乏燃料干式贮存技术比较分析

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（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

乏燃料干式贮存技术比较分析

洪哲，赵善桂，杨晓伟，何玮，潘玉婷∗

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

乏燃料贮存方式主要有湿式贮存和干式贮存两种。本文主要调研了国内外乏燃料干式贮存的概况，研究了具有贮存功能的混凝土筒仓式和具有贮存运输功能的金属容器式乏燃料干式贮存设施的技术特点，并对二者的功能、关键技术等方面进行了比较分析，指出了干式贮存技术存在的主要安全问题。最后，结合我国目前乏燃料的离堆贮存需求对我国未来乏燃料干式贮存工作提出了建议。

乏燃料；干式贮存；混凝土筒仓；金属容器

截至2016年1月，我国投入运行的核电机组共30台，总装机容量约2800万千瓦，在建机组约24台，总装机容量约2600万千瓦［1］。按照我国核电发展规划，到2020年，核电装机容量达到5800万千瓦［2］。

对于装机容量是1000MWe的轻水堆核电机组来说，一般的换料周期为1年或1．5年，每次换料卸出的乏燃料约为25tU［3］。按照我国核电的发展情况分析，到2020年，乏燃料的年产生量将超过1000 tU，乏燃料的累积量将超过7000 tU。乏燃料的大量累积给核电发展带来了严峻挑战。

我国是实施乏燃料后处理的国家，在后处理建设发展相对缓慢的情况下，乏燃料离堆贮存是解决这一问题的重要出路。乏燃料离堆贮存主要有湿式贮存和干式贮存两种方式。湿式贮存是把乏燃料放在乏池中进行贮存，干式贮存是指乏燃料组件在乏池中冷却后转移到干式贮存设施中进行贮存。干式贮存具有非能动的余热排出系统及灵活性强等优点。本文主要对国际上乏燃料干式贮存设施的概况进行了调研，对干式贮存采用的主要的技术路线进行了总结分析，并提出了我国乏燃料干式贮存工作的建议。

l 国内外乏燃料干式贮存概况

l.l加拿大

加拿大主要有三种干式贮存设施：加拿大原子能公司的混凝土罐、加拿大原子能公司的气冷贮存模块、安大略电力公司的干式贮存容器［4］。

1．1．1 加拿大原子能公司混凝土罐

加拿大原子能公司混凝土罐乏燃料贮存计划是20世纪70年代早期在白贝研究所进行的，获得成功后用来贮存白贝1号反应堆的乏燃料。混凝土罐主要包括燃料吊篮、屏蔽工作站、转运容器和混凝土罐四个部分。

1．1．2 加拿大原子能公司气冷贮存模块

气冷贮存模块是不同于混凝土罐的一种技术。早期设计的气冷贮存模块-200型是在钢筋混凝土中有20个竖直的金属圆筒，每个模块可以贮存12000组乏燃料组件。每个圆筒由顶部的盖板锁死以确保安全。气冷贮存模块-200型在魁北克的 Gentilly-2厂址和罗马尼亚的Cernavoda厂址均有使用。

新设计的气冷贮存模块-400型相对气冷贮存模块-200型来说成本略有增长，但是贮存的乏燃料却是气冷贮存模块-200型的2倍。气冷贮存模块-400型有40个竖直的金属圆筒，每个模块可以贮存24000组乏燃料组件。该类型的贮存模块在中国的秦山基地和罗马尼亚的Cernavoda厂址均有使用。

