電廠環(huán)境保護(hù)：第四章 核電站放射性廢物處理2簡(jiǎn)

1、第四章 核電站放射性廢物處理 4.1 核電站放射性物質(zhì)4.2 核電站放射性氣體處理4.3 核電站放射性液體處理4.4 核電站放射性固體處理4.5 最終處置4.6 相關(guān)法規(guī)與火力發(fā)電站比較什么是放射性廢物？4.1 核電站放射性物質(zhì) 在核工業(yè)生產(chǎn)、核能利用、同位素應(yīng)用和核物理、核化學(xué)研究實(shí)驗(yàn)中，都會(huì)產(chǎn)生放射氣體、液體和固體廢物，即放射性核廢物。 中華人民共和國放射性污染防治法規(guī)定：放射性廢物，是指含有放射性核素或者被放射性核素污染，其濃度或者比活度大于國家確定的清潔解控水平，預(yù)期不再使用的廢棄物。4.1 核電站放射性物質(zhì)本含義中的“清潔解控水平”是由國家審管部門規(guī)定的以比活度濃度和（或）總活度表示

2、的一組值，當(dāng)?shù)扔诨虻陀谶@些值輻射源可解除審管控制?；疃仁菃挝粫r(shí)間內(nèi)放射性元素衰變的次數(shù),單位是貝可。比活度指放射源的放射性活度與其質(zhì)量之比，即單位質(zhì)量(通常用重量表示)產(chǎn)品中所含某種核素的放射性活度。 1放射性核素核素：原子核的質(zhì)子數(shù)、中子數(shù)和原子核所處的能量狀態(tài)均相同的原子屬于同一種核素。 放射性核素：原子核自發(fā)地發(fā)生衰變，釋放出射線而轉(zhuǎn)變成另一種不穩(wěn)定的核素。放射性衰變：放射性核素的原子核自發(fā)地放出射線，轉(zhuǎn)變成別的原子核的過程。穩(wěn)定性核素：原子核能穩(wěn)定地存在，不會(huì)自發(fā)地發(fā)生變化的核素。4.1 核電站放射性物質(zhì)1放射性核素（1）氚-3（T或3H）來自可裂變重核的三分裂變。在壓水堆中，氚的主要

3、來源是因冷卻劑的水中含有一定濃度的硼，水與控制棒一起控制和補(bǔ)償堆的反應(yīng)性而產(chǎn)生的。A高溫條件下，氚極易透過金屬。B對(duì)人體的外照射可忽略。C很容易與普通水一起進(jìn)入人體組織。D在食物鏈中的濃度并不比在環(huán)境中的濃度高。4.1 核電站放射性物質(zhì)1放射性核素（2）氪-85（85Kr）核燃料在裂變過程中產(chǎn)生發(fā)射體半衰期長(zhǎng)直接排放4.1 核電站放射性物質(zhì)1放射性核素（3）氙-133（133Xe）與氪-85同屬于低毒核素以外照射為主貯存衰減4.1 核電站放射性物質(zhì)1放射性核素（4）鍶-90（90Sr）在核燃料裂變過程中產(chǎn)生；可在食物鏈中富集；通常積聚在骨骼，不易排出體外。4.1 核電站放射性物質(zhì)1放射性核素（

4、5）銫（137Cs）在核燃料裂變過程中產(chǎn)生；屬高毒性核素；通常積聚在肌肉，不易通過新陳代謝排出體外，有效半衰期低于銫-137。4.1 核電站放射性物質(zhì)1放射性核素（6）碘-131（131I）核燃料裂變的產(chǎn)物；從有缺陷的元件棒中泄漏出去；元素碘、甲基碘；被吸入或食入到人體，并積聚在甲狀腺；食物鏈富集。4.1 核電站放射性物質(zhì)1放射性核素（7）鈷-60（60Co）冷卻劑回路中的腐蝕產(chǎn)物；屬于高毒類放射性核素；胃腸中劑量最大。4.1 核電站放射性物質(zhì)危險(xiǎn)物的半衰期及其輻射類型 放射性產(chǎn)物元素符號(hào)輻射類型半衰期氪-8585Kr 、10a鍶-9090Sr28a碘-131131I、8d銫-137137Cs

