2050年前我國壓水堆核燃料循環模式研究

吳 英，吳 軍，穆 強，馬續波，曹 博，歐陽曉平

（1.華北電力大學核科學與工程學院，北京102206；2.西北核技術研究所，陜西 西安710024）

我國煤炭資源儲量雖據世界第一位，但環境、生產和運輸能力卻嚴重制約了燃煤機組的過多發展。水力資源較為豐富，但開發程度已經很高。風電與太陽能光伏發電價格昂貴，尚存在并網難等瓶頸。生物質能發電技術還不成熟。因此需要大力發展穩定且技術相對成熟的核電，滿足電力需求，優化能源結構，保障能源安全。

以2005年嶺澳二期開工為起點，我國核電進入了規模化、批量化發展的新階段。目前全國共有在運營核電機組14臺，總裝機容量已經達到1 188萬千瓦。在建核電機組27臺，容量2 989萬千瓦，占世界核電在建機組臺數的42%，建設規模居全球第一。“十一五”“積極推進核電建設”的方針指引下，我國核電產業取得了長足進步，規模化發展初具成效，自主化、國產化能力大幅提升，具備了安全高效發展的良好基礎和條件。承接“十一五”核電良好發展的勢頭，我國“十二五”國民經濟和社會發展規劃綱要確定了“在確保安全的基礎上高效發展核電”的指導方針。然而，“十二五”規劃剛公布就遇上了日本福島核電事故，引發了我國社會各界對核電安全的廣泛關注，對核電發展規模、速度、技術安全性等問題產生了不少疑慮。為吸取福島核事故的經驗教訓，我國核能行業認真貫徹落實國務院“3·16”會議精神，為確保我國核電安全、恢復公眾信心，實現“十二五”期間核電持續發展做出不懈努力。按照國務院常務會議精神，安全大檢查已經結束，《核安全規劃》編制工作和《核電中長期規劃》調整工作正抓緊進行。從短期看，發展速度的放緩有利于全面審視我國核電安全發展、認真吸取福島核事故經驗教訓并采取相應措施。從中長期看，我國核電發展的方針和目標不會變，核電安全發展的基礎將更加牢固，核電將為我國能源建設和社會經濟發展發揮更大作用。

截至目前已公開發表的關于我國核能發展情景研究方面的文獻資料非常有限，已有的僅限于清華大學劉學剛等人在2005年前后依據當時的核電發展形勢分別對2020年前[1］、2035年前[2］我國核燃料循環情景做的預測。2007年國務院通過了《國家核電發展專題規劃（2005—2020年）》，計劃到2020年核電運行裝機容量達到4 000萬千瓦，并有1 800萬千瓦在建項目結轉到2020年以后續建。“十一五”期間，隨著經濟形勢的快速變化以及應對國際金融危機的經濟刺激計劃啟動等原因，核電發展規劃目標不斷地在進行調整，有可能比原計劃增加約1倍，達到8 000萬千瓦，甚至有學者官員認為核電裝機在2020年有超過1億千瓦的可能。本文根據2011年2月28日在北京發布的中國工程物理研究院重大咨詢項目《我國能源中長期（2030、2050）發展戰略研究》報告，基于核燃料循環技術研究現狀和發展目標，推算了假設的兩種可能壓水堆乏燃料后處理能力下2050年前我國壓水堆核燃料循環可能有的具體模式，并計算了假定模式下的鈾資源需求及核廢物的提取量。計算結果可為今后我國核燃料循環相關發展策略提供數據參考。

