乏燃料中间储存

乏燃料中间储存是一种乏燃料近期管理方式，为乏燃料后处理和处置技术开发、政策和法规制定、技术路线讨论和选择、后处理厂选址和建设等预留充裕的时间。乏燃料中间储存设施提供了安全、稳定、可靠的乏燃料储存，其运行和维护主要依赖于适当的设计和建造。设计的基本要求是保证乏燃料在接收、吊装、储存和回取时没有不适当的健康、安全或环境风险。为达到这个基本要求，应进行设施的安全评估，评估的主要内容包括：维持燃料次临界，余热排除，辐射防护，保持密封性。这些特性也应在所有预期运行事件和设计基准事故情况下得以满足。

随着世界各国对后处理政策的调整，乏燃料的储存，特别是中间储存在核燃料循环中的地位日趋重要，中间储存不仅可减小后处理中所遇到的因放射性强而带来的一系列操作问题，而且在经济上也显得更为合理。

乏燃料中间储存主要涉及选择：

（1）干储存或者湿储存；

（2）在堆储存、集中储存或分布式离堆储存。

（1）湿法储存

乏燃料的水池储存是一门成熟的技术，是一种安全可靠的储存方法。因为水具有良好的热传导性能，池水不断地循环冷却，把乏燃料产生的衰变热导出，同时水也是一种屏蔽材料和透明度高的物质，所以可在直视的条件下完成在储存水池中的乏燃料卸料、转运等工作。

（2）干法储存

干容器储存是既经济又高效的乏燃料管理方式。具体的干储存成本取决于所使用的系统类型、国家批准要求和所需的干储存单元容量等等。虽然水池储存是一种成熟的技术，现有反应堆水池已积累丰富的经验，但是，它的经济性存在问题，因为其基建投资和运行、维修费用高。对短期和中期储存而言，与水池比较，金属屏蔽容器因其模块化而具有很大优势。

乏燃料干储存是一种非常灵活的方式，它提供了最方便和有效的乏燃料储存方式，能够适应不同的情况变化。与湿法储存相比，干储存使用气体（通常使用一种惰性气体，如氦气，或一种非活性气体，如氮气，以限制储存中乏燃料的氧化）或空气代替水作为冷却剂，金属或混凝土代替水作为辐射屏障。对实行开放式燃料循环的国家，干储存在研究最终解决方法期间为安全储存乏燃料提供了选择；对许多实行闭式燃料循环的国家，干式储存为实现后处理更好达到国家经济和能源目标提供了更加灵活的选择；对实行两种策略混合的国家，干式储存为他们提供了路线选择的灵活性。

随着核电发展，全世界积累了大量乏燃料。2005年，全世界产生的乏燃料大约是280000 tHM，其中190000tHM处于储存状态。预计2010年储存的乏燃料将达到210000 tHM。2002年，全世界乏燃料储存能力大约是243800tHM。在建24000 tHM，大于全世界乏燃料总量171000 tHM(2003年1月数据)，总量和容量平行增长，充足的储存状况可望得到延续。

美国使用两种储存方法储存乏燃料：乏燃料水池和干容器。美国现有65个反应堆场址。共103座正在运行的核反应堆，都有乏燃料水池。在水池中冷却大约5年后．乏燃料可转移到千储存容器中。容器通常由1个或多个钢、铸铁或钢筋混凝土壳组成，提供防漏和辐射屏蔽。其容量通常为大约10 tHM。干容器储存已经在24个州的35
座核电站取得了许可。根据现今的计划，到2011年，预期65个场址中的51个将拥有干储存设施。2013年将有57个。到2017年，也就是尤卡山计划开放的日期，将有64个反应堆场址拥有干容器储存设施。

在乏燃料政策方面，法国施行的是乏燃料后处理和钚再循环政策，乏燃料后处理产生的钚只以MOX燃料形式
再循环一次，之后进行中间储存。不立即进行后处理。法国只对65%-75%的乏燃料进行后处理，并在大约20个堆中使用MOX燃料。法国并非按照一个一成不变的既定蓝图来发展核燃料循环工业，而是不断评估，在必要时做出重大政策调整。

根据IAEA分析统计，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。

全世界核设施已产生了超过350000 tHM的乏燃料， 并且以每年10500 tHM的速度增加，预计到2020年全球乏燃料量将达到445000 tHM。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，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，只有少数国家掌握乏燃料后处理技术。

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。

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600 tHM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200 tHM 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。世界上主要核电国家都已经开始或扩大乏燃料干式贮存。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。

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图1 阿根廷筒仓式乏燃料干式贮存设施筒仓系统。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。

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（通常为聚乙烯图2 德国生产的乏燃料金属容器）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。

纵观当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。