放射性废物

放射性废物是含有放射性核素或为放射性核素所污染，其放射性核素的浓度或活度大于审管机构确定的清洁解控水平，并且预期不再使用的物质。 放射性废物的治理办法：分散稀释；浓集隔离

放射性废物管理是包括废物的产生、预处理、处理、整备、运输、贮存和处置在内的所有的行政和技术活动。

放射性废物管理以“安全”为目的，“处置”为核心。

废物最小化应作为放射性废物管理必须遵守的宗旨和努力目标

放射性废物管理的辐射防护与安全：实践的正当性、防护与安全最优化、个人剂量与危险限值、干预的正当性和干预措施的最优化

放射性废物的分类方法：按废物的物理、化学形态分类（气载、液体、固体废物）；按放射

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性水平分类（低中高废物）；按毒性分类（低毒组废物：天然铀、H；中毒组废物：137Cs、14

C；131I；高毒组废物：90Sr、60Co；极毒组废物：210Po、226Ra、239Pu）；按释热性分类（高低微发热废物）；

根据放射源对人体健康和环境的潜在的危害程度分为I类源 极度危险源（放射性同位素热电发生器、辐射装置）II 高度危险源（工业γ照相源）III危险源（固定工业测量仪源：料液测量、挖泥测量）IV低危险源（骨密度仪、经典消除器源）V 极低危险源（植入人体源、医疗诊断用99mTc、治疗用131I） 1Ci=3.7*1010Bq;1R=2.58*10-4C·kg-1 Bq/m3 Bq/L 放射性比活度Am,Bq/kg 低中放废物：对公众成员年剂量高于0.01mSv，释热率低于2kW/m3

高放废物：释热率高于2kW/m3，且长寿命放射性核素的比活度高于短寿命低中放废物的限值

α废物：单个货包中长寿命α辐射放射性核素的Am＞106Bq/kg，平均每个货包的Am＞4*105 免管废物：对公众成员年剂量低于0.01mSv，对公众的年集体年剂量不超过1人·Sv的含极少放射性核素的废物

排除：是指有些辐射是不必受控制的，如人体内的40K，到达地球表面的宇宙射线所引起的照射，排除在审管控制之外

豁免：是指将确认符合规定的豁免准则或豁免水平的辐射实践活动和（或）其一个涉及的辐射源，经审管部门同意后免予遵循辐射防护和辐射源安全标准及规章

豁免准则：对公众成员有效剂量低于10μSv/a；所引起的年集体有效剂量不超过1人·Sv 解控（解除审管控制）：是指经过去污、清污、熔炼等措施，低于或达到审管机构所规定的活度浓度限值之后，从核审管控制中解脱出来

极低放废物：是放射性水平比豁免（免管）水平略高的低放废物，其放射性污染水平虽然超过审管机构规定的清洁解控水平，但因为放射性水平很低，不需要用低放废物那种标准去处置，可以放宽要求，采用简易包装和简易填埋，可以处置在浅土地填埋场中，覆土压实之后，监控比较短的时间（一般是30年），场址就可以开放使用。 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％以上反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％以上的放射性核素计入后处理所产生的高放废液中。

核燃料循环：是指核燃料的生产、使用、贮存、后处理提取铀和钚、再制造核燃料、直接处置乏燃料、放射性废物处理与处置等一系列工艺过程。实际可用裂变核素235U 239Pu 233U 核燃料循环两个体系：铀-钚循环；钍-铀燃料循环 核燃料循环前段后段：“前段”包括铀矿开采、水冶、精制、转换、富集和燃料元件制造； 废气及其处理：除释放一般矿井所含有的有害物质（矿尘），还释放危害性很大的氡及氡子体以及放射性气溶胶和铀尘。废气处理主要是除尘降氡

