编者按：本文最初刊登于《大众科学》杂志 2005 年 12 月号。
尽管公众长期以来对核能的安全性感到担忧，但越来越多的人意识到，核能可能是产生大量电力最环保的方式。包括巴西、中国、埃及、芬兰、印度、日本、巴基斯坦、俄罗斯、韩国和越南在内的几个国家正在建造或计划建造核电站。但这种全球趋势尚未扩展到美国，美国上一个此类设施的工作大约在 30 年前开始。
如果合理开发，核能可以真正实现可持续发展且基本取之不尽，并且可以在不加剧气候变化的情况下运行。特别是，一种相对较新的核技术可以克服当前方法的主要缺点——即对反应堆事故的担忧、核燃料被转移用于高破坏性武器的可能性、危险的长寿命放射性废物的管理以及全球经济上可用的铀储量的枯竭。这种核燃料循环将结合两项创新：高温冶金处理（一种将反应堆废物回收为燃料的高温方法）和能够燃烧该燃料的先进快中子反应堆。通过这种方法，产生的废物的放射性可以在几百年内降至安全水平，从而消除了隔离废物数万年的需要。
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为了使中子有效地引起核裂变，它们必须以慢速或极快的速度行进。大多数现有的核电站都包含所谓的“热反应堆”，它们由在其堆芯内反弹的相对低速（或能量）中子驱动。尽管热反应堆产生热量并因此产生电力的效率很高，但它们无法最大限度地减少放射性废物的输出。
所有反应堆都是通过分裂重金属（高原子量）原子的原子核来产生能量，主要是铀或铀衍生的元素。在自然界中，铀以两种同位素的混合物形式存在，即易裂变的铀 235（被称为“易裂变”）和更稳定的铀 238。原子反应堆中的铀燃烧既由中子点燃又由中子维持。当一个易裂变原子的原子核被中子击中，特别是被一个慢速移动的中子击中时，它很可能会分裂（裂变），释放出大量的能量和其他几个中子。其中一些发射出的中子随后会撞击附近的其他易裂变原子，导致它们分裂，从而引发核链式反应。产生的热量被输送到反应堆外，在那里将水变成蒸汽，用于运行驱动发电机的涡轮机。
铀 238 不是易裂变的；它被称为“可裂变”是因为它有时会在被快中子击中时分裂。它也被称为“可育”，因为当铀 238 原子在没有分裂的情况下吸收一个中子时，它会转变为钚 239，钚 239 与铀 235 一样是易裂变的，可以维持链式反应。经过大约三年的使用，当技术人员通常因为与辐射相关的退化和铀 235 的耗尽而从当今的反应堆中取出乏燃料时，钚贡献了该电站产生的一半以上的电力。
在热反应堆中，快中子是由附近的低原子量原子（例如流经反应堆堆芯的水中的氢）减速（或减速）。在运行的约 440 个商业核反应堆中，除两个之外的所有反应堆都是热反应堆，其中大多数（包括美国的 103 个动力反应堆）都采用水来减缓中子并将裂变产生的热量输送到相关的发电机。这些热系统中的大多数都是工程师所说的轻水反应堆。
在任何核电站中，重金属原子都会随着燃料的“燃烧”而被消耗掉。即使核电站一开始使用的燃料已经富集了铀 235 的含量，但大多数易裂变的铀在三年左右后就会耗尽。当技术人员取出乏燃料时，其中潜在可裂变的原子（铀 235、钚和铀 238）中只有大约二十分之一被消耗掉，因此所谓的乏燃料仍然包含其原始能量的 95% 左右。此外，在浓缩过程中（在此过程中，铀 235 的浓度会大大提高），只有大约十分之一的开采铀矿被转化为燃料，因此在当今的电站中，矿石总能量含量的不到百分之一被用来发电。
