放射性廢物處置及防治技術(shù)

3.高放廢液的固化煅燒法、玻璃固化、陶瓷固化、金屬固化法（對固化體的輻照穩(wěn)定性、熱穩(wěn)定性、機械穩(wěn)定性和化學(xué)穩(wěn)定性要求更嚴(yán)格）第1頁，共60頁。煅燒法：將高放廢液低溫蒸發(fā)、干燥制得的金屬鹽，在高溫下煅燒分解為穩(wěn)定的金屬氧化物固體顆?；蚍€(wěn)定的固體顆粒的固化。該法適合用于處理含鹽量高的高放廢液。煅燒法：流化床煅燒，噴霧煅燒和灌式煅燒流化床：顆粒保持在400－600℃，熱來源自煤油和氧氣，產(chǎn)物是細(xì)小顆粒第2頁，共60頁。第3頁，共60頁。流化床煅燒法：優(yōu)點：減容比達(dá)到7－12

缺點：金屬氧化物較脆，表面積大，有的化合物化學(xué)穩(wěn)定性差，易被水或其他溶液浸析改進（1）進一步提高煅燒溫度至1200℃，得到陶瓷質(zhì)難熔化合物（2）所得產(chǎn)物與其他添加劑再經(jīng)加壓燒結(jié)，可獲得性能更好的固化體第4頁，共60頁。玻璃固化：高放廢液與玻璃原料以一定的配比混容后，經(jīng)高溫

900－1200℃熔融并退火處理后，獲得穩(wěn)定的玻璃或類玻璃固化體的過程硼硅酸鹽玻璃固化是目前首選的玻璃固化工藝磷酸鹽玻璃固化有許多優(yōu)點，但因設(shè)備腐蝕的原因已被淘汰。第5頁，共60頁。直徑50cm,高1m,每天生產(chǎn)一個150L的玻璃快第6頁，共60頁。6.8核燃料后處理核燃料循環(huán)鈾的精制（純化、氟化和還原）

0.7115%UF6鈾礦石加工天然鈾470kg/d鈾同位素的分離加濃縮鈾3.5%U-235元件制造UO2燃料輻照100kg/d輻照元件后處理回收鈾、钚及其他裂片0.79kg/d钚放射性廢物的處理和處置3GW功率壓水堆核燃料循環(huán)1g鈾－235產(chǎn)生6.7×1010J能量第7頁，共60頁。2.核燃料后處理的重要性（1）后處理為生產(chǎn)武器裝料Pu-239的必備的工藝步驟（2）后處理可以充分利用核能資源（3）后處理可提升核電站的經(jīng)濟性

（增建一個強放廢液玻璃固化車間，后處理的投資增加8－10％）天然鈾或貧化鈾4－8kg/d堆芯（UO2＋15％PuO2)40kg/d增值層200kg/d后處理回收钚復(fù)用6kg/d回收鈾復(fù)用裂片3GW功率快堆核燃料循環(huán)第8頁，共60頁。3.核燃料后處理的任務(wù)

