第七章 放射性废物处置及防治技术

1.91×106~1.91×107 运输中要用薄层混凝土或 铅屏
3 4
＞1.91×107 α 辐射体
运输中要求特殊防护 要求不存在阈临界问题
五、放射性废物治理的基本原则
根据各类废物的放射水平，给予恰当的处理，尽
量减少放射性废物的产生量或体积，除低放射性液体
和气体废物可有控制地向环境排放外，其余废物必须
4 、废物来源：铀尾矿、退役废物、乏燃料、包壳废 物、军用废物、商用废物等
国际原子能机构推荐的废物分级标准
废物
液体 Bq/L
等级
1 2 3
放射性比活度
＜37 37~3.7×104 3.7×104~3.7×106
说明
一般不处理 处理废液的设备不需屏蔽 设备需部分屏蔽
备注
用通常的蒸 发/离子交 换或化学法
7.2 核废物的来源
核废物按放射性活度计，99％来自核燃料后处理工厂 核燃料循环和非核燃料循环
1. 核燃料循环的“三废”排放
1）铀矿的开采与冶炼：地壳丰度1--2ppm，当>50ppm时可开采 ，大量固体废物及废液。 2）纯化与转化为UF4，纯化：去掉硅、铁、硫、钍、钴、钒等 杂质及吸收镉、硼、铅中子，转化为四氟化铀。 3）反应堆燃料的加浓和制备，人为增加同位素铀235的含量。 4）反应堆运行:核废液（循环冷却水）、固体核废物（设备、 废水净化器件） 5）后处理及废物处置 燃料的放置（衰变）、工厂处理（溶解后，回收铀、钚）， 运输过程中的危害。核设施退役时产生的各类废物。
4 5
气体 Bq/m3 1 2 3 1 固体 Bq/kg.h 2
3.7×106~3.7×1011 ＞3.7× 1011
＜37 37~3.7×104 ＞3.7×104 ＜1.91×106
设备必须屏蔽 必须冷却和屏蔽
一般不处理 一般用过滤法处理 一般用综合法处理 运输中不需要特殊防护 主要为 β /γ 辐射 体，所含的 α 辐射体可 忽略不计
U-237需全部衰变完，一般为其半衰期的24倍，即160－180d
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
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）锆壳：锆及合金溶解于硝酸氨的氟化铵（浓度5.5mol/L) 沸腾溶液，生成氟锆酸铵， （3）不锈钢：4－6mol/L热硫酸溶解，缺点是溶解速度慢， 不稳定，有少量铀溶解 电解法：适用于硝酸介质中多种燃料和壳材料，阴阳极用铌 制成，阳极表面镀0.25mm的铂可防止阳极腐蚀
238
U
( n , )
239
U 23.5min
'
239
239 Np Pu 2.33 d
'
3、保证具有强放射性的铀的重同位素的衰变
235
U
( n , )
236
U
( n , )
237
237 U Np 6.75 d
'
冷却时间的确定 根据燃料组成确定冷却时间 Nபைடு நூலகம்-239全部衰变成Pu-239需30天
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
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
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
1 0
n
235 92
U
236 92
U

144 56
Ba Kr 3 n
89 36 1 0
235
1 1 U0 n 95Y 139I 2 0 n
3、是稀释排放，使废物的放射性水平降低到
容许水平以下，排入环境而得以消散。
六、放射性废物处理指标
1、去污比（净化系数）
处理前废物的放射水平 DF 处理后废物的放射水平
处理过程中去除的放射 性 100% 2、去污效率 K 处理前废物所含的放射 性
3、体积浓缩倍数
处理前废物的体积 CF 浓缩物的体积
通入空气或 氧气，氧化一氧化氮，为二氧化氮，循环利用，
则最终酸耗可降至为1mol铀消耗3mol硝酸
硝酸初始浓度及酸用量的确定
溶芯温度和设备负压 溶解尾气的净化： （1）尾气组成：用氢氧化钠溶解铝壳，每吨元件排出废气 270kg，用硝酸溶解铀芯，每吨铀排出700kg废气 溶解尾气大致组成（重量％） 组分 O2 N2 NH3 NO2 NO H2O
7. 裂变产物活度估算
N N0 e
t
dN 2 1 N1 2 N 2 dt N1 N01e 1t
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
石墨水冷堆 天然铀 石墨气冷堆 天然铀 压水堆 3%加浓缩二氧化 铀
加浓缩UC2+ThC2
高温冷气堆 5％加浓UO2或90％
快堆
包覆颗粒
热解碳
不锈钢 铝
石墨
无 石墨
氦气
钠或氦 轻水
15％加浓UO2＋PuO2 棒束
材料实验堆 铀铝合金90％为U235
板状
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 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
