中国乏燃料后处理现状与分析
乏燃料后处理项目经济评价方法研究综述
230研究与探索Research and Exploration ·理论研究与实践中国设备工程 2021.05 (下)后处理，是对核电站产生的乏燃料进行再加工、再处理的过程，目的在于回收乏燃料中的铀和钚。
后处理回收的铀和钚，可作为核燃料生产的原材料再次进入燃料循环，同时，经过后处理的乏燃料，其放射性和体积也可大幅降低。
这对于提高天然铀资源的利用率、节约地址处置资源都有着积极的意义。
自20世纪50年代第一座商业后处理厂在英国建成，后处理工业至今已经历了70余年的发展。
目前，在全世界范围内，一共建成10余座后处理厂，主要分布在英、法、德、美、印、日、俄这七个国家。
我国在20世纪50年代也开始了后处理技术的研究。
2016年，我国第一座“乏燃料后处理中间试验厂”进入试验性生产阶段，标志着我国已初步具有建设大型后处理项目的技术与能力。
随着我国核电项目近20余年的蓬勃发展，我国商用核电站已累积产生了大量乏燃料亟待处理，我国核工业对乏燃料后处理的需求也日益迫切。
目前，我国第一座大型乏燃料示范后处理厂正在紧锣密鼓的建设中，后续的商用后处理项目也在积极筹划。
预计在未来的几年到几十年，国内乏燃料后处理项目的建设工作会进入快速发展阶段，后处理项目也会由初期的政府主导，财政拨款方式慢慢向商业化模式转变。
无论是政府投资还是商业化运营，对于后处理这种资金投入量大、建设目的多重性的项目来说，如何对其经济性进行科学的评价，在项目的前期决策过程中是非常重要的。
由于后处理项目仅在少数几个国家有建设经验，在我国也处于起步阶段，对其经济性评价方法的研究资料在国内外都非常少见。
因此，本文旨在对当前国内外有关后处理项目经济评价方法的研究进行综述整理，对各类方法的优缺点及适用性进行分析讨论，为建立一套适用于我国国情的、科学系统的后处理项目经济评价方法奠定研究基础。
1 我国对后处理项目经济性的评价方法1.1 简介如前所述，我国的后处理工业尚属起步阶段。
国内外乏燃料后端处理
国内外乏燃料后端处理田伟;袁顺利【摘要】对乏燃料进行安全环保的后端处理是核能健康发展的可靠保障,我国和国际核电先进国家都对此十分重视.分别从总体需求、储存、运输现状等方面介绍了国内外乏燃料后端处理现状和发展趋势.【期刊名称】《电力与能源》【年(卷),期】2016(037)001【总页数】3页(P86-88)【关键词】吊装运输;循环处理;乏燃料【作者】田伟;袁顺利【作者单位】山东核电有限公司,山东烟台 265116;山东核电有限公司,山东烟台265116【正文语种】中文【中图分类】TL24国内外商用反应堆普遍采用热中子反应堆。
由于商用核燃料中U235的富集度不超过5%，因而辐照后的乏燃料中会含有大量未被利用U238及新产生的易裂变核素Pu239；此外，乏燃料中还含有镎、媚等衰变周期很长、毒性很强的超铀元素。
在乏燃料的后处理中，通过回收可再被利用的核材料、分离贮存处理毒性核素等方式，实现节约资源、提高经济性和保护环境的目的，促进核能可持续的稳步发展。
1.1 我国乏燃料后端处理总体需求根据我国核电中长期发展规划，预计到2020年，中国在运核电装机容量达到5 800万kW，在建3 000万kW。
随着更多核电机组投入运行，产生的乏燃料的数量也在迅速增长，平均每年增加500组以上，预计2020年达到9 500组左右；需要从电厂发运的燃料组件也存在迅速增加的现象，平均每年增加200组以上，预计2020年达到3 500组左右。
因此，我国对乏燃料储存、运输的压力越来越大。
安全、经济地处理处置乏燃料已成为中国核电可持续发展必须解决的重大问题。
1.2 我国乏燃料运输现状目前我国的燃料运输能力建设还尚待加强，存在下列不利因素：①运输能力有限：缺少乏燃料运输容器；②我国核电站都位于东部沿海地带，而乏燃料后处理厂在我国西部区域，因此乏燃料运输路线长，运输时间长，乏燃料运输过程中不设置中间贮存；③乏燃料存在较高的放射性，其运输的安排要尽量避免受重大社会活动、事件影响。
乏燃料后处理安全设计
乏燃料后处理安全设计下载温馨提示：该文档是我店铺精心编制而成，希望大家下载以后，能够帮助大家解决实际的问题。
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我国乏燃料后处理经济性研究
我国乏燃料后处理经济性研究赵弥 彭海成 董博(国家国防科技工业局核技术支持中心 北京 100071)摘要：随着我国核能产业快速发展，天然铀需求和所产生乏燃料的数量也逐年增加，后处理产业的经济性必然会再次成为发展闭式核燃料循环产业需要解决的问题之一。
该文参考经合组织核能署相关研究，开展乏燃料后处理经济性分析，对“一次通过”和后处理两种核燃料循环方式的成本进行测算。
结果显示，现阶段后处理方案比“一次通过”更加经济，并且随着天然铀价格的持续上涨与后处理、MOX燃料制造技术成熟所带来的价格下降，其经济性将在未来愈发凸显。
