核燃料循环后端方案的战略选择：一个结合多标准评估方法进行放射性废物分离和最终处置的框架

日本研究通过多准则分析（MCA）评估闭合核燃料循环（NFC）中minor actinides（MA）分离对地质处置的影响，发现70-90%的MA分离能显著减少处置库体积和热负荷，为优化NFC提供依据。

　　

中濑雅彦（Masahiko Nakase）| 松村达郎（Tatsuro Matsumura）| 横田亮（Ryo Hamada）| 金智英（Chi Young Han）| 千叶刚（Go Chiba）| 樱木智文（Tomofumi Sakuragi）| 浅野英和（Hidekazu Asano）

东京理科大学综合研究所零碳能源实验室，日本东京目黑区大冈山2-12-1，邮编152-8550

摘要

日本正在推广封闭核燃料循环（NFC）技术，该技术涵盖了从铀矿开采到废物处理的整个核燃料生产、使用和管理过程，旨在增强能源安全并实现零碳社会。由于NFC涉及多个步骤，因此需要采取综合方法来简化流程、优化条件，并最终减少对地质处置（GD）的负担。一种关键方法是分离高热生成量的次级锕系元素（MA），从而缩小处置库的规模。然而，诸如最佳分离比例和新燃料组成等挑战仍需仔细考虑。为此，我们采用了多标准分析（MCA）方法来评估NFC的各个方面，将整个过程分为地质处置、MA分离和快中子反应堆（FR）核心三个领域。评估分数基于六个标准（CR），并通过加权和一致性分析来确定最佳NFC条件。研究发现这些评估结果具有良好相关性，有助于选择技术方案并设定研发目标。研究表明，MCA能够有效评估NFC选项，同时表明最佳MA分离水平因标准不同而有所差异，并确认简化MA分离（而非完美分离）是一种更优的方法。

引言

受2050年实现零碳排放目标的推动，国际核能利用格局正在迅速发展。预计核能使用量将大幅增加，这要求核工业进行重大变革，包括增加铀供应和浓缩能力，以及改进废物处理和处置方式。基于更详细的未来预测和评估，需要制定研发和设施引入策略，核燃料循环（NFC）的重要性也将进一步提升。日本及其他国家倾向于采用封闭NFC技术，因其潜在优势，因此需要对其进行全面优化。在制定乏核燃料管理路线图时，必须全面考虑整个核能系统，特别是乏核燃料（SNF）的最终处置问题。高放射性废物（HLW）的地质处置（GD）得到了国际组织的支持（IAEA, 1989, IAEA, 2025, OECD/NEA, 1995）。这一方法正在积极实施：芬兰的Posiva公司在地面和地下设施完成了全规模测试，并推进了处置库建设（Posiva Oy, 2025a, Oy, 2025b），瑞典的SKB也开始了处置库建设（SKB, 2025）。在日本，NUMO的安全性案例报告（Fujiyama and Kaku, 2023, NUMO, 2021, NUMO, 2024a, NUMO, 2024b）促使研究人员首先在北海道两个市镇和佐贺县的Genkai镇进行了文献调查。同时，全球关于核素分离和嬗变的研究进展旨在减少废物体积和毒性，其中次级锕系元素（MA）因半衰期长和放射毒性高而成为重点（AESJ, 2016, IAEA, 2004, OECD/NEA, 2012, Salvatores and Palmiotti, 2011, IAEA, 2010a）。快中子反应堆（FR）和加速器驱动系统（ADS）有望显著减小处置场规模和废物放射毒性，实现超过99.5%的MA回收率（CEA, 2012, Magill et al., 2003, Nishihara et al., 2008, Nishihara et al., 2010, Oigawa et al., 2007）。日本的JAEA开发了SELECT工艺用于从HLW中分离元素，取得了类似的回收率；然而，实际应用中仍存在挑战，如分离阶段增多和稀土元素（RE）的处理问题（Ban et al., 2019, JAEA, 2023, Suzuki et al., 2017）。研究表明，从玻璃化UO₂和MOX燃料废物中分离出70–90%的MA可以减少处置所需的热量和空间（Kawai et al., 2018, Minari et al., 2021）。本研究强调评估不同NFC条件对MA分离的影响。如上所述，从使用核燃料到将HLW埋葬在处置场的过程中涉及许多步骤和条件，目前有多种技术选项正在研究中。因此，有必要公平地整合每种技术选项以满足各自目标。然而，从这一角度对NFC进行评估的工作尚未彻底开展。

