核废料分类及处理

（4）核废物处理与核燃料和核废物运输 过程 （5）放射性同位素的生产和应用过程， 包括中高能加速器的运行，医院、研究 所及大专院校的相关研究活动 （6）核武器的生产、试验和爆炸过程 （7）核设施（设备）的退役过程
核废料多种多样，需根据不同的形态 或者核素的高低而进行不同方法的处理。 大体分为放射性废气处理，放射性废液处 理，固化处理和处理后或未处理的最终处 置方法。
放射性废液由于其易浸透、有腐蚀性、不 易贮存等原因，它的处理最为重要。主要的 处理方法简要介绍如下： （1）化学沉淀法 （2）离子交换法 （3）电渗析法
放射性废液固化要固定住废液，能长期 禁锢住放射性核素。通常以辐照稳定性，热 稳定性，机械稳定性和化学稳定性来度量其 性能。 主要的固化处理方法如下： (1)水泥固化 (2)沥青固化 (3)塑料固化 (4)玻璃固化 (5)人造岩石固化，仅具有理论基础
（1）放射性：核废料一般都具有放射性， 其唯一的消除方法是靠自身的放射性核素不 断衰变，普通的物理、化学和生物方法都无 效。 （2）射线危害：核废料放出的射线通过物 质时,发生电离和激发作用,对生物体会引起 辐射损伤。 （3）热能释放：核废料中放射性核素会通 过衰变不断放出热量,所包含的放射性核素越 高，释放出的热能越多，从而导致核废料温 度和盛放核废料的容器温度都不断升高，有 一定的危险性。
日本
英国 瑞士 瑞典 中国
1976年
1976年 1980年 1976年 2006年
2040年后
2035年后 2020年后 2020年后 2050年后
64年
59年 40年 44年 44年
（1）完善的法律法规及正确的政府引导 （2）对核废料进行详细分类处置 （3）重视民众意见、重视人才培养 （4）国外融资和合作模式的借鉴
核废料：泛指在核燃料采掘、生产、加工和 乏燃料后处理核设施退役以及核反应堆用过 的不再需要的并具有放射性的废物。
通常所说的核废料包括低放射性核 废料、中放射性核废料和高放射性核废 料三类。 第一种通常是核电站生产过程中被 辐射过的一些物品及一些废气废液； 第二种通常是发电过程中所产生的 一些废液废物； 第三种则是从堆芯中置换下来的乏 燃料，因其利用率仅仅达到了百分之几， 具有很高的放射性。
深矿贮存
冰帽贮存
将其埋入南北极冰帽下与地层岩石紧接处。
新兴核废料处置技术
“
（1）冰冻处理 核废料温度很高。将核废料球放入较为稳定的冰原， 它们会随着周围冰的融化向下移动，之上的融冰则又再 次凝固。这一想法遭到拒绝的原因很多，其中一个原因 便是冰原会发生移动，导致放射性物质会像冰山一样在 海洋中漂浮 （2）使用液压笼 如果在核废料周围建造一个类似三维壕沟的水笼， 地下水便被赋予一条替代路径，不会渗入放射性物质。 未来的核废料处理装置应该可以做到防泄漏，而液压笼 的作用则是防止地下水污染这一最严重的情况发生。
(1)海洋处置 在海床下贮存，在海洋的大部分区域，海床 都由厚重的粘土构成，最适合吸收放射性衰 变产物。
(2)近地表处置
(3)地质处置 (4)太空处置 宇宙本身就会产生放射性物质，同时也可以充当地 球核废料的一个储存仓库。如果穿越太阳系，或者 坠入太阳之中，核废料便很难对地球上的生物带来 很大威胁。但即使太空发射的安全性达到标准，在 将来的某一天，我们也许需要重新找回这些物质。 钚、铯、锶等本身就是有限资源，如果裂变反应堆 技术先进到一定程度，它们会成为燃料。
根据目前的实际运行情况，到2020年国 内核电站每年将产生5000立方米左右的固体 核废物。关于核废料管理的技术和能力相对 落后，尤其在工程技术与装备上差距较大。 我国已建成运行的低中Байду номын сангаас固体废物处置场共2 座，批准的处置容量为6万立方米和8万立方 米，远低于核电厂运行固体废物的积存量， 我国提出将在2050年前后建成高放废物处置 库，