提取和純化新生成的可裂變物質(zhì)回收和純化沒有用完的可裂變物質(zhì)提取有用的裂變產(chǎn)物和超鈾元素對放射性物質(zhì)進行妥善處理和安全處置4.核燃料后處理的特點（1）由于后處理對象極強的放射性，不能直接操作，屏蔽要求極高，遠(yuǎn)距離操作、檢測和控制（2）所用試劑、材料、儀表必須滿足輻照要求（3）臨界危險。當(dāng)可裂變物質(zhì)在某處積累，如果裂變反應(yīng)可持續(xù)進行時，系統(tǒng)達(dá)到臨界，將導(dǎo)致嚴(yán)重的輻射損傷，甚至爆炸（容器形狀，增大中子泄漏，調(diào)整慢化劑與燃料比例）（4）設(shè)備安全、可靠，廢物處置嚴(yán)格第9頁，共60頁。5.后處理工藝進展1、化學(xué)脫殼2、間歇式酸溶解鈾芯3、離心或沉淀4、TBP（磷酸三丁酯）萃取循環(huán)5、钚陰離子交換6、鈾硅膠吸附7、尾氣處理第10頁，共60頁。6.燃料元件的構(gòu)成與種類分類：固體、液體、氣體棒狀、片狀、管狀、球狀、環(huán)狀堆型燃料元件型式包殼材料慢化劑冷卻劑石墨水冷堆天然鈾棒狀鋁石墨輕水石墨氣冷堆天然鈾棒狀鎂合金石墨二氧化碳壓水堆3%加濃縮二氧化鈾棒束鋯-2合金輕水輕水高溫冷氣堆5％加濃UO2或90％加濃縮UC2+ThC2包覆顆粒熱解碳石墨氦氣快堆15％加濃UO2＋PuO2棒束不銹鋼無鈉或氦材料實驗堆鈾鋁合金90％為U-235板狀鋁石墨輕水第11頁，共60頁。

燃料芯：1、金屬鈾：軍用生產(chǎn)用，易加工，成本低，后處理時間短，使用溫度低，輻照穩(wěn)定性不高2、二氧化鈾：輻照穩(wěn)定性好，熔點高，抗腐蝕性強，與許多結(jié)構(gòu)材料相容性好3、鈾合金：與鉬、鋯、鋁、鉻、鎳、鈮等形成合金，可提高輻照穩(wěn)定性，常用于以水和液態(tài)金屬為冷卻劑的反應(yīng)堆中，如試驗堆、核潛艇4、陶瓷燃料：低濃縮鈾的氧化物（碳化物、氮化物）壓制燒結(jié)而成，元件熔點高，輻照穩(wěn)定性好，形變小，燃耗深度較大，缺點導(dǎo)熱性差，鈾密度低5、钚燃料：钚鋁合金，金屬钚與二氧化钚、二氧化鈾混合而成6、釷燃料：一般與鈾燃料混合使用第12頁，共60頁。包殼材料：1、鋁合金：低溫反應(yīng)堆常用，優(yōu)點是易加工、中子截面小缺點是強度差，在高溫下有較大蠕變，抗腐蝕性差2、鎂合金：天然鈾石墨冷氣堆?？苟趸几g，中子吸收截面小，導(dǎo)熱性好，能在360℃以下滿足要求3、鋯合金：壓水堆、沸水堆和重水動力堆采用，鋯－2合金廣泛使用，含鎳的鋯－4合金，吸氫率為鋯－2的

?到3/5，有利于防止氫脆。4、不銹鋼：耐溫高，抗腐蝕性好，但中子吸收截面大，要求殼壁小于0.4mm。第13頁，共60頁。乏燃料的組成：

乏燃料的組分隨投入元件的裂變和增殖材料的種類和數(shù)量、中子能譜和通量、燃燒時間、冷卻時間而變化?，F(xiàn)已查明裂變產(chǎn)物有300多種，包括從35號鋅元素到64號釓元素的多種同位素第14頁，共60頁。第15頁，共60頁。7.裂變產(chǎn)物活度估算第16頁，共60頁。8.輻照元件的冷卻反應(yīng)堆中卸出的輻照元件需在特殊設(shè)計的水池中存放一段時間，然后再加以處理。冷卻的作用：1、降低乏燃料元件的活度水平（如I-131,8.41d)2、減少裂變產(chǎn)物的損失