关键词：核燃料循环 乏燃料 后处理 经济性中图分类号：F426.61;F426.23文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2023)12-0252-05 Research on the Economy of Irradiated Fuel Reprocessing in ChinaZHAO Mi PENG Haicheng DONG Bo(Nuclear Technology Support Center of SASTIND, Beijing, 100071 China)Abstract: With the rapid development of China's nuclear energy industry, the demand for natural uranium and the amount of produced spent fuel are also increasing year by year, and the economy of the reprocessing industry will inevi‐tably become one of the questions that need to be answered in the development of the closed nuclear fuel cycle industry again. This study refers to relevant research from the OECD Nuclear Energy Agency, analyzes the economy of spent fuel reprocessing, and calculates the costs of two nuclear fuel cycle methods of "once-through" and reprocessing. The results show that the reprocessing scheme is more economical than "once-through" at this stage, and its economy will become increasingly prominent in the future with the continuous rise of the price of natural uranium and the decrease of the price caused by the maturity of reprocessing and MOX fuel manufacturing technology.Key Words: Nuclear fuel cycle; Spent fuel; Reprocessing; Economy近年来，随着世界各国积极推进“碳达峰、碳中和”，以及更安全的核电机组投运，核能产业开始逐渐复苏。
我国核燃料后处理技术的现状与发展的研究
我国核燃料后处理技术的现状与发展的研究摘要：核燃料后处理是充分的利用铀资源，保障核能可持续发展的关键技术之一，也是典型的军民两用技术，是国际上三大敏感技术之一，因此后处理技术成为世界不少国家梦寐以求的技术。
随着我国核电的快速发展，核燃料后处理技术也得到了一定的提升，本文主要围绕我国核燃料后处理技术的现状与发展进行了研究，探究了核燃料及后处理的概述、后处理技术发展的重要作用、我国核燃料水法后处理技术、以及核燃料后处理技术发展的任务和方向，以供参考。
关键词：核燃料；后处理技术；现状引言当前，核能作为人类可以重新利用的新能源，人们对它的探究和开发有了高度的关注，由于核燃料能够大量利用，而且产生巨大的能量，所以，其就成为了近几年来发展速度最快的新能源。
虽然核燃料有着诸多的优点，不会产生有机染料对空气造成污染，同时可以有效的节省资源，为人们创造最大化的经济效益，但是核废料却具有令人生畏的辐射性，所以，核燃料的后处理技术就有着至关重要的作用，基于此，后处理技术得到了快速的发展。
1核燃料及后处理的概述1.1核燃料的概述核燃料的主要组成部分是可裂变和可转换的材料。
可裂变材料即为反应堆中经过燃烧后而发生的裂变材料，在其裂变的过程中，主要产生三个效应：一是，可以释放大量的热量，被称之为核能；二是可以产生裂片，裂片的积累，会对可裂变材料的进一步裂变造成阻碍，所以在积累到一定程度时，裂变就很难再发生了，这就形成了乏燃料，此时，如果想要继续发生裂变，就需要卸堆进行处理；三是，可转换材料转换为可裂变材料，这是核燃料增殖的基础。
1.2后处理的概述核燃料的后处理就是对反应堆辐照过（即燃烧过）的核燃料所进行的化学处理。
其目的主要是将裂变产物分离出去，然后对新生成的以及未用完的核燃料物质进行回收。
为了使反应堆能为维持正常的运行，堆中要留有最低数量的核燃料，而且，积累的裂变产物也会吸收中子而妨碍反应堆的正常运行。
所以，在核燃料反应堆中燃烧一段时间后，就应从反应堆中卸出，卸出的核燃料经过后处理才有可能重新利用其中有用的物质。
浅谈乏燃料后处理项目中的风险及应对措施
浅谈乏燃料后处理项目中的风险及应对措施作者：赵阳马丽娅来源：《价值工程》2019年第18期摘要：乏燃料后处理项目工艺复杂、建设周期长，其审批流程、技术支持、施工设计以及整体的经济性都存在不确定性。
本文运用风险评估的一般方法，对乏燃料后处理项目所存在的风险进行识别和分类，并针对高风险因素提出了具体的应对措施。
