編者按：本文最初刊登於《大眾科學》雜誌 2005 年 12 月號。
儘管公眾長期以來對核能的安全性感到擔憂，但越來越多的人意識到，核能可能是產生大量電力最環保的方式。包括巴西、中國、埃及、芬蘭、印度、日本、巴基斯坦、俄羅斯、韓國和越南在內的幾個國家正在建造或計劃建造核電站。但這種全球趨勢尚未擴充套件到美國，美國上一個此類設施的工作大約在 30 年前開始。
如果合理開發，核能可以真正實現可持續發展且基本取之不盡，並且可以在不加劇氣候變化的情況下執行。特別是，一種相對較新的核技術可以克服當前方法的主要缺點——即對反應堆事故的擔憂、核燃料被轉移用於高破壞性武器的可能性、危險的長壽命放射性廢物的管理以及全球經濟上可用的鈾儲量的枯竭。這種核燃料迴圈將結合兩項創新：高溫冶金處理（一種將反應堆廢物回收為燃料的高溫方法）和能夠燃燒該燃料的先進快中子反應堆。透過這種方法，產生的廢物的放射性可以在幾百年內降至安全水平，從而消除了隔離廢物數萬年的需要。
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為了使中子有效地引起核裂變，它們必須以慢速或極快的速度行進。大多數現有的核電站都包含所謂的“熱反應堆”，它們由在其堆芯內反彈的相對低速（或能量）中子驅動。儘管熱反應堆產生熱量並因此產生電力的效率很高，但它們無法最大限度地減少放射性廢物的輸出。
所有反應堆都是透過分裂重金屬（高原子量）原子的原子核來產生能量，主要是鈾或鈾衍生的元素。在自然界中，鈾以兩種同位素的混合物形式存在，即易裂變的鈾 235（被稱為“易裂變”）和更穩定的鈾 238。原子反應堆中的鈾燃燒既由中子點燃又由中子維持。當一個易裂變原子的原子核被中子擊中，特別是被一個慢速移動的中子擊中時，它很可能會分裂（裂變），釋放出大量的能量和其他幾個中子。其中一些發射出的中子隨後會撞擊附近的其他易裂變原子，導致它們分裂，從而引發核鏈式反應。產生的熱量被輸送到反應堆外，在那裡將水變成蒸汽，用於執行驅動發電機的渦輪機。
鈾 238 不是易裂變的；它被稱為“可裂變”是因為它有時會在被快中子擊中時分裂。它也被稱為“可育”，因為當鈾 238 原子在沒有分裂的情況下吸收一箇中子時，它會轉變為鈽 239，鈽 239 與鈾 235 一樣是易裂變的，可以維持鏈式反應。經過大約三年的使用，當技術人員通常因為與輻射相關的退化和鈾 235 的耗盡而從當今的反應堆中取出乏燃料時，鈽貢獻了該電站產生的一半以上的電力。
在熱反應堆中，快中子是由附近的低原子量原子（例如流經反應堆堆芯的水中的氫）減速（或減速）。在執行的約 440 個商業核反應堆中，除兩個之外的所有反應堆都是熱反應堆，其中大多數（包括美國的 103 個動力反應堆）都採用水來減緩中子並將裂變產生的熱量輸送到相關的發電機。這些熱系統中的大多數都是工程師所說的輕水反應堆。
在任何核電站中，重金屬原子都會隨著燃料的“燃燒”而被消耗掉。即使核電站一開始使用的燃料已經富集了鈾 235 的含量，但大多數易裂變的鈾在三年左右後就會耗盡。當技術人員取出乏燃料時，其中潛在可裂變的原子（鈾 235、鈽和鈾 238）中只有大約二十分之一被消耗掉，因此所謂的乏燃料仍然包含其原始能量的 95% 左右。此外，在濃縮過程中（在此過程中，鈾 235 的濃度會大大提高），只有大約十分之一的開採鈾礦被轉化為燃料，因此在當今的電站中，礦石總能量含量的不到百分之一被用來發電。
