放射性废物处理和处置方法
合集下载
相关主题
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
放射性废物处理和处置方法
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
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 7.3高放废液的玻璃固化
❖ 玻璃是化学性质不活泼的物质，在高温状态有 液态性质，能溶解很多氧化物，使得高放废液 的核素能包容固定在玻璃网络结构中，范围为 15～30%（质量百分比）。
❖ 硼硅酸盐玻璃：主要成分二氧化硅及氧化硼， 熔铸温度一般为1100～1200℃。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 7.2高放废液的贮存 ❖ 有严格和苛刻的要求：设计寿命15～20a ❖ 材料：特殊耐蚀的不锈钢 ❖ 场址：抗震计算和试验 ❖ 质量：严格的探伤检查 ❖ 防护：足够的屏蔽厚度 ❖ 结构：混凝土地下室 ❖ 防漏：双壁或者托盘
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 该工艺为连续加料和批式出料。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 发展应用情况
❖ 西德首先在比利时Mol建成PAMELA，处理能力 30 L/h，1985年10月—1991年7月处理了95百度文库m3高 放废液，生产2200罐493t玻璃固化体。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 国外贮存情况
❖ 美国3个军工核基地38万m3：萨凡那河12万m3 49个碳钢贮槽，12个泄露；汉福特24万m3 149 个碳钢单壁贮槽，67个泄露；爱达河1万m3。
❖ 1957年前苏联南乌拉尔高放废液贮罐爆炸事故： 冷却系统失控，温度升高，水蒸干后沉淀物温度 达330～350℃，引起爆炸，威力相当于70～ 100tTNT，污染面积1.5000～2.3万km2，撤走 2.7万人，仅次于切尔诺贝利核电站事故，属于6 级重大事故。
❖ 1978年法国马库尔AVM：处理能力40L/h， 为UP-1处理 2074m3高放废液，产生 11400罐玻璃固化体，4500t玻璃。
❖ 1989年拉阿格AVH-R7：处理能力100 L/h， 为UP-2，三条生产线，一条备用；
❖ 1989年拉阿格AVH-T7 ：处理能力100 L/h，为UP-3，三条生产线，一条备用；
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
放射性废物处理与处置
内容提要 ❖ 7、高放废液的固化与分离（p127~158） ❖ 7.1高放废液的特性 ❖ 7.2高放废液的贮存 ❖ 7.3高放废液的玻璃固化 ❖ 7.4玻璃固化配方和特性鉴定 ❖ 7.5人造岩石固化 ❖ 7.6分离一嬗变和分离一整备
❖ 槽内冷却系统保持废液温度60℃以下； ❖ 空气搅拌装置防止沉淀和产生热点； ❖ 通风稀释辐解H2等燃爆性气体浓度； ❖ 空气净化防止气溶胶超标； ❖ 设置防临界措施（如装硼球）； ❖ 监测液面、温度、负压、比重与泄漏； ❖ 监测罐体腐蚀的挂片； ❖ 备用贮槽和可靠的倒槽措施； ❖ 罐区实体保卫；
煅烧炉中，在那里蒸发、干燥和煅烧； 第二步将获得的煅烧物与基础玻璃分别 加入中频加热的金属熔炉中，在那里熔 融和澄清，最后由底部出料。 ❖ 该工艺为连续加料和批式出料。
❖ 优缺点：连续生产，处理能力大；工艺 复杂，熔炉寿命比较短（1～6千小时）。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 国外应用情况
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 7.1高放废液的特性 （1）放射性强 ❖ 生产堆：β-γ1011～1013，α，1010～1011Bq/L ❖ 动力堆：β-γ1013～1015，α，1012～1013Bq/L （2）毒性大，半衰期长。成分：裂变产物，活化
