（1）“一次通过循环”和“闭式循环” 核能系统的核燃料循环（铀/钚燃料循环）是指与裂变材料在裂变堆中的利用有关的活动，也就是指从铀矿开采到核废物最终处置的一系列工业生产过程，它以反应堆为界分为前、后两段。核燃料在反应堆中使用之前的工业过程称为核燃料循环前段，它包括铀矿勘查开采、矿石加工冶炼、铀浓缩和燃料组件加工制造；核燃料从反应堆卸出后的各种处理过程称为核燃料循环后段，它包括乏燃料中间储存、乏燃料后处理、回收燃料（Pu和U）再循环、放射性废物处理与最终处置。回收燃料可以在热中子堆（热堆）中循环，也可以在快中子堆（快堆）中循环，统称核燃料“闭式”循环。如果乏燃料不进行后处理而直接处置，则称为“一次通过”循环。
众所周知，热堆核燃料“一次通过”循环的铀资源利用率为1%；热堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高0.2～0.3倍；快堆核燃料闭合循环可使铀资源的利用率提高50～60倍甚至更多。
目前，国际上对于采用核燃料闭合循环还是“一次通过”循环尚无共识。尽管按照目前的铀价和估计的铀资源，“一次通过”循环的经济性略优于闭合循环，但从可持续发展的角度出发，为了充分利用铀资源和减少核废物体积及其毒性，核燃料闭合循环（或循环经济）是必由之路。
核燃料“一次通过”方式不符合核能可持续发展战略。应该说，“一次通过”循环是最为简单的核燃料循环方案，但该方案存在如下问题：①铀资源问题。根据最新公布的数据，地球上已知常规铀资源（开采成本低于130美元/kg）的铀储量为459万t。按目前全世界核电站的燃料使用规模[（6～7）万t/年]，这些铀资源仅能使用60～70年。当然，随着勘探技术的改进，今后有可能发现更多的经济可开采的铀资源，但其总量毕竟有限。“一次通过”循环方式的铀资源利用率低，约为1%，而作为废物处置的乏燃料中仅有约4%为高放废物（裂变产物（FP）及次锕系核素（MA）），约96%为可利用的铀（U）和钚（Pu），将乏燃料中大量的资源与少量的废物一起直接处置，将不仅增加废物处置体积，还将浪费宝贵资源。②环境安全问题。由于乏燃料中包含了所有的放射性核素，要在处置过程中衰变到低于天然铀矿的放射性水平，将需要10万年以上。所以，“一次通过”方式对环境安全的长期威胁极大。
长期以来，美国一直是乏燃料“一次通过”方案的倡导者。直到前几年，MIT和哈佛大学的一些学者还强调，乏燃料“一次通过”是燃料循环的最佳方案。但是，在美国2006年2月提出的“全球核能合作伙伴”（GNEP）倡议中，美国明确表示乏燃料“一次通过”之路实际上走不通，从而否定了20世纪70年代“冻结快堆和后处理”的核能政策。美国希望将乏燃料再循环，利用超铀元素的能量，而不是将其作为废物处置掉，即只是将分离出的裂变产物进行地质处置。这样，需要地质处置的废物体积可以大大减小，减少废物固化体的热负荷，从而改善处置库的释热管理，减少需要地质处置的长寿命核素总量。美国人认为，如果GNEP计划得以实施，则美国在21世纪只需一个地质处置库就够用了。我国也有一些专家支持“一次通过”的方案。但是，现在美国能源部出来否定自己原先制定的乏燃料“一次通过”的政策，它代表了美国政府的立场，无疑具有权威性。美国政府最近在燃料循环政策方面的逆转，从另一个侧面证明了法国、俄罗斯、日本、印度和中国等国多年来坚持的闭式燃料循环的政策符合核能可持续发展战略，因而是一个正确的选择。
核燃料闭式循环是实现核能可持续发展的保证。核能可持续发展必须解决两大问题，即铀资源利用的最优化和核废物的最少化。目前国际上已达到商用化水平的热堆燃料循环可部分地实现分离钚（Pu）和铀（U）的再循环，从而适度地提高铀资源的利用率和减少核废物体积。从20世纪90年代开始研究开发的“先进核燃料循环”体系是对现有核能生产及其燃料循环体系的进一步发展，它是现有的热堆燃料循环与将来的快堆或加速器驱动系统（ADS）燃料循环的结合。随着快堆和ADS燃料循环的逐步引入，今后的先进后处理技术将能够处理热堆和快堆-ADS乏燃料，实现铀（U）、钚（Pu）和锕系核素（MA）的闭合循环，从而在充分利用铀资源的同时，实现核废物体积和毒性的最少化。
