放射性废物处置及防治技术ppt课件
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产物是细小颗粒
2
3
流化床煅烧法：
优点： 减容比达到7－12 缺点：金属氧化物较脆，表面积大，有的化合物化学稳定
性差，易被水或其他溶液浸析 改进（1）进一步提高煅烧温度至1200℃，得到陶瓷质难熔
化合物 （2）所得产物与其他添加剂再经加压烧结，可获得
性能更好的固化体
4
玻璃固化：高放废液与玻璃原料以一定的配比混容后，经高温 900－1200℃熔融并退火处理后，获得稳定的玻璃 或类玻璃固化体的过程
4. 核燃料后处理的特点 （1）由于后处理对象极强的放射性，不能直接操作，屏蔽要求 极高，远距离操作、检测和控制 （2）所用试剂、材料、仪表必须满足辐照要求 （3）临界危险。当可裂变物质在某处积累，如果裂变反应可持 续进行时，系统达到临界，将导致严重的辐射损伤，甚至爆炸 （容器形状，增大中子泄漏，调整慢化剂与燃料比例） （4）设备安全、可靠，废物处置严格
11
燃料芯：
1、金属铀：军用生产用，易加工，成本低，后处理时间短，使用 温度低，辐照稳定性不高
2、二氧化铀：辐照稳定性好，熔点高，抗腐蚀性强，与许多结构 材料相容性好
3、铀合金：与钼、锆、铝、铬、镍、铌等形成合金，可提高辐照 稳定性，常用于以水和液态金属为冷却剂的反应堆中，如试验堆、 核潜艇
4、陶瓷燃料：低浓缩铀的氧化物（碳化物、氮化物）压制烧结而 成，元件熔点高，辐照稳定性好，形变小，燃耗深度较大，缺点导 热性差，铀密度低
元件制造 UO2
燃料辐照 100kg/d
辐照元件后处理 回收铀、钚及其他裂片 0.79kg/d钚
放射性废物的处理和处置
3GW功率压水堆核燃料循环 1g铀－235产生6.7×1010J能量
7
2. 核燃料后处理的重要性
（1）后处理为生产武器装料Pu-239的必备的工艺步骤 （2）后处理可以充分利用核能资源 （3）后处理可提升核电站的经济性
9
5. 后处理工艺进展
1、化学脱壳 2、间歇式酸溶解铀芯 3、离心或沉淀 4、TBP（磷酸三丁酯）萃取循环 5、钚阴离子交换 6、铀硅胶吸附 7、尾气处理
10
6. 燃料元件的构成与种类
分类：固体、液体、气体 棒状、片状、管状、球状、环状
堆型
燃料
元件型式 包壳材料 慢化剂 冷却剂
石墨水冷堆 天然铀
13
乏燃料的组成：
乏燃料的组分随投入元件的裂变和增殖材料的种类和 数量、中子能谱和通量、燃烧时间、冷却时间而变化。 现已查明裂变产物有300多种，包括从35号锌元素到64号 钆元素的多种同位素
01n
U 235
92
U 236
92
144 56
Ba
89 36
Kr
301n
235U 01n 95Y 139I 2 01n
14
15
7. 裂变产物活度估算
N N0et
dN2 dt
1N1 2 N2
N1 N01e1t
16
8. 辐照元件的冷却 反应堆中卸出的辐照元件需在特殊设计的水池中存放一
段时间，然后再加以处理。
冷却的作用：1、降低乏燃料元件的活度水平（如I-131,8.41d)
2、减少裂变产物的损失
（增建一个强放废液玻璃固化车间，后处理的投资增加8－10％）
天然铀 或贫化铀 4－8kg/d
回收钚复用6kg/d
堆芯（UO2＋15％PuO2) 40kg/d
增值层200kg/d
后处理
裂片
回收铀复用
3GW功率快堆核燃料循环
8
3. 核燃料后处理的任务 提取和纯化新生成的可裂变物质 回收和纯化没有用完的可裂变物质 提取有用的裂变产物和超铀元素 对放射性物质进行妥善处理和安全处置
238U
(n, )
239U
' 23.5min
239 Np
' 2.33d
239Pu
3、保证具有强放射性的铀的重同位素的衰变
235U (n, ) 236U (n, ) 237U 6.75' d 237Np
17
冷却时间的确定 根据燃料组成确定冷却时间 Np-239全部衰变成Pu-239需30天 U-237需全部衰变完，一般为其半衰期的24倍，即160－180d
棒状
铝
石墨
石墨气冷堆 天然铀
棒状
镁合金 石墨
压水堆 高温冷气堆 快堆
3%加浓缩二氧化 铀
5％加浓UO2或90％ 加浓缩UC2+ThC2 15％加浓UO2＋PuO2
棒束 包覆颗粒 棒束
锆-2合金 热解碳 不锈钢
轻水 石墨 无
材料实验堆 铀铝合金90％为U- 板状
铝
235
石墨
轻水 二氧化碳 轻水
氦气
钠或氦 轻水
硼硅酸盐玻璃固化是目前首选的玻璃固化工艺 磷酸盐玻璃固化有许多优点，但因设备腐蚀的原因已被淘汰。
