主题：从中国核技术新突破谈乏燃料后处理。 -- 桃源客

以及以前建的几个堆，我记得应该是承包给美国、法国和俄罗斯三家的，是不是都是热堆呀？

上世纪50年代后期，前苏联援助我国的是“沉淀法”，其流程长、厂房大，间歇式操作，废液量很大，而且钚回收率低。第一颗原子弹试验成功以后，二机部决定彻底放弃沉淀法，404试验厂也改用萃取法加快建设。经过清华大学和原子能研究所联合进行萃取法的“冷”、“热”（指放射性强度）试验，按生产要求验证全流程。“热”实验于“文革”前夕获得了第一批合格的环-239产品。

1968年底，我国第一颗钚弹大当量地下核爆成功，即可以作为掌握乏燃料处理技术的标志。

同样在50年代，印度先后得到英国、加拿大和美国的帮助，特别是借助“加印美反应堆（CIRUS）”储备技术。印度铀资源有限，但钍资源丰富（钍也是可用于快堆的核燃料）。因此，其核计划从开始就极重视增殖反应堆燃料循环的研究。增殖反应堆需要高浓缩裂变材料（高浓缩铀或高浓缩钚），这就为钚分离能力的研发提供了一个和平的借口。

其实，印度建立首个乏燃料后处理厂主要还是为了核武。1958年7月，尼赫鲁授权“凤凰”计划建立一个年处理20吨的钚工厂，采用源自美国的PUREX萃取工艺。美国维乔国际公司参与工厂的规划。1965年1月22号，“凤凰”工厂正式交付使用，但其后的几年间只生产出了很少量的钚。直至1969年左右，才获取了足够一枚核弹所需的钚。

1968年底到1969年初，印度核科学家赴苏联参观杜布纳核研究设施后，决定自建使用钚燃料的快速脉冲反应堆Purnima并于1972年5月18号实现临界。

1974年5月18号，在拉贾斯坦邦博兰克的塔尔沙漠地下107米处，印度进行了当量8千吨(宣称12-13千吨)，代号为“笑佛”的第一次核试验，即所谓“和平核爆炸装置”。弹芯使用约6公斤的钚。（据阿尔布莱特报告称，截至1999年底，印度共生产了240-395公斤武器级钚，足以制造40余枚核弹头。）因此可以说，至少在1974年印度也掌握了乏燃料处理技术。

目前，在乏燃料后处理方面，中、印应该是水平相近的。

如果按介绍的那样，压水堆不适合用钚２３９，那现在国内要上马这么多的压水堆，上哪里去找那么多的铀呢？

记得加拿大搞的是重水慢化，轻水冷却的压水堆，它的优点是可以烧多种燃料，包括铀钚混合物，钍这些东西，这种堆型有没有前途？

现在的压水堆包括国内热衷的第三代核电，能烧MOX燃料吗？如果未来想让已经建成的，在建的反应堆烧钚239，钍这些东西，反应堆能不能做相应的改进呢？

钍理论上是可以用于快堆的核燃料，但是现在为止没有实现商业运行。技术上来说，现在似乎没有技术上不可克服的困难，但是技术上比铀复杂，发电成本也会更高。

印度投入了大量资金到钍循环的研究，主要因为他们的铀矿资源比中国还贫乏。

404号称是核工业界第一大胡子工程，实验快堆是第二大

长期以来，中国的煤电和水电价格都曾很低廉，核电确实很难有竞争力。所以决策层观望、犹豫也是可以理解的。等到煤荒、电荒了，再增加投入、大干快上，毕竟还是需要时间。

如果能源短缺长期无法得到缓解，那就是真正的考验了。

按国外的说法在3到10吨左右，虽然比不上美国人近100吨的产量，但是制造核武器上千件是起码的。

一个是钚生产率不高，由于武器钚燃耗的限制，回收武器钚需要的天然铀数量很大。就产率而言不如高浓铀，而且不如铀浓缩灵活，可以部分军民两用——比如说生产民用核燃料的级联和生产高浓铀的串联，不生产高浓铀就可以转民品。

另外一个钚毒性比铀大得多，其运输贮存成本很高，钚加工也较铀困难。

但是由于临界质量小的原因，钚作为核武器材料的性能要比铀好，尤其在核武器小型化和战略核武器弹头提高当量比方面是不可或缺的。

高浓铀的使用范围也比武器钚多，可以用在实验堆和舰用动力堆提高功率密度。

冷战时候美俄生产的高浓缩铀是千吨级别，钚是百吨级别相差一个数量级，美国人的浓缩铀多到三相弹外壳不用贫铀用高浓铀提高威力。

反应堆钚倒是不算贵，但是乏燃料后处理费用主要就摊在钚产品头上，回收铀里有铀236，是中子毒物，要重新利用要提高浓缩率，比天然铀还贱，结果回收钚制成的MOX和浓缩天然铀差不多，加上冷战之后天然铀市场被毛子甩卖战争库存搞的凄惨无比，MOX燃料到最近几年才用得多一点。

前提是铀价在高位运行和后处理工业体系高效运转。而国内运行的压水堆和累积的乏燃料数量都不多，在短期内中试规模的后处理厂足以满足需求，MOX燃料在压水堆和实验快堆中的应用应当是实验性质的。

另外，压水堆中处于反应性控制的需要，MOX组件有比例限制。

国内的铀资源并不算少，核电价格和天然铀价格关系不是很大（燃料费用主要在浓缩和元件制造方面），所以说不用太担心这方面的问题。

加拿大的核电战略比较特殊，虽然加拿大核工业发展很早仅次于美国，但是几乎不进行铀浓缩活动，才发展出CANDU。

加拿大的CANDU目前还是重水慢化重水冷却，秦山三期就是这种堆型，优点是可使用天然铀，铀资源利用率高，支持多种燃料，中子经济性好可生产同位素，燃料国产化较易等，缺点是重水价格昂贵并有氚泄漏高的问题，燃料循环周期较短需在线装卸料，经济性并不优于压水堆，而且有核扩散风险。其改进型ACR才是使用重水慢化轻水冷却的，但是必须使用稍加浓铀（SEU），目前还没建成的。

CANDU和ACR可以实现钍自持的闭式循环，但是钍燃料后处理没有成熟的商业化技术，而CADNU的燃耗值较低不利于发挥钍燃料优点，这种概念还停在纸上。

CANDU可以支持MOX和回收铀燃料，压水堆乏燃料（无后处理）制成的DUPIC燃料，钍燃料而无需改动设计，同时可以满足国内同位素生产的需求，这是国内引进的主要原因，但是建设数目不会多。

因为贫铀本身在氢弹中是可裂变的，所以用高浓铀替换贫铀做外壳不大可能提高多少威力。但价格却是数量级的提高。