3、保證具有強放射性的鈾的重同位素的衰變第17頁，共60頁。冷卻時間的確定根據(jù)燃料組成確定冷卻時間Np-239全部衰變成Pu-239需30天U-237需全部衰變完，一般為其半衰期的24倍，即160－180d目前，國外后處理工廠元件冷卻時間一般為120－200天，也有360天的，一般180天比較合適第18頁，共60頁。9.化學(xué)法去殼用適當(dāng)?shù)幕瘜W(xué)溶劑將包殼溶解，而燃料芯不溶解（1）鋁殼：氫氧化鈉溶解鋁，同時加入硝酸鈉抑制氫的生成（2）鋯殼：鋯及合金溶解于硝酸氨的氟化銨（濃度5.5mol/L)沸騰溶液，生成氟鋯酸銨，（3）不銹鋼：4－6mol/L熱硫酸溶解，缺點是溶解速度慢，不穩(wěn)定，有少量鈾溶解電解法：適用于硝酸介質(zhì)中多種燃料和殼材料，陰陽極用鈮制成，陽極表面鍍0.25mm的鉑可防止陽極腐蝕第19頁，共60頁。10.溶解鈾芯的化學(xué)原理溶解燃料的目的：使鈾、钚和裂變產(chǎn)物轉(zhuǎn)化成有利于分離的化學(xué)形態(tài)，還可準(zhǔn)確測定后處理過程中鈾、钚的進料量原理：用硝酸溶解鈾，溶解過程分三步：第20頁，共60頁。通入空氣或氧氣，氧化一氧化氮，為二氧化氮，循環(huán)利用，則最終酸耗可降至為1mol鈾消耗3mol硝酸第21頁，共60頁。硝酸初始濃度及酸用量的確定溶芯溫度和設(shè)備負(fù)壓溶解尾氣的凈化：（1）尾氣組成：用氫氧化鈉溶解鋁殼，每噸元件排出廢氣270kg，用硝酸溶解鈾芯，每噸鈾排出700kg廢氣組分O2N2NH3NO2NOH2O去殼尾氣21.871.85.01.4溶芯尾氣14.471.11.37.65.6溶解尾氣大致組成（重量％）第22頁，共60頁。尾氣凈化的目的及方法1、旋風(fēng)分離、多管除塵器去除放射性液滴2、用含硝酸銀硅膠吸收碘3、用氫氧化鈉吸收氮氧化合物4、去除氪、氙（氪半衰期為10.73a,氙為5.27d，在液氮冷卻下，用活性炭吸附，利用氣體沸點差,氪為-153.2℃，再加熱解析，分離出氪）

回收氮氧化合物復(fù)用硝酸第23頁，共60頁。

指在生產(chǎn)和使用放射性物質(zhì)過程中廢棄并含有放射性的物質(zhì)或被放射性物質(zhì)污染而又不能用簡單的方法加以分離的廢棄物。一、放射性廢物7.1

核廢物特點及分類第24頁，共60頁。

它們不能用任何物理的、化學(xué)的或生物學(xué)等處理方法來改變其放射性的本質(zhì)，而只能靠其自然衰變。因此，它們與一般的工業(yè)廢物有著根本的區(qū)別。

保護人類健康和環(huán)境、使放射性廢物的體積、重量以及廢物中所含的放射性核素合理地達(dá)到最少化和安全化，不給后代帶來不適當(dāng)?shù)呢?fù)擔(dān)或潛在影響。

二、放射性廢物的特點三、放射性廢物治理的目的第25頁，共60頁。四、放射性廢物的分類1、按物理形態(tài)：液態(tài)、氣態(tài)和固態(tài)三大類2、放射水平：高放廢物、中放、低放廢物3、半衰期不同：常壽命、中等壽命和短壽命核素4、廢物來源：鈾尾礦、退役廢物、乏燃料、包殼廢物、軍用廢物、商用廢物等第26頁，共60頁。廢物等級放射性比活度說明備注液體Bq/L1＜37一般不處理用通常的蒸發(fā)/離子交換或化學(xué)法237~3.7×104處理廢液的設(shè)備不需屏蔽33.7×104~3.7×106設(shè)備需部分屏蔽43.7×106~3.7×1011設(shè)備必須屏蔽5＞3.7×

