第七章 放射性废物处置及防治技术

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
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
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 Np-239全部衰变成Pu-239需30天
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
2源自文库6 92
U

144 56
Ba Kr 3 n
89 36 1 0
235
1 1 U0 n 95Y 139I 2 0 n
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；
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
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
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
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
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。
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
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。
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）
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
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
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％）
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
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
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
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
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
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
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）
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
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