1．1．3 安大略电力公司干式贮存容器

安大略电力公司的干式贮存容器除贮存乏燃料外，还可用于乏燃料的运输。每个容器设计可以装载384组重水堆燃料组件，空容器的质量大约是60t，满载后的质量大概是70t。容器为矩形结构，由三层组成，内壳和外壳是由碳钢组成，中间是钢筋混凝土层。内壳组成了包容边界，外壳在强化结构完整性的同时便于干式贮存容器外表面的去污。容器内部充有氦气保护燃料组件不被氧化。

l.2德国

德国的乏燃料贮存主要分为在堆的乏燃料中间贮存设施、戈莱本和阿豪斯的集中贮存设施、鲁本和Jülich的贮存设施等［5］。

1．2．1 在堆的乏燃料中间贮存设施

德国在12个核电厂中已经批准建设分散的乏燃料贮存设施，均是贮存运输功能一体的金属容器式干式贮存设施。

贮存设施依靠空气自然对流释放容器的热量，采用非能动的技术系统。对金属容器进行了密封性试验和防事故能力试验，以确保在正常工况和事故工况下放射性物质的包容性、必要的辐射屏蔽以及临界安全性。容器设计有较厚的器壁用来防护外部风险诸如地震、爆炸冲击、飞机撞击等。容器设计成至少满足40年的贮存寿期。许可证中批复容器的贮存周期为40年。

1．2．2 戈莱本和阿豪斯贮存设施

戈莱本和阿豪斯的干式贮存设施已经获得贮存德国多个核电厂产生的乏燃料的许可证。此外，阿豪斯干式贮存设施还获得了 CASTORⒸTHTR／AVR和MTR-2型两种贮存运输功能一体的容器的批准书，用来装载试验堆、示范堆以及研究堆的乏燃料。

1．2．3 Rubenow和Jülich贮存设施

来自钠冷核反应堆 （KNK II）的乏燃料和部分新燃料组件等均贮存于Rubenow的Zwischenlager Nord（ZLN）干式贮存设施中。

l.3美国

美国的乏燃料干式贮存设施主要为螺栓连接或焊接的钢筋混凝土容器［6］。一种设计是把容器水平放置于混凝土穹顶中进行辐射屏蔽并保护容器。另一种设计是把容器竖直放在混土基座上，使用金属和混凝土外包壳进行辐射屏蔽并保护容器。

l.4英国

英国的压水堆乏燃料主要来自于1995年开始运行的赛兹韦尔B核电站，其乏燃料目前贮存于该核电站的乏燃料水池中［7］。若没有额外的乏燃料贮存设施，该核电站将在2017年面临无法换料的问题。为解决这一问题，英国EDF能源公司准备在赛兹韦尔B核电站厂址建设独立的乏燃料干式贮存设施。拟采用美国Holtec公司设计的可装载24组乏燃料组件的干式贮存设施。

l.5日本

日本几乎所有的乏燃料都贮存在核电站和研究堆内，大部分采用在堆湿式贮存，少部分采用干式贮存［8］。在2011年3月福岛核事故后，在陆奥地区开始启动乏燃料干式贮存设施的建设。

l.6俄罗斯

俄罗斯的乏燃料均在西伯利亚克拉斯诺亚尔斯克附近的热列兹诺戈尔斯克进行贮存，那里有一个为未完工的RT-2后处理厂建造的大型乏燃料水池。同时，计划建造一个大的乏燃料干式贮存设施，以应对乏燃料累积的问题。

l.7中国

我国基本上都采用湿式贮存，只有秦山第三核电厂 （秦山三核）建立了国内第一个离堆的乏燃料干式贮存设施，采用模块式空气冷却贮存技术。贮存模块的设计使用寿命为50年。

综上，国外关于压水堆乏燃料干式贮存的研究与应用较多，乏燃料干式贮存设施在乏燃料贮存领域占的比例逐渐增大，现已达到所有贮存乏燃料量的20%左右。我国国内尚未系统开展压水堆乏燃料干式贮存技术及其应用的研究工作，亟需对此展开深入研究。

2 乏燃料干式贮存主要技术比较

通过对国内外乏燃料干式贮存设施的调查研究发现，用于乏燃料干式贮存的设施主要有两种，一种是混凝土筒仓式，一种是金属容器式，本文主要就这两种主要的技术路线进行比较分析。

