今年二月，福岛核电站搞了个大新闻，又一次将反应堆安全拉入了大家的视野，而作为日本一衣带水的邻邦，中国核电也连带躺在舆论的枪口上。诸多反核声音，包括“建哪都行别建我家”、“核废料贻害万年” 等论调引发了民众的担忧，去年发生的连云港事件就是一个活生生的例子。

但是，中国作为21世纪最大的发展中国家，需要核电来提供长期、安全、清洁、可持续的能源，实现产能优化和民族复兴。因此如何妥善处理反应堆的核废料，保证子孙后代家园上百万年的安全，驱散民众头上的疑云，便成为决定中国未来核能发展道路的重要因素。

什么是核废料？

《一块铀矿石的一生》

上图为一个核反应堆燃料的生命周期示意图。广义上的核废料包括核燃料在上下游过程中产生的所有放射性废物。狭义上则专指核电站烧剩的废料，也称为乏燃料。虽然它有个“乏”字做前缀，可一点也不是“无用的废物”。相反，乏燃料浑身是宝，但同时它又充满危险，如不善加处理，会造成核燃料资源浪费和辐射污染。

从核电站卸出的乏燃料会暂时放置于反应堆场址的水池内冷却一段时间，在合适时候运至集中场址，进行处理或处置。

核废料的处理

为什么要处理核废料？

高辐射

一座100万千瓦的核电站一年可以产生几十吨放射性废料，加工处理后产生4立方米高辐射核废料、20立方米中辐射核废料、140 立方米低辐射核废料及200立方米非辐射性废料。

如下图所示，中国的乏燃料累积量逐年快速增长，如2015年中国运行的22个核能机组产生了约600吨乏燃料，如果不作任何处理，则其中150公斤的高辐射废料需经过1.2×10^10万吨水稀释才能达到排放标准，相当于长江136年的水流量，如果不加处理直接排放到大自然中，放射性可残留数十万年（比如钚为24.7万年），其造成的危害可想而知！

中国2013年-2020年乏燃料情况

高浪费

从燃料利用率方面来看，目前的裂变堆主要利用天然铀中仅占0.7%的U-235作为燃料，而占绝大多数的U-238却无法有效利用，综合铀资源的利用率还不到1%。据世界能源组织估计，按目前反应堆对核燃料的消耗速度，铀在地球上的储量大约只够使用200年。

无论是从安全性还是经济性角度考虑，反应堆产生的这些核废料，尤其是乏燃料，必须得到妥善的处理，具体方法可以总结为以下四个方面：

①回收和纯化没有用完或尚未转化的核燃料

②提取和纯化新生成的核燃料

③提取有用的裂变产物

④对最终放射性废物进行安全处置

核废料如何分类

放射性废物的分类

除了核电站正常运行产生的废水、废气外，放射性废物还产自上游的采矿、精炼、燃料制造与下游的核废料，核相关设施的退役等过程，甚至连科研活动所产生的放射性废物，比如实验室的手套衣服、清洗污水。

前文提到的乏燃料仅仅是上图的第三部分，而且我国的放射性废物并不主要来源于核电站。

据清华大学核能研究设计院统计：我国民用核技术产生的废料累计近1万立方米左右，研究开发产生的废料大概在5000立方米左右，军工生产遗留下的核废料大约有几万立方米，核应用产生的放射源有上万枚。另外，铀矿开采时产生的含放射性物质的废矿石有几千万吨，另产生核矿渣几千万吨。上述数据，就是目前中国整个核废料存量的明细账，可以看出核电站的核废料存量比重较低，主要原因是核电站在运行过程中能及时处置部分核废料。

与之相对，一座同样功率的火电站，一年烧煤约350万吨，其中至少含有5吨天然铀。虽然火电站排放烟尘绝大多数被过滤系统捕获，但逃逸到环境中的放射性核素辐射强度依然会导致这样一座火电站的辐射强度比核电站强50倍。（数据源自华北电力大学郝卿的《核废料处理方法及管理策略研究》）

典型核废料的组成部分

根据其放射性强度，核废料可以分为高中低三档。不同国家有不同标准，如上图所示，实际的核废料的质量比重里绝大部分都是中低放废物，而最需要关注的高放废物占3%，绝大多数源于乏燃料。

