二  核能链的风险特征

1. 强放射性潜在风险的后果严重

与同等规模的化石燃料电厂相比，核电厂的废物量最少，但最受全球关注，原因就在于其强放射性物质对生态环境和公众健康的直接伤害与长期潜在的特殊风险，是不可回避的事实。从1938年底德国的哈恩（Otto Hahn）和斯特拉斯曼（F. Strassmann）发现核裂变到1942年12月2日美籍意大利人费米（E. Fermi）主持在芝加哥大学校园内建成世界上第一座核反应堆，人们就知道在反应堆内的裂变过程产生的强放射性物质是放射性危险源。1986年和2011年两次灾难性核电事故，对生态环境和公众健康的负面影响，正是核裂变的强放射性在核电厂内的潜在风险变成现实所致，是核能链独具的风险特征。人们勇于面对核电链风险的存在并加深认识，正是为了探索并采取更科学的应对之策，规避或减少风险，在有效利用核能的同时，勿使核能链发生严重放射性外泄事故，切实保护生态环境和公众健康。对此核电界责无旁贷，政府更要担起核安全的国家责任。

要明确指出的是，原子弹（称“裂变弹”更准确）和核电反应堆是不同的中子裂变装置。应当说在反应堆发展的初期，反应堆物理设计和反应堆结构设计就已经保证了反应堆内不能形成核爆炸的必要条件。即使在特定的反应堆型内会存在瞬发临界的可能（如切尔诺贝利核事故），也绝不会发生核爆炸。但是，即使在两次灾难性核事故中，有大量强放射性泄漏到环境中，也只是与裂变弹的“核爆炸的毁伤效应”中的“放射性污染效应”在损伤原理和后果方面有模拟性（参见图1），即对生态环境和公众健康的直接伤害和长期潜在风险都来自裂变产物、未裂变的核燃料和感生放射性核素。但是裂变弹是主观恶意伤害，核电事故是客观无意伤害（人为恶意攻击除外），这是核能链风险的特征，也是与任何其他能源链风险的根本区别。表2从中子裂变系统角度，对核电史上三次重特大事故进行了综合概括。

2. 核裂变能的科学属性及特征

图1. 核裂变能开发利用示意图（作者独立制作）

表2. 核电史上三次重特大事故概况

数据源：作者根据相关资料独立制作。①引自日本原子能委员会委员长近藤俊介在2012年2月14日的讲话；②《日本国会福岛核事故独立调查委员会报告》，2012年7月5日。

3. 核电燃料循环主要环节的风险比较

核能链的风险源是放射性物质，它对生态环境和公众健康的危害具有长期性和潜伏性。风险是不确定性危害的度量，比较严格的定义是：风险R（危害）是事故发生概率P与事故造成的后果C的乘积。在核电产业链的情况下，释放到环境中的放射性源项是科学意义上的后果，由此源项进一步评估公众健康伤害、经济损失和对生态环境的长远影响，是直观的社会现实后果。核电燃料闭式循环主要环境的风险定性比较参见图2.

图2. 核电闭式燃料循环主要环节的风险比较

3.1 燃料循环前端

铀矿开采、水冶/地浸采矿环节生产铀化学浓缩物（重铀酸铵或重油酸钠），即天然铀的生产的初级产品——黄饼，属低风险环节，特点是放射性弱，但数量大。硬岩矿开采中，粉尘污染是主要的，放射性来源是铀-238的衰变子体，其中镭-226及其子体是最有害的核素。一个1000MWe核电机组，每年约需220吨天然铀。所需铀矿石量和品位关系最大，1000吨品位为0.1%的铀矿石，可提取1吨黄饼，产生999吨铀尾矿，成为体积庞大的潜在污染源。铀水冶尾矿对生态环境的危害主要来自铀、钍的衰变子体镭-226和氡-222等的放射毒性，酸、碱性物质的强腐蚀性，以及粉尘、污水、有机物等。铀废矿石对生态环境的危害与铀水冶尾矿相似。

铀化学浓缩物经提纯和铀氧化物制备，称为铀的精制。精制产品中以U₃O₈在空气中最稳定，便于长期保存。以U₃O₈为原料生产六氟化铀（UF₆）及其还原称为铀转化。铀-235在天然铀中的丰度只有0.71%，轻水动力堆需用低富集度燃料，铀-235丰度在2-5%，研究堆、缺钚的快中子堆和工程试验堆都需要更高的富集铀。钍铀循环的初始装料需用高富集铀。裂变弹则需要93%的富集铀。为此，需以UF₆为工质进行铀同位素分离，得到不同富集度的铀（浓缩铀）。核电厂反应堆采用氧化铀芯块，制成燃料棒和组件，最后运到核电厂。

燃料循环的铀转化、富集和组件制造环节，生产工艺成熟，管控有效。主要是在生产工艺过程中物料的少量损耗，对环境影响很小。组件运输过程，考虑交通事故掉入水中不发生临界、碰撞、火灾等都有安全措施，不产生环境影响，是风险最小的环节。

3.2 反应堆（中子裂变系统）/核电厂运行

      核电厂是高风险环节，不再赘述。

3.3 乏燃料贮存和后处理

福岛核事故已向世人警示：乏燃料贮存是高风险环节。由于剩余发热不能汇出，贮存的乏燃料组件可以被烧毁，高放射性物质逸出。燃料棒锆合金包壳与乏燃料池中的水发生锆——水反应产生的氢气也可以引发氢气爆炸，潜在风险变为现实。