Abstract： Spent fuel reprocessing project has complex process and long construction period，so there are uncertainties in the approval process， technical support， construction design and overall economics. This paper uses the general method of risk assessment to identify and classify the risks of spent fuel reprocessing projects， and proposes specific countermeasures for high-risk factors.關键词：乏燃料后处理项目;风险;应对措施Key words： spent fuel reprocessing project;risk;response measures中图分类号：TM623; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; 文献标识码：A; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; ; 文章编号：1006-4311（2019）18-0263-041; 概述随着我国核电行业的迅速发展，需要外运和离堆贮存的乏燃料量远远大于目前国内具备的乏燃料离堆贮存能力。
因此，必须加快推进乏燃料后处理厂的建设，实现乏燃料的离堆安全贮存和处理。
乏燃料后处理技术研究现状
乏燃料后处理技术研究现状廖映华;云虹;王春【期刊名称】《四川化工》【年(卷),期】2012(000)004【摘要】主要针对水法、干法和超临界流体萃取等三种乏燃料后处理技术的特点、国内外研究现状进行了综述,并指出从长远来看,先进反应堆乏燃料处理倾向于利用干法后处理技术,在乏燃料后处理/分离一体化水法后处理流程中倾向于采用超临界流体萃取后处理技术。
%In this paper,it is presented that the characteristic and research status about three reprocessing of spent nuclear fuel,such as water reprocessing,dry reprocessing,supercritical fluid extraction.And it is pointed out that in the long run the reprocessing of advanced nuclear reactor should use dry reprocessing,and the integration water reprocessing should used supercritical fluid extraction reprocessing.【总页数】4页(P12-15)【作者】廖映华;云虹;王春【作者单位】四川理工学院,四川自贡643000;四川理工学院,四川自贡643000;四川理工学院,四川自贡643000【正文语种】中文【中图分类】TL24【相关文献】1.熔盐电解法乏燃料干法后处理技术研究进展 [J], 唐浩;任一鸣;邵浪;钟毅;高瑞2.乏燃料干法后处理技术研究进展 [J], 刘学刚3.国际乏燃料运输的基本经验与我国乏燃料运输研究现状 [J], 张时龙4.我国乏燃料干法后处理技术研究现状与发展 [J], 林如山;何辉;唐洪彬;叶国安5.国内外乏燃料后处理技术研究现状 [J], 刘海军;陈晓丽因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
乏燃料后处理困局
乏燃料后处理困局作者：余娜来源：《能源》 2016年第10期以中国核电当前的发展速度，乏燃料的安全储存和去向问题，将逐渐凸显。
除技术可行性外，公众的态度将在很大程度上决定项目能否最终落地。
地处苏北的田湾核电站，是中俄合作的第一个核电项目，也是连云港历史上承接的最大中外合作科技贸易项目。
直到今天，这个记录依旧没有被打破。
通过500千伏伊芦和盐都变电站3条500千伏输电线路，田湾核电站每年向华东电力负荷地区输送电量达95.6亿千瓦时，为当地及华东地区的经济发展提供着源源不断的电力。
然而，与“核”相处近20年，当地政府和企业仍然高估了连云港人对田湾核电站的认可程度，低估了其对乏燃料处理项目的强烈反应。
来自社交媒体的报道显示：8月6日，连云港发生反“核循环”项目抗议游行，数千连云港市民聚集街头抗议“核废料”。
三日后的凌晨，连云港市人民政府对外发布声明：暂停核循环项目选址前期工作。
作为核燃料循环最重要的环节，国内乏燃料后处理商业化运作呼声不断。
而作为首个将要实施的旗舰项目，由中核集团与阿海珐集团牵头的“中法核循环项目”自然首当其冲。
乏燃料是什么？号称投资千亿的“中法核循环项目”究竟如何？各方争议的焦点在哪儿？我国乏燃料后处理工作又能否如期推进？闭式循环之路核电站发电过程中，当核燃料裂变不能维持一定功率时，被换下来的未燃烬的核燃料称为乏燃料，又称辐照核燃料，属高放废料。
在乏燃料中，大量元素是强放射性的。
随着冷却（放置）时间的延长，放射性也会逐渐降低。
即便如此，放置十年之后，乏燃料仍有日常放射性本底强度的百亿倍之高。
来自世界核学会的数据显示：占比3%的高放废料贡献了95%的放射性。
“高放废料总量很少，然而危害却很大，我们平常谈之色变的核废料主要也是指这一类。
乏燃料之所以危害大，是因为其含有对人体危害极大的高放射性元素。
”业内人士张恒分析。
来自环境保护部核与辐射安全中心6月发布的《全球乏燃料后处理现状与分析》报告显示：核电站卸出的乏燃料数量在全球范围内增长，大部分核电站的在堆贮存水池容量已经超负荷，全球正面临如何解决乏燃料的去向问题。
乏燃料后处理工艺
乏燃料后处理工艺
乏燃料后处理工艺是指对用过的核燃料（乏燃料）进行处理，以回收可再利用的核材料，并处理和处置核废料的工艺。
乏燃料后处理工艺主要包括以下几个步骤：
1. 辐照体开裂：将乏燃料放入酸浸液中，在高温和高辐照剂量的条件下进行辐照体的开裂。