這一事實意味著，當前熱反應堆的乏燃料仍然有可能引發許多核燃燒。由於世界上的鈾供應有限，並且熱反應堆數量的持續增長可能會在幾十年內耗盡現有的低成本鈾儲量，因此丟棄這些乏燃料或濃縮過程遺留的“尾礦”毫無意義。
乏燃料由三類材料組成。裂變產物約佔乏燃料的 5%，是真正的廢物——如果可以的話，是裂變燃燒後的灰燼。它們包含重原子分裂時產生的一系列較輕的元素。這種混合物在最初的幾年裡具有高度放射性。大約十年後，放射性主要由兩種同位素主導，即銫 137 和鍶 90。兩者都溶於水，因此必須非常安全地儲存。大約三個世紀後，這些同位素的放射性會降低 1000 倍，到那時它們幾乎變得無害。
鈾佔乏核燃料的大部分（約 94%）；這是未裂變的鈾，它已經失去了大部分的鈾 235，並且類似於天然鈾（其中只有 0.71% 是易裂變的鈾 235）。這種成分的放射性很低，如果與裂變產物和乏燃料中的其餘物質分離，則可以很容易地安全地儲存在輕度保護的設施中以備將來使用。
其餘的材料（真正令人不安的部分）是超鈾成分，即比鈾更重的元素。這部分燃料主要是鈽同位素的混合物，其中含有大量的鋂。儘管超鈾元素僅佔乏燃料的 1% 左右，但它們是當今核廢料問題的主要來源。這些原子的半衰期（放射性減半的時間段）長達數萬年，這一特徵導致美國政府監管機構要求在內華達州尤卡山計劃建造的高放射性核廢料儲存庫將乏燃料隔離 10000 多年。
過時的策略
早期的核工程師預計，熱反應堆乏燃料中的鈽將被移除，然後在快中子反應堆中使用，快中子反應堆被稱為快增殖堆，因為它們的設計目的是生產比消耗更多的鈽。核能先驅還設想了一種能源經濟，其中將涉及鈽的公開貿易。然而，鈽可以用來製造炸彈。隨著核技術擴充套件到主要超級大國之外，這種潛在的應用引起了人們對原子武器不受控制地擴散到其他國家甚至恐怖組織的擔憂。
1968 年的《核不擴散條約》部分解決了這個問題。希望獲得核能技術益處的國家可以簽署該條約並承諾不獲取核武器，武器持有國同意在和平應用方面協助其他國家。儘管此後有一批國際檢查員一直在監督成員國遵守該條約的情況，但該國際協議的有效性參差不齊，因為它缺乏有效的權威和執行手段。
核武器設計人員需要具有非常高的鈽 239 同位素含量的鈽，而商業發電廠的鈽通常含有大量的其他鈽同位素，這使得它很難用於製造炸彈。然而，使用乏燃料中的鈽來製造武器並非不可想象。因此，吉米·卡特總統於 1977 年在美國禁止了民用核燃料後處理。他的理由是，如果不從乏燃料中回收鈽，就不能用它來製造炸彈。卡特還希望美國為世界其他國家樹立榜樣。然而，法國、日本、俄羅斯和英國沒有效仿，因此在一些國家，用於發電廠的鈽後處理仍在繼續。
一種替代方法 當禁令釋出時，“後處理”是 PUREX（即鈽鈾萃取）方法的同義詞，這是一種為滿足原子武器對化學純鈽的需求而開發的技術。然而，先進的快中子反應堆技術允許一種替代的回收策略，該策略在任何階段都不涉及純鈽。因此，快反應堆可以最大限度地降低能源生產產生的乏燃料被用於武器生產的風險，同時提供一種獨特的從核燃料中榨取最大能量的能力。法國、日本、俄羅斯、英國和美國已經建造並使用了幾座此類反應堆用於發電，其中兩座仍在執行 [參見詹姆斯·A·萊克、拉爾夫·G·貝內特和約翰·F·科特克的《下一代核能》；《大眾科學》2002 年 1 月刊]。
快堆能夠比熱堆從核燃料中提取更多能量，因為它們的快速移動（高能量）中子比慢速熱中子更有效地引起原子裂變。這種效率源於兩種現象。在較慢的速度下，更多的中子在非裂變反應中被吸收並損失掉。其次，快中子的較高能量使其更有可能使像鈾 238 這樣的可裂變重金屬原子在被撞擊時發生裂變。正因為如此，不僅鈾 235 和鈽 239 在快堆中容易發生裂變，而且相當一部分較重的超鈾原子也會發生裂變。