1 鈾钚需求及高放廢物的產生等量的計算方法

本工作是利用核能發展情景動態分析軟件DESAE－2[3］（Dynamic of Energy System－Atomic Energy），完成了2050年前我國核燃料循環的假定模式下鈾钚資源的需求及高放廢物的提取等量計算。DESAE－2是 DESAE－1的改進版本，各不同版本的DESAE程序都是由IAEA提供的。DESEA程序用于建立核能系統模型，給出投資、鈾需求量、乏燃料的同位素質量、放射性等信息，為下一步對核能系統進行經濟、環境、防核擴散等方面評價分析提供數據。DESAE程序包括7種類型的反應堆模型，4種核燃料循環模型。在每種類型的反應堆模型中，定義了38個參數和一個備用參數（材料方面），這些參數主要包括反應堆功率、燃耗、負荷因子、堆芯裝載量、裝卸料成分等信息。工作中用 DESAE－2[3］軟件計算時輸入的涉及壓水堆堆型的裝卸料成分等參數主要是由通用的點燃耗及放射性衰變計算程序ORIGEN－2[4］計算得到的。DESAE[3］軟件中核燃料循環模型主要是輸入假定的乏燃料后處理能力信息。DESAE－2[3］軟件的具體使用方法在其程序說明書35～39頁有詳細介紹，使用者只需按照各操作步驟輸入所要計算的核燃料循環情景信息，最終就能得到感興趣的計算結果。DESAE[3］軟件的正確性已由參考文獻[3，5］所證實。

2 2050年前壓水堆核燃料循環情景假定

2.1 壓水堆模型及裝機容量預測

我國現運行及在建的反應堆除秦山三期兩臺機組是重水堆外其余都是壓水堆。我國政府已經明確內陸核電廠一律采用AP1000標準設計機組，并計劃批量化建設，因而本文僅考慮我國的兩種主流堆型—大亞灣M310和三代AP1000。由于裝載30%MOX燃料的壓水堆運行技術的安全性和可行性已得到證實，且這種方案較純鈾裝載相比更為經濟，因此本工作中的M310和AP1000考慮了純鈾裝料和30%MOX燃料裝載兩種情形。M310和AP1000在純鈾裝料及30%MOX燃料裝載情形下的堆芯基本參數[6－8］見表1。MOX燃料組件的組成是參考文獻[9］，由三種不同Pu含量的MOX燃料元件構成，分別為：Pu含量9.0%的MOX燃料元件72根，Pu含量5.85%的MOX燃料元件128根，Pu含量4.05%的MOX燃料元件64根。表2給出了MOX燃料中所含Pu的各種同位素成分比[10］。

表1 堆芯基本參數Table1 Basic parameters in PWR core

表2 MOX燃料中钚同位素成分Table2 Content of plutonium isotopes in MOX fuel

《中國能源中長期（2030—2050）發展戰略研究》報告指出，2020年核電總裝機規模達到7 000萬千瓦的目標是可能實現的；2050年，中國核電總裝機容量達到4億千瓦，核電成為電力工業的主流之一。核電發電量占總發電量的比重為24%，核電裝機容量占總裝機容量的16%。據此，本文采用的我國壓水堆裝機容量預測如圖1所示。

圖1 我國壓水堆裝機容量預測Fig.1 Prediction of new installed capacity of PWR in China

2.2 核燃料循環模式假定

我國始終堅持核燃料閉合循環的技術路線。核電的發展帶動了核燃料循環技術的不斷進步。目前我國已初步形成了包括鈾礦地質勘探、鈾礦采冶、鈾轉化、鈾濃縮、元件制造以及乏燃料后處理、放射性廢物管理等環節的較完整的核燃料循環工業體系。然而，業內專家也指出，國內核電發展頭重腳輕。目前國內重視核電站建設、鈾礦資源開發，對核電發展下游重視程度不夠。我國尚未建設商業化的后處理大廠，而后續的MOX燃料廠、商業運行的快堆、快堆乏燃料的后處理廠等也都未有大的進展。2010年年底我國第一座動力堆乏燃料后處理中試廠熱調試取得成功，說明我國已經掌握后處理技術。然而，一個乏燃料后處理的中試廠建設最短15年。因而預計2025年前后，我國將建成第一個商用乏燃料后處理廠，及其配套的MOX燃料制造廠。