开裂后，乏燃料中的核材料会释放出来，同时生成辐照体残留物。
2. 核材料回收：将乏燃料中释放出的核材料进行回收。
常见的回收方法包括液液萃取、浸出溶解和溶剂萃取。
3. 废液处理：处理乏燃料开裂过程中产生的酸浸液。
一般会进行中和、沉淀或溶剂萃取等处理方法，以减少废液的体积和放射性。
4. 辐照体残留物处置：将开裂过程中产生的辐照体残留物进行处理和处置。
一般会进行固化、封装和贮存等措施，以减少其对环境的影响。
乏燃料后处理工艺的目的是最大限度地回收和利用可再利用的核材料，同时减少核废料的体积和放射性，以确保核能的安全和可持续利用。
乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示
第41卷㊀增刊12021年㊀10月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.S1㊀㊀Oct.2021㊃核与辐射安全㊃乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示初泉丽1,张㊀亮2,李多宏1,张天宝1,田㊀川1,何佳霖1,武朝辉1(1.国家核安保技术中心,北京102401;2.国防科工局核技术支持中心,北京100080)㊀摘㊀要:本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置㊁核材料衡算与控制措施的总体设计要求㊁近实时衡算的概念等㊂根据调研结果和分析,针对我国核材料管制的现状,提出了我国在商业乏燃料后处理厂核材料管制技术准备工作的几点初步建议㊂关键词:乏燃料后处理;核材料衡算与控制;在线测量和监视中图分类号:TL24文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-08-28作者简介:初泉丽(1980 ),女,2006年毕业于核工业北京化工冶金研究院核燃料循环与材料专业,硕士㊂E -mail:quanlichu @㊀㊀2010年,我国动力堆乏燃料后处理中间试验工厂 中试工程热调试取得成功,顺利生产出合格产品,这标志着我国动力堆乏燃料后处理取得重大突破㊂ 十三五 期间我国加强乏燃料后处理技术研究,补齐核燃料循环后端短板,分阶段筹划建设后处理示范工厂㊁商用后处理厂㊂我国乏燃料后处理设施核材料衡算与控制系统虽然已经进行了一些研究和尝试[1-2],但相关的设计㊁建设和运行缺乏成熟的技术基础,国内监管部门对此进行核材料管制监管也迎来挑战㊂1㊀国内外乏燃料后处理厂核材料衡算与控制技术现状㊀㊀国际上认识到乏燃料后处理厂的核材料衡算与控制措施不仅可用作国际或者地区核保障的主要核查措施,而且对支持流程控制㊁核材料管理等核安保和核安全方面的工作有重大作用,因而已经成为工厂设计㊁建造㊁运行和维护的一个重要组成部分㊂但从总体上看,国内在该领域还处在起步阶段㊂1.1㊀国外乏燃料后处理厂核材料衡算与控制技术研究近况㊀㊀近年来,美国㊁欧共体国家以及国际原子能机构(IAEA)纷纷对商业乏燃料后处理厂的核材料衡算与控制措施设立了研究课题,收集和总结IAEA 对典型后处理厂保障监督的经验和教训,以便将来改进此类散料设施的核材料衡算与控制系统,提高监测灵敏度㊁可靠性等㊂1.2㊀国内乏燃料后处理厂核材料衡算与控制技术现状㊀㊀我国动力堆乏燃料后处理中间试验工厂已经运行,但还未能发布适用于乏燃料后处理厂的核材料衡算导则㊂而且,该厂的核材料衡算尚有一些问题需要进一步解决,例如,在首端缺乏对乏燃料燃耗和废包壳中的铀㊁钚含量等的测量手段,难以进行收发差评估和获得不可回收的废物中的核材料量㊂与乏燃料后处理示范工厂同步建设的钚和铀混合氧化燃料(MOX)组件生产线,该生产线的核材料衡算与控制也将成为我国核材料管制的新课题㊂因此,我国乏燃料后处理设施核材料衡算与控制系统相关的设计㊁建设和运行缺乏技术基础㊂2㊀核材料衡算技术的发展2.1㊀衡算核查目标㊀㊀直至20世纪80年代中期,IAEA 采用衡算核㊃711㊃㊀辐射防护第41卷㊀第S1期查目标(Accountancy Verification Goal,AVG)判断是否对乏燃料后处理厂实行了有效的保障监督[2]㊂按照AVG,将一个显著量设定为8kg(一个显著量即1SQ定为8kg,是制造一个核武器所需核材料的估计值)钚,对分离钚铀混合氧化燃料(MOX)的及时性探测目标设定为1个月㊂但是,由于核材料测量系统的精度和可靠性的限制,例如,有文件[3]规定在热室条件下用同位素稀释法测定钚元素浓度的不确定度为ʃ0.42%;而混合式K-边界/X射线荧光密度计的不确定度为ʃ0.94%,因此,对于通过量每年为800tHM(吨重金属)的商业后处理厂,年度盘存的核材料衡算不平衡差((Material Unaccounted For,下称MUF)的不确定度σMUF较大㊂2σMUF(95%探测概率,5%伪报警概率)将大大超过1SQ㊂因此,商业后处理厂不可能利用传统的核材料衡算评价技术探知在一年里转移1SQ钚㊂2.2㊀衡算评价技术的改进㊀㊀认识到这一困难后,核工业界至少提出了4种方案,用于改进传统的核材料衡算评价技术㊂其中,持续的账面库存结算(running book inventory,RBI)和累计核材料流量方法技术(cumulative flux method techniques)两者雷同,仅可用于稳定以及流程中物料量小的运行状态,都不适用于流程的启动㊁停工检修和工艺条件的变更等实际工况,也不适用于流程中物料量较大的商业后处理厂㊂与此相反,调整的账面库存结算(adjusted running book