核废料该去哪儿

核废料中除了乏燃料（下面单独介绍），其他无经济价值但又含放射性的废物该如何处理呢？这想必是广大人民群众最最关心的话题。

首先，请大家放心，所有的放射性废物都会根据其化学物理性质、放射性水平不同进行严格处理，保证所有排出物质对公众成员照射所造成的剂量值满足安全标准。

（1）废气一般为中低放射性，可以暂时贮存让其自发衰变，或者采用活性炭过滤等方法处理并达标，其放射性已经低于大自然本底，可直接排放到大气环境中。

（2）中低放废液可采用过滤、离子交换减小体积，并分离为可直接排放的净化液和需要封存的浓缩液。

（3）中低放固体和浓缩液需要打包封存，通过稳定固化处理（沥青化或水泥化）后浅层掩埋于地表。

（4）高放废物和中低放处理残余物则必须经过最严格的固化处理（玻璃化或陶瓷化）后封存深埋于地底。

各种放射性废物的处理流程

最终将处理产物固化的好处有很多，包括方便储存运输、利于抗震抗压以防止接触地下水源造成核污染扩散并屏蔽核废物的辐射、易于导出核废物衰变产生的热量等。

乏燃料后处理方法

最简单粗暴的方法当然是找个与世隔绝的地方将乏燃料刨坑埋了，这种核燃料的利用方式称为“一次通过”方式，但要保证数百万年的地质稳定和辐射安全，实在是难上加难。因此有必要对乏燃料进行处理，分离其中有用的物质并加以利用，同时实现放射性废物最小化，这种核燃料利用方式被称为“闭式燃料循环”，而乏燃料后处理技术是实现闭式燃料循环的重要保障。

根据后处理过程是否适用水相介质，后处理方法分为干法和水法。当前的主流工业后处理厂采取的是水法。

水法的典型代表是美国上世纪发明的PUREX流程，利用萃取剂将铀、钚选择性分离回收。PUREX的主要优点是废液少、费用低，安全性高。下图为PUREX的简易流程图。

PUREX流程示意图

干法则针对难溶于水的核废料，采用熔盐或者液态金属作为介质，在高温条件通过电解、氧化还原等方法分离出放射性元素。干法适宜处理高燃耗、短冷却期的反应堆乏燃料，特别适合钍基熔盐堆。因为它的燃料主要由多种金属（钍和铀）的氟化物熔盐组成，难溶于水。

除了以上两种主流方法外，科学家们还开发出快中子反应堆焚烧法或者利用ADS（加速器驱动次临界洁净核能系统）发射高能中子嬗变来直接消化掉乏燃料中的高放射性元素。下面将重点介绍新型钍基熔盐堆与其乏燃料后处理的特点。

烧钍的反应堆

自然界中，有两种能够作为裂变核燃料的天然元素，一个是大名鼎鼎的铀，另外一个对于大家可能稍微有点陌生，它的名字叫做钍。

中国最大的钍矿区——白云鄂博矿区

钍的“知名度”虽然比铀低，但是自然界中钍的储量却是要比铀的多得多，目前地壳中钍的探明储量约为铀的3至4倍。

与天然铀中含有0.7%易裂变同位素U-235和可裂变同位素U-238不同，自然界中的钍只有Th-232一种可裂变同位素，其本身不能作为核燃料，但是Th-232通过吸收中子生成的U-233却是性能非常好的易裂变核素。下图所示为钍铀转换链和铀钚转换链的核素演化示意。

钍铀转换链和铀钚转换链

通常，我们以Th-232到U-233的转换链为基础的核燃料循环称为“钍铀循环”，而以U-238到Pu-239的转换链为基础的核燃料循环称为“铀钚循环”。

从核废料的角度看，钍铀循环要比铀钚循环产生的锕系核素更少，乏燃料的毒性更小，是一种更加清洁的燃料循环方式。

在吸收中子的过程中，Th-232要吸收9个中子才可能转换成具有高放射性毒性的次锕系核素中质量数最小的核素Am-241，而U-238则只需要吸收3个中子就可能转换成Am-241，因此，钍铀循环积累的高毒性次锕系核素要比铀钚循环的低得多。