5、、30a鈷-6060Co、5a氚（氫-3）3H12a4.1 核電站放射性物質(zhì)放射性核素的循環(huán) 4.1 核電站放射性物質(zhì)核輻射對(duì)人體的危害高速運(yùn)動(dòng)的氦原子核的粒子束,稱位射線,它的電離作用大,貫穿本領(lǐng)小。 射線對(duì)人生理上的影響是顯著的。由于它的電離作用很大，能在不大的吸收層(約1m）內(nèi)產(chǎn)生這種作用，所以生物細(xì)胞一死便是一團(tuán)，且不易恢復(fù)。在射線外部輻射致傷程度小，但能引起皮膚燒傷或發(fā)炎。射線通過呼吸道、食道與皮膚傷口進(jìn)入人體內(nèi)部時(shí)危害就很大。4.1 核電站放射性物質(zhì)核輻射對(duì)人體的危害射線是電子流 射線的電離本領(lǐng)很大，但小于射線。穿透能力更強(qiáng)。當(dāng)受射線外部輻射時(shí)，因被皮層與皮下的一些細(xì)胞吸收可引起皮

6、炎等疾病，但危害小于射線。4.1 核電站放射性物質(zhì)核輻射對(duì)人體的危害射線：原子核能級(jí)躍遷蛻變時(shí)釋放出的射線 穿透性很強(qiáng)外照射危害程度最大，易引起人體內(nèi)的各種疾病。內(nèi)照射危害小。4.1 核電站放射性物質(zhì)自然輻射4.1 核電站放射性物質(zhì)天然輻射的來源之一是人體內(nèi)部都有放射性核素鉀-40。大家知道人體是由細(xì)胞構(gòu)成的，細(xì)胞是由碳、氫、氧、氮、鈉、鉀、鈣、鎂等許許多多元素組成，一個(gè)人體內(nèi)約有100克鉀元素，其中萬分之一是放射性元素鉀-40。鉀-40能放射出和射線，鉀-40放射出的射線一半被人體組織吸收，另一半輻射出體外。天然輻射的第二個(gè)來源是土壤、巖石中含有的鈾、釷（包括衰變子體鐳-226和氡、鉀-40

7、等天然放射性核素），因此人們住的房子、走的路、喝的水、吃的食物、呼吸的空氣也都可能含有微量的這些放射性核素。天然輻射的第三個(gè)來源是宇宙射線。宇宙射線包括外層空間來的初級(jí)宇宙射線以及它與大氣中的物質(zhì)相互作用產(chǎn)生的次級(jí)宇宙射線。這三種天然輻射構(gòu)成人們通常所說的“天然本底照射”，天然輻射中以氡的劑量最大。生活在地球上的人們都要受到這些宇宙射線的照射。人們不僅不可避免地受到天然輻射的照射，還自覺不自覺地受到額外的人工輻射的照射。看電影、抽煙、坐飛機(jī)，做透視、拍X光片、做CT檢查等。 希沃特定義是每公斤人體組織吸收1焦耳(J)，為1希沃特。過量的受到輻射對(duì)人體是會(huì)造成傷害的。軀體效應(yīng)：對(duì)受照人體本身的效

8、應(yīng)，如皮膚燒傷、白血病、甲狀腺癌和致死等等；遺傳效應(yīng)：受照人的遺傳基因發(fā)生變異影響下一代的健康。1：堆芯、燃料棒，2：混凝土屏蔽塞，可開啟更換燃料5：乏燃料池，8：壓力容器，10：混凝土屏蔽墻，11：不銹鋼干井，13：埋置的混凝土，18：水（濕井），19：外殼被埋置部分，20：底座，21：反應(yīng)堆建筑，22：燃料更換平臺(tái)，24：壓力控制池，25：排氣口，26：起重機(jī)，用來搬運(yùn)燃料棒及替換組件，27乏燃料，28：冷凝液管，29：從渦輪發(fā)電機(jī)組來的冷水管，30：往渦輪發(fā)電機(jī)組去的蒸氣管，31：反應(yīng)控制棒驅(qū)動(dòng)，可調(diào)整反應(yīng)控制棒插入深度以調(diào)節(jié)反應(yīng)，39：反應(yīng)控制棒1壓水堆廢氣主回路冷卻水所溶解的氣體、系

