什么是核燃料循环？
通俗地讲，核燃料循环指的是，核燃料从“生”到“死”所经历的一系列过程。它最早在铀矿石中诞生，然后经过开采、加工提纯浓缩后，被制成燃料元件送到反应堆中“焚烧”，像极了石头缝里蹦出来的孙悟空，历经炼丹炉的千锤百炼。如同孙悟空练就了“光芒四射”的火眼金睛，核燃料经过反应堆焚烧之后也极具放射性，这就是所谓的乏燃料。
在核燃料循环过程中核燃料经历的一系列形态
根据不同的循环策略，接下来对待乏燃料的方式是不一样的，有些国家视之为核废料，也有些国家认为其并非一无是处。但不管是哪种循环策略，最终一步，对宣判“死亡”的核燃料进行最终处置都是必须的。
两种核燃料循环策略：开式 or 闭式
当今世界上有两种核燃料循环策略，一种是开式循环，一种是闭式循环。两者之间的主要区别就在于何时宣判核燃料的“死亡”。
开式燃料循环：在核燃料经过反应堆焚烧，形成乏燃料之时，即宣判了核燃料的死亡，然后将其作为“核废料”进行“土葬”。
闭式燃料循环：与开式循环不同，乏燃料的形成并不意味着核燃料“生命的告终”。乏燃料中的有用的成分如铀、钚等元素可以进行提取再次循环利用，从而进入到下一个“生命轮回”。而剩下的不能再次利用的元素直接进行“土葬”，或者利用当前正在开发的“焚烧”技术（嬗变技术）进行“火化”后再“土葬”。
由此可见，开式循环与闭式循环的区别主要体现在对乏燃料的处理上：开式循环把乏燃料视为核废料，而闭式循环则认为乏燃料中有“宝贝”，应取其精华，去其糟粕。
闭式循环更胜一筹
实际上，“核废料”是一种形象的说法，属于放射性废物的范畴，根据国际原子能机构（IAEA）的分类，按放射性水平由低到高可分为六个等级，其中最高等级的放射性水平在10^4-10^6 TBq/m3之间。从核电站反应堆堆芯中卸下来的乏燃料，如果不进行后处理，就处于这一水平。仅150公斤的这种高放废料，需要整条长江100余年的水流量稀释，才能达到排放标准。
而高放的乏燃料中还有很多有用元素如铀、钚等，与其当作废料“丢弃”（开式循环）不如进行回收再次加工成燃料（闭式循环），继续为人类造福。这样不仅大大提高了核燃料的利用率，而且可以将高放核废料的体积减小约6-7倍。
以一座百万千瓦的反应堆估算，每年需装载30吨左右的核燃料，而卸出的乏燃料中包括可循环利用的235U和238U约23.75吨、钚（Pu）约200kg，铀和钚的数量相当可观，可回收的价值极高，要知道1千克铀235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。
以2014年全世界一年产生约1万吨乏燃料为标准计算，开式循环需要全世界每7年就要建造一座规模相当于美国尤卡山库（设计库容7万吨）的地质处置库。而采取闭式燃料循环对乏燃料进行处理之后，会大大减少对高放废物处置库的需求。
由此可见，在核能的可持续发展方面，闭式燃料循环更胜一筹，有利于破解当前核电可持续发展面临的两大关键问题，即核废料的处理问题和核燃料的供给问题。
主要核电国家采用哪种方式呢？
开式循环最初由美国人提出来，这种方法操作简单又能防核扩散。目前采取这种策略的国家主要有美国、加拿大、芬兰等。但大多核电大国不赞成这种“简单粗暴”的方式，因为乏燃料里的“宝贝”太珍贵了，如果直接丢弃实在可惜。
各主要核电国家的核燃料循环策略（来源：世界核协会）
像法国、俄罗斯、英国、日本、印度、比利时、中国等主要核电大国都坚持采用闭式循环路线。但并非都具备乏燃料的后处理能力，目前只有少数国家在本土建成配套的核燃料循环体系，法国是其中之一。
世界各国商业后处理能力（来源：世界核协会）
已经建成的法国阿格后处理厂年处理能力可达到1700 吨，已安全运行45年，后处理能力不仅满足国内需求，同时能够为日本、西班牙、瑞典等其他国家提供服务。因此，法国常常成为国际同行的参照。
除了“开式循环”和“闭式循环”外，还有一种不能称之为选择的选择，就是“等等看“。“等等看”就是看核电发展的形势，怎么最“有利”就怎么干。而实际上，这种投机取巧的观望态度看似“聪明”却不利于问题的解决。照此发展下去，乏燃料逐年堆积，安全隐患极大。
中国坚持走核能可持续发展之路
早在上世纪80年代，我国就已坚定地提出了核能发展“三步走”（即压水堆-快堆-聚变堆）的可持续发展道路，并确定了核燃料闭式循环战略。国防科工局会同有关部门制定了“中试规模-示范规模-工业规模”的发展路线。目前国内唯一一家有能力实行后处理项目的公司中核集团成为这一路线的主要推动者。
面对国内乏燃料后处理的紧迫形势，我国历经20余年磨难，自主设计和建设的乏燃料后处理中试厂终于在2010年底热试成功，为后续设计、建造商用后处理厂提供了必要的设计依据和运行经验。在自主研发的同时，中国和法国也一直就后处理大厂的技术引进和合作进行谈判，预计在2030年建成具备800吨乏燃料后处理大厂。
除了坚持闭式燃料循环策略之外，中国还积极开展核废料“分离-嬗变”研究，也就是上面提到的“火葬”技术，即首先将乏燃料中的铀与钚分离出来回收利用，然后通过“嬗变”将乏燃料中长寿命、高放射性裂变产物和次锕系元素变为中短寿命、低放射性或稳定核素，这样放射性持续时间将减小为300-700年，最终需要深地质埋藏的废料将减小为一次通过的1/50。要达到嬗变的条件，中子速度需要达到9900000米/秒，而普通核电站内参与核反应的中子速度仅约为2200m/s，研究表明这样的条件可以在“快中子反应堆”和“强中子源驱动的次临界反应堆系统”实现，而这两种系统目前在中国都在开展研究。
值得指出的是，在今年4月份，国家发改委、国家能源局下发的《能源技术革命创新行动计划（2016-2030年）》中，明确将“乏燃料后处理与高放废物安全处理处置技术创新”作为重点任务之一。为实现核能的可持续发展，中国正在努力啃下“后处理”这块硬骨头！
参考资料：
1. Classification of Radioactive Waste. General Safety Guide, No. GSG-1. IAEA, 2009.
2. Nuclear Wastes, World Nuclear Association.
http://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-wastes.aspx
3. 能源杂志:主要核电国家如何处理乏燃料？
4. 2015 年核技术评论, GC(59)/INF/2. IAEA, 2015.
5. 《能源技术革命创新行动计划（2016-2030年）》.国家发改委/国家能源局, 2016.
原标题：解读｜核燃料循环 ：探秘核燃料的“生死轮回”