下图给出了一次通过的压水堆、铀钚循环和钍铀循环产生的锕系核废料的放射性毒性随时间的演化规律。从图中可以明显地看到，钍铀循环中产生的锕系核素的放射性毒性远小于PWR（压水堆），并且比铀钚循环也要小一个数量级。

压水堆、铀钚循环以及钍铀循环乏燃料锕系核废料放射性毒性随时间演化图

钍基熔盐堆

钍基熔盐堆（ Salt ，TMSR）作为第四代反应堆核能系统的六大候选堆型之一，是实现钍铀循环最理想的反应堆类型。

一方面，熔盐堆可结合在线后处理技术，及时提取反应堆内生成的Pa-233并让其在堆外衰变生成U-233，以有效降低Pa-233的有害中子吸收，从而能够最大程度地利用钍；另一方面，熔盐堆钍铀循环产生的长寿命核素总量更少，放射性毒性更低。

下表所示为单位裂变能量产出下，不同堆型、不同燃料循环产生的锕系废物，经过不同存储时间后剩余的放射性剂量，对比熔盐堆的钍铀循环和快增殖堆钍铀循环，可以明显看到熔盐堆钍铀循环产生的锕系废料的放射性毒性更低。

单位功率产生的锕系废物的剩余年放射性剂量对比

钍基熔盐堆钍铀循环对燃料处理的要求

钍基熔盐堆使用的是液态燃料，其中核燃料以氟化物形式（ThF4、UF4或ThUFx）均匀溶解和分布在由LiF-BeF2组成的载体熔盐中，无须制作其他反应堆必须有的特定的燃料元件。这不仅降低了反应堆研制费用，更为重要的是，采用液态燃料的存在形式可以无需停堆抽取或补充燃料，易于进行在线的燃料处理和燃料循环，回收核燃料，分离裂变产物。

这一方面使得熔盐堆的反应性控制更加方便；另一方面，堆运行过程中可以不断从燃料盐中清除高中子毒性的裂变产物，反应堆的中子经济性更高，从而显著提高了反应堆的效率。

钍基熔盐堆的优势只有在配置了在线燃料处理功能之后才能得到充分发挥。于是，钍基熔盐堆和在线燃料处理设施构成了不可分离的一个整体，它是实现熔盐堆钍基核能利用可持续发展的最佳技术路线。

钍基熔盐堆的特征是一个堆配一个在线燃料处理设施，燃料处理的基本要求是及时（即“冷却”时间短）、在线（频繁重复）、小批量处理燃料盐，并快速循环纯化后的燃料盐。这就决定了熔盐堆燃料处理必须紧凑、简捷、快速、功能配套，具有快速处理能力。

钍基熔盐堆的燃料处理流程

TMSR燃料处理流程

钍基熔盐堆的燃料处理流程一般是这样的：

燃料熔盐在堆芯内一边燃烧发电一边生成废料，由反应堆流出后首先经过氟化挥发工艺段分离出核材料U，分离得到的UF6进入燃料重构。离开铀分离工艺段的熔盐进入载体分离工艺段，即通过减压蒸馏技术，回收载体盐LiF和BeF2。此时的残留物主要为Pa-233、Th和裂变产物，待其冷却衰变为U-233后，再次通过氟化挥发将生成的裂变材料U-233加以回收；然后利用电化学技术进行集中处理，从铀分离工艺段出来的残留物中回收可用的锕系元素（主要为Th），将分离出来的锕系元素处理后进入燃料重构，最终只剩余少量干法尾料及高放废物。

这种闭式循环流程的特点在于在线加离线的燃料处理，包括：在线处理压力可控；临堆循环，无运输风险；燃料利用率高，高放废物量小；燃料重构简单等。

结语

如何处理核废料确实是核能领域未来相当长时间需要面对的一个难题，但我们是知难而退因噎废食，将未来能源发展的机会让给其他国家，还是激流勇上攻克难关，把握住自己的命运不做21世纪的“贫油国”？

核能的发展就是一场科技革命与能源危机的马拉松竞赛，谁能抢占先机，谁就能保障自己国家人民未来数百年甚至数千年能源供给的安全。

参考文献：