9、統(tǒng)容器內(nèi)的覆蓋氣體與設(shè)備運(yùn)行時(shí)的呼排氣。4.2 核電站放射性氣體治理 1壓水堆廢氣通過廢氣壓縮機(jī)進(jìn)入衰變貯存罐內(nèi)貯存60-90天，以使除氪-85外的所有放射性裂變氣體幾乎全部衰減，然后經(jīng)微塵過濾器過濾，由煙囪排入大氣稀釋。4.2 核電站放射性氣體治理 2沸水堆廢氣核電站沸水堆的廢氣來源主要是由主回路冷凝器的空氣噴射泵帶出來的不凝氣體。這種氣體除了含有裂變產(chǎn)物外，還有活化產(chǎn)物，其中也包括冷卻水本身的活化產(chǎn)物氮-16、氮-17等。4.2 核電站放射性氣體治理 2沸水堆廢氣流量很大；不能長(zhǎng)時(shí)間衰變貯存，2030min；排放廢氣含有不少中等半衰期的放射性核素，例如氪-85、氪-87、氪-88、氙-13

10、3、氙-135等；排放的廢氣比壓水堆核電站多。4.2 核電站放射性氣體治理 3廢氣處理 稀有氣體的放射性核素的消除除向環(huán)境釋放的小部分以外，大部分放射性氣體仍要由氣體放射性廢物處理系統(tǒng)處理。低溫系統(tǒng)、活性炭吸附系統(tǒng)和化學(xué)方法，都能用于稀有氣體的分離并能抑制其逃逸。現(xiàn)代沸水堆核電站一般采用在常溫或低溫條件下工作的活性炭等具有選擇吸附能力的吸附劑，使吸附氣體放射性核素滯留在衰減器內(nèi)。這種廢氣處理裝置具有體積小、效率高的優(yōu)點(diǎn)。3.3 核電廠輻射性氣體治理 3廢氣處理碘的消除形態(tài)：分子態(tài)碘蒸氣、碘的氣溶膠、甲基碘活性炭吸附碘過濾器可達(dá)98%-99.9%的除碘效率，現(xiàn)已廣泛應(yīng)用于核電站的處理系統(tǒng)。穩(wěn)定的

11、同位素碘（如碘化鉀）浸漬活性炭，消除甲基碘的效率可達(dá)90%以上。附銀分子篩無論是對(duì)分子態(tài)碘還是對(duì)甲基碘，即使在很高的濕度下仍有很高的吸附效率。4.2 核電站放射性氣體治理 3廢氣處理氚的消除單獨(dú)消除氚是很困難的，氚氣的放射性毒性較小，故在核電站正常運(yùn)行時(shí)，一般不進(jìn)行專門處理。特別是在壓水堆的廢氣中含氚量比廢水中要少，不會(huì)危害人的安全。4.2 核電站放射性氣體治理 3廢氣處理放射性氣溶膠的去除放射性微塵： 0.nn0m過濾的去除方法例如：高效絕對(duì)過濾器纖維材料或微孔材料作濾料制成的過濾器。 0.4m消除效率99%。4.2 核電站放射性氣體治理 1 放射性廢液來源 （1）低電導(dǎo)率的潔凈廢水來源于有

12、壓的一次回路系統(tǒng)與輔助系統(tǒng)中的化學(xué)容積控制裝置。這些裝置泄流出少量的冷卻劑或水。在正常運(yùn)行工況下，包含在冷卻劑中的各種放射性核素是廢液中放射性物質(zhì)的主要來源。通常，冷卻劑中的放射性物質(zhì)有裂變產(chǎn)物、活化產(chǎn)物與氚三種。這一類的廢水都是低電導(dǎo)率的潔凈廢水，水質(zhì)較好，只要經(jīng)過適當(dāng)處理后，符合反應(yīng)堆冷卻水水質(zhì)的放射化學(xué)管理標(biāo)準(zhǔn)后，即可再返回一次回路系統(tǒng)循環(huán)使用。不過。有時(shí)為保證氚的平衡濃度，可排掉一部分。4.3 核電廠放射性液體治理 1 放射性廢液來源 （2）中等電導(dǎo)率的臟廢液反應(yīng)堆廠房和放射廠房清洗地面時(shí)的排水、實(shí)驗(yàn)室的廢水與排水、取樣處的排水以及各種來源的地面廢水。放射性核素含量的變化很大4.3 核

