Sustainable Energy
Vol.2 No.3(2012), Article ID:775,4 pages DOI:10.4236/SE.2012.23009
The Contrastive Study of Spent Fuel Characteristic in Different PWR Nuclear Fuel Cycles*
School of Energy & Power Engineering, Xi’an Jiaotong University, Xi’an
Email: hyfhp@163.com
Received: May 18th, 2012; revised: May 28th, 2012; accepted: Jun. 5th, 2012
ABSTRACT：
Based on the forecasting of PWR nuclear power development in China before 2050, two material balance models of PWR nuclear fuel cycles are established in this paper. And the reuse coefficient of the nuclear fuel cycles is introduced, to calculate the amount of spent fuel and nuclear waste that produced by the two kinds of nuclear fuel cycles. By contrast the two cycles, and the comparison of the actual situation to conclude the merits of the two kinds of fuel cycles.
Keywords: Fuel Cycles; Reuse Coefficient; Spent Fuel; Material Balance Model
不同压水堆核燃料循环模式下的乏燃料特性对比研究*
胡 平，赵福宇，王 照
西安交通大学，能源与动力工程学院，西安
Email: hyfhp@163.com
摘 要：
本文通过对2050年以前中国压水堆核电发展情景的预测，建立了两种压水堆核燃料循环模式的物料平衡模型，引入核燃料循环的复用系数，计算出两种核燃料循环过程中产生的乏燃料及核废料量，通过对比，并和实际情况对比得出两种燃料循环过程的优劣。
收稿日期：2012年5月18日；修回日期：2012年5月28日；录用日期：2012年6月5日
关键词：燃料循环；复用系数；乏燃料；物料平衡模型
1. 前言
核电站的运行必须考虑燃料供应、乏燃料后处理等问题，核电的建设和发展更需要配套的核燃料循环设施来支持，核燃料循环就是与裂变材料在裂变堆中的利用有关的活动，即包括反应堆的燃料供给和乏燃料的后处理、处置在内的全部过程[1]。根据国家发改委于2007年10月发布的《核电中长期发展规划(2005~ 2020)》，到2020年我国核电运行装机容量将达到40 GW，占我国电力总装机容量的4%，在建核电运行装机容量将达到18 GW[2]。假设核电发展按照低、中低、中、中高、高五种压水堆核电装机的发展情景来进行，到2020年压水堆装机容量占我国电力总装机的比率分别为4%、5%、6%、7%、8%，装机容量分别达到56 GW、70 GW、84 GW、98 GW、112 GW；到2050年压水堆装机容量占我国电力总装机的比率分别为10%、12.5%、15%、17.5%、20%，装机容量分别达到260 GW、325 GW、390 GW、455 GW、540 GW。按照5种发展情景进行预估的压水堆装机总量曲线图如图1。
2. 核燃料循环物料平衡模型
2.1. 核燃料循环前端
核燃料循环前端表示开采的Mnat(t)天然铀(235U
Figure 1. PWR total installed the graph
图1. 压水堆装机总量曲线图
富集度Xnat)经过浓缩后制成二氧化铀燃料(燃料富集度Xp)进入反应堆。如果已知所需U燃料量M(t)和燃料富集度Xp可以计算制造燃料所需的天然铀的量Mnat(t)：
(2-1)
利用浓缩前后的价值函数可以得到生产M(t)(富集度为Xp)的浓缩铀燃料所需的分离功S(tSW)：
(2-2)
式中：r为转化和燃料制造过程中U的回收率，取值为99.5%[3]；F、P、T分别为浓缩过程进料天然铀、浓缩铀产品和贫铀尾料的质量，t/a；Mnat为天然铀需要量，t/a；Xnat、Xp、Xt分别为进料天然铀、浓缩铀和尾料的235U的富集度(其中Xnat和Xt分别取0.712%和0.3%[3])。
2.2. 核燃料循环后端
