中科院拟定我国核能发展路线图

2010-12-02 08:36 来源: 科学时报
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针对核废料处理、核燃料供给、核科学工程人才三大瓶颈

  核能具有绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势已被世人公认,从20世纪90年代开始,全球核能迎来发展的春天,而近年来我国更是将“积极发展”核能列入了中长期发展规划的战略重点之一。

  据国家发展和改革委员会2007年10月通过的《核电中长期发展规划(2005-2020年)》,到2020年,我国核电运行装机容量争取达到4000万千瓦;仅仅3年之后的今天,这一目标已经不能满足社会经济发展的需要,据有关专家透露,到2020年,中国核电装机容量将达7000万~8000万千瓦,到2030年,核电装机将提高到2亿千瓦,2050年则将提高到4亿千瓦。

  可以预见,我国核能长期持续发展的主要瓶颈是“核废料处理”、“核燃料稳定供给”和“核科学工程人才”。近来,中国科学院针对这些核心问题,提出了以建立ADS(加速器驱动的次临界系统)嬗变系统和钍基核能系统为最终目标的“未来先进核裂变能”战略性先导科技专项,希望通过开展基础性、前瞻性和战略性的先导专项研究,储备未来先进核能的核心技术和人才,并与我国已有或正在部署的其他重要内容一起,构成我国近中远相结合的核能发展完整布局,保障其长期持续发展。

利用ADS系统嬗变长寿命核废料

  根据我国的核电中长期发展规划和相关预测,我国的核电发展速度将远远高于世界核电发展的平均速度。目前全球在建的28个核电站中,17个在亚洲,而我国就占其中的12个。

  有关专家给记者算了一笔账:一座1GWe的核电站,按一年使用25吨浓缩铀计算,则每年卸出燃烧过的乏燃料约25吨,其中,可再利用的铀(其中含1%235U)约为23.75吨,钚约200公斤,中短寿命的裂变产物(FPs)约1吨,寿命长达百万年的次锕系核素(MAs)约20公斤,长寿命裂变产物(LLFPs)约30公斤。

  目前,我国《核电中长期发展规划(2005-2020)》的调整方案正在等待国务院最后审批。其2020年的保守目标是运行75GWe(1GWe=1百万千瓦)、在建30GWe,努力目标则是运行80~100GWe。按保守目标估算,到2020年的核乏料累积存量为0.75万~1.25万吨;按努力目标计算,则达到2.0万~2.5万吨,其中钚160~200吨、MAs16~20吨、LLFPs24~30吨。

  那么,在快速发展核电的同时,如何安全地处理处置长寿命核废料?

  美国作为世界上核电规模最大的国家,采用的是被称为“一次通过”的方案,也就是核乏料从核电站反应堆内卸出并经冷却后,直接进行永久性地质深埋储存。该方案的出发点是不分离核乏料中的钚,以免核扩散;但这种方案也浪费了核乏料中仍可使用的核燃料,而且建设和运行地质处置库的成本极高。更为严重的是,核废料的放射性寿命长达上百万年,“在如此长的时间内,它们对整个生物圈的放射性危害难以预估和控制。”相关专家表示。因此,美国的“尤卡山计划”在实施22年后于2009年9月被奥巴马政府终止。

  法国是世界上核电占全国总发电量比例最高的国家,达到80%。因此法国极为重视核废料的安全处理处置问题,多年来一直致力于建立和完善被称为“闭式循环”的核燃料循环技术,即对核乏料进行分离,把其中96%~97%的铀和钚再制成核燃料棒进行循环使用,把另外3%~4%的长寿命和高放射性核废料(主要是次锕系元素和裂变子核)进行地质永久深埋。“这种办法可大幅度降低需要地质处置的核废料的体积,但仍没有解决核废料的长周期放射性问题。”专家表示。

  为更好地解决核废料的长寿命放射性问题,目前国际核能界正致力于发展核的嬗变技术,以便于进一步对分离出来的核废料在经嬗变(使其放射性寿命从数百万年降低到约700年)后再地质深埋,从而使人们在现有的技术条件下能够较好地保证安全处置核废料,消除公众对核废料污染的疑虑。

  快中子反应堆(简称快堆)和ADS系统原则上都能嬗变核废料。据国际原子能机构研究认为,ADS系统具有更高的中子余额和更硬的中子能谱,对嬗变更有利,是安全处置核废料最有潜力的工具。我国也曾就此组织多次院士咨询,结论是“从我国核能可持续发展战略中的地位看,快堆侧重于核燃料增殖,ADS侧重于核废料嬗变,是比较合理的选择”。

  据介绍,ADS系统研究是目前国际核能界的热点。为确保核能的长期持续发展,我国也需尽早制定ADS发展路线图,而中科院正是瞄准这一国际研究前沿和热点,计划展开系统性攻关。