13、電廠放射性液體治理 1 放射性廢液來源 （3）蒸汽發(fā)生器的排污水汽輪機(jī)乏氣冷凝后通常不須經(jīng)任何凈化處理便返回蒸汽發(fā)生器。因冷凝器和蒸汽發(fā)生器都有可能出現(xiàn)泄露，所以蒸汽發(fā)生器需要定期排污，以確保水質(zhì)達(dá)到運(yùn)行標(biāo)準(zhǔn)。同時(shí)，為確保二次回路的水所要求的化學(xué)性質(zhì)，即規(guī)定的總?cè)芙夤腆w量與氯根的含量等，還需對(duì)二次回路采取處理措施。另外，對(duì)排污水在排放前也需進(jìn)行處理，以做到達(dá)標(biāo)排放。4.3 核電廠放射性液體治理 1 放射性廢液來源 （4）含有洗滌劑的廢水來源于洗水房的廢水與工作人員和設(shè)備去污用的廢水，以及沖洗廠區(qū)內(nèi)因運(yùn)輸放射性物質(zhì)所污染的道路的用水。這類廢水一般先存放于貯水池中，然后排入排水渠中，與其他無放射性

14、的廢水混合稀釋，達(dá)到標(biāo)準(zhǔn)后排放；或者送至廢水處理系統(tǒng)與其他被污染的廢水一起處理。 4.3 核電廠放射性液體治理 1 放射性廢液來源 燃料元件貯存池的水 池水中所含有的活性主要來自燃料元件外殼的腐蝕。在運(yùn)行中，為盡量減少腐蝕和防止因水中雜質(zhì)活化而形成放射性物質(zhì)，對(duì)貯水池中的水需預(yù)先脫鹽。此外，對(duì)貯水池排出的廢水，除必須消除放射性物質(zhì)外，還需去除因水呈堿性吸收大氣中的二氧化碳而生成的碳酸鹽。4.3 核電廠放射性液體治理 燃料元件 二氧化鈾粉末進(jìn)入粉末冶金工序，包括制粒(壓餅、擦篩、配料)、壓制成形、高溫(1750)燒結(jié)、磨削制得二氧化鈾陶瓷體芯塊。 二氧化鈾芯塊裝入鋯合金管，管兩端用鋯塞頭塞緊，經(jīng)

15、環(huán)焊密封(密封前管內(nèi)抽真空后再注入一定壓力氦氣)制成燃料棒。 燃料棒進(jìn)入組裝工序，由機(jī)械加工車間來的管座、定位格架、控制棒導(dǎo)向管等焊裝成燃料組件骨架，再將燃料棒拉入骨架中便成了燃料組件成品。 2 廢液處理 通過其本身固有的衰變逐漸減弱放射性活度。目前主要是把廢液中的放射性核素富集后再安全處理。方法：衰變貯存、化學(xué)處理、蒸發(fā)濃縮、離子交換凈化等 4.3 核電廠放射性液體治理 2 廢液處理 （1）衰變貯存利用廢液中的放射性核素自然衰變，使其降低到符合排放的標(biāo)準(zhǔn)。放射性廢液在貯存器中的停留時(shí)間一般為24-48h。凈化效率取決于廢液中各種核素的半衰期、濃度與廢液的產(chǎn)生率。若冷卻水中因燃料元件破裂而出現(xiàn)

16、極微量的長(zhǎng)壽命核素，就必須增大貯存容積，延長(zhǎng)停留時(shí)間至幾年甚至幾十年，任其自然衰變。 4.3 核電廠放射性液體治理 2 廢液處理 （2）化學(xué)處理加入混凝劑或絮凝劑，再通過過濾或沉淀分離。去污系數(shù)100，產(chǎn)生較多化學(xué)污泥。成本低廉、工藝簡(jiǎn)單、便于間歇操作中、低放射性廢液處理4.3 核電廠放射性液體治理 2 廢液處理 （3）蒸發(fā)濃縮借助煮沸將溶液或泥漿濃縮通常用瀝青、水泥將其固化后，再進(jìn)行最終的安全處理。 去污效率高，但是一般要受到霧沫夾帶、起泡、噴濺、溶液揮發(fā)以及結(jié)垢等因素影響，所以應(yīng)考慮投加化學(xué)消泡劑、裝設(shè)輔助霧沫分離器、控制液位于pH值、調(diào)節(jié)溶液氧化還原電位等措施。 4.3 核電廠放射性液體