（2）热堆核燃料闭合循环 热堆闭合循环可适度提高铀资源利用率和减少放射性废物体积。热堆核燃料闭合循环方式是通过后处理将热堆乏燃料中的钚（Pu）和铀（U）提取出来，回到热堆进行再循环，以提高铀资源利用率。
热堆电站乏燃料中大约含有95%的铀（U）、1%的钚（Pu）、4%的裂变产物（FP）与锕系核素（MA）。经后处理得到的钚与贫化铀混合，制成铀钚混合氧化物（MOX）燃料。MOX燃料中的钚含量受热堆反应性的限制，由于钚239裂变时发射的缓发中子数目远低于铀235所发射的，故MOX燃料中的钚含量不能太高，以免反应堆失控。MOX燃料中钚含量一般为5%～10%（其中易裂变钚239的含量为60%～65%），其使用效果相当于铀235富集度为4.5%的UO2燃料。此举可节省2.5%～3%的分离功。粗略估算，7tUO2乏燃料后处理得到的钚（约70kg）可制成1t MOX燃料。
铀钚混合氧化物（MOX）燃料在堆芯的装载量为1/3时，反应堆设计无需改变。一般而言，1t MOX燃料（70kg钚）在热堆电站中可以消耗约33%钚（23kg），但有10%（7kg）转变为次锕系核素。这表明钚在热堆中循环一次可以使铀资源的利用率提高约20%。如果分离出的铀（U）也回到热堆中循环，铀资源的利用率还能提高约10%。
由于热堆燃料循环仅能使铀资源的利用率提高0.2～0.3倍，循环过程又受到许多限制，故其对核能可持续发展的贡献是相当有限的。
（3）快堆核燃料闭合循环 快堆核燃料闭合循环是核能可持续发展的根本出路。核裂变能的可持续发展取决于铀资源利用的最优化和核废物的最少化，快堆及其燃料闭合循环恰好能同时满足这两个要求。
如前所述，核燃料在热堆中“一次通过”，铀资源的利用率约为1%；热堆闭合循环仅能使铀资源的利用率提高0.2～0.3倍。而采用快堆闭合循环，一般认为可使铀资源的利用率提高50～60倍。由此可见，只有发展快堆及其燃料循环系统，才能充分利用铀资源，实现核能的大规模可持续发展。
在20世纪60～70年代核能发展的早期，人们以为核电会迅速发展。考虑到地球上铀资源难以满足热堆电站的长期使用，核燃料快堆闭合循环在核工业发展的初期就被视为核能发展的最佳方案。只是由于在过去的20～30年核能发展的速度远比预期的低，快堆电站的技术、经济性能也尚不能与热堆电站相比，导致了快堆商用化的进程大大推迟和分离钚的大量积累（目前已达200t左右）。为了降低分离钚的存量及其核扩散风险，一些国家转而实施钚在热堆中再循环的方案。
最近的研究表明，经历了20余年的停滞之后，核能正在复苏并将会在今后的几十年内得到较大发展。最近，美、俄核专家声称世界将进入“新的核纪元”。如前所述，按目前全世界核电站（363GWe）对核燃料的使用水平，地球上已探明的常规铀资源（130美元/kg）仅能使用60～70年；即使实现钚的热堆循环，也只能维持80～100年。据IAEA组织的INPRO计划的预测，2020年和2050年，全世界核电装机容量将分别达到600GWe和1700GWe。显然，如果不走快堆增殖燃料之路，地球上已探明的常规铀资源将无法满足今后世界核能发展的需要。
在快中子谱条件下（包括快中子临界堆和次临界堆），所有锕系核素都具有一定程度的裂变性能。所以，快堆不仅可以焚烧钚（Pu）的各种同位素，而且可以嬗变MA。LLFP的嬗变依赖于热中子俘获反应，在快堆包裹层中建立热中子区即可实现LLFP（如Tc-99和I-129）的嬗变。由此可见，通过快堆核燃料闭合循环（包括分离-嬗变），不仅可以充分利用铀资源，实现铀资源利用的最优化，还能最大限度地减少高放核废物的体积及其放射性毒性，实现核废物的最少化。(www.xing528.com)
（4）核燃料循环的现状与发展趋势 目前国际上热堆核燃料闭合循环技术已经成熟，并已形成完整的工业体系，其中前段技术已形成多样化的国际市场，燃料循环后段则主要由国家主导。国际上快堆核燃料循环（除MOX燃料制造之外）尚处于研究开发阶段，离商业应用仍需20～30年时间。
我国于20世纪60～70年代建立的军工核燃料循环体系无法满足我国核能发展的需求。我国在核燃料循环前段尽管已具备工业生产能力，但在铀矿勘查、矿冶、铀浓缩、高性能燃料组件制造等技术方面仍需改进和提高，在核燃料循环后段方面与国外的差距较大。