反应堆燃料在堆中辐照前后燃料总质量变化很小，可以认为反应堆中卸出的乏燃料质量和加入压水堆的燃料质量相等。核燃料循环的后端主要是乏燃料的后处理。根据物料平衡模型计算下列参数[4]。
1) 裂变产物的总产量Ma：
(2-3)
2) 239Pu的剩余量M9：
(2-4)
为乏燃料中239Pu的浓度。
3) 铀的剩余量M5：
(2-5)
为乏燃料中235U的浓度。
4) 放射性废液ML：
(2-6)
为1 GW压水堆核电站每年卸出的乏燃料进行后处理后产生的高放废液的体积，按照每吨乏燃料产生5 m3高放废液计算[5]。
核燃料循环后端铀的复用U回收利用只考虑复用一次：
1) 考虑复用时物料平衡的铀燃料需要量：
(2-7)
为折算后的复用系数；恒等式右侧第二项是对新燃料的需要量，第一项为复用燃料量。
2) 燃料开始复用后，核电站对天然铀的需要量：
(2-8)
3) 复用系数
的计算：
(2-9)
复用系数是经过放化后处理工厂回收后返回反应堆中复用的燃料量同最初装入反应堆的燃料量折算成同一235U浓度的量的比值。
3. 计算结果分析
3.1. 1 GW核电站运行的燃料循环各环节的需求量
根据上述的计算公式得出富集度为4.45%，燃耗50 GW·d/t的燃料的1 GW压水堆核电站运行一年所需的核燃料的数量，制造核燃料所需的天然铀、分离功以及产生的废物量和所能回收的可裂变核素的质量，如表1。
Table 1. 1 GW Nuclear power plant every year needs natural uranium, separation and nuclear waste and recycling fission nuclide table
表1. 1 GW核电站每年所需的燃料、天然铀、分离功以及核废料和回收可裂变核素表
3.2. 核燃料循环后端乏燃料内各种成分的产量
图2、图3分别为预测计算出的我国压水堆每年卸出的乏燃料中含有的钚-239的质量和它的累积量。在2050年按照五种发展情景，该年卸出的乏燃料中能够回收的钚-239的质量分别为27 t、34 t、41 t、47 t、56 t，累积的钚-239的质量分别为520 t、630 t、740 t、848 t、959 t。截止到2020年，我国积累的乏燃料中含有钚-239元素的总量在60 t左右，足够满足2020年前后我国快堆的初装料和试运行的需要。
图4、图5分别为预测计算出的我国压水堆每年卸出的乏燃料中含有的铀-235的质量以及它的累积量。到2050年按照五种发展情景，该年卸出的乏燃料中能够回收的铀-235的质量分别为36 t、45 t、55 t、64 t、76 t，累积的铀-235的质量分别为699 t、845 t、992 t、1137 t、1285 t。截止到2020年，我国积累的乏燃料中含有铀-235元素的总量约为83.7 t。
图6、图7分别为预测计算出的我国压水堆每年卸出的乏燃料经过后处理后产生的高放废液的量以及它的累积量。到2050年按照五种发展情景计算，该年卸出的乏燃料所能够产生的高放废液的体积分别为24,440 m3、30,550 m3、36,660 m3、42,770 m3、50,760 m3，累积的高放废液的体积分别为468,765 m3、566,164 m3、664,362 m3、760,579 m3、859,730 m3。
3.3. 铀、钚的复用的核燃料循环模式下乏燃料内各种成分的产量
我国2010年建成处理量为50 t/a的乏燃料后处理中间试验厂，根据核电发展情景，假设我国在2025年建成商用后处理厂，使我国UOX乏燃料总处理量达到800 t。考虑到乏燃料的循环周期一般约为7年[6](包括乏燃料的冷却，乏燃料的运输，乏燃料的储存，乏燃料的后处理)，所以2025年开始处理的是2018年以前积累的乏燃料，约为7700 t(取中发展速度下的值，为了数据处理的统一和方便，后续的计算和比较均在中发展速度下进行)。考虑到后处理厂的增加，
Figure 2. Spent each year discharged in the content of plutonium-239
图2. 每年卸出乏燃料中钚-239的含量
Figure 3. Plutonium-239 accumulation quantity
图3. 钚-239的累积量
Figure 4. Spent each year discharged in the content of uranium-235
图4. 每年卸出乏燃料中铀-235的含量
Figure 5. Uranium-235 accumulation quantity
图5. 铀-235的累积量
Figure 6. Every year the amount of highly radioactive waste produce