2.l两种干式贮存设施介绍

混凝土筒仓式乏燃料干式贮存设施主要包括三部分：（1）燃料贮罐，用于装载乏燃料组件，基本结构为圆柱形不锈钢金属筒，内置燃料篮，每个贮存单元四周安装有中子吸收板，贮存期间充满氦气。顶部和底部设有密封盖板。运输时置于转运容器内，贮存时置于混凝土筒仓内；（2）场内转运容器，用于燃料贮罐厂内转运，为圆柱形金属容器，腔室内放置燃料贮罐。包含吊耳轴及可将燃料贮罐从转运容器垂直降入／吊出混凝土筒仓的屏蔽门。容器的主要结构材料为碳钢，含有中子吸收材料和伽马屏蔽材料；（3）混凝土筒仓，是由钢板焊接构成内外围包覆层，包覆层之间设置加强筋。用于放置及固定燃料贮罐，具有结构保护、辐射屏蔽、余热导出等功能。

下面以美国Holtec公司的混凝土筒仓式乏燃料干式贮存设施［9］为例进行简单说明。Holtec的方案是基于多用途内罐 （MPC），包括如下部件：多用途内罐 （MPC，Multi-Purpose Canister）；场内转运容器 （HI-TRAC，transfer cask）；储存外包装 （HI-STORM，storage overpack）。

MPC（如图1所示）是一个焊接的、圆柱形不锈钢罐，可为乏燃料提供密封保护。MPC适用于暂存、运输和最终处置，与HI-STORM储存外包装兼容。

HI-TRAC（如图2所示）是用于将MPC运到储存地的场内转运容器。转运容器可为MPC在装料、卸料和运输操作时提供机械保护和辐射防护。HI-TRAC是个多层罐体的圆柱形容器，带有活动的底板和上盖，便于装入和卸出MPC。转运容器重约100多吨。

图l Holtec HI-STORM的内容器Fig.l The inner cask of Holtec HI-STORM system

图2 转运容器Fig.2 Transfer cask

HI-STORM储存模块 （如图3所示）是由内外钢壳加夹层混凝土组成的圆柱体，由螺栓紧固的盖封闭。HI-STORM储存外包装在暂存时为MPC提供保护、屏蔽和排出热量。非能动热量排出是通过外包装底部进风口和顶部出风口，在MPC和外包装内壁之间的间隙的空气自然对流来实现。外包装底部由钢板和混凝土板来封闭。

图3 HI-STORM储存外包装和内容器的剖面示意图Fig.3 The sectional drawing for the overpack and inner cask of HI-STORM system

金属容器式干式贮存设施德国GNS公司研究较多，且制造了较多的容器。下面以GNS公司的CASTOR®类容器为例进行介绍。

CASTOR®类容器是由球墨铸铁整体铸造的厚壁圆柱筒体构成，如图4所示。在容器筒体上有深钻孔，装有中子屏蔽材料以增强对中子的屏蔽能力。容器筒体内表面有镍涂层以增强抗腐蚀能力，外表面涂有多层易去污漆。在容器筒体内装有吊篮以放置乏燃料，吊篮含有中子吸收材料以防止临界。

图4 CASTOR®V／l9运输和储存两用容器Fig.4 Dual purpose container for transportation and storage of CASTOR®V／l9

容器内腔通过螺栓紧固的双盖系统封闭，双盖系统由不锈钢初级盖和二级盖组成。两级盖均使用HELICOFLEX®密封垫圈，这是工业上性能最好的密封垫圈，是专门为核工业、航天和军事工业的极端环境设计的。两级盖之间的空间充有高压氦气，高压氦气既可作为内部泄漏的屏障，也可作为长期暂存期间密封性监测的手段。

