压水堆乏燃料中间贮存技术研究

刘彦章，王 鑫，袁呈煜，莫怀森

（深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳518172）

根据IAEA分析统计［1-3］，截至2012年底，全球31个国家或地区拥有在运核电机组437台，总装机容量约3.925亿千瓦，占全球发电量的16%左右。

全世界核设施至今已产生了超过350 000tHM的乏燃料，并且以每年10 500tHM的速度增加，预计到2020年全球乏燃料量将达到445 000tHM［1-3］。核电站反应堆卸出的乏燃料具有很高的放射性，同时释放出大量的衰变热。国际上对乏燃料的处理方式主要有两种：一次通过方式和后处理闭式循环方式。一次通过方式比较简单，即乏燃料卸出之后不经后处理直接包装放到地质处置库中长期贮存，不再循环利用。由于乏燃料含有大量未裂变和新生成的易裂变核素、未用完的可裂变核素、裂变产物和超铀元素等，一般要存放几十万年才能使其放射性衰减到和天然铀矿相当的水平，因此该方式存在着很大的技术和工程难度，目前世界上还没有一个国家建成并使用地质处置库。后处理闭式循环考虑到反应堆卸出来的乏燃料中大约含有95%的铀和1%的钚，这两种物质从乏燃料中分离出来之后可以再次利用，而剩下的大约4%的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后再处置。该处理能提高铀资源利用率，减少高放废物处置量并降低其毒性。根据分离方式的不同，分离出铀和钚之后，衰减时间可以缩短到万年左右；如对剩下的次锕系元素再进行分离嬗变，只需要两三百年就能使核废物的放射性衰变到安全水平。然而乏燃料后处理是一项敏感技术，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险，再加上乏燃料后处理技术门槛和费用都极高，目前只有少数国家掌握乏燃料后处理技术。

截至目前，全世界大部分核电站运行时间都已超过20年，其卸出的乏燃料数量都已经接近或超过核电厂内的在堆贮存水池容量，面临着乏燃料的去向问题。由于没有建成可运行的乏燃料地质处置库，同时乏燃料后处理能力不足，即乏燃料后端发展落后于核电的发展，乏燃料的贮存处置成为国际难题。另外，从福岛核事故来看，引起核事故的原因不仅来自于正在运行中的反应堆，也可能是在堆贮存的乏燃料。本文通过调研主要核电国家的压水堆核电站乏燃料中间贮存与处理现状，分析近年来在压水堆核电站乏燃料中间贮存方面的趋势，结合我国压水堆核电站乏燃料的现状并对未来核电站乏燃料贮存与处理工作提出建议。

1 全球主要核电国家乏燃料贮存现状

美国拥有世界上最大的核电装机容量和乏燃料存量，目前的核电装机容量为102Gwe，每年产生的乏燃料2 000～2 300tHM。到2013年2月底，美国公布的未处理的乏燃料总量大约68 000tHM。美国是坚定执行“一次通过”方式的国家。从20世纪80年代末考虑建设乏燃料深地质处置库，2002年正式开始拨款建造内华达州尤卡山地质处置库，并于2007年基本建成。原计划将各个核电站的乏燃料直接送到处置库处置，但由于各方面原因，尤卡山处置库至今未投入运行；各个核电站每年新产生的乏燃料必须在堆贮存，造成乏燃料在堆贮存能力已接近饱和。为解决核电站乏燃料贮存能力不足的问题，美国核电站采取的措施是将卸出时间早、冷却期较长、释热率较低的乏燃料从贮存水池中转移到干式贮存设施中，以便在乏燃料贮存水池存放新卸出的释热率较高的乏燃料。截止到2011年，美国65个核电厂址中的54个厂址已经建有或者正在申请干式贮存设施的建造执照［1］。

法国核能发电量占到全国发电总量的78%，目前拥有58个核电机组，总装机容量63 GWe。截止到2009年，法国累计产生的乏燃料总量约40 000tHM，并且每年新产生大约1 200tHM。法国是坚定执行“后处理闭式循环”方式的国家，目前拥有全球最大规模的核电站商用乏燃料后处理厂（La Hague），每年最大后处理规模为1 700tHM。从1976—2010年间，法国后处理厂累计处理了26 550tHM乏燃料，未处理的乏燃料仅有13 000tHM。对于未处理的乏燃料，大约3／4贮存在后处理厂的水池中，其余存放在各个电站内。随着乏燃料贮存需求的增加，法国La Hague后处理厂4个大型乏燃料贮存池也进行了扩容，改用乏燃料密集存放方式将贮存容量从13 600tHM扩充到17 600tHM。

