2050年前我国压水堆核燃料循环模式研究

吴 英，吴 军，穆 强，马续波，曹 博，欧阳晓平

（1.华北电力大学核科学与工程学院，北京102206；2.西北核技术研究所，陕西 西安710024）

我国煤炭资源储量虽据世界第一位，但环境、生产和运输能力却严重制约了燃煤机组的过多发展。水力资源较为丰富，但开发程度已经很高。风电与太阳能光伏发电价格昂贵，尚存在并网难等瓶颈。生物质能发电技术还不成熟。因此需要大力发展稳定且技术相对成熟的核电，满足电力需求，优化能源结构，保障能源安全。

以2005年岭澳二期开工为起点，我国核电进入了规模化、批量化发展的新阶段。目前全国共有在运营核电机组14台，总装机容量已经达到1 188万千瓦。在建核电机组27台，容量2 989万千瓦，占世界核电在建机组台数的42%，建设规模居全球第一。“十一五”“积极推进核电建设”的方针指引下，我国核电产业取得了长足进步，规模化发展初具成效，自主化、国产化能力大幅提升，具备了安全高效发展的良好基础和条件。承接“十一五”核电良好发展的势头，我国“十二五”国民经济和社会发展规划纲要确定了“在确保安全的基础上高效发展核电”的指导方针。然而，“十二五”规划刚公布就遇上了日本福岛核电事故，引发了我国社会各界对核电安全的广泛关注，对核电发展规模、速度、技术安全性等问题产生了不少疑虑。为吸取福岛核事故的经验教训，我国核能行业认真贯彻落实国务院“3·16”会议精神，为确保我国核电安全、恢复公众信心，实现“十二五”期间核电持续发展做出不懈努力。按照国务院常务会议精神，安全大检查已经结束，《核安全规划》编制工作和《核电中长期规划》调整工作正抓紧进行。从短期看，发展速度的放缓有利于全面审视我国核电安全发展、认真吸取福岛核事故经验教训并采取相应措施。从中长期看，我国核电发展的方针和目标不会变，核电安全发展的基础将更加牢固，核电将为我国能源建设和社会经济发展发挥更大作用。

截至目前已公开发表的关于我国核能发展情景研究方面的文献资料非常有限，已有的仅限于清华大学刘学刚等人在2005年前后依据当时的核电发展形势分别对2020年前[1］、2035年前[2］我国核燃料循环情景做的预测。2007年国务院通过了《国家核电发展专题规划（2005—2020年）》，计划到2020年核电运行装机容量达到4 000万千瓦，并有1 800万千瓦在建项目结转到2020年以后续建。“十一五”期间，随着经济形势的快速变化以及应对国际金融危机的经济刺激计划启动等原因，核电发展规划目标不断地在进行调整，有可能比原计划增加约1倍，达到8 000万千瓦，甚至有学者官员认为核电装机在2020年有超过1亿千瓦的可能。本文根据2011年2月28日在北京发布的中国工程物理研究院重大咨询项目《我国能源中长期（2030、2050）发展战略研究》报告，基于核燃料循环技术研究现状和发展目标，推算了假设的两种可能压水堆乏燃料后处理能力下2050年前我国压水堆核燃料循环可能有的具体模式，并计算了假定模式下的铀资源需求及核废物的提取量。计算结果可为今后我国核燃料循环相关发展策略提供数据参考。

1 铀钚需求及高放废物的产生等量的计算方法

本工作是利用核能发展情景动态分析软件DESAE－2[3］（Dynamic of Energy System－Atomic Energy），完成了2050年前我国核燃料循环的假定模式下铀钚资源的需求及高放废物的提取等量计算。DESAE－2是 DESAE－1的改进版本，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统模型，给出投资、铀需求量、乏燃料的同位素质量、放射性等信息，为下一步对核能系统进行经济、环境、防核扩散等方面评价分析提供数据。DESAE程序包括7种类型的反应堆模型，4种核燃料循环模型。在每种类型的反应堆模型中，定义了38个参数和一个备用参数（材料方面），这些参数主要包括反应堆功率、燃耗、负荷因子、堆芯装载量、装卸料成分等信息。工作中用 DESAE－2[3］软件计算时输入的涉及压水堆堆型的装卸料成分等参数主要是由通用的点燃耗及放射性衰变计算程序ORIGEN－2[4］计算得到的。DESAE[3］软件中核燃料循环模型主要是输入假定的乏燃料后处理能力信息。DESAE－2[3］软件的具体使用方法在其程序说明书35～39页有详细介绍，使用者只需按照各操作步骤输入所要计算的核燃料循环情景信息，最终就能得到感兴趣的计算结果。DESAE[3］软件的正确性已由参考文献[3，5］所证实。