2.2 两种干式贮存技术差异分析

2．2．1 功能

混凝土筒仓式干式贮存设施具有贮存乏燃料组件的功能。反应堆卸出的乏燃料在经过冷却后，根据其燃耗、释热等选择合适的吊篮，从而实现干式贮存。

金属容器式干式贮存设施具有贮存和运输乏燃料组件的功能。除对乏燃料组件实现常规的贮存功能外，金属容器式干式贮存设施还可以作为运输容器对乏燃料组件进行运输。以德国GNS公司的容器为例，只需在顶部和底部加装减震器，便可很方便的转换成运输容器，加装减震器后的容器如图5所示。在乏燃料组件的接收设施 （例如集中储存设施），容器又可恢复成贮存设施。从而实现贮存、运输功能的灵活转换。

图5 CASTOR®V／l9运输容器Fig.5 The transfer cask of CASTOR®V／l9

2．2．2 容物

混凝土筒仓式干式贮存设施内可以使用不同的吊篮装载沸水堆、压水堆等不同类型的乏燃料组件，设计允许装载的压水堆乏燃料组件的燃耗可达到 63GWd／tHM，释热率可达到28．2kW［10］。

金属容器式干式贮存设施有不同的型号，可以装载沸水堆、压水堆等不同类型的乏燃料组件，设计允许装载的压水堆乏燃料组件的燃耗可达到75GWd／tHM，释热率可达到40kW。

2．2．3 关键技术

（1）临界安全。为保证乏燃料在正常贮存状态或事故工况下的临界安全，混凝土筒仓式干式贮存设施和金属容器式干式贮存设施在燃料吊篮上均设置有中子吸收材料，通过合理的几何布置，经临界安全分析，以确保临界安全。

（2）辐射安全。混凝土筒仓式干式贮存设施的内容器是一个薄壁容器，起屏蔽作用的主要是外边的混凝土筒仓及筒仓外边的钢壳。金属容器式干式贮存设施是一个厚壁容器，通过容器壁实现容器的屏蔽作用［11］，以满足法规关于辐射防护的要求。

（3）余热排出。两种干式贮存设施在余热排出方面虽然都是依靠空气流动实现乏燃料组件的热量排出，但还有一些区别。混凝土筒仓式干式贮存设施在内外容器间有缝隙，燃料组件产生的热量通过内容器 （薄壁）传递出来，之后依靠内外容器间空气的自然对流将热量排出 （如图6所示）。而金属容器式干式贮存设施是在容器外表面设置有车削的散热片 （如图4中容器外部），乏燃料组件产生的热量从容器内通过容器筒体 （厚壁）传导至容器外表面，然后再经过散热片将热量传递到空气中。

图6 混凝土筒仓容器余热排出系统Fig.6 Heat Removal System of Concret Silo

（4）放射性物质包容及回取。混凝土筒仓式干式贮存设施主要是通过内容器的焊接实现放射性物质的包容，焊接后，要通过氦检漏试验来验证密封是否满足要求。内容器的密封与初始的焊接关系较大。在贮存结束需要回取乏燃料组件时，需要对内容器进行切割。混凝土筒仓储存系统要确保包容的完整性，若出现泄漏，由于金属内罐表面的剂量率和温度极高，对其进行干预是非常复杂的，换罐的操作涉及到顶盖切割和乏燃料装卸操作，会带来较大的安全风险、核材料管制风险和人员受照风险等。金属容器式干式贮存设施主要是通过两层盖板及金属垫圈，使用螺栓紧固的方式实现放射性物质的包容。当需要取出乏燃料组件时，通过紧固过程的反向操作便可方便实现。容器的密封是通过检测两层密封盖板之间惰性气体的压降来实现的［12］。出现泄漏时 （不会向环境释放）的处理也简单，由于两用容器本身的屏蔽使得更换密封垫圈的操作易于实现。

总体来说，混凝土筒仓式和金属容器式干式贮存设施均能实现乏燃料组件的安全贮存。二者在功能、允许装载的内容物、传热方式、密封方式等方面各有优缺点，主要区别见表1。

表l 两种干式贮存设施的差异Table l The differences between two dry storage facilities

3 干式贮存技术中的主要安全问题

乏燃料干式贮存技术在国外得到了广泛应用，我国在开展压水堆乏燃料干式贮存技术研究时，应重点关注临界安全、屏蔽安全等主要问题。

3.l临界安全问题

在乏燃料的贮存过程中，临界安全是要考虑的重要的安全问题。应对贮存的各种可能情况进行分析并证明在所有可能 （正常和异常）的配置和条件下，整个系统能够保持所贮存燃料处于次临界状态。

