高放废物的处理处置

高放废物的处理与处置方法及进展

彭晨

061300105

内容摘要

目前，中低放废物的处置技术已日趋成熟；然而，高放废物的处置技术刚刚起步，仍处于研发阶段。因此，一些国际组织对高放废物的处置投入了大量的资金和技术。可以说，高放废物的安全处置关系着今后核能的继续发展。

对于高放废物的处置已经提出了多种设想，例如深地层处置、极地冰层处置、宇宙处置、海床深层处置、嬗变处置等等。在这些设想中，深地层处置是目前现实可行的办法，我国高放废物地质处置技术也取得相当大的发展；对于分离—嬗变技术，国际上仍处于紧张的研究阶段；其它处置技术由于某些原因只能成为一种设想或尚待评价。

这篇论文将主要介绍高放废物处置的国际、国内背景；高放废物来源；高放废物地质处置方案及其影响因素；高放废物分离—嬗变技术；高放废物处置技术的现状和发展趋势几个方面。并比较了各种方法的优缺点

关键词：高放废物处理处置方法发展趋势

目录

一．高放废物的来源————————————-4

二．高放废物的地质处置——————————-5

三．高放废物的分离与嬗变—————————10

四．其他处置技术—————————————16

五．各国处置方法比较———————————18

六．高放废物处置的发展前景————————19

七．结论与展望——————————————24

八．参考文献———————————————25

引言：

核废物是危险废物的一种,对于危险废物的管理,一般有如下三个基本原则[1]:

(1)分散与稀释原则:对核废物不适用;

(2)转变成低危险性物质的原则:目前对于核废物尚未找到合适的方法,长期来说,嬗变是一种可能,它将减少高放废物的数量,但是嬗变后的废物也需要进行处置;

(3)隔离原则:是核废物处置的基本原则。

正文：

一．高放废物的来源[2]

人类的一切生产和消费活动都会产生目前不能再利用，或者不值得回收利用的物质，原子能的利用也不例外，一切生产、使用和操作放射性物质的部门和场所都可能产生放射性废物，其基本来源有以下7个方面。

（1）铀、钍矿山、水治厂、精炼厂，铀浓缩厂、钚冶金厂、燃料元件加工厂等；

（2）各种类型反应堆，包括核电站、核动力船舰、核动力卫星，还有加速器的运行；

（3）反应堆辐照过燃料元件的后处理，提取裂变元素和铀元素过程；

（4）核燃料和核废物运输与核废物处理过程；

（5）放射性同位素的生产和应用过程，包括医院、研究所及大学的有关研究活动；

（6）核武器生产和试验过程；

（7）核设施（设备）的退役过程。

绝大多数放射性废物产生于核燃料循环过程。从数量来说，放射性废物主要产生于铀采冶场址。从放射性活度来说，主要集中在乏燃料后处理厂。在核燃料循环中，99%以上的放射性物质包容在乏燃料元件的包壳中，如果乏燃料进行后处理的话，95%以上的放射性核素进入后处理所产生的高放废液中。

核燃料循环过程中积累的高放废物，其最终安全处置是核工业的一个重要问题。所谓高放废物指的是辐照过的反应堆核燃料后处理设备中，自第一循环溶剂萃取系统或相应系统操作中产生的含水废物，以及随后萃取循环或相应循环的浓缩废液。从本质上说这种废物含有全部不挥发性裂变产物、烧过的燃料中初始铀和钚的千分之几，以及反应堆中铀和钚转化生成的大部分其他锕系元素。它们的一般特征是贯穿辐射很强和发热率高。

表1-1体积放射性份额

类型体积份额放射性份额

高放废料3％95％

中低放废料97％5％

核燃料元件的燃料芯体溶解后留下的残余锆合金和不锈钢壳及构件，在某些方面与高放废物相似，其中的钚含量相当于乏燃料的千分之一，并有50~100W/m3的发热率，需要10~20cm厚的含铅生物屏蔽层来防护。考虑到这些废物的特征，不管在哪个后处理环节中都要尽可能避免加入会使以后废物运行管理特别困难的化学药品。

后处理工厂产生的高放废物的安全处置问题在技术上是完全能够解决的，但可能

要花费相当长的时间。

二．高放废物的处置方法[3]

高放废物通常指乏燃料后处理厂产生的高放废液及其固化体，以及直接当作废物处置(称谓一次通过式)的乏燃料元件。高放废物有很高的辐照水平，一座1000MW 电功率的压水堆电站一年卸出20~30t 乏燃料。其所含的铀、钚、次锕系元素(Np ，Am ，Cm )和裂变产物(FP )的比如表2—1所示。它们的半衰期长者达百万年，很多核素属极毒、高毒类，并且有强释热率。

表2—1 压水堆电站乏燃料主要核素组成

高放废物的处置，在1957年美国国家科学院（NAS ）提出地质处置方案，此后，人们探讨过不少方案。从20世纪60年代初以来，已经提出了许多处置方案（见表2-2），但现实可行和为人们普遍接受的只是地质处置。1999年在美国丹佛召开的国际地质处置会议和2004年在瑞典斯德哥尔摩召开的国际地质处置会议更确认了地质处置的安全性和可行性。

英国塞拉菲尔德大学地球化学家费格斯吉布提出深钻孔处置方案：将未冷却的高放废液注入4 000m 深地下钻孔中，由于高放废液的衰变热将周围岩石熔化，温度降低后形成坚固的“花岗石棺”，把放射性核素固结在4 000m 深地下。在这样深度，放射性核素不会影响700m 深度地下水，放射性核素不可能返回地面，造成对生物圈影响。俄罗斯对此已提出概念设计方案，但未见哪个国家采用。

目前被人们所广泛接受的地质处置是把高放废物处置在足够深地下（通常指500~1 000m ）的地质体中，通过建造一个天然屏障和工程屏障相互补充的多重屏障体系，使高放废物对人类和环境的有害影响低于审管机构规定的限值，并且可合理达到尽可能低。多重屏障体系可分为两大屏障：

（1）工程屏障。如高放废物固化体、包装容器（可能还有外包装）、缓冲|回填材料和处置库工程构筑物，这些构成通常所说的近场。近场包括全部工程屏障和最接近工程屏障的一小部分主岩（通常伸展几米或几十米远）。

（2）天然屏障。如主岩和外围土层等，这构成通常所说的远场。远场是从处置库近场一直延伸到地表生物圈的广阔地带。

多重屏障体系的作用是依靠和发挥整体性能的作用，某一屏障的不足性可由其他屏障的作用来弥补。

关于高放废物地质处置，IAEA 已发布了不少导则和报告。明确指出政府应建立U-238 U-235 Pu-239 裂变产物（FP ） 次锕系元素（MA ） 约95% 约0.9% 约1% 约3% 约0.1%