1011必須冷卻和屏蔽氣體Bq/m31＜37一般不處理237~3.7×104一般用過濾法處理3＞3.7×104一般用綜合法處理固體Bq/kg.h1＜1.91×106運輸中不需要特殊防護主要為β/γ輻射體，所含的α輻射體可忽略不計21.91×106~1.91×107運輸中要用薄層混凝土或鉛屏3＞1.91×107運輸中要求特殊防護4α輻射體要求不存在閾臨界問題國際原子能機構(gòu)推薦的廢物分級標(biāo)準(zhǔn)第27頁，共60頁。

根據(jù)各類廢物的放射水平，給予恰當(dāng)?shù)奶幚恚M量減少放射性廢物的產(chǎn)生量或體積，除低放射性液體和氣體廢物可有控制地向環(huán)境排放外，其余廢物必須轉(zhuǎn)化為不同類型的固化物，經(jīng)過最優(yōu)化分析，在保證安全地與生物圈隔離的條件下，以固體廢物的形態(tài)在環(huán)境中處置，并做好長期的管理和監(jiān)測工作，不得影響工作人員和公眾的健康安全。

五、放射性廢物治理的基本原則第28頁，共60頁。放射性廢物治理的基本途徑：1、濃縮貯存（也稱為永久處置），使廢物與環(huán)境隔絕起來；2、放置衰變，在不造成環(huán)境公害的前提下，為放射性核衰變提供足夠的時間；3、是稀釋排放，使廢物的放射性水平降低到容許水平以下，排入環(huán)境而得以消散。

第29頁，共60頁。1、去污比（凈化系數(shù)）2、去污效率

3、體積濃縮倍數(shù)六、放射性廢物處理指標(biāo)第30頁，共60頁。核廢物按放射性活度計，99％來自核燃料后處理工廠核燃料循環(huán)和非核燃料循環(huán)1.核燃料循環(huán)的“三廢”排放1）鈾礦的開采與冶煉：地殼豐度1--2ppm，當(dāng)>50ppm時可開采，大量固體廢物及廢液。2）純化與轉(zhuǎn)化為UF4，純化：去掉硅、鐵、硫、釷、鈷、釩等雜質(zhì)及吸收鎘、硼、鉛中子，轉(zhuǎn)化為四氟化鈾。3）反應(yīng)堆燃料的加濃和制備，人為增加同位素鈾235的含量。4）反應(yīng)堆運行:核廢液（循環(huán)冷卻水）、固體核廢物（設(shè)備、廢水凈化器件）5）后處理及廢物處置燃料的放置（衰變）、工廠處理（溶解后，回收鈾、钚），運輸過程中的危害。核設(shè)施退役時產(chǎn)生的各類廢物。7.2核廢物的來源第31頁，共60頁。2.源自非核燃料循環(huán)放射性同位素生產(chǎn)：多種短壽命放射性核素醫(yī)療、科研、教育、工業(yè)、農(nóng)業(yè)等部門應(yīng)用放射性物質(zhì)核設(shè)施退役：核電站壽命30～40年，后處理廠15～20年設(shè)施異常核武器制造和實驗第32頁，共60頁。3、鈾礦山尾礦和廢石的處理特征：其中含有Ra、Se、Rn、Mo等較高體積和數(shù)量十分龐大其中含有多量酸、堿等化學(xué)物質(zhì)具有松散性、流動性、強導(dǎo)熱性、反光性、透水性等鈾尾礦的處置原則：最大限度地減少氡射氣地逸散量，避免粉塵污染周圍環(huán)境，減少有害組分進入地下水和地表水源處置前的預(yù)處理：稀酸淋洗氯化鋇或離子交換分離尾礦漿液中的鐳尾礦液中性化處理自然蒸發(fā)有毒廢液作水泥固化、瀝青固化第33頁，共60頁。處置方式：尾礦庫底面貯存、回填入廢井或其他地下巖洞鈾尾礦地面處置系統(tǒng)的構(gòu)式：比活度大于7×104Bq/kg：建尾礦庫比活度介于2×104～7×104Bq/kg：建尾礦壩第34頁，共60頁。放射性廢液分類標(biāo)準(zhǔn)：“高水平”，相對的放射性水平為3.7×1010Bq·L-1量級的廢物“中水平”，相對的放射性水平為3.7×107Bq·L-1量級的廢液；“低水平”，相對的放射性水平為3.7×104Bq·L-1量級的廢液。