从核安全的角度看，除高放射性裂变产物外，乏燃料中含有未燃耗的剩余铀（现行的轻水堆乏燃料约含0.8-1.2%的铀-235，丰度高于天然铀中0.71%）和新生成的钚-239。在提取这些可利用的核燃料工艺流程中应避免临界事故的危险。因为含有富集铀、钚的溶液，在工艺流程的许多情况下可能聚集到临界质量（均匀溶于水的钚-239最小临界质量在全水反射层的条件下为480克，铀-235的最小临界品质为760克）。在工艺设备设计上，已有多种方法防止发生临界事故，但是，毕竟有潜在风险，国外发生过此类事故。

反应堆内产生的中、长寿命放射性物质随乏燃料转移到后处理厂，除具有极强放射性外，另一特点是毒性大。放射性毒性分为四组：①极高放射毒性核素，包括²¹⁰Pb、²²⁶Ra、²³³U、²³⁷Np、²⁴¹Am、²⁴³Am以及Pu、Cm、Cf等的大部分同位素，都是高能量α放射体，多数具有长半衰期；②高放射毒性核素，包括天然钍及⁶⁰Co、⁹⁰Sr、¹³¹I、¹³⁴Cs、¹⁴⁴Ce等，除钍外几乎都是强β、γ放射体；③中等放射毒性核素，包括许多中低能量或短半衰期的β、γ放射体，如⁸⁹Sr、¹³⁷Cs等；④低放射毒性核素，包括天然铀，²³⁵U、²³⁸U、³H₃、⁸5Kr等。福岛核事故后，日本几次宣布在核电厂周边土壤中测到钚，引起特别关注。因为钚不仅有极高的放射毒性，也是化学剧毒物质。钚在空气中的最大允许浓度是0.074mBq/L，在人体内的最大允许含量是0.6μg。在一座日处理量5吨的大厂内，钚的流量可达45kg/d。因此，必须高度重视安全问题。

可见，乏燃料贮存、后处理环节由于临界安全和强放射性源项的存在，属于高风险环节。

3.4 反应堆退役环节

一座核电厂永久关闭的过程称为退役。在反应堆关闭、核燃料卸出后，只有感生放射性，此时放射性总量要比反应堆运行时下降3个数量级，仍有10⁵TBq。各国退役方案不同，核电厂永久停产后，核电厂、主要是核岛“安全贮存”百年以上还是“适时”退役的决策也不同。退役时产生的废物总量大致等于运行时期产生废物之总和。退役废物特点是低放固体废物数量多、体积大、组分复杂、污染牢固不宜去除。总体上说，退役辐射危害小。

3.5 高放射性废物的最终处置

以现行压水堆1000 MWe核电厂为例，每年卸出乏燃料约30吨，另有100-500m³的中等放射性固体废物。乏燃料经后处理后产生约1.2 m³高放射性废液，做成玻璃固化体约占体积2-4 m³。问题在于，高放射性玻璃固化体内的放射毒性核素，无法用现有的物理化学方法消除，只能任其衰变至无害水平。约经10个半衰期，放射毒性水平可降至原有的1/1000；经过20个半衰期后，降至原有的1/10⁶水平。⁹⁰Sr和¹³⁷Cs这样的高、中放射毒性核素也要隔离300-500年达到安全水平；而高放射性废物中那些长寿命的极高、高放射毒性²³⁹Pu、⁹⁹Tc等核素需要隔离几十万年才至安全水平。

核能链产生的废物量虽然少，但由于其放射性特点，对生态环境和公众健康有长久的潜在风险或危害。

长寿命高放废物的最终处置备受世人关注，成为若干国家和地区不赞成发展核电的主要理由，也是最复杂的技术难题之一，其极长期安全性似乎难以论证。美国哥伦比亚特区巡回法院于2012年6月8日裁定，美国核管会（NRC）应当考虑到乏燃料的一个永久性处置设施可能永远无法建立（美国能源部已于2010年撤销已投资达900亿美元的尤卡山核废物最终处置库），NRC此前的《核废物信心法规》被宣布无效，如果无法通过新的《核废物信心法规》，NRC将不会给新核电站颁发最终许可证。美国依法治理核电建设已考虑到核能链“后端”的现实可行性，核电的发展慎之又慎，后端无着落不批新专案。

3.6 高放废物的分离和嬗变处理

高放废物的核嬗变处理是利用反应堆、加速器把废物中的中长寿命放射性核素变为短寿命或稳定核素，即把高毒性废物转变为低毒性或无毒性废物，以消除对后代人的长期辐射风险。这涉及一系列复杂的技术经济性问题，在可预期的时间内，核嬗变处理难以实现。

对锕系元素分离和嬗变处理的价值，国际上存在分歧。曾制定有研发分离和嬗变处理计划的日、俄、法等国，也未见有实质性进展。虽然将其作为发展快中子堆的理由之一，除俄罗斯外，日、法等国快堆计划都一再推迟。目前，尚看不出分离和嬗变处理可以代替深地层处置高放固体废物。