5
直径50cmபைடு நூலகம்高1m,每天生产一个150L的玻璃快
6
6.8 核燃料后处理
1. 核燃料循环
铀矿石加工 天然铀470kg/d
铀的精制（纯化、氟化和还原） 0.7115% UF6
铀同位素的分离 加浓缩铀3.5%U-235
5、钚燃料：钚铝合金，金属钚与二氧化钚、二氧化铀混合而成
6、钍燃料：一般与铀燃料混合使用
12
包壳材料： 1、铝合金：低温反应堆常用，优点是易加工、中子截面小
缺点是强度差，在高温下有较大蠕变，抗腐蚀 性差 2、镁合金：天然铀石墨冷气堆。抗二氧化碳腐蚀，中子吸 收截面小，导热性好，能在360℃以下满足要求 3、锆合金：压水堆、沸水堆和重水动力堆采用，锆－2合金 广泛使用，含镍的锆－4合金，吸氢率为锆－2的 ½ 到3/5，有利于防止氢脆。 4、不锈钢：耐温高，抗腐蚀性好，但中子吸收截面大，要求 壳壁小于0.4mm。
3. 高放废液的固化 煅烧法、玻璃固化、陶瓷固化、金属固化法 （对固化体的辐照稳定性、热稳定性、机械稳定性和化学 稳定性要求更严格）
1
煅烧法：将高放废液低温蒸发、干燥制得的金属盐，在高温下 煅烧分解为稳定的金属氧化物固体颗粒或稳定的固体颗粒的固 化。该法适合用于处理含盐量高的高放废液。 煅烧法：流化床煅烧，喷雾煅烧和灌式煅烧 流化床：颗粒保持在400－600℃，热来源自煤油和氧气，
目前，国外后处理工厂元件冷却时间一般为120－200天，也 有360天的，一般180天比较合适
18
9. 化学法去壳
用适当的化学溶剂将包壳溶解，而燃料芯不溶解
（1）铝壳：氢氧化钠溶解铝，同时加入硝酸钠抑制氢的生成
2
3
流化床煅烧法：
优点： 减容比达到7－12 缺点：金属氧化物较脆，表面积大，有的化合物化学稳定
性差，易被水或其他溶液浸析 改进（1）进一步提高煅烧温度至1200℃，得到陶瓷质难熔
化合物 （2）所得产物与其他添加剂再经加压烧结，可获得
性能更好的固化体
4
玻璃固化：高放废液与玻璃原料以一定的配比混容后，经高温 900－1200℃熔融并退火处理后，获得稳定的玻璃 或类玻璃固化体的过程
4. 核燃料后处理的特点 （1）由于后处理对象极强的放射性，不能直接操作，屏蔽要求 极高，远距离操作、检测和控制 （2）所用试剂、材料、仪表必须满足辐照要求 （3）临界危险。当可裂变物质在某处积累，如果裂变反应可持 续进行时，系统达到临界，将导致严重的辐射损伤，甚至爆炸 （容器形状，增大中子泄漏，调整慢化剂与燃料比例） （4）设备安全、可靠，废物处置严格
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燃料芯：
1、金属铀：军用生产用，易加工，成本低，后处理时间短，使用 温度低，辐照稳定性不高
2、二氧化铀：辐照稳定性好，熔点高，抗腐蚀性强，与许多结构 材料相容性好
3、铀合金：与钼、锆、铝、铬、镍、铌等形成合金，可提高辐照 稳定性，常用于以水和液态金属为冷却剂的反应堆中，如试验堆、 核潜艇
4、陶瓷燃料：低浓缩铀的氧化物（碳化物、氮化物）压制烧结而 成，元件熔点高，辐照稳定性好，形变小，燃耗深度较大，缺点导 热性差，铀密度低
元件制造 UO2
燃料辐照 100kg/d
辐照元件后处理 回收铀、钚及其他裂片 0.79kg/d钚
放射性废物的处理和处置
3GW功率压水堆核燃料循环 1g铀－235产生6.7×1010J能量
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2. 核燃料后处理的重要性
（1）后处理为生产武器装料Pu-239的必备的工艺步骤 （2）后处理可以充分利用核能资源 （3）后处理可提升核电站的经济性
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5. 后处理工艺进展
1、化学脱壳 2、间歇式酸溶解铀芯 3、离心或沉淀 4、TBP（磷酸三丁酯）萃取循环 5、钚阴离子交换 6、铀硅胶吸附 7、尾气处理
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6. 燃料元件的构成与种类
分类：固体、液体、气体 棒状、片状、管状、球状、环状
堆型
燃料
元件型式 包壳材料 慢化剂 冷却剂
石墨水冷堆 天然铀
13
乏燃料的组成：
乏燃料的组分随投入元件的裂变和增殖材料的种类和 数量、中子能谱和通量、燃烧时间、冷却时间而变化。 现已查明裂变产物有300多种，包括从35号锌元素到64号 钆元素的多种同位素