地浸、堆浸和原地爆破浸出法（1）地浸：将配制好的溶浸液通过钻孔注入地下矿体内，将天然埋藏条件下的矿体中的铀浸出，由抽出孔把浸出液抽出，输送到水冶厂。需要条件：矿体要疏松、渗透性好；上下盘围岩隔水型性能好；地下水埋深和流量要符合地浸条件（2）堆浸：在预先铺设好的底板上堆置破碎成一定粒度的铀矿石，间隙式喷淋配好的溶浸液，溶浸液在矿堆内渗透时通过毛细作用和分子扩散作用浸出金属铀，收集浸出液。需要条件：为提高堆浸的效果产率，铀矿石应破碎成适当的粒径。（3）原地爆破浸出：用爆破法将矿体在原地破碎成一定粒度的矿块，然后注入配制好的溶浸液，将铀浸出，输送到水冶厂处理 尾矿砂：95％的镭留在尾矿砂中，由于数量巨大，因此必须作为一类特殊废物妥善治理，应建坝存放，要建造安全稳固的尾矿库，尾矿坝的底部和周边必须采取防渗漏措施，尾矿库要防垮坝和防尾矿流失等事故。工程措施和人工植被相结合的治理方法保护了尾矿坝体 铀水治废气：其中222Rn的影响最大

铀精制：铀水冶厂产生的粗产品“黄饼”或U3O8，含有很多杂质，必须进一步纯化已达到要求的核纯度。TBP萃取法是典型的精制工艺，其中第一步是把粗铀浓缩物溶解于硝酸中，第二步是用溶剂萃取法分离溶解液中的铀和其他金属杂质离子。在萃取过程中，用TBP作萃取剂，使用过的TBP用5％Na2CO3洗涤，除去降解产物磷酸丁二酯（MBP）和磷酸丁一酯（MBP），蒸发脱硝过程产生的HNO3和NOx气体送到硝酸回收系统回收硝酸

UF6有高的热稳定性和挥发性，是实现铀富集的最好化合物形式，主要铀转换过程有 UO3+H2?UO2+H2O(还原650℃) UO2+4HF→UF4+2H2O（氢氟化500℃） UF4+F2→UF6（氟化300℃）

铀转化产生的废物主要是固体CaF2，此外还有含CaF2、Ca（OH）2和少量铀的泥浆废物 天然铀含有238U 99.28％，235U 2.17％和234U 0.006％，而燃料元件需要3~5％富集度的235

U，研究堆、实验堆要求用10％以上甚至90％235U的高浓度铀

气体扩散法：此方法耗电和耗水量大，约占成本的70％；离心分离法：工厂规模小耗能小激光法；铀富集过程产生大量的贫化铀，贫化铀不能算作废物，它还有许多用途，贫化铀密度大，是铅的两倍，与钨相当，可用于制造穿甲弹和装甲武器等 反应堆运行废物的核素来源为：裂变反应；活化反应

α废物是指含有半衰期大于30a的α反射体，其放射性活度浓度在单个废物货包中大于4X106Bq/kg的废物;超铀废物是指含有原子序数大于92，半衰期大于20a的放射性核素，其比活度大于4*106Bq/kg的废物。高放废物往往是α废物或超铀废物，但α废物或超铀废物不一定是高放废物。

乏燃料的贮存方式。湿法贮存：就是水池贮存利用池水传到衰变热和冷却乏燃料元件，池水必须保持较低温度和优良水质（40℃），池水连续或定期用离子交换和过滤处理，并适当处理池底的淤;干法贮存:是将乏燃料装在钢制或混凝土制的专门容器和构筑物中,一般利用空气循环传热.干法贮存灵活性好,可以模块化,建造和运行费用较低;关键在于衰变热导出 乏燃料后处理：回收利用残留的铀和新生成的钚，有效利用铀资源；转变成公众可接受的易安全处置的形式；可提取有用核素如137Cs、90Sr、99Tc、147Pm、贵金属和超铀元素。现在普遍采用的后处理工艺是湿法普雷克斯（PUREX）流程 核设施退役：退役是指核设施使用期满或因其他原因停止服役后，为了工作人员和公众的安全以及环境保护而采取的活动，在退役过程中，去污是不可少的重要环节，切割解体是退役工作的重点任务之一

废物最小化：是指废物量（体积和重量）和活度（废物中放射性核素含量）合理可达到的最小。废物最小化是放射性废物管理基本原则之一。优化管理；减少源项；再循环和再利用；减容处理