2 2050年前压水堆核燃料循环情景假定

2.1 压水堆模型及装机容量预测

我国现运行及在建的反应堆除秦山三期两台机组是重水堆外其余都是压水堆。我国政府已经明确内陆核电厂一律采用AP1000标准设计机组，并计划批量化建设，因而本文仅考虑我国的两种主流堆型—大亚湾M310和三代AP1000。由于装载30%MOX燃料的压水堆运行技术的安全性和可行性已得到证实，且这种方案较纯铀装载相比更为经济，因此本工作中的M310和AP1000考虑了纯铀装料和30%MOX燃料装载两种情形。M310和AP1000在纯铀装料及30%MOX燃料装载情形下的堆芯基本参数[6－8］见表1。MOX燃料组件的组成是参考文献[9］，由三种不同Pu含量的MOX燃料元件构成，分别为：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给出了MOX燃料中所含Pu的各种同位素成分比[10］。

表1 堆芯基本参数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

《中国能源中长期（2030—2050）发展战略研究》报告指出，2020年核电总装机规模达到7 000万千瓦的目标是可能实现的；2050年，中国核电总装机容量达到4亿千瓦，核电成为电力工业的主流之一。核电发电量占总发电量的比重为24%，核电装机容量占总装机容量的16%。据此，本文采用的我国压水堆装机容量预测如图1所示。

图1 我国压水堆装机容量预测Fig.1 Prediction of new installed capacity of PWR in China

2.2 核燃料循环模式假定

我国始终坚持核燃料闭合循环的技术路线。核电的发展带动了核燃料循环技术的不断进步。目前我国已初步形成了包括铀矿地质勘探、铀矿采冶、铀转化、铀浓缩、元件制造以及乏燃料后处理、放射性废物管理等环节的较完整的核燃料循环工业体系。然而，业内专家也指出，国内核电发展头重脚轻。目前国内重视核电站建设、铀矿资源开发，对核电发展下游重视程度不够。我国尚未建设商业化的后处理大厂，而后续的MOX燃料厂、商业运行的快堆、快堆乏燃料的后处理厂等也都未有大的进展。2010年年底我国第一座动力堆乏燃料后处理中试厂热调试取得成功，说明我国已经掌握后处理技术。然而，一个乏燃料后处理的中试厂建设最短15年。因而预计2025年前后，我国将建成第一个商用乏燃料后处理厂，及其配套的MOX燃料制造厂。

发展MOX燃料是实施核燃料闭式循环战略的必然要求。对于我国这样一个需要大规模发展核能来替代常规能源的国家，当热堆发展具有一定规模时，就应考虑启用快堆，一方面将热堆乏燃料积累的钚制造成快堆用的MOX燃料，从而利用快堆的增殖，生产出更多的易裂变核素239Pu，供压水堆装载MOX燃料用，使铀资源获得最大程度的利用；另一方面，利用快堆将压水堆积累的长寿命废物焚烧掉，让需要地质深埋的废物尽量减少。快堆技术比较复杂，工程开发投资较大，中国原子能科学研究院在国家“863”高技术计划领导下，已完成了我国快堆发展战略和技术路线的研究，并提出我国快堆工程技术分三步发展的建议：第一步，中国实验快堆，热功率6.5万千瓦，电功率2万千瓦，已于2010年7月21日临界，2011年并网成功。第二步，中国示范快堆，电功率约60万千瓦，计划2025年左右运行，并适当推广，目前正处规划建议阶段。第三步，中国商业快堆，电功率100万～150万千瓦，建议2030年左右建成，2035年批量推广。