核燃料后处理分离体系极为复杂，操作的放射性水平极高，因而技术操作难度极大。乏燃料后处理Purex流程起初是为生产核武器用钚而发展起来的。后来，国际上动力堆乏燃料的后处理仍然采用Purex流程，只是随着燃耗的提高，动力堆乏燃料后处理的技术难度更高。
美国是最早建成军用和商用后处理工厂的国家。1978年，美国政府以防止核扩散为由，冻结商用后处理厂，但后处理技术发展始终未停。英、法、俄、印已建成，并运行商用后处理厂，日本的商用后处理厂于2005年投产。目前全世界的商用后处理能力为4000t/年左右，约占全世界核电站乏燃料年卸出量的1/3。各国已积累的运营经验表明，后处理已是一种成熟的技术。
为适应未来的要求，后处理厂将具有更高的可靠性、安全性和经济性。为此，对后处理工艺、设备、控制等的研究开发工作仍在进行。
除了对以铀（U）、钚（Pu）分离为基础的常规后处理Purex流程进行改进（如简化流程、采用无盐试剂等）之外，考虑到MA和LLFP的分离-嬗变，近年来国际上提出了“先进后处理”概念。“先进后处理”概念可以通过两种方案得以实现，即全分离方案和“后处理-高放废液分离”方案。
全分离方案是从U、Pu、MA和LLFP全分离角度出发，提出全新的全分离流程，该方案实施难度较大。
“后处理-高放废液分离”方案是在改进Purex流程（如增加Np和Tc等的分离）的基础上，从高放废液中分离出三价MA。国际上大都采取“后处理-高放废液分离”方案，其优点是可以在现有后处理厂的基础上建设高放废液分离工厂，技术比较成熟，易于实施，投资费用较低。
美国正在开发的Urex流程也有一定特色，该流程与Purex流程的主要差异在于，Pu和Np不与U共萃取而进入高放废液，再采用干法过程分离Pu、MA和LLFP。
总之，“先进后处理”所涉及的方案及流程在国际上均处于研究开发阶段，尚需10年左右时间实现商用化。
实现以快堆为龙头的闭合燃料循环的商用化是大规模可持续发展核裂变能的关键。预计再经过约20～30年的努力，国际上快堆及其先进的燃料闭合循环技术有可能达到商用化。
快堆燃料循环系统包括快堆乏燃料后处理和快堆燃料制备等。由于快堆燃料的燃耗很高，放射性辐射很强，释热率很高，可能使传统的水法后处理技术难以胜任而不得不转向干法后处理。干法后处理的优点在于试剂耐辐照性能好、流程设备简单、成本较低、有利于防扩散等。干法后处理被视为下一代乏燃料后处理的候选技术，但多数国家仍处于实验室研究阶段，只有美、俄两国已达到中试规模或半工业规模而处于世界领先地位。在快堆燃料方面，国际上比较成熟的是MOX燃料技术，但MOX燃料的增殖性能较差（增殖比1.28，倍增时间16年）。为了缩短增殖周期，还必须研究开发金属合金燃料（增殖比1.63，倍增时间6年）。目前世界上只有美国掌握了U-Pu-Zr金属合金燃料的加工技术，日本利用美国技术正在开展金属合金燃料的工业规模应用试验。
在快堆核能系统的研究开发方面，日本于1999年启动的商用快堆循环的可行性研究计划具有代表性。该计划的两大目标是：①充分利用快堆循环系统的优势，在确保安全的前提下实现其经济竞争性，从而明确商用快堆循环的商用发展前景。②建立若干技术系统，促使快堆循环系统成为今后的重要能源。日本拟定了一项包括四个阶段的研究计划。第一阶段（1999～2000年），评价各种具有创新性的技术方案，筛选若干有用的快堆循环体系概念，并制订出必要的研究开发计划；第二阶段（2001～2005年），在考虑工程规模实验数据的基础上，将若干快堆、后处理和燃料制备作为整体的快堆循环系统进行评价与优化，筛选出几个最有希望的快堆循环概念体系，并提出方案实施的“路线图”；第三、四阶段（2006～2015年），对每阶段（5年）的工作进行检查与评估，在2015年之前优化出具有经济竞争性的快堆循环技术体系。日本的快堆开发思路是，打通快堆循环系统的所有环节，为快堆核能系统的商用化铺平道路。
印度的快堆发展计划也不孤立地局限于快堆研究本身，而是对快堆技术及整个燃料循环体系的所有环节都开展较为深入的研究，从而使快堆技术与相关的燃料制备、后处理及燃料再循环、废物处理、核安全等技术得到了同步协调发展，实现快堆及其燃料循环体系的整体发展。
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