7.3

放射性廢液的治理第35頁，共60頁。放射性廢液處理一般有兩類：1、水溶液或能與水互相混勻的有機溶液，2、不能與水混勻的有機溶液，兩者處理方法不同，必須分別收集。

可燃性的處理方法基本與固體廢物相同，即短半衰期核素以放置法為主，長半衰期核素以焚燒法加埋存法為主，不可排入下水道以造成污染。后者則以排入下水道為主要途徑，但排出水中放射性濃度不得超過1×104Bq/L，僅含有濃度不超過1×105Bq/L的3H或14C的廢液不按放射性廢液處理。第36頁，共60頁。貯存衰變

有些放射性核素的半衰期較短，如核醫(yī)學(xué)中常用的32P、131I、125I、198Au、99Mo、99Tcm等，含這類核素的廢液在貯存放置一段時間后，由于不斷地衰變而失去放射性。該法的放置時間通常相當(dāng)于放射性核素的10個半衰期。這一方法簡便可靠易行，在醫(yī)學(xué)研究中應(yīng)用較廣泛。

1996年我國衛(wèi)生部文件（GB16360－1996）又進一步明確規(guī)定，醫(yī)用短半衰期放射性廢物，其比活度降低到7.4×104Bq/kg，可按醫(yī)用垃圾處理，使得醫(yī)用放射性廢物的處置更趨合理化。低放射性廢液經(jīng)上述凈化處理后可向水體排放（經(jīng)城市下水道排放或直接向江、河、湖、海排放）。

第37頁，共60頁。排放時必須滿足3個基本要求：

一是工程設(shè)計應(yīng)保證廢水能迅速、均勻、完全地與地面水混合，不會在排放管道內(nèi)或排放口附近淤積；二是要根據(jù)水體的受納容量確定廢水的許可排放量；三是要有相應(yīng)的排放監(jiān)測及污染調(diào)查計劃與措施。一般不得采用邊排放邊稀釋方法，將超過排放管理限值的廢液排入環(huán)境。含有長壽命放射性核素（放射性半衰期大于30年）的廢液，嚴(yán)禁向封閉式湖泊排放。低放射性廢水向江河的排放必須避開經(jīng)濟魚類產(chǎn)卵區(qū)、水生生物養(yǎng)殖場、鹽場、海濱游泳和娛樂場所等。排放口應(yīng)設(shè)在集中取水區(qū)的下游。第38頁，共60頁。一、低放射性廢液的處理（一）凝聚沉淀法（二）離子交換法（三）電滲析和反滲透法（四）蒸發(fā)法（五）生物化學(xué)處理法（六）貯存衰變第39頁，共60頁。二、中、高放射性廢液的處理

中、高放射性廢液且半衰期較長時，一般采用永久處置法，將廢液引入惰性的固體介質(zhì)中。常用的固化方法有；水泥固化、瀝青固化（中、低放固廢）、罐內(nèi)蒸發(fā)固化、煅燒固化和玻璃固化(高放廢物）等。第40頁，共60頁。7.4氣載放射性廢物的治理

氣載放射性廢物：指那些呈氣態(tài)或蒸氣狀態(tài)的放射性污染物和均勻分布在空氣中的放射性懸浮物如放射性氣溶膠和粉塵等。放射性氣溶膠：指放射性物質(zhì)的微粒在10-3～10-1μm之間，并較均勻地分散在氣相時，這種體系稱之為放射性氣溶膠。第41頁，共60頁。