结合我国核燃料循环技术现状与发展目标，本工作假定2050年前我国压水堆核燃料循环路线为：2024年前采用一次性通过核燃料循环方式，之后采用闭合核燃料循环方式。由于我国的商业快堆略保守预计在2035年批量推广，因而假定2034年前压水堆均采用纯铀装载方式，以便于将2034年前从压水堆乏燃料中提取的Pu全部制成MOX燃料供增殖快堆装料，从而扩大增殖快堆的初始装机容量。2035年以后正在运营的压水堆中部分压水堆采用30%MOX燃料装载方式，其余压水堆均采用纯铀装料。为比较不同后处理能力对核燃料循环的影响，对于2025年后采用闭合核燃料循环方式时的乏燃料后处理能力本文讨论了如下两种情形：情形1，2025年我国建成的商用乏燃料后处理大厂每年能处理冷却时间已够5年的乏燃料800t；情形2，2025年开始我国已具有足够大的乏燃料后处理能力，即压水堆核电站暂存的冷却时间已够5年的乏燃料都能得到及时处理。在图1所示压水堆装机容量预测下，上述两种乏燃料后处理情形对应压水堆乏燃料累积后处理量见图2，2034年前从乏燃料中累积提取的Pu量见表3。

图2 乏燃料累计后处理量Fig.2 Accumulated amount of spent fuel reprocessing

如果2035年我国拟批量运营的商业快堆堆型采用中国原子能科学研究院设计的增殖比为1.2的CFR1000[11］，假定快堆采用冷却时间达2年的乏燃料都能被及时处理的闭式核燃料循环方式，则由中国原子能科学研究院提供的CFR1000快堆参数，用 DESAE－2[3］软件可算得对应压水堆乏燃料后处理情形1、情形2，2034年从乏燃料中累积提取的50t和136t钚可使得2035年开始运营快堆当年的总装机容量最大分别达到约10GWe和27GWe，相应装机容量的CFR1000每年能提供的增殖钚分别约为0.7t和2t。基于压水堆乏燃料后处理的两种不同情形对应Pu的供求估算，本文假定的压水堆核燃料循环具体情景如下。

表3 2034年前乏燃料后处理厂累积提取的钚量Table3 Accumulated amount of plutonium in spent fuel reprocessing plant before 2034 t

情景A：2024年前采用开式核燃料循环方式，之后采用闭合核燃料循环方式（假定2025年之后我国建成的商用乏燃料后处理厂每年能处理800t乏燃料，乏燃料被处理之前的冷却时间不少于5年）。2034年前压水堆均采用纯铀装载方式，2035—2044年正在运营的压水堆中10%的压水堆采用30%MOX燃料装载方式，其余采用纯铀装料；2045—2050年有8%的在运营压水堆装有30%MOX燃料，其余压水堆采用纯铀装料。

情景B：同情景A相比差别在于，2025年后我国建成的后处理厂的处理能力足够大，使得之前积累的冷却时间已够5年的乏燃料都能得到及时处理（假定乏燃料后处理前的冷却时间至少5年）。2034年前压水堆均采用纯铀装载方式，2035—2037年正在运营的压水堆中25%的压水堆采用30%MOX燃料装载方式，其余采用纯铀装料；2038—2039年有30%的在运营压水堆装有30%MOX燃料，其余均采用纯铀装料；2040—2041年有40%的在运营压水堆装有30%MOX燃料，其余60%都采用纯铀装料；2042—2050年有50%的在运营压水堆装有30%MOX燃料，其余均采用纯铀装料。

表4为如采用核燃料循环情景A或情景B，2035—2050年压水堆每年能产生的净钚量或还需要由增殖快堆提供的钚量。

表4 2035—2050年假定A、B情景下压水堆运行每年产生或需要的钚量Table4 Plutonium produced or needed for PWR per year under the condition of assumed modes A and B from 2035to 2050 t／a