17、治理 2 廢液處理 （4）離子交換適用于常溫下的廢液中微量核素去污系數(shù)：2105可用于混凝沉淀單元的后續(xù)處理。 4.3 核電廠放射性液體治理 2 廢液處理 4.3 核電廠放射性液體治理 1 放射性固體來源 核電站運(yùn)行時(shí)，會(huì)產(chǎn)生放射性的氣體、液體和固體廢物。廢液和廢氣處理后可以排放會(huì)循環(huán)使用，但其間會(huì)產(chǎn)生一定量的濃集物，例如蒸發(fā)殘?jiān)?、過濾濾芯、過濾泥漿、廢樹脂等等，這些固體廢物需要進(jìn)行進(jìn)一步處理，才能作最終處置。 4.4 核電廠放射性固體治理 廢氣廢液固體廢物凈化貯運(yùn)減容固化包裝貯存運(yùn)輸處置（濃集物）排放處理過程屏蔽隔離室排放4.4 核電廠放射性固體治理 2 固化方法 將放射性核素固結(jié)，阻擋放射

18、性核素進(jìn)入人類生物圈；減少廢物的體積。 目的：使液態(tài)的放射性物質(zhì)轉(zhuǎn)變成便于安全運(yùn)輸、貯存和處置操作的固化體； 4.4 核電廠放射性固體治理 2 固化方法 中低放射物水泥固化塑料固化瀝青固化高放射物玻璃固化人造巖固化4.4 核電廠放射性固體治理 （1）水泥固化水泥固化法通常有三種工藝：吸收法、桶內(nèi)攪拌法、桶外攪拌法。 吸收法把水泥與某種輕質(zhì)的吸收劑預(yù)先混合好，再將廢液加入此混合物中，使混合物能像海綿一樣吸收廢液。優(yōu)點(diǎn)：不需要攪拌，設(shè)備簡(jiǎn)單，混合器不存在去污問題。缺點(diǎn)：產(chǎn)品強(qiáng)度低，浸出率高。4.4 核電廠放射性固體治理 （1）水泥固化 桶內(nèi)攪拌法把水泥與放射性廢液按一定的比例加入到桶內(nèi)，通過攪拌器

19、或振動(dòng)的方法攪拌均勻。優(yōu)點(diǎn)：設(shè)備簡(jiǎn)單、無去污問題，與吸收法類似，混合容器可作處置容器。4.4 核電廠放射性固體治理 （1）水泥固化 桶外攪拌法預(yù)先將廢物、水泥等加入攪拌容器混合均勻后，再排入處置容器。混合容器與處置容器分開。優(yōu)點(diǎn)：易于攪拌均勻，處置容器利用率高。缺點(diǎn)：處理后需要去污和清洗，洗滌水也需要進(jìn)行適當(dāng)?shù)奶幚硖幹谩?.4 核電廠放射性固體治理 （1）水泥固化4.4 核電廠放射性固體治理 （1）水泥固化當(dāng)放射性水泥固化后，固化體應(yīng)具有如下性能： 抗輻照能力較強(qiáng)； 強(qiáng)度較高，可在深海處置； 不會(huì)自燃，熱穩(wěn)定性較好。4.4 核電廠放射性固體治理 （1）水泥固化水泥固化的優(yōu)點(diǎn)是： 工藝簡(jiǎn)單，不需

20、要徹底的脫水過程； 設(shè)備簡(jiǎn)單，設(shè)備投資費(fèi)用和日常費(fèi)用低，固化處理成本低； 水泥固化體的機(jī)械穩(wěn)定性、耐熱性、耐久性均較好。缺點(diǎn)主要是： 固化體浸出率較高； 減容效果不顯著，從而增加了處置費(fèi)用。 4.4 核電廠放射性固體治理 (2)瀝青固化瀝青固化是將放射性廢液與溶化的瀝青在邊混合邊加熱的情況下，不斷蒸發(fā)水分減容，形成不溶于水的固化物的一種工藝。瀝青固化工藝通常包括廢物預(yù)處理、摻合與二次蒸汽處理三部分。這種工藝關(guān)鍵是瀝青和廢物的摻合。4.4 核電廠放射性固體治理 (2)瀝青固化按照摻合裝置的不同可分為三種形式。 釜式蒸發(fā)固化工藝 刮板式薄膜蒸發(fā)器工藝 螺桿擠壓器固化工藝為防止瀝青燃燒，控制操作溫度