燃料辐照 100kg/d
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
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
（增建一个强放废液玻璃固化车间，后处理的投资增加8－10％）
阴极反应：HNO3 2mol / L，NO3 3H 2e HNO2 H2O
10. 溶解铀芯的化学原理 溶解燃料的目的：使铀、钚和裂变产物转化成有利于分离 的化学形态，还可准确测定后处理过程中铀、钚的进料量 原理：用硝酸溶解铀，溶解过程分三步：
1.50%(10.4mol / L) HNO3 , U 8HNO3 UO2 ( NO3 )2 6 NO2 4H 2O
2.源自非核燃料循环
放射性同位素生产：多种短寿命放射性核素
医疗、科研、教育、工业、农业等部门应用放射性物质 核设施退役：核电站寿命30～40年，后处理厂15～20年 设施异常
核武器制造和实验
3、铀矿山尾矿和废石的处理
特征： 其中含有Ra、Se、Rn、Mo等较高 体积和数量十分庞大 其中含有多量酸、碱等化学物质 具有松散性、流动性、强导热性、反光性、透水性等
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）
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， 产物是细小颗粒
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。
转化为不同类型的固化物，经过最优化分析，在保证
安全地与生物圈隔离的条件下，以固体废物的形态在
环境中处置，并做好长期的管理和监测工作，不得影 响工作人员和公众的健康安全。
放射性废物治理的基本途径：
1、浓缩贮存（也称为永久处置），使废物与 环境隔绝起来； 2、放置衰变，在不造成环境公害的前提下， 为放射性核衰变提供足够的时间；
去壳尾气 溶芯尾气
21.8 14.4
71.8 71.1
5.0 1.3 7.6
1.4 5.6
尾气净化的目的及方法 1、旋风分离、多管除尘器去除放射性液滴 2、用含硝酸银硅胶吸收碘
3、用氢氧化钠吸收氮氧化合物
4、去除氪、氙（氪半衰期为10.73a, 氙为5.27d，在液氮 冷却下，用活性炭吸附，利用气体沸点差,氪为-153.2℃， 再加热解析，分离出氪）
回收钚复用6kg/d
天然铀
或贫化铀 4－8kg/d
堆芯（UO2＋15％PuO2) 40kg/d 后处理 增值层200kg/d 裂片
回收铀复用
3GW功率快堆核燃料循环
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 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
2.酸度降至 %, U 4 HNO3 UO2 ( NO3 ) 2 2 NO 2 H 2O 冷凝器中 6 NO2＋3H 2O 3HNO3＋3HNO2
3HNO2 1.5 NO 1.5 NO2 1.5H 2O
3.酸度降低于%, U 4HNO3 UO2 ( NO3 )2 2 NO 2H 2O
回收氮氧化合物复用硝酸
7.1 核废物特点及分类
一、放射性废物
指在生产和使用放射性物质过程中废弃并含有 放射性的物质或被放射性物质污染而又不能用简单 的方法加以分离的废弃物。
二、放射性废物的特点
它们不能用任何物理的、化学的或生物学等处理 方法来改变其放射性的本质，而只能靠其自然衰变。 因此，它们与一般的工业废物有着根本的区别。
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 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。
直径50cm,高1m,每天生产一个150L的玻璃快
6.8 核燃料后处理
1. 核燃料循环
铀矿石加工 天然铀470kg/d 铀同位素的分离 加浓缩铀3.5%U-235 辐照元件后处理 回收铀、钚及其他裂片 0.79kg/d钚 铀的精制（纯化、氟化和还原） 0.7115% UF6 元件制造 UO2
保护人类健康和环境、使放射性废物的体积、重量 以及废物中所含的放射性核素合理地达到最少化和 安全化，不给后代带来不适当的负担或潜在影响。
三、放射性废物治理的目的
四、放射性废物的分类
1、按物理形态：液态、气态和固态三大类
2、放射水平：高放废物、中放、低放废物
3、半衰期不同：常寿命、中等寿命和短寿命核素
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
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 棒状 棒状 棒束 包壳材料 铝 镁合金 锆-2合金 慢化剂 石墨 石墨 轻水 冷却剂 轻水 二氧化碳 轻水