水不能用於快堆中來帶走堆芯的熱量——它會減慢快中子的速度。因此，工程師通常使用液態金屬（如鈉）作為冷卻劑和熱量傳遞介質。液態金屬比水有一個很大的優勢。水冷系統在非常高的壓力下執行，因此一個小洩漏可能會迅速發展成大量的蒸汽釋放，甚至可能導致嚴重的管道破裂，從而迅速損失反應堆冷卻劑。然而，液態金屬系統在大氣壓力下執行，因此它們發生重大洩漏的可能性要小得多。儘管如此，鈉如果暴露在水中會著火，因此必須小心管理。多年來，在處理該物質方面積累了相當多的工業經驗，並且管理方法也得到了很好的發展。但鈉火災確實發生過，而且肯定還會發生。1995 年，日本的“文殊”快堆發生了一起鈉火災。它在反應堆大樓裡造成了一片混亂，但從未對反應堆的完整性構成威脅，也沒有人受傷或受到輻射。工程師認為鈉的易燃性不是一個主要問題。
阿貢國家實驗室的研究人員在 20 世紀 50 年代開始開發快堆技術。在 20 世紀 80 年代，這項研究的方向是快堆（被稱為先進液態金屬反應堆，或 ALMR），該反應堆採用液態金屬冷卻的金屬燃料，並與高溫火法冶金處理裝置整合，用於回收和補充燃料。核工程師還研究了其他幾種快堆概念，一些燃燒金屬鈾或鈽燃料，另一些使用氧化物燃料。液態鉛或鉛鉍溶液已被用作冷卻劑。ALMR 中使用的金屬燃料由於以下幾個原因而優於氧化物：它具有一些安全優勢，它將允許更快地增殖新燃料，並且它可以更容易地與火法冶金回收配對。
火法處理
火法冶金工藝（簡稱“火法”）從乏燃料中提取超鈾元素混合物，而不是像 PUREX 工藝那樣提取純鈽。它基於電鍍——利用電力將從化學浴中提取的金屬離子收集到導電金屬電極上。它的名稱來源於在此過程中金屬必須承受的高溫。已經開發出兩種類似的方法，一種在美國，另一種在俄羅斯。主要區別在於俄羅斯人處理陶瓷（氧化物）燃料，而 ALMR 中的燃料是金屬的。
在美國的火法工藝中，技術人員將廢金屬燃料溶解在化學浴中。然後，強大的電流有選擇地將鈽和其他超鈾元素以及一些裂變產物和大部分鈾收集在電極上。大多數裂變產物和一些鈾保留在浴液中。當積聚滿一批時，操作員會移除電極。接下來，他們將積聚的材料從電極上刮下來，熔化它們，將它們鑄造成錠，然後將錠傳遞到再製造線，以便轉化為快堆燃料。當浴液被裂變產物飽和時，技術人員會清潔溶劑並處理提取的裂變產物以進行永久處置。
因此，與當前的 PUREX 方法不同，火法工藝收集幾乎所有的超鈾元素（包括鈽），並有相當數量的鈾和裂變產物殘留。只有極小部分的超鈾成分最終進入最終的廢物流，這大大減少了所需的隔離時間。裂變產物和超鈾元素的組合不適用於武器，甚至不適用於熱堆燃料。然而，這種混合物不僅可以被快堆所接受，而且對快堆燃料有利。
儘管火法冶金回收技術尚未完全準備好立即商業應用，但研究人員已經證明了其基本原理。它已在美國和俄羅斯的執行電廠中在試驗水平上成功展示。然而，它尚未在全面生產規模上執行。
週期比較
熱堆和快堆的執行能力在某些方面相似，但在其他方面差異巨大。例如，一個 1000 兆瓦電力的熱堆電廠每年產生超過 100 噸的乏燃料。相比之下，具有相同電力容量的快堆的年度廢物輸出略多於一噸裂變產物，外加微量的超鈾元素。
使用 ALMR 迴圈的廢物管理將大大簡化。由於快堆廢物不含大量長壽命的超鈾元素，其輻射將在數百年內衰減至其來源礦石的水平，而不是數萬年。