21、、放射性活度和瀝青的吸附性與膨脹性對(duì)固化物的影響。4.4 核電廠放射性固體治理 (2)瀝青固化 釜式蒸發(fā)固化工藝初期使用的裝置；混合操作溫度：150-230。優(yōu)點(diǎn)：設(shè)備簡(jiǎn)單，能處理多種放射性廢物。缺點(diǎn)：間歇操作，生產(chǎn)效率低； 加熱時(shí)間長(zhǎng)，易使瀝青老化； 進(jìn)行大型瀝青固化與尾氣凈化有困難。4.4 核電廠放射性固體治理 (2)瀝青固化 刮板式薄膜蒸發(fā)器工藝帶有攪拌設(shè)備能連續(xù)操作。利用電動(dòng)機(jī)帶動(dòng)刮板或轉(zhuǎn)子，緊靠著圓筒形傳熱表面運(yùn)動(dòng)，使放射性廢料與瀝青經(jīng)分配盤分配至傳熱表面形成液膜，而液膜在蒸發(fā)器內(nèi)作螺旋下降，同時(shí)蒸去水分。優(yōu)點(diǎn)：傳熱效率高、蒸發(fā)速度快、可防止放射性廢物與瀝青在高溫區(qū)長(zhǎng)時(shí)間停留。缺點(diǎn)：

22、操作溫度太高，一般在200以上。4.4 核電廠放射性固體治理 (2)瀝青固化 螺桿擠壓器固化工藝 把瀝青與放射性廢物分別放入擠壓器內(nèi)，由電動(dòng)機(jī)帶動(dòng)螺桿轉(zhuǎn)動(dòng)，經(jīng)旋轉(zhuǎn)的螺桿不斷攪拌與揉合,沿外桶內(nèi)壁呈薄膜狀被向前推進(jìn)，水分被加熱蒸發(fā)，隨后將摻有放射性廢物與鹽分的瀝青混合物排進(jìn)固化容器內(nèi)。 固化物體性能較好，建造成本較高。4.4 核電廠放射性固體治理 (2)瀝青固化4.4 核電廠放射性固體治理 (2)瀝青固化瀝青固化工藝的主要優(yōu)點(diǎn)有： 原料易得且便宜； 固體浸出率低； 減容性能好； 可處理的放射性廢物種類較多。該工藝的主要缺點(diǎn)是，操作工藝及設(shè)備比水泥固化法復(fù)雜，特別是在固化放射性廢物時(shí)會(huì)產(chǎn)生放射性廢

23、氣。4.4 核電廠放射性固體治理 (3)塑料固化 熱塑性固化法熱固性固化法水泥塑料固化法塑料固化所用的設(shè)備是通常的化工設(shè)備，根據(jù)輻射防護(hù)的要求，需要設(shè)屏蔽和氣密系統(tǒng)，產(chǎn)生的尾氣和二次廢液需要適當(dāng)?shù)娜ノ蹆艋?4.4 核電廠放射性固體治理 什么是熱固性塑料和熱塑性塑料？熱塑性塑料：塑料加工固化冷卻以后，再次加熱仍然能夠達(dá)到流動(dòng)性，并可以再次對(duì)其進(jìn)行加工成型，也就是說具有良好的再加工性和再回收利用性。比如我們常見的PVC，PE，PP，ABS等常見塑料。熱固性塑料：經(jīng)過一次加熱成型固化以后，其形狀就因?yàn)榉肿渔渻?nèi)部進(jìn)行鉸鏈而使形狀達(dá)到穩(wěn)定，再次對(duì)其加熱也不能讓其再次達(dá)到粘流態(tài)，而對(duì)其進(jìn)行再次加工成型，

24、不具有再次加工性和再回收利用性。一般比如環(huán)氧樹脂，橡膠等。(3)塑料固化熱塑性固化利用熱塑性塑料與放射性廢物在一定溫度下混合。產(chǎn)生皂化反應(yīng)，將放射性廢物包容在熱塑性塑料中，形成穩(wěn)定固化體。4.4 核電廠放射性固體治理 (3)塑料固化 熱固性固化利用熱固性塑料在加熱條件下通過交鏈聚合過程使小分子變成大分子，并由液體變轉(zhuǎn)為固體，同時(shí)將放射性廢物包容在固化體中。4.4 核電廠放射性固體治理 (3)塑料固化 與水泥固化相比，塑料固化有以下優(yōu)點(diǎn)： 核素浸出率較低，比瀝青固化略低，比水泥固化低24個(gè)數(shù)量級(jí)，可實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)期安全隔離； 包容廢物量較高，同化產(chǎn)品數(shù)量少，處置費(fèi)用減少。但與水泥固化相比，塑料固化也有以