为便于比较与分析，本文还计算了上述两种后处理情形下，2050年前我国压水堆都采用纯铀装料的核燃料循环情景。即：

情景A0：同情景A相比差别在于，2035—2050年在运营压水堆都采用纯铀装料。

情景B0：同情景B相比差别在于，2035—2050年在运营压水堆都采用纯铀装料。

3 计算结果与分析

3.1 天然铀与铀分离功的需求

表5和表6分别是根据压水堆核电发展预测，由DESAE－2软件计算得到的我国每年所需天然铀和铀分离功量。图3、图4为2012—2050年累积所需天然铀和铀分离功。计算结果表明，2012—2050年A、B两种情景下所需的天然铀总量分别约为142万tU、127万tU，所需的总分离功分别约为88.6万tSW、81.6万tSW。而对应压水堆纯铀装载的A0、B0两种情景2012—2050年所需的天然铀总量分别约为144万tU、137万tU，所需的总分离功分别约为90.5万tSW、90.4万tSW。可见，压水堆都是纯铀装料的情景B0与情景A0相比，由于年后处理量的提高，使得2012—2050年所消耗的天然铀节省了约5%，两种情景下所需要的铀分离功总量差异不明显。此外，由于情景A中2035—2050年装载30%MOX燃料的压水堆规模较情景B明显小，因而情景A与相应的压水堆都采用纯铀装载的情景A0相比，天然铀及铀分离功的节省程度不如情景B与情景B0间相比时那么显著（与纯铀装载的情景A0相比，采用情景A则2012—2050年所消耗的天然铀和铀分离功都节省了约2%；与纯铀装载的情景B0相比，采用情景B则2012—2050年所消耗的天然铀和铀分离功分别节省了近8%和10%）。由上述比较可知，核燃料闭合循环中乏燃料后处理能力的提高可以通过扩大装有MOX燃料压水堆的运营规模，更有效地节省铀资源。

表5 压水堆核电站每年对天然铀的需求量Table5 Natural uranium needed for PWR per year tU／a

表6 压水堆核电站每年所需的铀浓缩能力Table6 Separation work needed for PWR per year tSW／a

图3 天然铀的累积消耗Fig.3 Accumulated amount of natural uranium needed for PWR

图4 铀浓缩能力的总需求量Fig.4 Accumulated amount of separation work needed for PWR

2012—2050年情景B较情景A节省的约15万吨天然铀和7万吨铀分离功发生在核燃料循环情景A与情景B存在差异的2025—2050年。2025—2050年核燃料循环情景B（消耗的天然铀总量约106万tU、累积的总分离功约69.2万tSW）较情景A（消耗的天然铀总量约124万tU、累积的总分离功约77.8万tSW）所消耗的天然铀总量和所需总的铀分离功分别节省了约15%和11%。

3.2 核废物的获取量

（1）乏燃料中提取的MA量

表7为从卸出的乏燃料中提取的次锕系（Minor Actinide，简写为 MA）总量。可见，到2050年止，如采用乏燃料年后处理量相对少的情景A或情景A0，则MA的提取量较后处理量较大的情景B或情景B0明显少很多。此外，乏燃料后处理能力相同时，压水堆装有MOX燃料的情景中提取的MA总量较压水堆纯铀装载的情景中提取的MA总量少一些，减少的程度取决于核燃料循环情景中装有MOX燃料的压水堆运营规模。装有MOX燃料的压水堆运营规模越大，则相对于相应的纯铀装载情景MA的提取量减少程度就越明显。

（2）乏燃料中提取的I和Tc量

表8为从卸出的乏燃料中提取的I和Tc总量。可见，I和Tc的总提取量主要取决于乏燃料后处理能力，而与压水堆是否装载MOX燃料关系不大。

表7 压水堆乏燃料后处理厂累计提取的MA量Table7 Accumulated amount of MA in spent fuel reprocessing plantt

表8 压水堆乏燃料后处理厂累计能提取的I和Tc量Table8 Accumulated amount of I and Tc in spent fuel reprocessing plant t

