核环境学基础-10

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2、免管排放的控制原则 当废水中含有多种放射性核素时,免管排放应按下述原则控
制： 每月排放的各种核素的总活度应满足 ：
Ai 1.0
i Al,i
一次排放的活度不超过1×107Bq，且满足：
Ai 0.1
A i l ,i
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10.2.3 放射性废液的贮存 乏燃料后处理流程中，第一循环所产生的高放废物中含有
退役过程中环境管理的主要目标是控制退役作业产生的放 射性及非放射性流出物向环境的释放。
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每座核电厂退役向环境释放的放射性物质对公众成员造成 的年有效剂量不应超过0.25mSv，其中气载流出物所致的剂量 不应超过0.1mSv。退役作业事故对公众造成的照射剂量则按 运行事故的剂量限值控制，一次事故 所致的有效剂量不得超 过5mSv，甲状腺剂量不超过50mSv。 3、核设施退役的辐射环境影响评价
浆，废树脂，水过滤器芯子等。 1、废物的脱水减量 离心机等都可以用于泥浆的脱水减容，浓缩液常用流化床干燥器进 行干化。 2、中低放射性废物的固化
有水泥固化和沥青固化等。 3、高放射性废液的玻璃固化
玻璃固化具有良好的抗浸出、抗辐射和抗热性能。但技术复杂， 成本高。
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10.3 气载放射性废物的管理
10.3.1 气载放射性污染物的分类 铀矿开采及水冶所带来的矿粉、222Rn及其子体气溶胶； 反应堆的裂变产物等。
溶解离子状态存于废水中，除大颗粒的会自行产生沉积处，其 余的都要往其中加入絮凝剂，常用作絮凝剂的有明矾、石灰、 铁盐、磷酸盐等。废水中的酸碱度对絮凝的影响很大。
根据需要可调节其pH值，使之产生絮凝沉淀，然后过滤沉 淀，减少污染。
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3、离子交换 废水中的放射性物质以离子状态存在，要想除掉它们必须
利用去污剂对受放射性污染的固体物质进行擦拭，降低其表 面污染。 2、减容
可燃性废物可通过焚烧进行减容，松散的固体废物可通过压 缩进行减容。
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10. 4.2 固体放射性废物的包装、贮存和运输 这三个环节，应严格按照有关规定进行动作。
10. 4.3 固体放射性废物的处置 1、铀、钍矿冶的废物处置：
回填或进行尾矿库等。 2、中、低放射性固体废物的处置：
第十章 放射性废物管理和核设施退役
整个核燃料循环系统、核能生产及放射性物质在国 民经济各领域中的应用，都会产生放射性废物。流出物 排放控制和固体废物的安全处置，既是放射性废物管理 的终点，又是辐射环境管理的起点。
广义的放射性废物管理还包括核设施退役与环境恢 复的有关作业。
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10.1 放射性废物管理的目标和原则
很小，通常为10-3mg·m-3量级，大部分低效过滤器对这样的物 质的效率为5%左右，通常空气调节与通风系统中使用的性能 最好的过滤器，对它能达到80~85%。
最有效的过滤器为高效率微粒空气(HEPA)过滤器，能达到 99.9%。
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10.3.3 碘同位素和放射性气体的去除 去除的方法有：
活性炭吸附器； 活性炭滞留床； 液体吸收装置； 低温分馏装置等。
核设施退役环境影响报告的内容有：厂址与环境状态等5条。
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大量的裂变产物，残留的钚及铀同位素和相当量的超铀元素， 其活度水平很高，其中90Sr、137Cs、238-242Pu、241,242Am、242244Cm等核素的半衰期为13年至38万年，对公众的辐射危险将 长达几百年以至几十万年。
要采取多重屏障等5项措施。
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10.2.4 放射性废物的固化或固定 拟固定或固化废物包括中、高放射性浓缩液，中、低放射性泥
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10.5.2 核设施退役过程 1、退役目标
核设施退役主Βιβλιοθήκη 的安全目标是控制设施关闭后可能存在的 放射性及非放射性潜在危险，保护环境和公众的健康，并限制 其对后代可能造成的负担。
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2、退役深度 根据核设施退役后所达到的实际状态，相应的监控要求及
场地的可利用程度，退役深度可分为3级。 一级退役：核设施就地有监督地全部封存； 二级退役：核设施部分封存； 三级退役：污染的设施去污，清污至可接受的水平或核设
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10.2.1 中、低放射性废水的净化处理
1、贮存衰变 有些放射性核素的半衰期较短，如医学上常用的32P、131I
等，反应堆中运行产生的某些裂变产物如93Y、133I等，这类放 射性废水在贮槽中存放一段时间，它的放射性活度会降到一个 很低的水平，然后进行排放，不会对环境产生较大的污染。
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2、絮凝沉淀和过滤 放射性核素及其它污染物质，常以悬浮固体颗粒、胶体或
施全部拆除等。
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核设施退役深度的确定应充分考虑1~7条的有关因素。 3、退役的准备
初步调查、进行环评、编制退役计划等。 4、退役废物的管理
表面去污、处理和整备、包装运输和处置等。
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10.5.3 核设施退役的环境管理 1、核设施退役的环境管理程序
运行单位先向国家有关部门提交退役申请并提交退役计 划和初步环境影响报告书，主管部门审批，提交实施过程中 报告等。 2、退役过程中的环境管理标准
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10.3.4 气载废物排放的控制管理 气载放射性废物的排放理论上也应按相关的公众剂量上界
EUB导出的年排放量上界进行控制管理，但由于它极难监测， 常监测公众生活环境中气载放射性核素的年平均浓度。
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10.4 固体放射性废物的管理
铀矿的矿碴，反应堆乏燃料元件等，它们各有其特点。 10. 4.1 固体放射性废物的去污和处理 1、表面去污
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开式核燃料循环示意图
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10.1.2 放射性废物管理的目标和原则 1、目标
防止废物中所含的放射性核素以不可接受的量释入环 境，使公众和环境在当前或未来都能免受任何不可接受的 辐射危害，使之保持在许可水平以下和考虑了经济和社会 因素之后可合理达到的尽可能低的水平。 2、原则
放射性废物管理以安全为目的，以处置为中心。
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5、电渗析与反渗透 电渗析装置采用的选择性渗透膜是一类离子交换膜。在电
解质溶液中，阳离子交换膜上的活性基团发生电解，其正电荷 扩散到溶液中，膜上形成负电场，因此，可以吸附溶液中的阳 离子而排斥阴离子，在外电场的作用下可使阳离子通过从而使 之与母液分离。反之可分离阴离子。根据放射性物质在废水中 所呈的电性而选择相应的渗透膜，来分离放射性物质。
反渗透装置采用的醋酸纤维膜是一类半渗透膜，利用这一 原理来分离放射性核素。
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10.2.2 低放射性废水的排放 低放射性废水经净化处理后，应排入专设的排放槽，根
据主工艺参数和取样测量结果，确定槽内废水所含核素的种类、 总量和浓度等参数。 1、向地面水体排放的控制原则
各类核素的排放总量不应超过相应的归一化排放量管理限 值，根据审管机构核准的对核设施废水排放规定的剂量管量限 值，确定废水的许可排放量限值。
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10.3.2 粉尘与气溶胶的分离 1、除尘 分三个阶段：
粗净化，经这一级净化，除去粒径大于60μm的粉尘，常用 的装置为降尘室和旋风分离器；
中净化，除去粒径在10~60μm的粉粒，常用泡沫除尘器； 细净化，除去粒径小于10μm的粉粒，常用布袋、填料及油 过滤器。
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2、气溶胶的过滤 放射性气溶胶颗粒的平均几何直径为0.02~0.7μm，且质量
经包装后可采用近地表处置或地质处置等。 3、高放射性固体废物的处置：
经一定时期的贮存后，将放置在地表以下几百米深处稳定 地质层中的处置库中作永久性保存。
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10.5 核设施退役
10.5.1 退役 制定退役方案，对污染物
进行分处理，处进理后的物品 按规定进行分类保管使用，放 射性废物按规定进行处理。
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10.1.3 放射性废物管理的基本步骤
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废物处理的几个概念 1、去污比：
净化系数—DF 处理前后废物中所含核素浓度或比活度的 比值。
DF