發展MOX燃料是實施核燃料閉式循環戰略的必然要求。對于我國這樣一個需要大規模發展核能來替代常規能源的國家，當熱堆發展具有一定規模時，就應考慮啟用快堆，一方面將熱堆乏燃料積累的钚制造成快堆用的MOX燃料，從而利用快堆的增殖，生產出更多的易裂變核素239Pu，供壓水堆裝載MOX燃料用，使鈾資源獲得最大程度的利用；另一方面，利用快堆將壓水堆積累的長壽命廢物焚燒掉，讓需要地質深埋的廢物盡量減少。快堆技術比較復雜，工程開發投資較大，中國原子能科學研究院在國家“863”高技術計劃領導下，已完成了我國快堆發展戰略和技術路線的研究，并提出我國快堆工程技術分三步發展的建議：第一步，中國實驗快堆，熱功率6.5萬千瓦，電功率2萬千瓦，已于2010年7月21日臨界，2011年并網成功。第二步，中國示范快堆，電功率約60萬千瓦，計劃2025年左右運行，并適當推廣，目前正處規劃建議階段。第三步，中國商業快堆，電功率100萬～150萬千瓦，建議2030年左右建成，2035年批量推廣。

結合我國核燃料循環技術現狀與發展目標，本工作假定2050年前我國壓水堆核燃料循環路線為：2024年前采用一次性通過核燃料循環方式，之后采用閉合核燃料循環方式。由于我國的商業快堆略保守預計在2035年批量推廣，因而假定2034年前壓水堆均采用純鈾裝載方式，以便于將2034年前從壓水堆乏燃料中提取的Pu全部制成MOX燃料供增殖快堆裝料，從而擴大增殖快堆的初始裝機容量。2035年以后正在運營的壓水堆中部分壓水堆采用30%MOX燃料裝載方式，其余壓水堆均采用純鈾裝料。為比較不同后處理能力對核燃料循環的影響，對于2025年后采用閉合核燃料循環方式時的乏燃料后處理能力本文討論了如下兩種情形：情形1，2025年我國建成的商用乏燃料后處理大廠每年能處理冷卻時間已夠5年的乏燃料800t；情形2，2025年開始我國已具有足夠大的乏燃料后處理能力，即壓水堆核電站暫存的冷卻時間已夠5年的乏燃料都能得到及時處理。在圖1所示壓水堆裝機容量預測下，上述兩種乏燃料后處理情形對應壓水堆乏燃料累積后處理量見圖2，2034年前從乏燃料中累積提取的Pu量見表3。

圖2 乏燃料累計后處理量Fig.2 Accumulated amount of spent fuel reprocessing

如果2035年我國擬批量運營的商業快堆堆型采用中國原子能科學研究院設計的增殖比為1.2的CFR1000[11］，假定快堆采用冷卻時間達2年的乏燃料都能被及時處理的閉式核燃料循環方式，則由中國原子能科學研究院提供的CFR1000快堆參數，用 DESAE－2[3］軟件可算得對應壓水堆乏燃料后處理情形1、情形2，2034年從乏燃料中累積提取的50t和136t钚可使得2035年開始運營快堆當年的總裝機容量最大分別達到約10GWe和27GWe，相應裝機容量的CFR1000每年能提供的增殖钚分別約為0.7t和2t。基于壓水堆乏燃料后處理的兩種不同情形對應Pu的供求估算，本文假定的壓水堆核燃料循環具體情景如下。

表3 2034年前乏燃料后處理廠累積提取的钚量Table3 Accumulated amount of plutonium in spent fuel reprocessing plant before 2034 t

情景A：2024年前采用開式核燃料循環方式，之后采用閉合核燃料循環方式（假定2025年之后我國建成的商用乏燃料后處理廠每年能處理800t乏燃料，乏燃料被處理之前的冷卻時間不少于5年）。2034年前壓水堆均采用純鈾裝載方式，2035—2044年正在運營的壓水堆中10%的壓水堆采用30%MOX燃料裝載方式，其余采用純鈾裝料；2045—2050年有8%的在運營壓水堆裝有30%MOX燃料，其余壓水堆采用純鈾裝料。