图6. 每年产生高放废液的量
Figure 7. High radioactive waste liquid cumulant
图7. 高放废液的累积量
在此粗略假设10年内，即到2034年，2027年前所积累的乏燃料全部处理完毕，约为24,000 t。从2035年开始，每年处理的乏燃料量与每年完成循环周期的乏燃料量相等。由此我们可以得到在中等发展速度的情景下经过后处理后的乏燃料累积存储量与未处理前的乏燃料累积存储量的比较，如图8所示。经过后处理后2050年时的乏燃料的累积存储量只有处理前的1/3左右，约为45,000 t，因此节约了大量的资金和空间用于乏燃料的存储。
在对乏燃料进行后处理时，不可避免的会产生大量的高放废液，这是后处理带来的一个问题。在此我们提出两种假设：一是在2025年时不扩大后处理能力，维持50 tHM/a的后处理规模，每年产生250 m3的高放废液，到2050年将累计产生10,250 m3的高放废液；二是在2025年时扩大后处理能力，根据图8中的数据，可以推算出到2050年时产生的高放废液的累积量约为430,000 m3，具体的数值如图9所示。
一座1 GWe PWR核电站每年产生的高放废液为94 m3，如果全部处理固化后转化成的高放玻璃固化废物约为5 t[7]。结合上述的后处理情景的假设以及图8和图9的相关数据，我们可以得到所处理的乏燃料的量和进行后处理后所产生的高放玻璃固化物的贮存量的比较，如图10所示。由图分析可知，处理后所产生的高放固化物的量相比于之前乏燃料的量减少了
，即后处理后需要处理填埋的废物的量只有后处理前需要处理填埋的废物的量的
。这样就为废物的填埋节约了大量的空间。
Figure 8. After the expand fuel cumulative spent flue storage capacity
图8. 扩大后处理前后的乏燃料累积存储量
Figure 9. The ability to expand the post-processing before and after the accumulation of highly radioactive waste liquid quantity
图9. 扩大后处理能力前后的高放废液的累积量
Figure 10. The comparison of spent fuel and processing of the generation after highly radioactive condensate
图10. 乏燃料与处理后产生的高放固化物的比较
Figure 11. Before and after the RU accumulation of reuse natural uranium needed
图11. RU复用前后天然铀的累积需要量
Figure 12. Before and after the Uranium and plutonium reused the accumulation of natural uranium needed
图12. 铀、钚复用前后天然铀的累积需要量
根据计算得到中发展速度下的RU(为工业用铀，富集度为4.45%)的累积量，到2050年时回收的工业用铀的累积量约为9391 t。由此我们可以得到复用RU前后天然铀的累积需要量的比较，如图11所示。
根据上图可以得到，到2050年时，在RU不复用前天然铀的累积需要量为1,344,360 t，在RU复用后天然铀的累积需要量为1,248,282 t，复用率约为7.15%。由于乏燃料的处理量为所积累的乏燃料的总量的2/3，还有1/3的乏燃料没有处理。这样折算下来的复用率为10.73%，与通过公式计算得到的复用率11.2%基本吻合。
在U，Pu都复用的情景下，复用前后天然铀的累积需要量，如图12所示。在没有对回收铀、回收钚复用前，天然铀的累积需要量为1,344,360 t；在对回收铀、回收钚复用后，天然铀的累积需要量为1,091,964 t。计算得到的复用率为18.8%，2050年前的乏燃料只有2/3得到了后处理，剩下的还在循环周期中，所以折算后的实际的复用率为28.2%。根据法国等采用乏燃料后处理燃料循环方式的国家的经验，对乏燃料进行后处理后大约能够节约20%~30%的天然铀[8]，因此计算的最终结果符合实际情况。
参考文献 (References)
[1] 徐景明. 核燃料循环战略[Z]. 北京: 清华大学核能所, 2007.
[2] 国家发展和改革委员会. 核电中长期发展规划[R]. 北京: 国家发展和改革委员会, 2007.
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NOTES
*资助信息：本研究受到863重点项目(2009AA050705)资助。