第九章-核设施退役

放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役



清洁解控和再循环/再利用的监控测量 污染核素是若干种核素的混合物，可按下列公 式来判断是否容许被解控： n Ci C 1 i 1 li 式中， i－放射性核素在材料中的浓度（Bq/g） C Cli——放射性核素i在材料中的清洁解控水平 （Bq/g）； n—材料中放射性污染核素的的种类数；


源项调查的方法 文档调查 计算 现场调查 监测设备和方法 活度测量、能谱测量和剂量测量 气体电离探测器、闪烁探测器、半导体探测器 和固体探测器。
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堆化厂的源项调查 后处理厂：溶液样品分析、仪表探测。 核反应堆： ①结构材料中的中子活化产物； ②控制棒等活动部件； ③冷却回路积存的腐蚀产物活化； ①②计算，③取样分析。
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9.2 源项调查和监控测量 掌握核设施内的放射性总量、分布情况和衰减 特性。 源项调查的目的 放射性水平 易裂变物质和放射源 放射性污染分布 放射性核素种类、组成和数量 其它危险物质
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退役的认识误区 退役核设施封存时间越长，辐射水平降 得越低，退役成本就越小。 就地埋葬方法最简单可行，应优先考虑 采用。 退役是核设施关闭之后考虑的事，不必 过早考虑。 必须在彻底去污之后启动核设施退役。
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退役工作的未来 退役是核事业发展的重要一环，是必需 做好的事情。 退役从电费中预付，是有钱的。退役总 费用大约是电站投资的10～20％，占电 力成本的2～5％。 退役即将成为一种产业，退役技术大有 可为。
第九章完




人员培训：技术专家、懂技术的管理人员、熟 悉有关操作的工人。 课程培训 模拟操作培训：计算机虚拟或实际模型的过程 模拟。德国KNK堆、英国WARG堆、比利时 BRS堆退役时，做了全尺寸模拟试验，培训了 操作人员和试验了远距离操作机具。 示范工程与数据库 通过示范退役工程，建立数据库，开发计算机 软件。
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就地埋葬：有条件的策略。严重事故的 核设施如切尔诺贝利4号堆；大型核基地 如美国汉福特10个生产堆和5个后处理厂。 表9-2 不同核设施的退役策略 三大因素： 政治、社会、地理因素 技术因素 经济因素
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第九章 核设施的退役 IAEA早先规定的退役“三步曲”： （1）一级退役：监护封存期。设备倒空、清洗、 去污、管线封堵，适当进排风；对厂房内外监测 并定期检查。 （2）二级退役：局部拆除期。设备部分拆除，人 员进出不需监测，不需进排风；对防污染屏障抽 样监测，定期环境检查，厂址有限制开放。 （3）三级退役：最终处置期。设施全部拆除，设 备全部运走，不需监测检查，厂址无限制使用。
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前处理工厂的退役 铀扩散厂的退役 燃料元件厂退役 钚部件工厂退役 加速器退役：初级粒子在加速器内碰撞、束流 传输与靶件相互作用，产生次级中子或光子， 使混凝土和金属部件活化，活化混凝土深度可 达十几到几十厘米。 热室退役
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9.4 退役废物管理 废物来源：废气－切割和去污；废液－去污和 冲洗；固废－拆除和固化。 退役废物管理的主要环节： 废物最小化：有很多措施（p206） 废物分类 废物包装 废物出路 临界事故和燃爆事故 非放危险物质
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退役废物的特点： （1）绝大部分的是低放固体废物； （2）数量和体积庞大，组分复杂； （3）污染较牢固，不易去除，活化产物不 可能分离与去除。 确定废物处置的方法和运输路线，避免 废物“搬家”。

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退役废物的处理要点 严格分类：减少需要处理的废物体积。 技术减容：使其体积进一步缩小，如石 墨焚烧后仅占原体积的2%；超级水压机 可减容90％。 尽量利用：轻度污染的废钢材重新冶炼； 轻度污染的工具、器材和建筑物重新使 用。
目录二