如果完全使用快堆，則高度放射性材料的運輸只會在兩種情況下發生——當裂變產物廢物被運往尤卡山或替代場所進行處置時，以及當啟動燃料被運往新的反應堆時。鈽的商業交易將被有效消除。
有些人主張美國開展一項廣泛的 PUREX 處理反應堆燃料計劃，製造鈾和鈽的混合氧化物，以便迴圈回熱堆。儘管混合氧化物 (MOX) 方法目前正在用於銷燬過剩的武器鈽，使其無法用於炸彈——這是一個好主意——但我們認為，部署處理民用燃料所需的更大規模的 PUREX 基礎設施將是一個錯誤。資源收益將是有限的，而長期廢物問題將仍然存在，並且整個努力只會短暫地延遲對高效快堆的需求。
採用火法處理的快堆系統具有極強的通用性。它可以是鈽的淨消耗者或淨生產者，也可以以盈虧平衡模式執行。作為淨生產者執行，該系統可以為其他快堆電廠提供啟動材料。作為淨消耗者，它可以消耗過剩的鈽和武器材料。如果選擇盈虧平衡模式，核電廠唯一需要的額外燃料將是定期注入貧鈾（其中大部分可裂變鈾 235 已被去除的鈾），以替代已經發生裂變的重金屬原子。
商業研究表明，該技術在經濟上可以與現有的核電技術競爭。當然，火法冶金回收將比 PUREX 後處理便宜得多，但實際上，該系統的經濟可行性在得到證明之前是無法知道的。任何能源的總體經濟性不僅取決於直接成本，還取決於經濟學家所說的“外部性”，即使用該技術造成的外部影響的難以量化的成本。例如，當我們燃燒煤或石油來發電時，我們的社會接受由此帶來的不利健康影響和環境成本。因此，外部成本實際上補貼了化石燃料發電，要麼是直接補貼，要麼是透過對整個社會的間接影響補貼。儘管它們難以估算，但沒有考慮外部性的經濟比較是不現實且具有誤導性的。
耦合反應堆型別如果先進的快堆投入使用，它們最初將燃燒使用火法處理回收的廢熱堆燃料。這些廢物現在“暫時”儲存在現場，將被運往工廠，這些工廠可以將其處理成三個輸出流。第一個高放射性流將包含大部分裂變產物，以及不可避免的微量超鈾元素。它將被轉化為物理穩定的形式——可能是一種玻璃狀物質——然後運往尤卡山或其他永久處置場所。
第二個流將捕獲幾乎所有的超鈾元素，以及一些鈾和裂變產物。它將被轉化為金屬快堆燃料，然後轉移到 ALMR 型反應堆。
第三個流，約佔廢熱堆燃料的 92%，將包含大部分鈾，現在處於貧化狀態。它可以被儲存起來，以備將來用作快堆燃料。
當然，這種情況不可能一夜之間實現。如果我們今天開始，第一個快堆可能會在 15 年左右上線。值得注意的是，該時間表與計劃的將廢熱堆燃料運往尤卡山的時間表相當一致。相反，它可以被送去回收成快堆燃料。
隨著今天的熱堆達到其使用壽命的終點，它們可以被快堆取代。如果發生這種情況，幾個世紀內將不再需要開採更多的鈾礦石，也永遠不需要鈾濃縮。從長遠來看，快堆燃料的回收將非常高效，以至於目前可用的鈾供應可以無限期地持續下去。
印度和中國最近都宣佈計劃透過部署快堆來擴大其能源資源。我們瞭解到，他們的第一批快堆將使用氧化物或碳化物燃料，而不是金屬燃料——這不是最佳途徑，大概是因為 PUREX 後處理技術已經成熟，而火法處理尚未在商業上得到證明。
美國完成金屬燃料快堆/火法處理系統的基礎開發為時不晚。在可預見的未來，殘酷的現實是：只有核能才能在保護環境的同時滿足人類的長期能源需求。為了繼續進行大規模、可持續的核能生產，核燃料的供應必須持續很長時間。這意味著核能迴圈必須具有 ALMR 和火法處理的特點。現在似乎是採取這條新道路走向明智的能源發展的合適時機。