产物，腐蚀产物，萃余铀钚，超铀元素Np、Am、 Cm，包壳材料Al、Mg、Fe、Mo、Zr，中子毒 物Gd、Cd、B，后处理化学试剂NO3-、SO42-、 PO43-、F-、Na+等和有机物杂质。 ❖ 含有30多种元素的200多种同位素，见表7-1。
❖ 优缺点：工艺简单。生产量小，熔炉寿命短，30 批料换罐。
❖ 1968年法国PIVER处理25m3HLW，生产12t玻璃。 ❖ 中国70年代研究罐式法玻璃固化配方，钌行为，
硫走向等，80年代中转入电熔炉玻璃固化研究。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 煅烧-感应熔融两步法（图7-4） ❖ 工艺原理：第一步将高放废液加入回转
❖ 50年开发的玻璃固化工艺：罐式法、煅烧-熔 融两步法、焦耳加热陶瓷熔炉法、冷坩埚法。
硼酸盐玻璃固化流程
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 罐式法——液体加料，批式生产工艺（图7-3）
❖ 工艺原理：高放废液和玻璃形成剂（又称基础玻 璃）加入到因科镍合金制的金属熔炉中，由中频 加热器分段加热和控制温度，废液在熔炉中蒸发、 干燥、煅烧、熔融和澄清，最后由底部出料。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
（3）发热率高。 ❖ 90Sr和137Cs，10年释热率降低到约80% ，
100年降到约60%。 300年降到约10%。 （4）酸性强，腐蚀性大。 ❖ 硝酸，酸度达到2～6mol/L。 ❖ 水辐解产生H2、CO、CH4、C2H6、C2H4
等燃爆性气体。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 焦耳加热陶瓷熔炉法（图7-5）
❖ 简称电熔炉，熔炉内装若干对电极，采用 电极加热，炉体内衬耐火陶瓷材料。
❖ 工艺原理：高放废液与基础玻璃分别（或 同时）加入熔炉中，完成蒸发、干燥、煅 烧、熔融和澄清，熔池温度达1150～ 1200℃，熔池表面大部分为煅烧物所覆盖， 以降低排气温度、减少夹带和蒸发损失， 熔制好的玻璃由底部出料。
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
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 7.3高放废液的玻璃固化
❖ 玻璃是化学性质不活泼的物质，在高温状态有 液态性质，能溶解很多氧化物，使得高放废液 的核素能包容固定在玻璃网络结构中，范围为 15～30%（质量百分比）。
❖ 硼硅酸盐玻璃：主要成分二氧化硅及氧化硼， 熔铸温度一般为1100～1200℃。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 7.2高放废液的贮存 ❖ 有严格和苛刻的要求：设计寿命15～20a ❖ 材料：特殊耐蚀的不锈钢 ❖ 场址：抗震计算和试验 ❖ 质量：严格的探伤检查 ❖ 防护：足够的屏蔽厚度 ❖ 结构：混凝土地下室 ❖ 防漏：双壁或者托盘
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 该工艺为连续加料和批式出料。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 发展应用情况
❖ 西德首先在比利时Mol建成PAMELA，处理能力 30 L/h，1985年10月—1991年7月处理了95百度文库m3高 放废液，生产2200罐493t玻璃固化体。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 国外贮存情况
❖ 美国3个军工核基地38万m3：萨凡那河12万m3 49个碳钢贮槽，12个泄露；汉福特24万m3 149 个碳钢单壁贮槽，67个泄露；爱达河1万m3。
❖ 1957年前苏联南乌拉尔高放废液贮罐爆炸事故： 冷却系统失控，温度升高，水蒸干后沉淀物温度 达330～350℃，引起爆炸，威力相当于70～ 100tTNT，污染面积1.5000～2.3万km2，撤走 2.7万人，仅次于切尔诺贝利核电站事故，属于6 级重大事故。