俄罗斯的核电装机规模为22.7GWe，其乏燃料中间贮存包括在堆贮存和离堆集中贮存两种方式。俄罗斯核电反应堆堆型较多，其中装机规模较大的是RBMK-1000和VVER-1000。RBMK-1000每年每百万千瓦机组产生大约50tHM乏燃料，乏燃料都在在堆乏燃料水池中存放。2010年所有RBMK-1000反应堆乏燃料池总贮存容量扩大到13 000tHM。VVER-1000堆型每百万千瓦每年产生乏燃料约21tHM，在堆水池中存放3～5年后送到集中乏燃料贮存设施中。到2009年底，VVER-1000反应堆累计卸出约5 900tHM乏燃料，其中约5 000tHM运送到集中贮存设施中。俄罗斯目前已经有两个离堆乏燃料湿式中间贮存设施，正在建造一座干式中间贮存设施，设计容量约为37 786tHM。

日本作为亚洲核电装机容量最大的国家，2010年时拥有54个核电机组和约50GWe的总装机。日本也主张对乏燃料进行后处理，采用将乏燃料运送到英国和法国的后处理厂进行处理。引进法国技术建设的年处理量800tHM的Rokkasho后处理厂在2006年进行热试，但至今未投入商业运行。据福岛核事故前的装机规模，日本每年产生的乏燃料为900～1 000tHM。到2010年初，日本核电站以在堆方式贮存的乏燃料为13 150tHM，其中200tHM采用干式贮存。由于日本核电站的乏燃料在堆贮存容量有限，为此日本主要采取如下对策：一是将乏燃料运送到Rokkasho后处理厂的乏燃料中间贮存池；二是建设新的离堆乏燃料中间贮存设施；三是通过增加乏燃料水池中存放乏燃料的密度、新建在堆的干式贮存设施。日本从20世纪90年代中期开始考虑在核电站引入干式在堆贮存的问题，但实施进展缓慢。到福岛核事故发生时，只有在福岛第一核电站和东海第二核电站采用干式贮存技术贮存了总计约200tHM的乏燃料。

加拿大拥有的18个反应堆总装机容量12.5GWe，这些反应堆均为重水慢化、天然铀为燃料的CANDU堆。截至2010年7月，加拿大卸出约44 000tHM乏燃料，其中70%采用湿式贮存、其余采用干式贮存，均为在堆贮存。所有核电厂都建设了干式贮存设施。

由于全球乏燃料后处理能力有限，以及一些政治和技术路线的选择问题，导致每年进行后处理的乏燃料量仅相当于当年卸出的乏燃料总量约1／5。1997年以后，在不进行乏燃料后处理的美国，新设计的核电站都具有相当于每百万千瓦600tHM的乏燃料贮存能力。即使在进行乏燃料后处理的法国，其每百万千瓦核电站也配套了200tHM乏燃料贮存能力。

由于绝大部分乏燃料都需要贮存若干年，而贮存的乏燃料又大多采用在反应堆厂址内贮存的在堆方式，乏燃料组件放置到特定的框架结构内，放到水池中采用湿式贮存。但日本福岛核事故导致民众对于核电站水池中贮存的乏燃料开始关注和担心。对于核电站厂址水池中大量的、高密度贮存的乏燃料的担心逐渐蔓延到全球，成为影响核能可接受性的不可忽视的问题之一。为应对早期设计的核电站乏燃料贮存容量不足，各国普遍采取增加反应堆水池中乏燃料贮存密度的方法。由于在水池中贮存更多的乏燃料，就增加了乏燃料水池的冷却负荷。在核电站厂址内新建乏燃料的干式贮存设施，将水池中卸料时间较长、释热率较低的乏燃料转移到干式贮存设施中，可以降低水池中乏燃料的密度、提到应对水池泄漏或冷却失效等事故的能力。目前世界上主要核电国家都已经开始或扩大乏燃料干式贮存。初步评估结果表明：每吨乏燃料占用的面积大约10m2，以一个百万千瓦级核电机组寿期60年计算，寿期内产生的乏燃料（约1 200tHM）都以干式贮存，也仅需要大约1公顷面积。而且乏燃料的干式贮存是一项成熟的技术，美国、俄罗斯等国都有干式贮存的丰富经验［2-4］。在我国的秦山三期CANDU堆核电站厂址也已经使用了干式贮存技术。干式贮存设施与湿式贮存相结合，大大增加了乏燃料的临时贮存容量，可以很好地满足未来乏燃料的贮存需要，为核电站的安全平稳运行提供了良好的保障。