氣載放射性廢物的特點：可造成更大范圍的污染，對周圍環(huán)境的影響難以控制和預(yù)測。氣載放射性廢物的處理原則是采用除塵設(shè)備將放射性廢氣進行分離或過濾和采用化學(xué)吸附、吸收等方法將廢氣中放射性部分轉(zhuǎn)化為液體或固體廢物，然后再進一步處理，減少大氣中的放射性污染，使排出的放射性物質(zhì)得到充分地稀釋和擴散，防止超過容許濃度的空氣污染，保障人類的健康。

第42頁，共60頁。7.5

固體放射性廢物的治理

固體放射性廢物指那些放射性廢渣、報廢了的污染的設(shè)備、污染的勞保用品，含放射性的維修廢物、廢紙和實驗用動物尸體等。對半衰期較短的固體廢物，一般采用放置一段時間，待放射性衰變至容許水平后按一般廢物處置。而半衰期長的固體廢物一般在處置前須進行預(yù)處理，如焚燒。

第43頁，共60頁。一、低放射性固體廢物的處置

半衰期較長的低放射性廢物最終都用埋藏法處置。可燃性廢物經(jīng)焚燒后，體積可縮小到原來的十分之一；對不可燃的固體廢物，凡能壓縮體積的，埋藏前盡量壓縮其體積。目前認(rèn)為，這類廢物直接埋在地下，可以確保安全。埋藏地點應(yīng)設(shè)在偏遠(yuǎn)地區(qū)，以減小對居民的輻射危害。有的地區(qū)限于條件，亦可建立地面或地下式倉庫，臨時貯存固體廢物。第44頁，共60頁。二、中、高放射性固體廢物的處置（一）地下臨時埋藏

（二）海洋處置有些國家將固體廢物棄置于海洋，作為其最終處置方法。據(jù)認(rèn)為在2000m以下的深海中，垂直擴散速度僅為每年0.5～2m，棄置在這樣深層中的廢物核素1000年后尚不會上升到海面。（目前，國際上已經(jīng)取消這種處理方法）（三）鹽礦處置（四）地球外存放（五）地下深埋處置第45頁，共60頁。核廢物處置的發(fā)展歷程：中、低放廢液：地下滲濾法：借助土壤和砂礫的吸附、滲濾深井注入法（1000～1500米）凈化排放法

水力壓裂法：水泥等可固化材料中、低放固廢：陸地淺埋廢礦井法海洋投棄法

第46頁，共60頁。地質(zhì)處置：高放射性廢物處置要求：①隔離時間1000～10000年②深度500～1000米③處置介質(zhì)是透水性較差的巖石多重屏障：①玻璃固化體②廢物外包裝容器：混凝土、粘土、鉛金屬外科③回填材料：粘土、沸石、蛭石、玄武巖、石墨④地質(zhì)環(huán)境屏障的多重作用：①物理屏障作用:阻止和限制地下水接近、進入廢置庫；減弱和屏蔽的輻射影響②化學(xué)屏障作用：③機械屏蔽作用：容器和回填材料為廢物提供包容和機械支撐作用第47頁，共60頁。7.6核廢物的地球化學(xué)工程屏障原理利用核素在一定條件下遷移擴散的特點，在另一種條件下又可集中固定的地球化學(xué)理論，采用適當(dāng)?shù)奈锪咸砑觿纳铺幹脦靽鷰r的地球化學(xué)條件，將庫底釋放的核素再次滯留固定于庫底附近，達(dá)到優(yōu)化利用環(huán)境容量，提高處置場安全的目的。這一技術(shù)是控制地下水污染的先進的環(huán)境工程技術(shù)之一。1、核素地球化學(xué)工程屏障的理論基礎(chǔ)（鈾、钚、镎等核素的形態(tài)及溶解性）2、鈾屏障的理論依據(jù)（鈾的地球化學(xué)性質(zhì)、鈾遷移－滯留反應(yīng)方程）3、屏障的添加劑選擇4、