核环境学基础-10
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10
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
11
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。
24
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。
25
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
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。
22
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
27
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。
28
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
6
10.1.3 放射性废物管理的基本步骤
7
8
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
9
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
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。
36
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。
1
10.1 放射性废物管理的目标和原则
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。
30
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。
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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ。
18
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。
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%。
26
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。
31
10.5.2 核设施退役过程 1、退役目标
核设施退役主要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。
32
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
17
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。
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。
23
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。
12
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。
13
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
4
开式核燃料循环示意图
5
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。
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。
14
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。
29
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：
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。
16
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。
20
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
21
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
施全部拆除等。
33
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。
34
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
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。
2
闭式核燃料循环示意图
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
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。
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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
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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10.3.4 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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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
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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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
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。
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ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ。
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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。
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。
31
10.5.2 核设施退役过程 1、退役目标
核设施退役主要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。
32
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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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。
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。
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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
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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。
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：
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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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
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
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
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