情景B：同情景A相比差別在于，2025年后我國建成的后處理廠的處理能力足夠大，使得之前積累的冷卻時間已夠5年的乏燃料都能得到及時處理（假定乏燃料后處理前的冷卻時間至少5年）。2034年前壓水堆均采用純鈾裝載方式，2035—2037年正在運營的壓水堆中25%的壓水堆采用30%MOX燃料裝載方式，其余采用純鈾裝料；2038—2039年有30%的在運營壓水堆裝有30%MOX燃料，其余均采用純鈾裝料；2040—2041年有40%的在運營壓水堆裝有30%MOX燃料，其余60%都采用純鈾裝料；2042—2050年有50%的在運營壓水堆裝有30%MOX燃料，其余均采用純鈾裝料。

表4為如采用核燃料循環情景A或情景B，2035—2050年壓水堆每年能產生的凈钚量或還需要由增殖快堆提供的钚量。

表4 2035—2050年假定A、B情景下壓水堆運行每年產生或需要的钚量Table4 Plutonium produced or needed for PWR per year under the condition of assumed modes A and B from 2035to 2050 t／a

為便于比較與分析，本文還計算了上述兩種后處理情形下，2050年前我國壓水堆都采用純鈾裝料的核燃料循環情景。即：

情景A0：同情景A相比差別在于，2035—2050年在運營壓水堆都采用純鈾裝料。

情景B0：同情景B相比差別在于，2035—2050年在運營壓水堆都采用純鈾裝料。

3 計算結果與分析

3.1 天然鈾與鈾分離功的需求

表5和表6分別是根據壓水堆核電發展預測，由DESAE－2軟件計算得到的我國每年所需天然鈾和鈾分離功量。圖3、圖4為2012—2050年累積所需天然鈾和鈾分離功。計算結果表明，2012—2050年A、B兩種情景下所需的天然鈾總量分別約為142萬tU、127萬tU，所需的總分離功分別約為88.6萬tSW、81.6萬tSW。而對應壓水堆純鈾裝載的A0、B0兩種情景2012—2050年所需的天然鈾總量分別約為144萬tU、137萬tU，所需的總分離功分別約為90.5萬tSW、90.4萬tSW。可見，壓水堆都是純鈾裝料的情景B0與情景A0相比，由于年后處理量的提高，使得2012—2050年所消耗的天然鈾節省了約5%，兩種情景下所需要的鈾分離功總量差異不明顯。此外，由于情景A中2035—2050年裝載30%MOX燃料的壓水堆規模較情景B明顯小，因而情景A與相應的壓水堆都采用純鈾裝載的情景A0相比，天然鈾及鈾分離功的節省程度不如情景B與情景B0間相比時那么顯著（與純鈾裝載的情景A0相比，采用情景A則2012—2050年所消耗的天然鈾和鈾分離功都節省了約2%；與純鈾裝載的情景B0相比，采用情景B則2012—2050年所消耗的天然鈾和鈾分離功分別節省了近8%和10%）。由上述比較可知，核燃料閉合循環中乏燃料后處理能力的提高可以通過擴大裝有MOX燃料壓水堆的運營規模，更有效地節省鈾資源。

表5 壓水堆核電站每年對天然鈾的需求量Table5 Natural uranium needed for PWR per year tU／a

表6 壓水堆核電站每年所需的鈾濃縮能力Table6 Separation work needed for PWR per year tSW／a

圖3 天然鈾的累積消耗Fig.3 Accumulated amount of natural uranium needed for PWR

圖4 鈾濃縮能力的總需求量Fig.4 Accumulated amount of separation work needed for PWR

2012—2050年情景B較情景A節省的約15萬噸天然鈾和7萬噸鈾分離功發生在核燃料循環情景A與情景B存在差異的2025—2050年。2025—2050年核燃料循環情景B（消耗的天然鈾總量約106萬tU、累積的總分離功約69.2萬tSW）較情景A（消耗的天然鈾總量約124萬tU、累積的總分離功約77.8萬tSW）所消耗的天然鈾總量和所需總的鈾分離功分別節省了約15%和11%。