inventory,ARBI)和近实时衡算(near-real-time accountancy,下称NRTA)都基于直接测量流程中的物料库存量,ARBI与NRTA 的不同点是ARBI还参考核材料平衡区(下称MBA)的历史衡算数据进行必要的调整㊂2.3㊀近实时衡算㊀㊀NRTA的基本概念是综合利用在线测量系统直接测量㊁线下分析样品和计算机程序模拟计算等非直接测量方法频繁地监视流程中的铀钚存量(尽可能每日或者每周),积累大量的数据,利用统计方法,达到每月进行一次有效的物料平衡结算的目的㊂在每月的物料平衡结算时,厂方需要收集和申报 盘存截止时间 (下称CoT)正在运行中的所有关键测量点的物料存量数据㊂对国际视察员和国内检查人员而言,也必须在一个较短的时间间隔内完成对所有关键测量点的物料存量数据的核查任务㊂这些要求使得采用核材料离线测量技术难于完成物料平衡结算任务㊂近年来,在国外先进的商业乏燃料后处理厂化学主流程中,采用了高精度的在线溶液测量和监视系统(下称SMMS-1)监测对核材料衡算最重要的料罐中料液的体积和密度,而其它的料罐可采用工业应用的在线料液测量仪器(下称SMMS-2)㊂这些在线测量和监视系统以频繁或者实时的方式获取了大量的数据㊂同时,可采用混合式K-边界/X射线荧光密度计等快速测量方法缩短离线测量乏燃料溶解液中Pu浓度的时间㊂这些技术的应用有助于采用各种统计方法提高核材料衡算的可靠性和及时性,为实现近实时衡算的目标提供了基础㊂为达到有效的核材料平衡结算,乏燃料后处理厂需要确定各种计量仪器和在线/离线测量系统对测量相关物料层的随机误差和系统误差,并且定期进行更新㊂按照NRTA的要求,厂方也应对各种不同运行条件,建立过程中不可测量的物料存量(The Unmeasureable Inventory,UMI),包括留在管道㊁取样器㊁脉冲萃取柱㊁混合澄清槽和蒸发器内的物料量,以及所有其他不可直接测量的物料存量㊂有时,厂方根据工程设计参数㊁流程热试验结果进行模拟计算,或者利用对同类或者模拟料罐的刻度数据等非直接方法推算UMI㊂3㊀典型商业乏燃料后处理厂的核材料衡算与控制方案㊀㊀迄今,全球通过量为800tHM/a以上的商业乏燃料后处理主要有法国阿格的UP2和UP3,日本六个所后处理厂(RRP)以及英国温茨凯尔的THORP㊂其中UP2㊁UP3和THORP接受欧洲原子能联营(EURATOM)和IAEA的保障监督,而RRP 则接受IAEA的保障监督㊂目前,通常认为RRP 的核材料衡算与控制方案比较典型㊂3.1㊀物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置㊀㊀RRP的乏燃料处理能力为最大通过量800tHM/a,主要用于处理压水堆和沸水堆的乏燃料;最大日通过量为4.8tHM;钚储存能力为30t 钚;高放废液玻璃固化桶储存能力为1440桶㊂㊃811㊃初泉丽等:乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示㊀RRP共设置了5个核材料平衡区(MBA)和9个盘存关键测量点(inventory KMP)[4]㊂按照PUREX流程核材料盘存关键测量点的设置列于表1㊂厂方在核材料库存变更报告中申报所有的核材料跨越平衡区边界的流动和路径,IAEA则开展核材料库存变更核查活动㊂除此之外,平衡区内部还设置了其他关键测量点(Other Strategic Points,OSP)用于核查平衡区内部的核材料流动,确认厂方申报的运行状态,以及未发生利用收发差(Shipper/Receiver Differences,SRD)和MUF掩盖转移的核材料量,以及未将核设施用于未申报的目的㊂表1㊀六个所乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置Tab.1㊀Setting up of material balance zone and key measurement points for physical inventory in RRP3.2㊀核材料衡算与控制方案总体设计㊀㊀既然现有的核材料测量方法的灵敏度和可靠性不能满足及时地探知1SQ分离钚的非法转移和使用,必须采用额外的保障措施加强衡算核活动,从而能够确认 运行与申报一致 ㊂IAEA对RRP的保障监督方案在NRTA基础上采用了 不间断视察 ㊁过程监测㊁Np的流程图核查(FSV)和现场分析实验室(OSL)等概念和方法㊂3.2.1㊀ 不间断视察㊀㊀要求 不间断视察 ,在工厂运行期间必须保持机构视察员的现场值班,配备数据集成监控系统,实现连续监控㊂日本政府的保障办公室(JSGO)和核材料控制中心(NMCC)也派驻厂视察员现场连续值班㊂由于破坏性分析(DA)样品取样和分析工作量大,尽可能采取了在线分析㊁远程数据收集和传送㊁适当采用无人值守非破坏性分析(NDA)方法或随机安排现场视察活动等㊂3.2.2㊀过程在线测量和监视㊀㊀按照NRTA的概念,RRP几乎必须提供任何流程点㊁任何时间的核材料流量和存量的数据,但是由于乏燃料后处理流程的特点和取样㊁分析系统的限制,很难做到对许多料罐进行同时取样和分析㊂因此,需要建立完整的过程在线测量和监视系统㊂RRP总共安装了50多套测量和/或监控系统,以及70多套封隔/监视系统组㊂从乏燃料储存㊁分离过程的首端和主流程,到MOX转换过程和储存,安装的大多数设备均具有连续监测核材料流动和存量的功能㊂3.2.3㊀Np的流程图核查㊀㊀由于Np-237对制造核武器的战略价值而引起国际社会的高度关注㊂IAEA对RRP实施了Np 