放射性气溶胶是固体或液体放射性微粒悬浮在空气或气体介质中形成的分散体系，放射性气

溶胶的粒径为10-3~103μm，小于0.1μm的微粒在空气中做布朗运动，不因重力作用而沉降，1~10μm的微粒沉降缓慢，能长久悬浮在空气中。放射性气溶胶是造成人体内照射的主要因素

气载放射性废物中存在的核素种类很多，最受重视的为碘、氪、氙、氡、氚、碳、铯和钌等 125

I（T1/2=60.2d）131I(T1/2=8.04d) 129I(T1/2=1.6*107a) 131

Xe裂变产额较高，在裂变气体产物中占有较大的份额，但131Xe半衰期较短（5.27d），易用衰变贮存降到安全水平 85

Kr(T1/2=10.7a) 222Rn(T1/2=3.82d)是226Ra的衰变产物

氚(T1/2=12.3a)为低能纯β-发射体 天然生成的氚是宇宙射线作用的产物14N+1n→12C+3H 反应堆中氚产生由：铀或钚三裂变；冷却剂中氘核活化，D（n，r）T；控制棒及冷却剂中硼、锂的中子俘获，10B（n，2α）T，6Li（n，α）T，7Li（n，αn）T 14

C是一种长寿命核素，半衰期为5730a。自然界中的14C是宇宙射线作用的产物，人工放射性14C主要为活化产物，由17O（n，r），14N（n，p）和13C（n，γ），对于重水反应堆，以17O（n，r）核反应产生的14C贡献最大；对于压水堆，以14N（n，p）核反应产生的14C贡献最大

气载放射性废物的处理：通风法（气流组织由低污染区流向高污染区，通过逆止阀防止发生逆流和窜流）衰变贮存（加压贮存；吸附床滞留）低温回收85Kr（将乏燃料元件溶解尾气经初步净化后加压冷冻到-32℃，利用氟利昂作溶剂吸收Kr和Xe），然后减压升温进入精馏柱，去除氧和氮，最后利用氪和氙的沸点差将他们分离开；干法除尘（旋风除尘器、袋式过滤器、电除尘器、硅胶柱吸附器、高温陶瓷过滤器、烧结金属过滤器）湿法除尘（筛板塔、泡罩塔、填充床洗涤器、喷淋洗涤器、文丘里洗涤器）

常用吸附过滤器:碘吸附器（又称碘过滤器）浸渍活性炭是活性炭浸渍KI或PbI2、CuI2、AgNO3或三乙撑二胺（TEDA）

低中放废液的净化处理：沉淀法（虽然Ra和Ba化学性质相似，离子半径相近，镭离子可以代替钡离子进入硫酸钡沉淀的晶格中，发生共沉淀载带，是镭得到净化，此法的去镭效应可达93~99％，有些核素虽不能与常量物质形成沉淀或共沉淀物，但却能被吸附在别的沉淀物或晶格的表面）

沉淀法的优缺点：优点是工艺流程和设备简单，操作比较方便，建造投资与运行费用较低；可处理含悬浮颗粒、胶体、有机物和较多常量盐分的废液；适合于处理低放废液和废液产生量小的单位使用。缺点是去污因子较低，减容倍数较小；难以实现连续运行和自动化操作；由于加入沉淀剂，二次废水往往有较高的盐分，二次废物量较大。

蒸发浓缩法：蒸发法可用于处理不同含盐量（甚至高达200~300g/L）的各种废液，处理能力大，可获得很高的去污因子，一般为103~106，并且有较大减容倍数（几十到几百倍），一般处理能力为0.5~6t/h。蒸发法的不足之处：耗能多、投资和运行费用高、系统复杂、运行和维修要求高 离子交换法：（核素需以离子形态存在）R-H+M+→R-M+H+ R-OH+N- →R-N+OH-优点：工艺成熟；去污因子较高（10~100）；操作简单，可适于连续运行和自动化操作。缺点：不适于非离子型液体；盐含量和悬浮物的含量有限制；存在胶体会带来麻烦；有机离子交换剂的耐辐照和耐热性差；再生时会产生较多的二次废物 电渗透（连续电除盐技术或叫电脱离子法）：在淡室内填装阳、阴混合离子交换剂，使离子交换剂的交换和再生在电渗透工作过程中连续进行。从淡室出来的水可达到蒸馏水纯度 反渗透：是在浓溶液侧施加压力（P>π），让浓溶液中的溶剂通过半透膜进入稀溶液中，使浓溶液变得更浓，起到浓缩作用，反渗透适用于处理含盐量较低（0.5~40g/L,pH=3~12,温度不高于45℃）的低中放废液，去污因子达10~100，浓缩液体积占料液的10％左右。反

