我們的核廢料該去哪？

作者：斯奈普的釷（中國科學院上海應用物理研究所）

今年二月，福島核電站搞了個大新聞，又一次將反應堆安全拉入了大家的視野，而作為日本一衣帶水的鄰邦，中國核電也連帶躺在輿論的槍口上。諸多反核聲音，包括「建哪都行別建我家」、「核廢料貽害萬年」 等論調引發了民眾的擔憂，去年發生的連雲港事件就是一個活生生的例子。

但是，中國作為21世紀最大的發展中國家，需要核電來提供長期、安全、清潔、可持續的能源，實現產能優化和民族復興。因此如何妥善處理反應堆的核廢料，保證子孫後代家園上百萬年的安全，驅散民眾頭上的疑雲，便成為決定中國未來核能發展道路的重要因素。

什麼是核廢料？

《一塊鈾礦石的一生》

上圖為一個核反應堆燃料的生命周期示意圖。廣義上的核廢料包括核燃料在上下游過程中產生的所有放射性廢物。狹義上則專指核電站燒剩的廢料，也稱為乏燃料。雖然它有個「乏」字做前綴，可一點也不是「無用的廢物」。相反，乏燃料渾身是寶，但同時它又充滿危險，如不善加處理，會造成核燃料資源浪費和輻射污染。

從核電站卸出的乏燃料會暫時放置於反應堆場址的水池內冷卻一段時間，在合適時候運至集中場址，進行處理或處置。

核廢料的處理

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為什麼要處理核廢料？

高輻射

一座100萬千瓦的核電站一年可以產生幾十噸放射性廢料，加工處理後產生4立方米高輻射核廢料、20立方米中輻射核廢料、140 立方米低輻射核廢料及200立方米非輻射性廢料。

如下圖所示，中國的乏燃料累積量逐年快速增長，如2015年中國運行的22個核能機組產生了約600噸乏燃料，如果不作任何處理，則其中150公斤的高輻射廢料需經過1.2×10^10萬噸水稀釋才能達到排放標準，相當於長江136年的水流量，如果不加處理直接排放到大自然中，放射性可殘留數十萬年（比如鈈為24.7萬年），其造成的危害可想而知！

中國2013年-2020年乏燃料情況

高浪費

從燃料利用率方面來看，目前的裂變堆主要利用天然鈾中僅佔0.7%的U-235作為燃料，而占絕大多數的U-238卻無法有效利用，綜合鈾資源的利用率還不到1%。據世界能源組織估計，按目前反應堆對核燃料的消耗速度，鈾在地球上的儲量大約只夠使用200年。

無論是從安全性還是經濟性角度考慮，反應堆產生的這些核廢料，尤其是乏燃料，必須得到妥善的處理，具體方法可以總結為以下四個方面：

回收和純化沒有用完或尚未轉化的核燃料

提取和純化新生成的核燃料

提取有用的裂變產物

對最終放射性廢物進行安全處置

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核廢料如何分類

放射性廢物的分類

除了核電站正常運行產生的廢水、廢氣外，放射性廢物還產自上游的採礦、精鍊、燃料製造與下游的核廢料，核相關設施的退役等過程，甚至連科研活動所產生的放射性廢物，比如實驗室的手套衣服、清洗污水。

前文提到的乏燃料僅僅是上圖的第三部分，而且我國的放射性廢物並不主要來源於核電站。

據清華大學核能研究設計院統計：我國民用核技術產生的廢料累計近1萬立方米左右，研究開發產生的廢料大概在5000立方米左右，軍工生產遺留下的核廢料大約有幾萬立方米，核應用產生的放射源有上萬枚。另外，鈾礦開採時產生的含放射性物質的廢礦石有幾千萬噸，另產生核礦渣幾千萬噸。上述數據，就是目前中國整個核廢料存量的明細賬，可以看出核電站的核廢料存量比重較低，主要原因是核電站在運行過程中能及時處置部分核廢料。

與之相對，一座同樣功率的火電站，一年燒煤約350萬噸，其中至少含有5噸天然鈾。雖然火電站排放煙塵絕大多數被過濾系統捕獲，但逃逸到環境中的放射性核素輻射強度依然會導致這樣一座火電站的輻射強度比核電站強50倍。（數據源自華北電力大學郝卿的《核廢料處理方法及管理策略研究》）