流程图核查(FSV),确认Np在流程中的走向与申报路线一致㊂IAEA在RRP的热试验过程中确认厂方所申报的Np的流程图,在日常的核材料存量变更核查㊁每月中期核材料平衡结算和平衡区内核材料流动监测中,在有关关键测量点取DA样品,用于测定Np浓度㊁Np/Pu或者Np/U比率㊂3.2.4㊀取样和现场分析实验室㊀㊀RRP安装的取样系统是厂方和IAEA共用的㊂为视察员能够使用取样系统,IAEA开发和安装了自动取样验证系统(下称ASAS),ASAS确保空的和满的视察员样品瓶未被篡改,跟踪它们从IAEA的现场分析实验室到取样机,以及返回现场分析实验室㊂ASAS也确保是在正确的料罐中取的样㊂为满足NRTA的要求,同时节省将DA样品运㊃911㊃㊀辐射防护第41卷㊀第S1期输到IAEA在维也纳的保障监督分析实验室(SAL)的费用,在RRP建立了现场分析实验室,提供及时分析核材料样品的能力㊂4㊀我国核材料衡算与控制的方案制定需要考虑的主要问题㊀㊀乏燃料后处理厂核材料衡算与控制不仅技术复杂,资源需求量大,而且国家和设施核材料管制难度和工作量都很大㊂考虑到核材料衡算与控制的方案涉及一系列在线监测仪器和设备,需要嵌入工程整体设计要求,做到同时设计㊁同时建造和同时运行㊂我国对乏燃料后处理厂核材料管制仍然缺乏经验㊂在确定国内商业后处理厂核材料衡算与控制方案的过程中,必须考虑以下方面问题:(1)示范工厂核材料衡算与控制的基本要求;(2)采用核材料近实时衡算方法的可行性;(3)核材料通过量与实物盘存周期的要求;(4)核材料测量系统主要组成和基本要求;(5)核材料测量质量控制系统的基本要求;(6)核材料封隔/监视系统的主要组成和基本要求;(7)核材料衡算与控制与核安全㊁核安保和生产运行的协调要求;(8)同时设计㊁同时建造和同时运行的保障条件;(9)分阶段审查机制,例如,基本要求审查㊁初步设计审查和许可证申请文件审查等㊂此外,乏燃料后处理厂对于运输到达的乏燃料不能在接收时现场确定收发差㊂乏燃料在运输前,需要逐一核对组件编号和在运输罐中的位置,确认罐内组件数目,并给出各个组件的燃耗值㊁235U同位素量以及经衰变校正后的钚量,发运前在罐上安装封记㊂在乏燃料运输过程中和乏燃料交接时检查封记的完整性以及根据运输容器装载图核实位置和数量,在乏燃料组件卸料过程中再核对组件数目和标识号,后处理厂用无损分析核实组件燃耗,在组件溶解后用混合式K-边界法测量铀钚浓度,用电子压差计测量溶液体积,获得的核材料量与核电站发料量比较,才能得到收发差㊂因此后处理厂应考虑在明确收发差前核材料的衡算问题㊂5㊀结论㊀㊀商业乏燃料后处理厂的核材料衡算与控制方案应综合考虑国内法规体系和国际义务,以及满足工厂运行和工艺流程控制的各种要求㊂由于我国核材料管制法规对核材料衡算与控制的要求与国际核保障不尽相同,需要在借鉴国外经验的过程中,进行认真的分析和评估,有重点地选取那些既能够满足我国法规的要求,也适用于我国后处理厂特定条件的核材料衡算与控制技术和方法,达到高的费用效果㊂由于按照我国核材料管制法规要求对乏燃料后处理厂一年开展两次实物盘存和平衡结算工作,与国外近实时衡算差距很大,因此,应研究建立完整的过程在线核材料测量和监视系统,配合先进的自动取样和现场样品分析,逐步实现掌握乏燃料后处理厂的任何流程点㊁任何时间的核材料流量和存量数据,实现近实时衡算的目标㊂参考文献:[1]㊀陈云清,张兆清.后处理厂核材料衡算与MUF评价[J].产业与科技论坛,2019,18(06):41-43.[2]㊀杨英.后处理设施放射性调试铀的衡算[C]//第十三届全国核化学与放射化学学术研讨会论文摘要集.2014.[3]㊀Johnson S J,Abedin-Zadeh R,Pearsall C,et al.Development of the safeguards approach for Rokkasho Reprocessing Plant[R].IAEA-SM-367/8/01.2001.[4]㊀Judson B F.Needs and obstacles in the international safeguards of large nuclear fuel reprocessing plants[R].1993.[5]㊀IAEA.International target values2010for measurement uncertainties in safeguarding nuclear materials[R].IAEASafeguards Technical Report STR-368.2010.[6]㊀Ootou Y,Iwamoto T,Ebata T,et al.Establishment of the safeguards at Rokkasho Reprocessing Plant(RRP)[C].AustralianNuclear Association,2006.