多标准分析（MCA）是一种用于在多个目标和决策标准中选择最优方案的方法。该方法首先明确要评估的问题及其目标，特别是在社会基础设施投资领域（Dean, 2022; Horie and Hagihara, 2003; MHCLG, 2009）。这包括设定明确的目标和指标，选择多种定量和定性的绩效指标来评估每种方案的结果，例如处置场面积。这些指标涵盖经济效率、环境影响和社会效应等多方面视角。评分过程通过直接评分、价值函数或成对比较等方法将这些影响转化为标准化数值，结果通常范围在0到100之间（Dean, 2022, Hanley, 2001; Horie and Hagihara, 2003; MHCLG, 2009）。由于评估标准的尺度和单位往往不同，因此采用效用函数等标准化方法。这些分数表达了每种方案的优劣程度。重要的是，权重分配反映了决策者的价值观和政策优先级（Dean, 2022, Hanley, 2001; Horie and Hagihara, 2003; MHCLG, 2009）。虽然这一过程引入了主观判断，但有时会使用层次分析法（AHP）等手段确保权重计算的合理性。还会计算一致性指数（C.I.）以验证比较矩阵的一致性和权重设置的有效性（Pant et al., 2022）。TOPSIS、MAVT或MAUT等MCA方法通过整合各标准的评估值和权重来计算综合分数（Chaube et al., 2024, Madanchian and Taherdoost, 2023）。两种评估方法用于综合决策：加权和法是一种线性且易于理解的技术，通过将每个标准的分数乘以其权重并求和来计算综合分数，例如在RED-IMPACT项目中使用（Lensa W.von, 2008）；一致性分析则通过成对比较各方案基于分数和权重的相对优劣（Dean, 2022; Horie and Hagihara, 2003; MHCLG, 2009）。这种方法有助于在复杂的环境影响评估中明确偏好关系，特别是在处置、MA分离和FR核心条件等系统中。最后，进行敏感性分析以评估权重或评估值变化对最终排名的影响，从而验证评估结果的稳健性。尽管这两种方法独立应用且不互相补充，但它们强调了在各自分析框架内解释结果的必要性。通过问题澄清、设定评估标准、尺度标准化、加权、综合评估、一致性验证和敏感性分析，MCA提供了一种系统化的决策支持方法。

本研究使用MCA从多种选项中选择和排序最佳方案。我们建立了一个涵盖从燃烧UO₂或MOX燃料到处置高放射性废物的整个过程。我们为地质处置（GD）、MA分离和FR核心三个领域计算了六个评估指标，重点关注MA分离。这些指标经过评分和加权处理，然后利用加权和法和一致性分析这两种代表性的MCA方法可视化不同条件组合的优劣。通过这些方法，我们比较了不同NFC条件组合在各种评估标准下的表现，并检验了MCA是否能够有效识别最佳技术方案。此外，我们还研究了MA分离比例，该比例能在多个标准下实现优异性能且代价最小。在废物处置环境影响评估研究中，我们制定了量化环境影响的指标并进行定量评估。从使用核燃料开始，我们考虑了多种NFC条件，如玻璃化废物的热生成特性、核素迁移以及玻璃化废物埋藏后的潜在放射毒性（包括乏燃料的再处理和核素分离）。此外，用于MA分离的溶剂萃取器中的分离阶段数量、最终MA库存（MA stock）以及装载回收MA的FR核心特性，都是跨学科评估MA分离比例效果和影响的关键因素。图1展示了通过多标准分析定量定义NFC要求的整体方法，满足了各利益相关者的需求。鉴于NFC的复杂性，需要一个系统和全面的评估框架。因此，我们开发了一种基于MCA的评估方案，以确保评估的公平性和平衡性。

部分摘录

NFC的配置

本研究评估的NFC示意图如图2所示。燃料由铀矿石制成，在轻水反应堆（LWR）中使用后，乏燃料（SF）被再处理。回收的铀和钚用于制造FR用MOX燃料。再处理后，高放射性液体废物（HLLW）要么被玻璃化，要么进一步分离MA。分离出的MA被嬗变成FR燃料，然后SF再次被再处理。玻璃化废物在处置前储存50年，处置场的面积

结果

在展示详细的定量结果之前，有必要回顾方法部分（第2节）中建立的评估标准的互补性质。如前所述，CR1（处置面积）反映了100°C缓冲温度限制带来的热约束（NUMO, 2021），而CR2（放射性核素迁移）反映了残余锕系元素的长期放射毒性和迁移性。特别是Cm-244和Am-241，在衰变过程中产生的热量占主导地位

多标准分析中MA分离比例的影响

(1) 评估结果对处置系统有重大影响。

UO₂和MOX的评估结果分别总结在图9和图10中。在UO₂的情况下（如图9所示），加权和法和一致性分析是独立的方法，但基于MA分离比例的评估值变化和权重分布趋势在两种方法之间基本一致。分配给处置的权重越大

结论

本研究证明了MCA方法在NFC评估中的适用性，特别研究了核素分离与减少地质处置负担之间的关系。通过对三个领域（地质处置负担、次级锕系元素（MA）分离负担和FR核心性能）的六个标准进行评分和加权，分析揭示了一致的相关趋势，并确定了有利配置，例如70%的MA分离比例

利益冲突声明

作者声明他们没有已知的财务利益或个人关系可能影响本文所述的工作。

致谢

本研究得到了日本文部科学省（MEXT）资助的核系统研究与发展计划的支持，项目编号为JPMXD02 19209423。