25、下缺點(diǎn)； 工藝和設(shè)備相對(duì)復(fù)雜，固化處理的成本較高； 與瀝青固化一樣，塑料固化體的化學(xué)穩(wěn)定性和抗老化性能均較差； 固化工藝的安全性較差。 4.4 核電廠放射性固體治理 (4)玻璃固化 玻璃固化將無機(jī)物與放射性廢物以一定的配料比混合后，在高溫(9001200)下煅燒、熔融、澆注，經(jīng)退火后轉(zhuǎn)化為穩(wěn)定的玻璃固化體。用于固化處理高放射性廢物的玻璃主要有兩類：硼硅酸鹽玻璃和磷酸鹽玻璃，以硼硅酸鹽用得最多。 4.4 核電廠放射性固體治理 (4)玻璃固化 第一代熔制工藝感應(yīng)加熱金屬熔爐，一步法罐式工藝。如法國的PIVER裝置。罐式工藝熔爐壽命短，只能批量生產(chǎn)，處理能力低，已經(jīng)逐漸被淘汰，現(xiàn)在只有印度在使用。第

26、二代熔制工藝回轉(zhuǎn)爐煅燒+感應(yīng)加熱金屬熔爐兩步法工藝，法國的AVM和AVH及英國的AVW都屬于這種工藝。第三代熔制工藝焦耳加熱陶瓷熔爐工藝。目前，美國、俄羅斯、日本、德國和我國都采用焦耳加熱陶瓷熔爐工藝。第四代熔制工藝?yán)溘釄甯袘?yīng)熔爐工藝。法國、意大利、韓國、美國、俄羅斯此外，等離子體熔爐和電弧熔爐等還在開發(fā)中。4.4 核電廠放射性固體治理 4.4 核電廠放射性固體治理 (4)玻璃固化 玻璃固化的優(yōu)點(diǎn)是： 可以同時(shí)固化高放廢物的全部組分； 高放廢物的玻璃固化技術(shù)比較成熟。其缺點(diǎn)主要有： 玻璃屬于介穩(wěn)相，在數(shù)百攝氏度高溫和潮濕條件下。玻璃相會(huì)溶蝕、析晶，浸出率迅速上升，這要求對(duì)處置庫作降溫和去濕處理

27、，以保證固化體的安全，但處置成本無疑大大增加； 一些偶然因素造成玻璃固化體碎裂或粉化后，浸出率會(huì)大幅度提高； 處理的過程中會(huì)產(chǎn)生大量有害氣體。4.4 核電廠放射性固體治理 (5)人造巖石固化 利用礦物學(xué)的類質(zhì)同象替代，通過一定的熱處理工藝獲得熱力學(xué)穩(wěn)定性能優(yōu)異的礦物固溶體，將放射性核素包容在固溶體的晶相結(jié)構(gòu)中，從而獲得安全固化處理 。 自1978年澳大利亞科學(xué)家Rinwood等發(fā)明人造巖石固化方法以來，日本、美國、俄國、英國、德國等相繼開展了這方面的研究工作。中國原子能科學(xué)研究院在1993年建成人造巖石固化實(shí)驗(yàn)室，開展了高鈉高放廢液和錒系核素的人造巖石固化的研究。 4.4 核電廠放射性固體治理

28、 (5)人造巖石固化 混料方法：機(jī)械研磨法、醇鹽法和溶膠法等。煅燒方法：回轉(zhuǎn)爐煅燒、噴霧煅燒和流化床煅燒等 。燒結(jié)方法：?jiǎn)蜗驂毫Y(jié)、熱等靜壓和空氣熱壓燒結(jié)等。 4.4 核電廠放射性固體治理 (5)人造巖石固化 與玻璃固化相比，人造巖石固化有以下優(yōu)點(diǎn)： 固化體孤立隔離放射性核素的能力強(qiáng)、浸出率低； 固化體能耐潮濕和高溫，在潮濕和高溫環(huán)境中，人造巖石固化體不會(huì)受到嚴(yán)重?fù)p害，自退火作用增強(qiáng)，浸出率不會(huì)顯著增加； 固化體的高放射性廢物荷載量高，最終固化體體積??； 人造巖石固化體地質(zhì)處置的防護(hù)要求較低，處置成本低。但它也有以下缺點(diǎn)： 人造巖石的單一礦物只能固溶部分的高放廢物組分，固化介質(zhì)材料在處理放射