这一事实意味着，当前热反应堆的乏燃料仍然有可能引发许多核燃烧。由于世界上的铀供应有限，并且热反应堆数量的持续增长可能会在几十年内耗尽现有的低成本铀储量，因此丢弃这些乏燃料或浓缩过程遗留的“尾矿”毫无意义。
乏燃料由三类材料组成。裂变产物约占乏燃料的 5%，是真正的废物——如果可以的话，是裂变燃烧后的灰烬。它们包含重原子分裂时产生的一系列较轻的元素。这种混合物在最初的几年里具有高度放射性。大约十年后，放射性主要由两种同位素主导，即铯 137 和锶 90。两者都溶于水，因此必须非常安全地保存。大约三个世纪后，这些同位素的放射性会降低 1000 倍，到那时它们几乎变得无害。
铀占乏核燃料的大部分（约 94%）；这是未裂变的铀，它已经失去了大部分的铀 235，并且类似于天然铀（其中只有 0.71% 是易裂变的铀 235）。这种成分的放射性很低，如果与裂变产物和乏燃料中的其余物质分离，则可以很容易地安全地存储在轻度保护的设施中以备将来使用。
其余的材料（真正令人不安的部分）是超铀成分，即比铀更重的元素。这部分燃料主要是钚同位素的混合物，其中含有大量的镅。尽管超铀元素仅占乏燃料的 1% 左右，但它们是当今核废料问题的主要来源。这些原子的半衰期（放射性减半的时间段）长达数万年，这一特征导致美国政府监管机构要求在内华达州尤卡山计划建造的高放射性核废料储存库将乏燃料隔离 10000 多年。
过时的策略
早期的核工程师预计，热反应堆乏燃料中的钚将被移除，然后在快中子反应堆中使用，快中子反应堆被称为快增殖堆，因为它们的设计目的是生产比消耗更多的钚。核能先驱还设想了一种能源经济，其中将涉及钚的公开贸易。然而，钚可以用来制造炸弹。随着核技术扩展到主要超级大国之外，这种潜在的应用引起了人们对原子武器不受控制地扩散到其他国家甚至恐怖组织的担忧。
1968 年的《核不扩散条约》部分解决了这个问题。希望获得核能技术益处的国家可以签署该条约并承诺不获取核武器，武器持有国同意在和平应用方面协助其他国家。尽管此后有一批国际检查员一直在监督成员国遵守该条约的情况，但该国际协议的有效性参差不齐，因为它缺乏有效的权威和执行手段。
核武器设计人员需要具有非常高的钚 239 同位素含量的钚，而商业发电厂的钚通常含有大量的其他钚同位素，这使得它很难用于制造炸弹。然而，使用乏燃料中的钚来制造武器并非不可想象。因此，吉米·卡特总统于 1977 年在美国禁止了民用核燃料后处理。他的理由是，如果不从乏燃料中回收钚，就不能用它来制造炸弹。卡特还希望美国为世界其他国家树立榜样。然而，法国、日本、俄罗斯和英国没有效仿，因此在一些国家，用于发电厂的钚后处理仍在继续。
一种替代方法 当禁令发布时，“后处理”是 PUREX（即钚铀萃取）方法的同义词，这是一种为满足原子武器对化学纯钚的需求而开发的技术。然而，先进的快中子反应堆技术允许一种替代的回收策略，该策略在任何阶段都不涉及纯钚。因此，快反应堆可以最大限度地降低能源生产产生的乏燃料被用于武器生产的风险，同时提供一种独特的从核燃料中榨取最大能量的能力。法国、日本、俄罗斯、英国和美国已经建造并使用了几座此类反应堆用于发电，其中两座仍在运行 [参见詹姆斯·A·莱克、拉尔夫·G·贝内特和约翰·F·科特克的《下一代核能》；《大众科学》2002 年 1 月刊]。
快堆能够比热堆从核燃料中提取更多能量，因为它们的快速移动（高能量）中子比慢速热中子更有效地引起原子裂变。这种效率源于两种现象。在较慢的速度下，更多的中子在非裂变反应中被吸收并损失掉。其次，快中子的较高能量使其更有可能使像铀 238 这样的可裂变重金属原子在被撞击时发生裂变。正因为如此，不仅铀 235 和钚 239 在快堆中容易发生裂变，而且相当一部分较重的超铀原子也会发生裂变。