01n
U 235
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U 236
92
144 56
Ba
89 36
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301n
235U 01n 95Y 139I 2 01n
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7. 裂变产物活度估算
N N0et
dN2 dt
1N1 2 N2
N1 N01e1t
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8. 辐照元件的冷却 反应堆中卸出的辐照元件需在特殊设计的水池中存放一
段时间，然后再加以处理。
冷却的作用：1、降低乏燃料元件的活度水平（如I-131,8.41d)
2、减少裂变产物的损失
（增建一个强放废液玻璃固化车间，后处理的投资增加8－10％）
天然铀 或贫化铀 4－8kg/d
回收钚复用6kg/d
堆芯（UO2＋15％PuO2) 40kg/d
增值层200kg/d
后处理
裂片
回收铀复用
3GW功率快堆核燃料循环
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3. 核燃料后处理的任务 提取和纯化新生成的可裂变物质 回收和纯化没有用完的可裂变物质 提取有用的裂变产物和超铀元素 对放射性物质进行妥善处理和安全处置
238U
(n, )
239U
' 23.5min
239 Np
' 2.33d
239Pu
3、保证具有强放射性的铀的重同位素的衰变
235U (n, ) 236U (n, ) 237U 6.75' d 237Np
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冷却时间的确定 根据燃料组成确定冷却时间 Np-239全部衰变成Pu-239需30天 U-237需全部衰变完，一般为其半衰期的24倍，即160－180d
棒状
铝
石墨
石墨气冷堆 天然铀
棒状
镁合金 石墨
压水堆 高温冷气堆 快堆
3%加浓缩二氧化 铀
5％加浓UO2或90％ 加浓缩UC2+ThC2 15％加浓UO2＋PuO2
棒束 包覆颗粒 棒束
锆-2合金 热解碳 不锈钢
轻水 石墨 无
材料实验堆 铀铝合金90％为U- 板状
铝
235
石墨
轻水 二氧化碳 轻水
氦气
钠或氦 轻水
硼硅酸盐玻璃固化是目前首选的玻璃固化工艺 磷酸盐玻璃固化有许多优点，但因设备腐蚀的原因已被淘汰。
5
直径50cmபைடு நூலகம்高1m,每天生产一个150L的玻璃快
6
6.8 核燃料后处理
1. 核燃料循环
铀矿石加工 天然铀470kg/d
铀的精制（纯化、氟化和还原） 0.7115% UF6
铀同位素的分离 加浓缩铀3.5%U-235
5、钚燃料：钚铝合金，金属钚与二氧化钚、二氧化铀混合而成
6、钍燃料：一般与铀燃料混合使用
12
包壳材料： 1、铝合金：低温反应堆常用，优点是易加工、中子截面小
缺点是强度差，在高温下有较大蠕变，抗腐蚀 性差 2、镁合金：天然铀石墨冷气堆。抗二氧化碳腐蚀，中子吸 收截面小，导热性好，能在360℃以下满足要求 3、锆合金：压水堆、沸水堆和重水动力堆采用，锆－2合金 广泛使用，含镍的锆－4合金，吸氢率为锆－2的 ½ 到3/5，有利于防止氢脆。 4、不锈钢：耐温高，抗腐蚀性好，但中子吸收截面大，要求 壳壁小于0.4mm。
3. 高放废液的固化 煅烧法、玻璃固化、陶瓷固化、金属固化法 （对固化体的辐照稳定性、热稳定性、机械稳定性和化学 稳定性要求更严格）
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煅烧法：将高放废液低温蒸发、干燥制得的金属盐，在高温下 煅烧分解为稳定的金属氧化物固体颗粒或稳定的固体颗粒的固 化。该法适合用于处理含盐量高的高放废液。 煅烧法：流化床煅烧，喷雾煅烧和灌式煅烧 流化床：颗粒保持在400－600℃，热来源自煤油和氧气，
目前，国外后处理工厂元件冷却时间一般为120－200天，也 有360天的，一般180天比较合适
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9. 化学法去壳
用适当的化学溶剂将包壳溶解，而燃料芯不溶解
（1）铝壳：氢氧化钠溶解铝，同时加入硝酸钠抑制氢的生成