29、性廢物時(shí)存在一定的局限性。 人造巖石屬于結(jié)晶物質(zhì)，部分礦物輻射損傷（主要為輻射）較大，浸出率升高，體積膨脹，這給地質(zhì)處置帶來了一定困難。 4.4 核電廠放射性固體治理 1概況核廢棄物的最終處置方法大體上可分為兩大類：（1）經(jīng)過工藝再處理即在工廠經(jīng)過水泥、瀝青、玻璃或塑料固化后，再埋入地下貯存庫或裝入容器后拋入海洋作最終處置；（2）將液體廢料直接注入地下深地層中作最終處置。這種方法又分為兩類：A深地層注入法：將液體廢物注入孤立的深含水層；B深地層注漿固化法：將液體廢物與水泥和其它添加劑混合以后注入深部地層的不含水層。4.5 最終處置1概況深地層處置基本優(yōu)點(diǎn)有：（1）對(duì)環(huán)境保護(hù)有利：核廢物在生物環(huán)

30、境中循環(huán)步驟最少，相應(yīng)減少了排入生物環(huán)境的放射性物質(zhì)。（2）沒有復(fù)雜的地面核處理設(shè)備。4.5 最終處置2選址 區(qū)域地殼穩(wěn)定性：應(yīng)選擇相對(duì)穩(wěn)定地帶，遠(yuǎn)離活動(dòng)地帶、地震和活動(dòng)地區(qū)。美國規(guī)定場(chǎng)址應(yīng)遠(yuǎn)離大裂隙、構(gòu)造活動(dòng)地帶至少300m。 巖層（或巖體）完整性：厚度穩(wěn)定，工程地質(zhì)性質(zhì)優(yōu)良，裂隙節(jié)理少，抗熱變性強(qiáng)，阻滯核素遷移能力強(qiáng)。 水文地質(zhì)條件適宜：淺埋處置時(shí)，要求地下水位埋藏深，飽水帶滲透性弱；深層處置場(chǎng)，則要求無導(dǎo)水?dāng)鄬?，透水性差，地下徑流微弱，地下水補(bǔ)給量少，水質(zhì)少腐蝕性。 地表水體小，徑流少，腐蝕作用微弱，無洪水淹沒場(chǎng)地可能。 氣候干旱少雨，強(qiáng)蒸發(fā)。 易于保護(hù)生物圈，不會(huì)傷及自然保護(hù)區(qū)或珍稀動(dòng)

31、植物群，一定時(shí)期不傷及人。 人口稀疏，遠(yuǎn)離大、中城市人口稠密區(qū)。 可利用的自然資源少，遠(yuǎn)離人類區(qū)（如建筑、旅游、采礦）。 交通相對(duì)方便，新建專用運(yùn)輸線易于施工，易于修建核設(shè)施、運(yùn)輸核廢料。 易于解決法律及土地所有權(quán)問題，還應(yīng)考慮各級(jí)政府與公眾輿論的因素。4.5 最終處置3固化后最終處置方法固化后最終處理處置方法有：淺底層埋藏、深地層埋藏、海洋處置。 淺地層埋藏淺地層埋藏通常采用混凝土壕溝、混凝土井、混凝土結(jié)構(gòu)的地下窯洞等作為放射性廢物固化物的最終處置地。該法具有投資少、簡(jiǎn)單方便、易于處置以及安全性能頗高等優(yōu)點(diǎn)。當(dāng)壕溝填滿放射性固化物時(shí)，在溝上鋪設(shè)1-3m的土壤鋪蓋層。覆蓋層通常堆積成山形，還設(shè)有集水溝，必要時(shí)可將水排出。4.5 最終處置3固化后最終處置方法 深地層埋藏深地層埋藏通常利用地下鹽礦以及地下核爆炸試驗(yàn)形成的洞穴等埋藏放射性廢物。該法除要求場(chǎng)地地質(zhì)構(gòu)造十分穩(wěn)定外，還要求被埋藏的放射性廢物與周圍環(huán)境、土地、水源和空氣之間具有很好的隔離巖層，使放射性廢物不致泄漏。應(yīng)注意預(yù)防對(duì)地下水的污染。進(jìn)行核電站廢物處置場(chǎng)地設(shè)計(jì)時(shí)，應(yīng)充分考慮建立氣象與大氣沉降物、水源與污水的監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，以便確定放射性廢物是否會(huì)對(duì)環(huán)境產(chǎn)生不利影響。 4.5 最終處置4.5 最終處置3固化后最終處置方法 海洋處置海洋處置法在國際上有爭(zhēng)