装载多组乏燃料组件的干式贮存设施，若采用新燃料假设，在事故工况下不能满足临界安全的要求［13］。

在临界安全分析过程中，为增大乏燃料组件的贮存数量，同时满足临界安全分析的合理性，通常有可溶硼信任和燃耗信任两种方式。我国核安全导则 HAD102/15［14］中明确规定，“如果池水中包含可溶性中子吸收剂，则只有假设无法提供能够引起池水稀释的补给水时，才可在研究次临界度时加以考虑。可溶性中子吸收剂和燃耗两种信用不应同时应用于相同的贮存区域”。即可溶硼信任和燃耗信任二者在乏燃料干式贮存的临界安全分析中只能选择其一。考虑到池水中硼浓度的人为及客观因素影响较大，存在较大的不确定性，建议在临界安全研究过程中，采用燃耗信任的方式进行临界安全分析。

3.2 屏蔽安全问题

关于职业照射的剂量限值，在我国国标GB18871-2002［15］中有明确规定。我国关于屏蔽安全制定的剂量限值与美国的剂量限值存在差异 （如表2所示），因此，在屏蔽安全分析过程中应予以关注。此外，混凝土筒仓式干式贮存设施需要使用转运容器。转运容器外表面的辐射水平可参考我国国标GB11806-2004［16］中规定的运输容器的辐射水平限值，确保在满足工作人员与公众所受剂量尽量低的前提下安全运输。

表2 中国与美国剂量限值对比Table 2 Comparison of dose limits between China and the United States

3.3 干燥问题

乏燃料组件从乏燃料水池转移动到干式贮存设施的过程中，干燥是一个重要的过程。它可以去除残留的水分，以防止贮存期间某些结构材料的老化，保证贮存的安全。

干燥主要有真空干燥和热气体循环干燥两种技术手段或二者联合使用。在干燥的实施过程中，应重点关注几个问题：一是采用真空干燥时，由于散热条件较差，应注意燃料包壳温度的限值在推荐范围内；二是注意防止局部冷却结冰情况的发生；三是破损的燃料组件要选择合适的干燥方法。

3.4 乏燃料组件的回取及与后处理厂接口问题

我国是实施后处理的国家，无论采用何种贮存方式，均需考虑乏燃料组件的可回取性。同时，在回取的操作过程中，要考虑到与后处理厂的接口问题。

金属容器式干式贮存设施采用螺栓紧固密封的方式，可以实现反向操作，从而方便地实现燃料组件的回取。混凝土筒仓式干式贮存设施采用焊接密封的方式，在贮存周期结束需要回取乏燃料组件时，需对内部的金属容器进行切割，然后取出乏燃料组件。关于通过切割的方式对乏燃料组件实现回取，目前国外尚未有实践经验，建议对此问题进行深入研究。

此外，还要注意焊接和回取过程中的安全问题。如对混凝土筒仓式干式贮存设施内的薄壁容器进行密封焊接或回取切割时，要注意预防氢气燃爆［18］等事件的发生。

4 结论和建议

通过对国内外乏燃料干式贮存设施的调研以及对干式贮存技术的比较分析，得出以下结论和建议：

（1）乏燃料干式贮存设施主要有混凝土筒仓式和金属容器式两种类型，二者均可实现乏燃料的安全贮存，在技术上各有优缺点。核电业主单位可根据自身实际情况，选择适合的贮存方式。

（2）在临界安全研究过程中，采用新燃料假设是保守的，可以采用燃耗信任制的方法进行研究。建议对不同富集度乏燃料的临界进行分析，得到相应的装载曲线，以确保临界安全。

（3）乏燃料干式贮存设施外部辐射水平较高，建议采取相关的措施例如增加屏蔽层厚度，或者划定控制区域等 （如美国部分干式贮存设施要求距离控制区周界的最小距离是100米［9］），满足工作人员和公众所受的剂量尽量低的要求。