3.2 核廢物的獲取量

（1）乏燃料中提取的MA量

表7為從卸出的乏燃料中提取的次錒系（Minor Actinide，簡寫為 MA）總量。可見，到2050年止，如采用乏燃料年后處理量相對少的情景A或情景A0，則MA的提取量較后處理量較大的情景B或情景B0明顯少很多。此外，乏燃料后處理能力相同時，壓水堆裝有MOX燃料的情景中提取的MA總量較壓水堆純鈾裝載的情景中提取的MA總量少一些，減少的程度取決于核燃料循環情景中裝有MOX燃料的壓水堆運營規模。裝有MOX燃料的壓水堆運營規模越大，則相對于相應的純鈾裝載情景MA的提取量減少程度就越明顯。

（2）乏燃料中提取的I和Tc量

表8為從卸出的乏燃料中提取的I和Tc總量。可見，I和Tc的總提取量主要取決于乏燃料后處理能力，而與壓水堆是否裝載MOX燃料關系不大。

表7 壓水堆乏燃料后處理廠累計提取的MA量Table7 Accumulated amount of MA in spent fuel reprocessing plantt

表8 壓水堆乏燃料后處理廠累計能提取的I和Tc量Table8 Accumulated amount of I and Tc in spent fuel reprocessing plant t

4 結論

假定2020年我國壓水堆總裝機容量達到7 000萬千瓦，2050年我國壓水堆總裝機容量達到4億千瓦，用DESAE－2程序計算了四種假定的核燃料循環模式，即情景A（2024年前為開式核燃料循環，2025年之后采用年后處理能力800t的閉合循環，乏燃料后處理前的冷卻時間不低于5年。2034年前壓水堆均采用純鈾裝載方式，2035—2044年正在運營的10%的壓水堆采用30%MOX燃料裝載方式，其余90%的壓水堆采用純鈾裝料；2045—2050年正在運營的8%的壓水堆采用30%MOX燃料裝載方式，其余92%的壓水堆采用純鈾裝料）、情景B（2024年前為開式核燃料循環，2025年之后采用后處理能力足夠大的閉合循環，乏燃料后處理前的冷卻時間不低于5年。2034年前運行的壓水堆全部是純鈾裝料，2035—2037年正在運營的壓水堆中25%的壓水堆采用30%MOX燃料裝載方式，其余采用純鈾裝料；2038—2039年有30%的在運營壓水堆裝有30%MOX燃料，其余均采用純鈾裝料；2040—2041年有40%的在運營壓水堆裝有30%MOX燃料，其余60%都采用純鈾裝料；2042—2050年有50%的在運營壓水堆裝有30%MOX燃料，其余均采用純鈾裝料）、情景A0（2024年前為開式核燃料循環，2025年之后采用年后處理能力800t的閉合循環，乏燃料后處理前的冷卻時間不低于5年。2050年前運行的壓水堆全部是純鈾裝料）、情景B0（2024年前為開式核燃料循環，2025年之后采用后處理能力足夠大的閉合循環，乏燃料后處理前的冷卻時間不低于5年。2050年前運行的壓水堆全部是純鈾裝料）下鈾需求及高放核廢物的提取量。

2012—2050年，若采用假定的核燃料循環模式A、B、A0、B0，我國壓水堆對天然鈾的累積需求分別為142萬tU、127萬tU、144萬tU和137萬tU。到2050年如采用核燃料循環模式A、B，則相應我國壓水堆對鈾濃縮能力的需求將分別達到每年41 876tSW和35 663tSW；累積提取的 MA總量分別約為41.7t和98.8t，累積提取的裂變產物I和Tc總量約為1 363t和4 085t。

我國屬于相對貧鈾國，因而要滿足我國核電發展目標，必然要以大部分原料取之于國外為基礎。本工作的計算與分析表明，能否建設與我國壓水堆裝機容量匹配的乏燃料后處理廠，決定了我國能否最大程度地節省鈾資源。

致謝

文中用DESAE軟件計算時涉及的CFR1000快堆參數由中國原子能科學研究院提供。感謝華北電力大學核科學與工程學院陸道綱教授為本工作的順利進行而提供的大力支持和幫助。本工作得到國家“863”項目（No.2009AA050701）資助。

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