很少，但现在开采的大多是高品位富铀矿中的铀235，低含量低品位的铀矿则很少开采。等到富铀矿中的铀235用完之时，开采低品位铀矿的技术预计已经发展成熟，可能届时还轮不上钚239大显身手。
如果低品位铀也耗尽，或许届时激光约束核聚变、太阳能、氢能等其他可持续能源已完全实现商业化。
是我国自行研究、设计和建造的动力堆乏燃料后处理厂全面调试成功。
推测是先用于热堆核料循环减废，下一步再逐步实现比较理想的：反应堆+干法后处理+燃料制作“一体化”配置。难度大，周期长，投资也不会低。
难道我们的核武器全部使用铀235？
钚239的核性能超过铀235。其裂变性能好、临界质量小，用作原子弹弹芯可提高当量、缩小体积。但是钚的毒性极大，放射性强，主要来自核反应堆乏燃料棒。
轻水反应堆技术成熟，产生的核废料也少，相对而言开发核武的可能性不大。重水堆、石墨堆和快中子堆的乏燃料棒均可用于再加工提炼武器级钚，特别是石墨反应堆。
前两次朝核危机中，美国之所以一直强调朝鲜核电站只能使用轻水反应堆，而不能是重水或石墨反应堆，就是这个道理。朝鲜现在掌握的乏燃料棒，源自过去运行的石墨反应堆，共约8000根。如果全部用来提炼钚，据说可生产几十枚核弹。
我国酒泉原子能联合企业专门用于生产钚的军用反应堆于1960年3月动工，因苏联停止援助而被迫暂停。1962年6月重新恢复施工，至1966年10月20日建成启用。（试验性后处理厂于1965年5月动工，1968年9月4日投产）主持该项工作的是我国核工业界元老，已故的姜圣阶院士。
1968年12月27日，我国第八次核试验中首次采用了钚239。
军用堆下马，才造成后来民用堆乏燃料处理技术的落后。
抛开库存不算，军用堆下马后，快堆成功之前，是不是我国的钚239储量就不会增加了？那是不是就不能造核武器了？我知道氢弹用的是氘氚，但核扳机用钚吗？中子弹用钚吗？
我以前读过一篇文章，说某已过世的两弹元勋说过，当时我们的核技术水平，也就是后处理算得上世界一流。这个对吗？哪岂不是我们这二十几年，自废武功，把最拿手的玩成最不拿手的了？
还有，兄提到2030年建成商业处理厂。为什么需要那么长时间呢？别人已经干成了，说明原理和技术上的路线已经清晰了，那么沿着相同路线进行工程攻关为什么还需要那么长时间？
这个很疑惑啊。铀235要用同位素分离，钚只要化学分离就可以了。即使毒性大放射性高，其难度也是数量级的低啊。印象中铀弹标志着更高的技术水平。
另外，钚作为核武器并不好。要用钚作武器，乏燃料棒的运行时间不能太长。这是因为在反应堆中钚239还会变成钚240。钚240的自发衰变太强，原子弹中还没把原料压缩到临界质量，自发衰变引起的局部链式反应就炸开了，导致整个弹失效。
当时钚的存量应该是足够核武方面的需要了。
上世纪60年代404的后处理厂，其分离工艺技术水平与当时的国际水平相当。姜圣阶主持把核燃料后处理萃取法从三循环改为二循环，节省了大量设备和仪表。他也是将后处理沉淀法改为萃取法的倡议人之一，对核武关键核部件的研制作出贡献。1985年荣获“原子弹技术突破与武器化”国家科技进步特等奖（七人之一）。
7、80年代是中国核能的停滞期，决策层对商业核电站的态度暧昧，在依赖进口和自主研发之间游移（张胜的回忆录就披露过张爱萍和赵紫阳的争论）。从国家层面既欠缺投入，也缺乏可资长期遵循的发展战略。按原子能科学院科委副主任顾忠茂的话讲：“从上个世纪70年代一直到90年代中期，国家对后处理的支持是很有限的。很多技术人员就是在那个时候转型去做洗发水、不干胶了。”
到90年代，我国第一座核电乏燃料后处理中试厂是404在艰难的保军转民阶段所承建的唯一一个重大工程。虽有“希望工程”之誉，却是“工期一拖再拖，概算一超再超”。经过近20年的艰苦奋斗，2004年至2008年间顺利完成水试、酸试和冷铀联动调试，2010年3月打响热调试攻坚战。在近期完成放射性热调试，顺利生产出合格产品后，终于取得圆满成功。这也标志着我国动力堆乏燃料后处理的整个工艺流程全线打通。
2030年的远期目标是指快堆及配套的乏燃料后处理技术（极可能是更先进的“干法”工艺）。
与目前的实验快堆相比，下一步建设的示范快堆在功率、体量上有很大变化，技术上也需要有新突破。目前实验快堆以高浓二氧化铀为燃料，而为了实现核燃料增殖，需要在示范快堆中进一步研制铀和钚的混合燃料MOX。技术开发上，还需要加大对实验设施的投入。另外，还需要通过示范项目将现在掌握的技术进行集成。通过示范堆建设，对所有的工程和经济性问题进行反复验证，才能过渡到商用快堆并最终实现大规模运行。这一切都需要时间。
快堆及先进的乏燃料“干法”后处理工艺目前即便在国际上也处于摸索阶段，相信我国的核工业队伍一定能够继续发扬独立自主、艰苦奋斗的传统，以自己的聪明才智创造新的奇迹。