水不能用于快堆中来带走堆芯的热量——它会减慢快中子的速度。因此，工程师通常使用液态金属（如钠）作为冷却剂和热量传递介质。液态金属比水有一个很大的优势。水冷系统在非常高的压力下运行，因此一个小泄漏可能会迅速发展成大量的蒸汽释放，甚至可能导致严重的管道破裂，从而迅速损失反应堆冷却剂。然而，液态金属系统在大气压力下运行，因此它们发生重大泄漏的可能性要小得多。尽管如此，钠如果暴露在水中会着火，因此必须小心管理。多年来，在处理该物质方面积累了相当多的工业经验，并且管理方法也得到了很好的发展。但钠火灾确实发生过，而且肯定还会发生。1995 年，日本的“文殊”快堆发生了一起钠火灾。它在反应堆大楼里造成了一片混乱，但从未对反应堆的完整性构成威胁，也没有人受伤或受到辐射。工程师认为钠的易燃性不是一个主要问题。
阿贡国家实验室的研究人员在 20 世纪 50 年代开始开发快堆技术。在 20 世纪 80 年代，这项研究的方向是快堆（被称为先进液态金属反应堆，或 ALMR），该反应堆采用液态金属冷却的金属燃料，并与高温火法冶金处理装置集成，用于回收和补充燃料。核工程师还研究了其他几种快堆概念，一些燃烧金属铀或钚燃料，另一些使用氧化物燃料。液态铅或铅铋溶液已被用作冷却剂。ALMR 中使用的金属燃料由于以下几个原因而优于氧化物：它具有一些安全优势，它将允许更快地增殖新燃料，并且它可以更容易地与火法冶金回收配对。
火法处理
火法冶金工艺（简称“火法”）从乏燃料中提取超铀元素混合物，而不是像 PUREX 工艺那样提取纯钚。它基于电镀——利用电力将从化学浴中提取的金属离子收集到导电金属电极上。它的名称来源于在此过程中金属必须承受的高温。已经开发出两种类似的方法，一种在美国，另一种在俄罗斯。主要区别在于俄罗斯人处理陶瓷（氧化物）燃料，而 ALMR 中的燃料是金属的。
在美国的火法工艺中，技术人员将废金属燃料溶解在化学浴中。然后，强大的电流有选择地将钚和其他超铀元素以及一些裂变产物和大部分铀收集在电极上。大多数裂变产物和一些铀保留在浴液中。当积聚满一批时，操作员会移除电极。接下来，他们将积聚的材料从电极上刮下来，熔化它们，将它们铸造成锭，然后将锭传递到再制造线，以便转化为快堆燃料。当浴液被裂变产物饱和时，技术人员会清洁溶剂并处理提取的裂变产物以进行永久处置。
因此，与当前的 PUREX 方法不同，火法工艺收集几乎所有的超铀元素（包括钚），并有相当数量的铀和裂变产物残留。只有极小部分的超铀成分最终进入最终的废物流，这大大减少了所需的隔离时间。裂变产物和超铀元素的组合不适用于武器，甚至不适用于热堆燃料。然而，这种混合物不仅可以被快堆所接受，而且对快堆燃料有利。
尽管火法冶金回收技术尚未完全准备好立即商业应用，但研究人员已经证明了其基本原理。它已在美国和俄罗斯的运行电厂中在试验水平上成功展示。然而，它尚未在全面生产规模上运行。
周期比较
热堆和快堆的运行能力在某些方面相似，但在其他方面差异巨大。例如，一个 1000 兆瓦电力的热堆电厂每年产生超过 100 吨的乏燃料。相比之下，具有相同电力容量的快堆的年度废物输出略多于一吨裂变产物，外加微量的超铀元素。
使用 ALMR 循环的废物管理将大大简化。由于快堆废物不含大量长寿命的超铀元素，其辐射将在数百年内衰减至其来源矿石的水平，而不是数万年。