2 压水堆乏燃料干式贮存技术发展趋势

乏燃料干式贮存技术早在20世纪70年代就开始研究，80年代投入应用。至今已经有超过30年的应用历史，乏燃料干式贮存技术得到了长足的进步［3-5］。

压水堆乏燃料干式贮存主要有两种类型：金属容器系统和混凝土筒仓系统。

在混凝土筒仓系统中，将乏燃料装入金属密封钢筒中，再将金属密封钢筒装入混凝土筒仓中进行贮存。混凝土筒仓位于地面之上（图1），贮存方向可以是垂直或水平。混凝土充当结构材料以及辐射屏蔽材料，通过专用管道所产生的对流可以排出混凝土筒的热量。为有效屏蔽辐射照射，通常这种混凝土桶壁都很厚（厚度约为65cm），材料为金属、混凝土或金属与混凝土的混合物。

图1 阿根廷筒仓式乏燃料干式贮存设施Fig.1 Argentine storage of SNF placed inside concrete silos

金属容器系统（图2）通常用球墨铸铁或锻钢制成，且带有两个通过螺栓或焊接固定其上的盖子。金属容器的内表面有一种专用树脂（通常为聚乙烯）作为中子屏蔽材料。金属容器外表面设有耳轴以便将其吊起和移动。金属容器做运输用时，需在底部和顶盖上安装有防震器以确保运输的稳定性。

图2 德国生产的乏燃料金属容器Fig.2 German metallic SNF cask

纵观目前的乏燃料干式贮存容器，主要可归纳分为金属容器和混凝土筒仓两大类。两者的设计、结构配置与特性虽大不相同，但作为乏燃料的中间贮存设备，都需要满足下列要求：1）提供足够的辐射屏蔽功能，使环境辐射剂量低于法定限值；2）提供足够的结构强度，以确保基本的吊运、操作或遭受可能的天然及人为意外事件情况下均能确保结构的安全并迅速恢复正常运转；3）提供良好的散热冷却机制，以导出乏燃料热量，并确保整体机构的温度低于限值，维护乏燃料的安全。因此，乏燃料干式贮存容器的制造厂家必须基于上述基本要求，配合燃料的类型及核电厂特性，开发出各种不同形式的产品，符合环境安全、社会舆论与经济等各项评估。

金属容器除了提供足够的辐射屏蔽外，能将内部热量直接通过热传导导出，在早期的乏燃料干式贮存设备上常被采用。另外由于金属比混凝土有较大的密度，在相同的屏蔽效果上，容器的截面积与重量比混凝土结构低。因此金属容器除作为贮存功能外，也常搭配燃料运输需求，设计成贮存／运输双功能的容器。金属容器的制造厂家主要有GNS、Holtec、NAC、Transnuclear等。

因混凝土是良好的辐射屏蔽材料，因此常被应用为核废料贮存结构的主要材料。加上成本低、原料易取得，制造技术及需求设备较简单等，普遍受到各厂家的青睐。以混凝土材质作为干式贮存容器的材料，需要较大的厚度才能满足辐射屏蔽的需求。然而混凝土并不是良好的导热材料，为了达到热量排出的要求，设计上大多采用通气式混凝土筒仓。混凝土容器的制造厂家主要有AREVA TNI、Holtec与NAC等。

尽管上述各种乏燃料干式贮存容器的形式各有特点，但最终都是实现乏燃料从核电站内贮存水池转移到中间贮存设施中，期间需要确保乏燃料的安全操作、乏燃料临界安全、余热导出、防止放射性物质外逸以及避免操作人员接受超过规定的剂量。从各厂商的产品中可发现干式贮存技术最为重要的是总体方案的确定、运输装卸工艺以及乏燃料干式贮存容器的设计，然后在贮存和运输工艺上就贮存容器在安全、传热、屏蔽等方面进行优化设计。其发展趋势可归纳成如下几方面：1）向着更经济、易制造的方向发展，由金属容器演变为混凝土容器；2）由单一用途（仅具有贮存或运输用途）容器，演变为双重用途容器（贮存及运输），甚至发展为多种用途（贮存、运输及处置）的容器；3）向着更大容量，可存放更多乏燃料的方向发展；4）向着贮存更高燃耗的乏燃料，以及铀钚混合燃料（MOX）的方向发展。

为提高应用和经济性，干式贮存设备厂商开发了多种乏燃料干式贮存技术以满足不同堆型乏燃料的需求（如不同类型、不同富集度、金属容器、混凝土容器等等）。最初，干式贮存技术仅具有单一的贮存功能，而没有运输和处置功能，混凝土筒仓、贮存库和不带运输功能的金属容器都属于这类单一贮存功能系统，装卸燃料都需要在燃料厂房内的水池中进行。随着技术发展及用户的不同要求，逐步演变出贮存／运输双功能系统和贮存／运输／处置多功能系统。例如，CASTOR容器、TN24容器、HI-STAR 100容器以及NAC-STC容器都是双功能干式贮存容器。近十年来，干式贮存设备厂商大多向乏燃料干式贮存设施集成化发展，开发出完整的乏燃料贮存运输整套解决方案，如HOLTEC公司的HI-STORM Family贮存系统、BNG公司的FuelSolutionsTM和NAC公司的MAGNASTOR系统。