挖掘钍资源潜力

  自然界中天然存在的核燃料仅有铀-235一种,而且其在天然铀中的含量很低(约0.7%),因此,全球的铀-235核燃料资源量是十分有限的。国际原子能机构在2009年的相关报告中按全球约2TW(1TW=1000GW)的核电规模估算,铀-235资源还可供人类使用50~80年。因此要实现核能的长期可持续发展,就必须实现核燃料来源的多样化,保障核燃料的稳定供应。

  铀-238是可人工转换的核燃料,在天然铀中的含量高达99.3%。利用快堆可使铀-238转变为钚-339,后者再吸收中子后即开始裂变并释放能量。理论上利用快堆可使铀核燃料的利用效率比压水堆提高60倍左右,据此估算铀-238可供人类使用上千年。

  由于铀钚燃料循环过程中会产生大量的钚,因此需要特别重视防止核扩散;另外,其费用也比较高。据悉,我国第一座快堆——“中国实验快堆(CEFR)”在今年7月21日首次达到临界,使我国成为世界上第八个拥有快堆技术的国家之一,标志着我国先进核能系统技术的重大突破。

  钍-232是另一种可人工转换的核燃料,它在吸收一个中子之后将转变为铀-233。后者的中子产额很高,比铀-235和钚-239更具优势,可据此形成钍铀燃料循环,而且钍铀转换过程伴有强γ辐射,可有效防止核扩散。特别值得指出的是,地球上的钍资源量是铀的3~4倍,而我国的钍资源蕴藏是比较丰富的。我国已查明的钍资源工业储量28万多吨(ThO2),其中75%以上在白云鄂博的主东矿区。

  但目前钍并未被当做核燃料资源得到应有的重视,流失十分严重。2005年,徐光宪、师昌绪、何祚庥等15位院士向国务院提交了《关于保护白云鄂博矿钍和稀土资源避免黄河和包头受放射性污染的紧急呼吁》,建议保护白云鄂博矿钍和稀土资源,避免黄河和包头遭受放射性污染,同时提出研究开发钍铀-233循环堆。该建议很快得到了国务院总理温家宝批示:“这个建议很重要,请国家发改委阅办。”专家认为,开发利用钍资源的核能价值,不仅可扩大核燃料的来源,还可解决稀土开采中的钍资源流失和放射性环境污染问题。

  国际原子能机构对钍燃料循环的优点持肯定态度。早在2005年4月,国际原子能机构就有报告指出,钍铀循环不仅产生低放废料,且消耗低;钍铀循环转换效率比铀钚循环更高;钍铀循环可在更宽的中子谱内进行;钍基燃料的在堆性更好;钍基核废料的长期暂存和永久储存处理较简单;此外它有利于更彻底地消耗钚、废料的放射性毒性。我国科学家对此也十分重视,2007年中科院在《21世纪上半叶我国能源可持续发展体系战略研究》中提出了设立以钍资源利用为重点的国家重大专项的建议;2008年国家能源局也建议设立钍资源核能利用国家级科研专项。

  目前,核能发达国家均制定了钍资源利用的长期计划,积极推进相关研究。以印度为例,印度的钍资源比中国更丰富,印度已制定了三阶段核能发展计划,并计划在2050年左右实现大规模商业应用。他们建立了使用铀-233燃料的Kamini研究堆,并在Trombay的研究堆和重水堆中辐照钍燃料;同时也在积极推进先进钍燃料重水堆(AHWR)的设计与开发。日本也于2008年10月牵头并联合美、法等成立了钍基熔盐堆国际合作论坛,确定了研究战略,制定了路线图并提出综合钍基熔盐核能系统的设想。其他欧盟数国、美国、加拿大等也都推出了相关研究计划。

  要开发利用钍-232的核能价值,就必须掌握钍的完整的核数据,深入理解和掌握从钍-232到铀-233的转换规律,同时要研究适应钍的特点的反应堆。据介绍,我国从上世纪60年代开始,曾开展过30多年的钍铀循环基础研究,但总体上基础仍然很薄弱。

路线图清晰

  在采访中,记者看到对于开展钍基核能系统和ADS嬗变系统两大内容的战略性、前瞻性、基础性研究,中科院已经有一个清晰的科技发展路线图。

  在ADS嬗变系统方面,中科院初步拟定了三阶段计划,分别在2016年、2022年和2032年前后,先后建成预研装置、实验装置和示范装置;此后将进入技术转移及商业应用和推广阶段。

  在钍基核能系统方面,计划在到2015年左右的第一阶段,集中力量加强钍铀循环和熔盐反应堆技术的基础研究和技术攻关,在此后的2020年和2030年前后,力争完成10兆瓦的钍基熔盐原型堆和100兆瓦的示范堆。