如果完全使用快堆，则高度放射性材料的运输只会在两种情况下发生——当裂变产物废物被运往尤卡山或替代场所进行处置时，以及当启动燃料被运往新的反应堆时。钚的商业交易将被有效消除。
有些人主张美国开展一项广泛的 PUREX 处理反应堆燃料计划，制造铀和钚的混合氧化物，以便循环回热堆。尽管混合氧化物 (MOX) 方法目前正在用于销毁过剩的武器钚，使其无法用于炸弹——这是一个好主意——但我们认为，部署处理民用燃料所需的更大规模的 PUREX 基础设施将是一个错误。资源收益将是有限的，而长期废物问题将仍然存在，并且整个努力只会短暂地延迟对高效快堆的需求。
采用火法处理的快堆系统具有极强的通用性。它可以是钚的净消耗者或净生产者，也可以以盈亏平衡模式运行。作为净生产者运行，该系统可以为其他快堆电厂提供启动材料。作为净消耗者，它可以消耗过剩的钚和武器材料。如果选择盈亏平衡模式，核电厂唯一需要的额外燃料将是定期注入贫铀（其中大部分可裂变铀 235 已被去除的铀），以替代已经发生裂变的重金属原子。
商业研究表明，该技术在经济上可以与现有的核电技术竞争。当然，火法冶金回收将比 PUREX 后处理便宜得多，但实际上，该系统的经济可行性在得到证明之前是无法知道的。任何能源的总体经济性不仅取决于直接成本，还取决于经济学家所说的“外部性”，即使用该技术造成的外部影响的难以量化的成本。例如，当我们燃烧煤或石油来发电时，我们的社会接受由此带来的不利健康影响和环境成本。因此，外部成本实际上补贴了化石燃料发电，要么是直接补贴，要么是通过对整个社会的间接影响补贴。尽管它们难以估算，但没有考虑外部性的经济比较是不现实且具有误导性的。
耦合反应堆类型如果先进的快堆投入使用，它们最初将燃烧使用火法处理回收的废热堆燃料。这些废物现在“暂时”存储在现场，将被运往工厂，这些工厂可以将其处理成三个输出流。第一个高放射性流将包含大部分裂变产物，以及不可避免的微量超铀元素。它将被转化为物理稳定的形式——可能是一种玻璃状物质——然后运往尤卡山或其他永久处置场所。
第二个流将捕获几乎所有的超铀元素，以及一些铀和裂变产物。它将被转化为金属快堆燃料，然后转移到 ALMR 型反应堆。
第三个流，约占废热堆燃料的 92%，将包含大部分铀，现在处于贫化状态。它可以被储存起来，以备将来用作快堆燃料。
当然，这种情况不可能一夜之间实现。如果我们今天开始，第一个快堆可能会在 15 年左右上线。值得注意的是，该时间表与计划的将废热堆燃料运往尤卡山的时间表相当一致。相反，它可以被送去回收成快堆燃料。
随着今天的热堆达到其使用寿命的终点，它们可以被快堆取代。如果发生这种情况，几个世纪内将不再需要开采更多的铀矿石，也永远不需要铀浓缩。从长远来看，快堆燃料的回收将非常高效，以至于目前可用的铀供应可以无限期地持续下去。
印度和中国最近都宣布计划通过部署快堆来扩大其能源资源。我们了解到，他们的第一批快堆将使用氧化物或碳化物燃料，而不是金属燃料——这不是最佳途径，大概是因为 PUREX 后处理技术已经成熟，而火法处理尚未在商业上得到证明。
美国完成金属燃料快堆/火法处理系统的基础开发为时不晚。在可预见的未来，残酷的现实是：只有核能才能在保护环境的同时满足人类的长期能源需求。为了继续进行大规模、可持续的核能生产，核燃料的供应必须持续很长时间。这意味着核能循环必须具有 ALMR 和火法处理的特点。现在似乎是采取这条新道路走向明智的能源发展的合适时机。