放射性废气排入周围环境会使得人体遭受放射性 内照射的危害，吸入受污染的空气，饮食含有放射性 物质的水和食物，会损伤人体健康。因此放射性废气 的排放应严格遵照辐射安全规定的每个核素排放限值， 对其进行严格处理，保证环境不受危害。 工艺系统中的废气主要是比放较高的惰性气体氖 和碘，而厂房排风系统一般含有活化气体和气溶胶以 及危害较大但量少的碘131。一般处理方法是先通过 除尘器、冷凝器、硝酸汞除碘洗涤器和NOx吸收器进 行处理，然后，再依次通过第二除碘洗涤器、含银沸 石除碘吸收器和高效颗粒过滤器进行处理，最后经由 100米以上的大烟囱排入大气。
（1）现行法律法规体系不完善 （2）各部门管理职责分工不合理 （3）核废料处理技术能力落后 （4）核废料处理资金投入不足 （5）核废料运输管理有待完善 （6）核废料处置库厂址选择滞后 （7）核废料处理技术人才储备不足 （8）缺乏一套完善的核废料管理安全文化体 系
我国与各国高放废物处置库建设对比
国家 美国 加拿大 开始选址日期 开始运行时间 耗费时间 1983年 1973年 2020年后 2025年后 37年 52年
核能的广泛利用必然产生大量核废料。 从核燃料的开采，到燃料元件的制造，再到 核电厂的运行以及乏燃料的后处理和核设施 的退役，都将伴随着核废物的产生。具体如 下： （1）铀（钍）矿山、水冶厂、精炼厂、铀 浓缩厂、钍冶金厂、燃料元件加工厂等 （2）各种类型反应堆，包括研究堆、核电 站、核动力船舰、核动力卫星等 （3）反应堆辐照过的燃料元件（乏燃料） 的后处理与提取裂变元素和超铀元素的过程
”
新兴核废料处置技术
“
（3）埋入俯冲带 将核废料埋入俯冲带可以让用过 的核燃料棒沿着地球构造板块的“传送带” 移动并最终进入地幔。与海床下储存一 样，埋入俯冲带这种处理方式也违背国 际条约。同时，来自俯冲带海床的岩浆 会随着火山涌出，这也是一个不得不考 虑的因素。
”
核废料中最难解决，同时危害最大、半 衰期最长的就是乏燃料。乏燃料很自然的成 为核废料管理的重中之重。乏燃料一般都需 要进行后处理才能最终处置。乏燃料后处理 也是保证核电可持续发展的重要环节。通过 后处理可以从辐照后乏燃料中回收有用的铀 和钚，再制成新燃料元件返回热堆或快堆使 用，可以大大提高铀资源的利用率。
辐照过的乏燃料后处理的工艺方法 可分为水法和干法两大类。所谓水法， 就是把乏燃料溶解于酸中，再用沉淀、 溶剂萃取、离子交换或吸附等方法使铀、 钚与裂变产物互相分离，因各道工序均 为水相操作。故称为水法。水法已在工 业上得到广泛应用，水法流程对铀、钚 的回收率分别可达99.8%和99.5%以上。
（1）首端处理。首端处理包括机 械处理和化学处理两部分。 （2）机械处理。首端机械处理将 乏燃料组件切割成小短段，使铀从 包壳中裸露出来以便化学溶解燃料 芯体。乏燃料用硝酸在沸腾或非沸 腾温度下浸取，溶解包壳中的二氧 化铀。溶解所得的硝酸铀酰溶液禽 有不溶残渣，需经过澄清过滤除去， 过滤所得的澄清液经调节钚、镎价 态后送去化学分离过程处理。
（3）化学分离。化学分离过程是使铀、 钚与放射性裂变产物分离以及铀、钚之 间的分离纯化。目前世界各国后处理厂 化学分离工艺都是采用purex溶剂萃取流 程，以30%磷酸三丁酯(TBP)为萃取剂， 以正十二烷或加氢煤油为稀释剂，进行 液-液萃取，一般经过三个溶剂萃取循环， 即共去污分离循环，铀线二、三循环， 钚线二、三循环的标准流程，也有采用 两个萃取循环的流程。 （4）铀、环尾端处理。铀、环尾端处理 是将硝酸铀酰和硝酸钚溶液制成氧化物 产晶，硝酸铀酰采用流化床脱硝制成二
（1）核废料对人类的主要危害源于放射性辐射。 （2）核废料对环境的危害，深埋地下的核废料 中放射性核素在衰变过程中放射出衰变热，相当 于在地下介质场附加了一个热源。热源的存在影 响到地下介质场之核素迁移；另外温度变化也可 能造成裂隙之张开与闭合，即影响到地下应力场。 此外废料固化体的核素可能从包装容器从浸出， 随着地下水的迁移有可能进入生物圈，从而对人 类环境造成影响。