渗透已在海水与咸水淡化和民用水处理中得到广泛使用。注意事项：因为采用较高的压力（1.5~10MPa），要防泄漏；要用可靠和无泄漏的高压泵；定期清洗和更换膜组件；用反渗透作废水预处理，不能用脏的水做供料 超滤:工作压力较低（0.1~1.4MPa）

有机废液处理：TBP/煤油焚烧处理，热解焚烧，TBP热解生成的P2O5与Ca（OH）2反应生成焦磷酸钙。蒸发出来的煤油和丁烷与丁醇等经高温过滤器进入后燃烧室，在后燃烧室被烧掉，热解焚烧TBP避免了生成磷酸的腐蚀和尾气处理困难问题

TBP回收再利用：真空蒸馏；用5％的Na2CO3溶液水洗，加浓磷酸，分离TBP和煤油 水泥固化：水泥固化不能直接固化有机废液，但水泥可以固化乳化的有机废液，也可以固化吸收有机废液的吸收剂

---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 焚烧和压实：放射性废物焚烧是将可燃性废物氧化处理成灰烬或残渣；压实减容是借助机械力使废物密实化，提高废物的整体密度。焚烧优点：减少贮存和处置所占场所以及运输、贮存和处置的费用；提高废物贮存、运输、处置的安全性；可回收239Pu、235U等贵重易裂变物质压实优点：建造投资和运行费用低，对场址要求不高；设备简单，运行方便，维护保养容易，易实现自动化；二次废物较少

焚烧工艺可分为：分拣、破碎、进料、焚烧、排灰、烟气冷却、烟气净化灯过程 烟气净化：（二噁英：致癌物，难降解、毒性大、可长距离迁移。去除方法：急骤冷却，从大于1000℃迅速冷却到200,250~350与飞灰发生异相催化反应生成二恶英；过滤器） 烟气中会含有NOx和P2O5等酸性气体；焚烧含氟塑料，烟气中会含有HF、F2等酸性气体，这些酸性气体有强腐蚀性，会腐蚀烟气净化系统的设备。

湿法氧化：酸煮解（处理含氯较多的含铀废物以及超铀废物）是用热浓硫酸和硝酸（250℃）浸煮可燃固体废物，将有机物分解成简单的气体组分，把大部分无机物转变为硫酸盐和氧化物。硫酸作用：把有机物碳化；为硝酸的氧化提供高温介质，该反应主要靠硝酸来氧化碳化物。硝酸还把硫酸分解有机物形成的SO2氧化成SO3

离子交换树脂的过氧化氢催化氧化反应的特点是自由基链式反应

水泥固化：不适用放射性水平高的；含易挥发核素；金属腐蚀或产生气体。水泥固化特性：水灰比；盐灰比；流动度；凝结时间；泌水性；水化热。水泥固化体性能要求：抗浸出性；机械强度；耐辐照性；热稳定性。

沥青固化：沥青不能用于固化高放废液原因（沥青的融化温度低，包容的裂变产物的衰变热量不能过大；辐射作用会使沥青固化体中的水分和碳氢有机物分解，产生氢气和甲烷等燃爆性气体；沥青包容高浓度的硝酸盐会加速沥青的氧化）