㊃021㊃初泉丽等:乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示㊀International experience and key technology enlightenment of nuclearmaterial accounting and control in spent fuel reprocessing plantCHU Quanli1,ZHANG Liang2,LI Duohong1,ZHANG Tianbao1,TIAN Chuan1,HE Jialin1,WU Zhaohui1(1.State Nuclear Security Technology Center,Beijing102401;2.Nuclear Technology Support Center of CAEA,Beijing100080) Abstract:This paper investigates and analyses the situation of nuclear material control in spent fuel reprocessing plants in China,the key technology and experience of accounting and control measures for nuclear materials in commercial spent fuel reprocessing plants abroad,including the setting of material balance area and key measurement points for inventory in typical commercial spent fuel reprocessing plants,the overall design requirements and reality of accounting and control measures for nuclear materials.The concept of real-time accounting,etc.Based on the investigation results and analysis,and in view of the current situation of nuclear material control in China,some preliminary suggestions for the preparation of nuclear material control technology in commercial spent fuel reprocessing plants in China are put forward.Key words:spent fuel reprocessing;nuclear material accounting and control;online measurement and monitoring㊃121㊃。
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中国乏燃料后处理现状与分析
摘要：“核废料处理厂”的正式名称应该是乏燃料后处理厂。
该厂将核电厂用过的
核燃料，即乏燃料，用化学方法处理，回收仍可继续利用的铀、钚等元素，并产
生较多的放射性废料，包括高放射性和中低放射性废料。
乏燃料后处理厂一般也
作为核电厂卸除燃料的场外保存地，能够存放较多的乏燃料，以缓解核电厂乏燃
料的存放压力。
后处理厂一般还会有一个铀钚混合燃料（MOX燃料）厂，以直接
将后处理提取出来的钚制成核燃料组件。
在找到最终处置地之前，后处理形成的
各种放射性核废料要暂时堆放在后处理厂。
本文作者对中国乏燃料后处理现状进
行了详细的分析，并提出了一些作者自己的观点和看法，共大家学习和借鉴。
关键词：中国；乏燃料后处理；现状；分析；
1、引言
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是对目前对核反应堆
中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。
为了应对化石燃料的短缺和保证能源
安全，核电因其清洁性和高能量密度而受到青睐，进入了一个积极发展期，由此
也带来了对核电站卸下的乏燃料进行有效管理的问题。
目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有两种战略考虑：其一是后处理战略。
即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，裂变产物和次锕系
元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。
其特
点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可
能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。
其二是一次通过战略。
即乏燃料
经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处理。
该战略特点
是费用可能较低，概念简单；无高纯钚产生，核扩散风险低。
但缺点是废物放射
性及毒性高，延续时间长达几百万年；没有工业运行经验。
2、乏燃料后处理的优点和必要性
乏燃料后处理是我国早已确定的技术路线。
1983 年，国务院科技领导小组召
开全国专家论证会，经过对我国核电发展计划、国内外铀资源情况、国内后处理
工艺技术发展水平、后处理的安全性、经济性等诸多方面的充分论证，确定了“发展核电必须相应发展后处理”的战略，并在1987 年日内瓦国际会议上对外公布了
这一决定。
2.1后处理可以充分利用铀资源，保障核电可持续发展。
发展后处理工业是保证我国核电可持续发展的重要环节。
压水堆核电站乏燃
料中铀-235 为0.8％～1.3％，比天然铀中的铀-235 的含量0.71％还高。
另外还有
新生的可裂变物质钚-239。
通过后处理可从乏燃料中回收有用的铀和钚，再制成UO2 或MOX 燃料返回热堆或快堆使用，大大提高铀资源的利用率。