课程安排：48/36学时－8/6周 第八章 放射性污染的去污 第九章 核设施的退役 第十章 低、中放和极低放废物的处置 第十一章 高放废物处置 第十二章 核电站废物的处理 第十三章 核技术利用废物和废旧放射源的管理
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内容提要 9、核设施的退役（p185~219） 9.1 退役计划和准备 9.2 源项调查和监控测量 9.3 切割解体和场址清污 9.4 退役废物管理 9.5 退役的安全问题 9.6 退役活动和经验
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拆卸 设计好气流、物流和人流的合理走向， 防止气溶胶的扩散污染。 整体拆运 去污→切割解体→废物处理→包装→运 输→处置 简化为：去污→运输→处置
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反应堆石墨的拆卸、切割和包装 数量大 活度大 含有长寿命核素14C和36Cl 石墨受辐照，积累高潜能 目前尚未找到满意的方法
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专用拆除技术：高效切割技术（对金属、塑料、 混凝土构筑物局部）；控制爆破技术（构筑物 整体或局部）；高效压缩（减容）技术等；高 效封闭材料和封闭技术。 废物处理与整备技术：金属废物的处理技术； 建筑废物的处理技术；局部区域的气体净化技 术；废物容器及包装物的研究等。 环境恢复与监测技术：环境整治技术；环境恢 复技术；环境监测技术。
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核设施退役小结 核设施退役是指核设施服务期满或按规定终止 生产后，有计划地采取必要措施使其永久退出 现役的过程。 退役策略有立即拆除、延缓拆除、就地埋葬。 主要步骤是去污、拆除、废物处理与处置、环 境恢复与监测等。 核设施退役工程是一个涉及多领域的综合性工 程，目前在世界范围仍处于探索实施阶段。





退役计划：退役目标、退役程序、时间进度、 预计废物量、工作人员受照剂量和费用估算。 预先保留辅助设施和熟悉的人员。 退役工程立项：可行性研究报告、安全分析报 告、环境影响评价报告和质量保证大纲。 组织领导机构和职责： 审管部门 营运者 设计和监理
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李全伟
西南科技大学国防科技学院 核废物与环境安全国防重点学科实验室
目录一



课程安排：48/36学时－8/6周 第一章 放射性废物管理内容和原则 第二章 放射性废物的分类 第三章 放射性废物的产生和废物最小化 第四章 气载和液体低中放废物的处理 第五章 废物的减容处理——焚烧和压实 第六章 低中放废物固化技术 第七章 高放废液的固化与分离
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IAEA估计，全世界约有2800座核设施需 要在未来的几十年中退役。 大型核设施的退役，是周期长、涉及面 广、投资高的大型工程，需要几年甚至 上百年的时间，复杂性往往超过新建一 座核设施。 是核科技工程界当前研发的重点之一。
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核基地退役 青海省海晏县金银滩，第一个核武器研 制基地，用5年时间成功完成了退役， 1993年通过了国家验收，实现无限制开 放使用。 核试验基地退役
海晏县金银滩的核武器基地221厂
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退役技术的发展趋势 专用去污技术 ：各种材质表面（金属、油漆、 塑料、混凝土等）去污技术；大面积（墙面、 地面、设备表面等）去污技术；大容积（贮槽、 箱室、池、井、地沟等）去污技术；针对不同 污染类型（α、β、γ）的高效去污剂和去污方 法研究；金属熔炼去污与减容技术；污染固定 技术。
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9.3 切割解体和场址清污 切割解体 切割技术和工具：表9-3 各种切割技术 切割工具选择原则：安全、经济、可靠 混凝土切割：爆破、钻孔、岩石分裂、金刚石 锯、高压水喷射切割、火焰喷枪切割等。 金属切割：等离子体弧、电弧锯、线性定向爆 破等 切割操作实践经验
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贮槽清污 贮槽底部淤泥的去除 排空贮槽的处置 美国浇注水泥浆的就地处置试验 场址清污 场址清污净化到什么水平，取决于退役总目标 土壤的清污 地下水的清污
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就地玻璃固化 基本原理：把石墨电极插入地下，通过 电流产生高温（1600～2000℃），熔化 周围土壤，电极附近区域形成熔池（图 9-4），最后形成整体结构的玻璃体，把 放射性核素和重金属元素包容其中。 美国已用于整治被农药和重金属污染的 场地。
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核安全 工业安全 环境安全：减少排放，安全处置，杜绝 事故。 应急预案 安全保障
来自百度文库
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9.6 退役活动和经验 研究堆退役：650座，200多座将退役； 核电站退役 后处理厂的退役 后处理厂的退役有许多特殊性； 表9-14 几个后处理厂退役情况 乏燃料水池的退役
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9.5 退役的安全问题 辐射安全 辐射防护三原则 退役是使关闭的核设施达到无限制开放或使用， 不给公众和环境带来危害，是必须安排的活动， 所以该实践是正当的。 ——强放场合的去污和拆除 ——操作α放射性的人员 ——退役对氚的内照射防护
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9.1 退役计划和准备 退役定义：核设施从服役进入有计划的永久退 出服役（解除审管控制，以保护工作人员、公 众和环境的安全）所需做的工作。 最终目标：无限制或有限制开放和利用场址。 退役策略 立即拆除：40a，核燃料循环前后段工厂 延缓拆除：50～100a，大型反应堆
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