❖ 1978年法国马库尔AVM：处理能力40L/h， 为UP-1处理 2074m3高放废液，产生 11400罐玻璃固化体，4500t玻璃。
❖ 1989年拉阿格AVH-R7：处理能力100 L/h， 为UP-2，三条生产线，一条备用；
❖ 1989年拉阿格AVH-T7 ：处理能力100 L/h，为UP-3，三条生产线，一条备用；
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
放射性废物处理与处置
内容提要 ❖ 7、高放废液的固化与分离（p127~158） ❖ 7.1高放废液的特性 ❖ 7.2高放废液的贮存 ❖ 7.3高放废液的玻璃固化 ❖ 7.4玻璃固化配方和特性鉴定 ❖ 7.5人造岩石固化 ❖ 7.6分离一嬗变和分离一整备
❖ 槽内冷却系统保持废液温度60℃以下； ❖ 空气搅拌装置防止沉淀和产生热点； ❖ 通风稀释辐解H2等燃爆性气体浓度； ❖ 空气净化防止气溶胶超标； ❖ 设置防临界措施（如装硼球）； ❖ 监测液面、温度、负压、比重与泄漏； ❖ 监测罐体腐蚀的挂片； ❖ 备用贮槽和可靠的倒槽措施； ❖ 罐区实体保卫；
煅烧炉中，在那里蒸发、干燥和煅烧； 第二步将获得的煅烧物与基础玻璃分别 加入中频加热的金属熔炉中，在那里熔 融和澄清，最后由底部出料。 ❖ 该工艺为连续加料和批式出料。
❖ 优缺点：连续生产，处理能力大；工艺 复杂，熔炉寿命比较短（1～6千小时）。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 国外应用情况
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 7.1高放废液的特性 （1）放射性强 ❖ 生产堆：β-γ1011～1013，α，1010～1011Bq/L ❖ 动力堆：β-γ1013～1015，α，1012～1013Bq/L （2）毒性大，半衰期长。成分：裂变产物，活化
产物，腐蚀产物，萃余铀钚，超铀元素Np、Am、 Cm，包壳材料Al、Mg、Fe、Mo、Zr，中子毒 物Gd、Cd、B，后处理化学试剂NO3-、SO42-、 PO43-、F-、Na+等和有机物杂质。 ❖ 含有30多种元素的200多种同位素，见表7-1。
❖ 优缺点：工艺简单。生产量小，熔炉寿命短，30 批料换罐。
❖ 1968年法国PIVER处理25m3HLW，生产12t玻璃。 ❖ 中国70年代研究罐式法玻璃固化配方，钌行为，
硫走向等，80年代中转入电熔炉玻璃固化研究。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 煅烧-感应熔融两步法（图7-4） ❖ 工艺原理：第一步将高放废液加入回转
❖ 50年开发的玻璃固化工艺：罐式法、煅烧-熔 融两步法、焦耳加热陶瓷熔炉法、冷坩埚法。
硼酸盐玻璃固化流程
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 罐式法——液体加料，批式生产工艺（图7-3）
❖ 工艺原理：高放废液和玻璃形成剂（又称基础玻 璃）加入到因科镍合金制的金属熔炉中，由中频 加热器分段加热和控制温度，废液在熔炉中蒸发、 干燥、煅烧、熔融和澄清，最后由底部出料。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
（3）发热率高。 ❖ 90Sr和137Cs，10年释热率降低到约80% ，
100年降到约60%。 300年降到约10%。 （4）酸性强，腐蚀性大。 ❖ 硝酸，酸度达到2～6mol/L。 ❖ 水辐解产生H2、CO、CH4、C2H6、C2H4
等燃爆性气体。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
❖ 焦耳加热陶瓷熔炉法（图7-5）
❖ 简称电熔炉，熔炉内装若干对电极，采用 电极加热，炉体内衬耐火陶瓷材料。
❖ 工艺原理：高放废液与基础玻璃分别（或 同时）加入熔炉中，完成蒸发、干燥、煅 烧、熔融和澄清，熔池温度达1150～ 1200℃，熔池表面大部分为煅烧物所覆盖， 以降低排气温度、减少夹带和蒸发损失， 熔制好的玻璃由底部出料。