3 我国压水堆乏燃料中间贮存的初步设想

截止到2012年12月，我国大陆共有9座核电站共17台机组投入运行，总装机容量为1 367万千瓦，每年产生约300t的乏燃料。除秦山三期两台重水堆机组产生的乏燃料不需要后处理外，其余15台压水堆核电机组目前已累计产生约4 500组乏燃料。“十二五”期间，预计在运各核电站新产生乏燃料4 255组，“十三五”期间预计将新增9 500组，到2020年，按照现在的建设速度和规模，产生的乏燃料将会达到13 400组以上，届时累积产生的待处理的乏燃料将达1 700组以上。

我国已建成的压水堆核电站按10～20年卸料量配套建设乏燃料在堆贮存水池。在运的核电站中大亚湾核电站现存的乏燃料占其水池容量的比重最高，已接近满容，需要持续外运才能保证核电站安全运行。“十二五”后期及“十三五”期间，田湾一、二期，岭澳一、二期，秦山一、二期等核电机组也需要乏燃料外运，外运量约3 000组。随着目前在建的核电站逐步投入运行，从“十三五”起我国乏燃料处理处置面临的任务越来越重，问题越来越严峻。

我国所有已外运乏燃料均暂存在后处理厂的离堆贮存池中，现有的离堆贮存池的贮存能力为500t，目前已满容。正在建设的800t乏燃料离堆贮存（实际仅可贮存400t乏燃料）水池还未投产，按照核电厂乏燃料外运需求统计，即使该水池近期投运，也将在2018年左右达到满容，后续乏燃料将面临无处可放的困境，将严重威胁我国核电站的安全运行。

我国目前的乏燃料离堆贮存能力不能满足我国快速增长的乏燃料处理处置需求，加之乏燃料后处理的不确定性，亟须建立乏燃料中间贮存设施以保证我国核电厂的安全运行以及核电的可持续发展。乏燃料干式贮存已经发展为乏燃料离堆贮存的技术主导，是国际乏燃料贮存的大趋势。为此建议：

1）尽快启动适合我国国情的压水堆核电厂乏燃料干式贮存总体技术方案研究及其关键技术论证工作，并在此基础上建立我国乏燃料干式贮存相关的法规标准体系，为干式贮存设施的设计和建设奠定技术基础。

2）以已运行的核电基地为依托，尽快推动建设离堆干式贮存设施。离堆干式贮存示范工程除具有干式贮存本身的安全性高、经济性好、灵活的优势外，在核电厂址征地范围内可满足核设施选址要求，便于利用核电厂成熟设备和设施，建设周期短。同时，有利于实施技术验证，引进、消化、吸收国外先进技术，最终实现相关技术与装备的自主化。

4 结论

（1）国际经验表明，乏燃料干式贮存技术具有安全性高、经济性好以及便于扩展贮存规模等方面的优势。

（2）实施乏燃料干式中间贮存技术将为我国乏燃料后处理能力提升提供缓冲空间。

（3）我国应尽快启动适合我国国情的压水堆核电厂乏燃料干式贮存总体技术方案研究及其关键技术论证工作，并在此基础上建立我国乏燃料干式贮存相关的法规标准体系，为干式贮存设施的设计和建设奠定基础。

［1］ Eileen M.Supko，Michael H.Schwartz.Overview of High-Level Nuclear Waste Materials Transportation：Processes，Regulations，Experience and Outlook in the U.S.，ERI-2030-1101，2011.

［2］ Salomon Levy，Interim storage of power reactor spent nuclear fuel（SNF）and its potential application to SNF separations and closed fuel cycle，Nuclear Engineering and Design 239（2009）2209-2211.

［3］ Survey of wet and dry spent fuel storage，IAEATECDOC-1100，1999.

［4］ Chun-Hyung Cho，Tae-Man Kim，Ki-Yeoul Seong，Cost comparisons of wet and dry interim storage facilities for PWR spent nuclear fuel in Korea，Annals of Nuclear Energy 38（2011）976-981.

［5］ Masood Iqbal，J.Khan，Sikander M.Mirza，Design study of a modular dry storage facility for typical PWR spent fuel，Progress in Nuclear Energy 48（2006）487-494.