典型核廢料的組成部分

根據其放射性強度，核廢料可以分為高中低三檔。不同國家有不同標準 ，如上圖所示，實際的核廢料的質量比重里絕大部分都是中低放廢物，而最需要關注的高放廢物佔3%，絕大多數源於乏燃料。

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核廢料該去哪兒

核廢料中除了乏燃料（下面單獨介紹），其他無經濟價值但又含放射性的廢物該如何處理呢？這想必是廣大人民群眾最最關心的話題。

首先，請大家放心，所有的放射性廢物都會根據其化學物理性質、放射性水平不同進行嚴格處理，保證所有排出物質對公眾成員照射所造成的劑量值滿足安全標準。

（1）廢氣一般為中低放射性，可以暫時貯存讓其自發衰變，或者採用活性炭過濾等方法處理並達標，其放射性已經低於大自然本底，可直接排放到大氣環境中。

（2）中低放廢液可採用過濾、離子交換減小體積，並分離為可直接排放的凈化液和需要封存的濃縮液。

（3）中低放固體和濃縮液需要打包封存，通過穩定固化處理（瀝青化或水泥化）後淺層掩埋於地表。

（4）高放廢物和中低放處理殘餘物則必須經過最嚴格的固化處理（玻璃化或陶瓷化）後封存深埋於地底。

各种放射性廢物的處理流程

最終將處理產物固化的好處有很多，包括方便儲存運輸、利於抗震抗壓以防止接觸地下水源造成核污染擴散並屏蔽核廢物的輻射、易於導出核廢物衰變產生的熱量等。

乏燃料後處理方法

最簡單粗暴的方法當然是找個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」方式，但要保證數百萬年的地質穩定和輻射安全，實在是難上加難。因此有必要對乏燃料進行處理，分離其中有用的物質並加以利用，同時實現放射性廢物最小化，這種核燃料利用方式被稱為「閉式燃料循環」，而乏燃料後處理技術是實現閉式燃料循環的重要保障。

根據後處理過程是否適用水相介質，後處理方法分為干法和水法。當前的主流工業後處理廠採取的是水法。

水法的典型代表是美國上世紀發明的PUREX流程，利用萃取劑將鈾、鈈選擇性分離回收。PUREX的主要優點是廢液少、費用低，安全性高。下圖為PUREX的簡易流程圖。

PUREX流程示意圖

干法則針對難溶於水的核廢料，採用熔鹽或者液態金屬作為介質，在高溫條件通過電解、氧化還原等方法分離出放射性元素。干法適宜處理高燃耗、短冷卻期的反應堆乏燃料，特別適合釷基熔鹽堆。因為它的燃料主要由多種金屬（釷和鈾）的氟化物熔鹽組成，難溶於水。

除了以上兩種主流方法外，科學家們還開發出快中子反應堆焚燒法或者利用ADS（加速器驅動次臨界潔凈核能系統）發射高能中子嬗變來直接消化掉乏燃料中的高放射性元素。下面將重點介紹新型釷基熔鹽堆與其乏燃料後處理的特點。

燒釷的反應堆

自然界中，有兩種能夠作為裂變核燃料的天然元素，一個是大名鼎鼎的鈾，另外一個對於大家可能稍微有點陌生，它的名字叫做釷。

中國最大的釷礦區——白雲鄂博礦區

釷的「知名度」雖然比鈾低，但是自然界中釷的儲量卻是要比鈾的多得多，目前地殼中釷的探明儲量約為鈾的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。下圖所示為釷鈾轉換鏈和鈾鈈轉換鏈的核素演化示意。

釷鈾轉換鏈和鈾鈈轉換鏈

通常，我們以Th-232到U-233的轉換鏈為基礎的核燃料循環稱為「釷鈾循環」，而以U-238到Pu-239的轉換鏈為基礎的核燃料循環稱為「鈾鈈循環」。

從核廢料的角度看，釷鈾循環要比鈾鈈循環產生的錒系核素更少，乏燃料的毒性更小，是一種更加清潔的燃料循環方式。

在吸收中子的過程中，Th-232要吸收9個中子才可能轉換成具有高放射性毒性的次錒系核素中質量數最小的核素Am-241，而U-238則只需要吸收3個中子就可能轉換成Am-241，因此，釷鈾循環積累的高毒性次錒系核素要比鈾鈈循環的低得多。