Cb Ca
或

Ab

Aa

10 n
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2、去污效率K 处理过程废物中所含核素总活度的去除百分率，可用比活
度及浓度来表示：
K Ab Aa 100 % Ab
10.1.1 放射性废物的分类和特点 1、放射性废物的分类
IAEA推出放射性废物安全标准提出了关于放射性废 物分类的最新建议，我国依此制订了废物分类标准 GB9133-1995。
按最终处置的要求分类、按处置前管理要求分类、按 放射性废物的非定量分类。 2、放射性废物的特点
特点是其衰变性。
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闭式核燃料循环示意图
采用离子交换法。离子交换有阳离子交换和阴离子交换两种， 根据所要交换的放射性物质的离子状态而选用相应的离子交换 树脂，进行离子交换，从而减少废水中的放射性物质。
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4、蒸发 废水在蒸发器内加热沸，水分逐渐蒸发，除挥发性放射性
核素处，其它的放射性物和杂质都留在浓缩液中，经固化后， 便于放射性物质的废物管理。
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3、减容比(体积浓缩倍数) 处理前废物体积与处理后浓缩物体积之比值：
CF Vb Vc
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10.2 放射性废水的管理
在铀矿开采、水冶、精制和235U的浓集，燃料元件的制造 等一系列活动中，都有放射性废水的产生。
工农业生产中使用的一些放射性物质也会产生一些放射性 废水等。
除乏燃料后处理第一循环其残液为高放射性废水外，一般为 中、低放射性废水。