参考文献

［1］核电评估部．2016年1-3月全国核电运行情况 ［R/OL］．中国核能行业协会 ［2016-04-26］．http：//www．chinanea．cn/html/2016-04/35715．html．

［2］国务院办公厅．国务院办公厅关于印发能源发展战略行动计划 （2014-2020年）的通知 ［R］．北京：国务院办公厅，2014年．

［3］Harold Feiveson，Zia Mian，M．V．Ramana，et al．Managing Spent Fuel from Nuclear Power Reactors［M］．International Panel on Fissile Materials，2011．

［4］Canadian Nuclear Safety Commission．Canadian National Report［C］//Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management．Vienna，2015．

［5］Federal Ministry for the Environment，Nature Conservation，Building and Nuclear Safety（BMUB）．Report of the Federal Republic of Germany for the Fifth Review Meeting in May 2015［C］//Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management．Vienna，2015．

［6］U．S．Department of Energy．United States of America Fifth National Report［C］//Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management．Vienna，2015．

［7］The Office for Nuclear Regulation．THE UNITED KINGDOM’S FIFTH NATIONAL REPORT［C］//Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management．Vienna，2015．

［8］Ministry of Foreign Affairs，education，science and technology， etal．National Report of Japan for the Fifth Review Meeting［C］// Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management．Vienna，2015．

［9］Holtec international．Final safety analysis report for the HISTORM 100 cask system［M］．Revision 9，February 13，2010．

［10］International Atomic Energy Agency．Operation and Maintenance of Spent Fuel Storage and transportation Casks/Containers［R］．IAEA-TECDOC-1532．2007．

［11］International Atomic Energy Agency．Selection of Away-From -Reactor Facilities for Spent Fuel Storage［R］．IAEA-TECDOC-1558．2007．

［12］International Atomic Energy Agency．Spent Fuel Storage Operation-Lessons Learned［R］．IAEA-TECDOC-1725．2013．

［13］洪哲，赵善桂，张敏，等．乏燃料干式贮存设施临界计算研究［J］．核技术，2016，39（7）：070601．

［14］国家核安全局．HAD102/15核动力厂燃料装卸和贮存系统设计 ［S］．北京：中国法制出版社，2007年．

［15］中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局．GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准 ［S］．北京：中国标准出版社，2004年．

［16］中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局，中国国家标准化管理委员会．GB11806-2004放射性物质安全运输规程 ［S］．北京：中国标准出版社，2005年．

［17］United States Nuclear Regulatory Commission．Controlled area of an ISFSI or MRS［Z］．10CFR 72．106．

［18］J．Kessler．Industry Spent Fuel Storage Handbook［M］．ELECTRIC POWER RESEARCH INSTITUTE．2010．

Comparison and Analysis of Dry Storage Technologies for Spent Fuel

HONG Zhe，ZHAO Shangui，YANG Xiaowei，HE Wei，PAN Yuting∗
（Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China）

There are two kinds of Spent fuel storage，wet storage and dry storage．Dry storage facility status of domestic and several main foreign countries was investigated in this paper．The technological characteristics of concrete silo and metal cask were studied and analysed．Some safety problems were pointed out about dry storage techonlogies．Finally，it is suggested to carry out some studies on dry storage facilities for spent fuel in the future combined with the needs for the away-from-reactor storage．

spent fuel；dry srorage；concrete silo；metal cask

TL24

：A

：1672-5360（2016）04-0075-07

2016-06-30

2016-08-16

环保公益性行业科研专项，项目编号201209041

洪 哲 （1984—），男，河南舞钢人，博士，现主要从事核燃料循环与材料、乏燃料干式贮存研究工作

∗通讯作者：潘玉婷，E-mail：pyt263＠163．com