下圖給出了一次通過的壓水堆、鈾鈈循環和釷鈾循環產生的錒系核廢料的放射性毒性隨時間的演化規律。從圖中可以明顯地看到，釷鈾循環中產生的錒系核素的放射性毒性遠小於PWR（壓水堆），並且比鈾鈈循環也要小一個數量級。

壓水堆、鈾鈈循環以及釷鈾循環乏燃料錒系核廢料放射性毒性隨時間演化圖

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釷基熔鹽堆

釷基熔鹽堆（Thorium Molten Salt Reactor，TMSR）作為第四代反應堆核能系統的六大候選堆型之一，是實現釷鈾循環最理想的反應堆類型。

一方面，熔鹽堆可結合在線後處理技術，及時提取反應堆內生成的Pa-233並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，熔鹽堆釷鈾循環產生的長壽命核素總量更少，放射性毒性更低。

下表所示為單位裂變能量產出下，不同堆型、不同燃料循環產生的錒系廢物，經過不同存儲時間後剩餘的放射性劑量，對比熔鹽堆的釷鈾循環和快增殖堆釷鈾循環，可以明顯看到熔鹽堆釷鈾循環產生的錒系廢料的放射性毒性更低。

單位功率產生的錒系廢物的剩餘年放射性劑量對比

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釷基熔鹽堆釷鈾循環對燃料處理的要求

釷基熔鹽堆使用的是液態燃料，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，無須製作其他反應堆必須有的特定的燃料元件。這不僅降低了反應堆研製費用，更為重要的是，採用液態燃料的存在形式可以無需停堆抽取或補充燃料，易於進行在線的燃料處理和燃料循環，回收核燃料，分離裂變產物。

這一方面使得熔鹽堆的反應性控制更加方便；另一方面，堆運行過程中可以不斷從燃料鹽中清除高中子毒性的裂變產物，反應堆的中子經濟性更高，從而顯著提高了反應堆的效率。

釷基熔鹽堆的優勢只有在配置了在線燃料處理功能之後才能得到充分發揮。於是，釷基熔鹽堆和在線燃料處理設施構成了不可分離的一個整體，它是實現熔鹽堆釷基核能利用可持續發展的最佳技術路線。

釷基熔鹽堆的特徵是一個堆配一個在線燃料處理設施，燃料處理的基本要求是及時（即「冷卻」時間短）、在線（頻繁重複）、小批量處理燃料鹽，並快速循環純化後的燃料鹽。這就決定了熔鹽堆燃料處理必須緊湊、簡捷、快速、功能配套，具有快速處理能力。

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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：

燃料熔鹽在堆芯內一邊燃燒發電一邊生成廢料，由反應堆流出後首先經過氟化揮發工藝段分離出核材料U，分離得到的UF6進入燃料重構。離開鈾分離工藝段的熔鹽進入載體分離工藝段，即通過減壓蒸餾技術，回收載體鹽LiF和BeF2。此時的殘留物主要為Pa-233、Th和裂變產物，待其冷卻衰變為U-233後，再次通過氟化揮發將生成的裂變材料U-233加以回收；然後利用電化學技術進行集中處理，從鈾分離工藝段出來的殘留物中回收可用的錒系元素（主要為Th），將分離出來的錒系元素處理後進入燃料重構，最終只剩餘少量干法尾料及高放廢物。

這種閉式循環流程的特點在於在線加離線的燃料處理，包括：在線處理壓力可控；臨堆循環，無運輸風險；燃料利用率高，高放廢物量小；燃料重構簡單等。

結語

如何處理核廢料確實是核能領域未來相當長時間需要面對的一個難題，但我們是知難而退因噎廢食，將未來能源發展的機會讓給其他國家，還是激流勇上攻克難關，把握住自己的命運不做21世紀的「貧油國」？

核能的發展就是一場科技革命與能源危機的馬拉松競賽，誰能搶佔先機，誰就能保障自己國家人民未來數百年甚至數千年能源供給的安全。

參考文獻：

[1]《經濟日報》 2014-08-06 15版

[2] Dr. David LeBlanc. 「Liquid Fluoride Reactors: A New Beginning for an Old Idea」. Google Tech Talk (2009)

[3] 江綿恆, 徐洪傑, 戴志敏. 未來先進核裂變能——TMSR核能系統[J]. 中國科學院院刊, 2012, 27(3):366-374.

[5] 從核電站里卸出的放射性核廢料，是如何進行核循環的？ news.163.com/16/0810/22/BU50MUUL00014SEH.html

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