4 结论

假定2020年我国压水堆总装机容量达到7 000万千瓦，2050年我国压水堆总装机容量达到4亿千瓦，用DESAE－2程序计算了四种假定的核燃料循环模式，即情景A（2024年前为开式核燃料循环，2025年之后采用年后处理能力800t的闭合循环，乏燃料后处理前的冷却时间不低于5年。2034年前压水堆均采用纯铀装载方式，2035—2044年正在运营的10%的压水堆采用30%MOX燃料装载方式，其余90%的压水堆采用纯铀装料；2045—2050年正在运营的8%的压水堆采用30%MOX燃料装载方式，其余92%的压水堆采用纯铀装料）、情景B（2024年前为开式核燃料循环，2025年之后采用后处理能力足够大的闭合循环，乏燃料后处理前的冷却时间不低于5年。2034年前运行的压水堆全部是纯铀装料，2035—2037年正在运营的压水堆中25%的压水堆采用30%MOX燃料装载方式，其余采用纯铀装料；2038—2039年有30%的在运营压水堆装有30%MOX燃料，其余均采用纯铀装料；2040—2041年有40%的在运营压水堆装有30%MOX燃料，其余60%都采用纯铀装料；2042—2050年有50%的在运营压水堆装有30%MOX燃料，其余均采用纯铀装料）、情景A0（2024年前为开式核燃料循环，2025年之后采用年后处理能力800t的闭合循环，乏燃料后处理前的冷却时间不低于5年。2050年前运行的压水堆全部是纯铀装料）、情景B0（2024年前为开式核燃料循环，2025年之后采用后处理能力足够大的闭合循环，乏燃料后处理前的冷却时间不低于5年。2050年前运行的压水堆全部是纯铀装料）下铀需求及高放核废物的提取量。

2012—2050年，若采用假定的核燃料循环模式A、B、A0、B0，我国压水堆对天然铀的累积需求分别为142万tU、127万tU、144万tU和137万tU。到2050年如采用核燃料循环模式A、B，则相应我国压水堆对铀浓缩能力的需求将分别达到每年41 876tSW和35 663tSW；累积提取的 MA总量分别约为41.7t和98.8t，累积提取的裂变产物I和Tc总量约为1 363t和4 085t。

我国属于相对贫铀国，因而要满足我国核电发展目标，必然要以大部分原料取之于国外为基础。本工作的计算与分析表明，能否建设与我国压水堆装机容量匹配的乏燃料后处理厂，决定了我国能否最大程度地节省铀资源。

致谢

文中用DESAE软件计算时涉及的CFR1000快堆参数由中国原子能科学研究院提供。感谢华北电力大学核科学与工程学院陆道纲教授为本工作的顺利进行而提供的大力支持和帮助。本工作得到国家“863”项目（No.2009AA050701）资助。

[1]刘学刚，徐景明，朱永贝睿.2020年前我国核燃料循环情景初步研究 [J］.核科学与工程，2005，25（2）：124－130.

[2]刘学刚，徐景明，朱永贝睿.我国核电发展与核燃料循环情景研究[J］.科技导报，2006，24（06）：22－25.

[3]Tsibulskiy V F，Davidenko V D，Subbotin S A.The interactive model for quantitative assessment of nuclear energy system key indicators.Code DESAE[R］.IAEA BC：5380.170.3538.A2010221.IPINRFC.200341575，2004.

[4]Groff A G. Origen2.1：Isotope Generation and Depletion Code Matrix Exponential Method[R］.CCC－371，Oak Ridge National Laboratory Oak Ridge，Tennessee，1996.

[5]S.Untermeyer，J.T. Weils， Heat generation in irradiated uranium [R ］. Report ANL－4790，AESD－3454.

[6]广东核电培训中心.900MW压水堆核电站系统与设备[M］.北京：原子能出版社，2005：48－73.

[7]林诚格，郁祖盛，等.非能动安全先进压水堆核电技术（上册）[M］.北京：原子能出版社，2010.

[8]Carbajo J J，Yoder G L，Propov S G，et al.A review of the thermophysical properties of MOX and UO2fuels[J］.Journal of Nuclear Materials，2001，299（3）：181－198.

[9]吴宏春，局海涛，姚栋 .复杂几何燃料组件的参数计算[J］.原子能科学技术，2006，40（4）：433－438.

[10]Robert J，Fetterman.AP1000core design with 50%MOX loading.Annals of Nuclear Energy[J］.2009，36：324－330.

[11]中国原子能科学研究院.中国1 000MWe快堆核电站（CFR－1000）方案设计[R］.