据专家测算，将后处理得到的铀和钚返回压水堆中使用可节省天然铀30％左右。
如果能实现快
堆和后处理的核燃料闭式循环，铀资源利用率可提高60 倍左右，这意味着本来
仅能使用50～60 年的天然铀就可利用3000 余年。
2.2后处理可以使放射性废物减容和降低毒性。
后处理不仅可显著地减少需长期深地质层处置的核废物体积，而且可使最终
废物的放射性毒性大幅度降低。
动力堆卸出的乏燃料如果按“一次通过式”处理方
式进行长期深地质层处置，高放废物量约为2m3/tU。
按现在国际上运行的后处理厂的水平，乏燃料经过后处理后产生的高放废物量约为0.5m3/tU，仅为前者的
1/4。
按照目前后处理工艺技术的水平，铀、钚的回收率可达99.75%，使最终处
置废物的放射性毒性降低一个数量级以上。
3、中国乏燃料后处理现状与分析
3.1乏燃料处理方式现状
据了解，当今有核国家乏燃料处理方式有三种：一是送往后处理设施，从废
物中回收其中所含的铀和钚，二是存放在中间贮存设施，三是放入地质处置库进
行最终处置。
目前，世界范围内的大多数乏燃料都贮存在其来源地的核电厂。
根据选定的
处置路线，最终处置库可能因此接收未经处理的乏燃料，或一般废物，或两者都
接收。
处置库是用于处置乏燃料等核材料的地下装置，通常位于地面以下数百米
深处，能够确保放射性核素与生物圈长期隔离的稳定地质构造中。
据悉，国际上核燃料循环分为闭式核燃料循环和一次通过式核燃料循环两种
技术路线。
闭式核燃料循环是指回收乏燃料中的铀、钚等易裂变材料以及可以利
用的次锕系元素等物质，易裂变材料再加工制造成核燃料组件，其他放射性核素
作为废物最终处置；而一次通过式核燃料循环是指将乏燃料作为放射性废物直接
最终处置。
3.2乏燃料后处理缺点分析
3.2.1代价高昂。
由于处理涉及天量的放射性，工作环境需要极端的保障措施，一旦发生一点
意外，后果就很严重。
一座年处理能力800吨的化工厂，本来应该是一个很小的
厂子。
大型化工厂都是从十万吨开始算的。
如果处理普通化学产品，也就一个80年代的乡镇企业。
但是我国的规划造价已经到了2000亿元。
由于事故的可能，
代价的一部分也表现在需要比较大的隔离区。
3.2.2有非常大的放射性存量。
核电厂运来的乏燃料，处理后产生的高放核废料，在最终处置地就绪之前，
必须暂存在后处理厂。
放射性存量超过一座大型核电站。
庞大的放射性存量意味
着巨大的潜在风险和超强的安保需求。
3.2.3建设周期长。
按照规划，如果后处理厂能够在2020年开工的话，2030年左右才能建成。
对于现在乏燃料池已经饱和和即将饱和的核电厂，无法解救燃眉之急。
规模那么大，而且相当敏感的国际合作项目，能否按照计划进行，实际要打一个问号的。
法国已经确定降低核电比重，其核电运营企业财务状况相当糟糕，人才流失和后
继乏人都在所难免。
日本于1989年开工的六所村后处理厂项目，规模也是每年800吨，完工时间已经推迟了23次，最新的计划是到2018年才能开始处理乏燃料。
费用也比预计的多了两倍，达到3万亿日元。
考虑到日本核能发展前景不明朗，即使按照最新计划建成，项目能够发挥的作用也要大打折扣。
3.2.4以前支持后处理的几条理由后来发现都有问题。
（1）提高铀资源利用率。
后处理虽然能够提高，但是非常有限。
一般说法，后处理能提高25%的铀资源利用率，从开始的0.37%提高到约0.46%。
但提高这
一点效率的代价实在太高了。
打个比方，有点像把别人吃过的西瓜皮捡起来，用
非常先进的技术剔下没有吃完的瓜瓤，进行复杂的清洗，消毒，增甜，再按照市
场上的西瓜单价卖给消费者。
如果市面上西瓜的价格是1块钱1斤，这样循环利
用后的西瓜瓤成本就是10块钱1斤，但是只能卖1块钱1斤。
新生产的混合燃
料不仅成本高，还不好用。
用完之后产生更多的超铀元素，成分复杂，难以处理。
现有的后处理技术已经不能再处理燃烧后的混合燃料。
（2）减少最后处置的放射性量。
虽然的确如此，但是考虑到封装，减少的处置物体积只有一半。
无害化时间也的确缩短了，但是1000年和100000年现在都做不到。
（3）为快堆运行制备燃料。
全世界经过70年，1000亿美元以上的投入，发现快堆并不像想象的那么容易。
法国，日本都在快堆上吃过大亏。
到现在为止，快堆，特别是钠冷快堆，技术上是不可用的。
（4）为核电厂纾解乏燃料存储困难。
这一点并不难，不需要后处理厂也行。
3.3我国乏燃料处理状况分析
伴随核电发展，我国后处理事业有了突飞猛进的发展。
我国经过多年的实践和探索，全面掌握了后处理工艺、关键设备制造技术，建成动力堆乏燃料后处理中间试验工厂，2010年12月完成热调试，其中乏燃料水池从2003年开始接受大亚湾核电站的乏燃料，至今已成功运行12年；建成乏燃料后处理放化综合实验设施等一批重大设施和装置，作为后处理实验和锕系元素的研发平台，为我国科研能力建设打下了坚实基础；高放地质处置库实验室前期工作取得进展。
另外，中核集团与法国阿海珐于2013年签署了我国大型商业后处理—再循环工厂合作项目，处理厂建成以后，将具备每年可处理800吨乏燃料的能力。
4、结束语
乏燃料后处理是充分利用铀资源,保障核能可持续发展,保护环境的关键技术之一,国际上有核国家如何对待处理乏燃料,是每个有环保意识,关心核电发展的人关切的问题。
参考文献
[1]比利时的乏燃料管理[J].伍浩松.国外核新闻.2001(09).
[2]主要核电国家乏燃料贮存政策与体系[J].陈思喆.国外核新闻.2017(09).
[3]日本组建乏燃料后处理机构[J].伍浩松.国外核新闻.2016(10).。