俄罗斯国家原子能公司旗下矿业化工联合体协调的科研团队近日完成一项研究。结果显示，在双组分核电系统中，将快中子反应堆与熔盐反应堆结合运行具有技术可行性。相关数据为利用熔盐反应堆嬗变锔等次锕系元素提供了依据。
锔是乏核燃料后处理过程中产生的长寿命放射性核素之一，也是较难处理的次锕系元素。研究人员表示，计算结果表明，熔盐反应堆对锔的嬗变量可与乏核燃料后处理过程中该元素的预测生成量相匹配。这意味着熔盐堆有望在未来闭式核燃料循环体系中承担特定的长寿命废物处理功能。
该研究属于闭式核燃料循环技术开发工作的一部分。矿业化工联合体目前正协调研究用熔盐反应堆及其未来部署场址相关项目。
在传统设想中，快中子反应堆和熔盐反应堆常被视为不同技术路线。此次研究认为，两类反应堆并非只能相互替代，而可形成互补：快堆适合提高铀、钚等核燃料资源利用效率，并处理部分超铀元素;熔盐堆则可针对锔等更难处理的次锕系元素开展嬗变。二者结合，有助于减少长寿命高放废物存量，并提升燃料循环整体效率。
次锕系元素是指除钚以外，在核反应堆运行过程中由核燃料中生成的超铀元素，主要包括镎、镅和锔等。这类元素放射性和毒性较强，部分同位素半衰期很长，是乏核燃料后处理和高放废物管理中的重点难题。
按照国际原子能机构相关分类，第四代核能系统通常强调更高燃料利用率、更高安全性以及更少乏核燃料产生量。俄罗斯目前正在推进多项相关工程，包括别洛亚尔斯克核电站BN-1200M快中子反应堆机组前期设计工作，以及托木斯克州西伯利亚化学联合体BREST-OD-300反应堆和现场闭式核燃料循环设施建设。
业内认为，若快堆与熔盐堆协同路线进一步获得工程验证，将为闭式核燃料循环、乏核燃料再利用和次锕系元素处置提供新的技术方案。