沥青固化技术的优缺点 优：工艺设备和固化材料容易获得；可处理多种废物；废物包容量高；固化产品浸出率低。缺：必须严格控制温度；沥青固化贮存温度不高于60；沥青固化体基质容易老化；易受微生物的浸蚀；沥青固化体受辐照易发生辐射分解；遇水易肿胀 塑料固化：聚乙烯固化、聚氯乙烯固化属热塑性固化。环氧树脂固化：聚合温度不大于100，产生二次废物少，工艺简单。改进环氧树脂固化：节约用量；降低聚合时最高发热温度 玻璃固化低中放废物：不需要加许多添加剂，并且能获得高性能的固化产品。核电站废物中含有较多的硼和钠，核电站含硼废物进行玻璃固化，可以少加入基础玻璃，提高废物的包容量，并且获得高性能的固化体，称作最少添加剂稳定化工艺

改进树脂固化溶胀办法 解决树脂固化溶胀的办法：降低树脂的肿胀应力；增加水泥基体的抗胀强度，添加钢纤维。蒸汽重整法 水力压裂法：水力压裂是将水泥固化处理与处置结合于一体的方法，他在固化技术方面类似于水泥固化，但他是在深地下进行水泥固化。水力压裂选用石油工业成熟的压裂技术和设备，

把低中放废液和水泥及添加剂制成的灰浆注入地下封闭的透水性很低的页岩层中，凝固后与页岩形成一个整体，使放射性废物与人类环境安全隔离

高放废液的特性：放射性强；毒性大，半衰期长；发热率高；酸性强，腐蚀性大。

高放废液的贮存：贮槽采用双壁或有托盘，可以接纳万一发生泄漏而泻出的高放废液。贮槽内装有冷却蛇管不断通过冷却水，保持高放废液处于60℃以下，防止高放废液的自释热致沸；装有空气搅拌装置，不断搅动贮槽内的高放废液，防止形成沉淀和产生热点；贮槽厂房有足够的通风和空气净化能力，保证辐解所产生的氢等燃爆性气体浓度低于允许下线，为了以防万一，还要求建立备用贮槽和可靠的倒槽措施

高放废液的玻璃固化：高放废液中核素种类和形态很多，还有许多非放射性物质混在一起；有强放射性和衰变热；有的成分是易挥发的；核素的衰变可能导致固化体结构发生改变 磷酸盐玻璃溶制温度较低（1000），可接纳较多的硫、钼和铬，但高温磷酸盐玻璃的腐蚀性大，热稳定性差，容易析晶，核素浸出率高。彭硅酸盐玻璃熔铸稳定1100~1200，提高熔铸温度，玻璃固化体稳定性提高，但挥发组分损失增加尾气处理要求高，炉体腐蚀加大，所以控制温度不高于1200度

焦耳加热陶瓷熔炉法：处理量大，工艺相对比较简单，熔炉寿命长，不足熔炉体积大

冷坩埚法：腐蚀性小，熔炉寿命长；熔炉温度高，可处理多种废物；退役容易。不足：冷坩埚热效率低，耗能比较大；冷坩埚多以煅烧物形式进料

玻璃固化配方和特性鉴定：要求玻璃固化体有良好的化学、机械、热、辐照稳定性。玻璃固化是一种化学包容

基础玻璃氧化物：网络生成体氧化物；网络外体氧化物；中间体氧化物

影响固化、贮存、运输工艺的特性：粘度（粘度不宜太大1100℃粘度为100~400dPa·s）；电导率；析晶（影响析晶主要因素是组分与温度，玻璃析晶由晶核形成速率、晶体生长速率、玻璃的粘度所影响）；

消除黄相：提高熔铸温度增大SO3的挥发量；降低玻璃固化体的高放废液的包容量；搅动玻璃熔融体，采取鼓泡、设搅拌桨使之混合；改进配方 浸泡实验：静态浸泡；动态浸泡；快速浸泡硬

α辐照对玻璃体的有害影响有：贮存能；氦释放；浸出率高；体积变化

人造岩石固化：根据“类质同象”替代和低共熔原理，通过高温固相反应制造的一种热力学稳定的、多相钛酸盐陶瓷固化体。重要矿相：钙钛锆石（Z）碱硬锰矿（H）钙钛矿（P）金红石（R），稳定性Z>H>P>R。与玻璃固化体相比，热稳定性好，热导率高。人造岩石固化需要高温高压操作，生产工艺比较复杂，设备条件要求较高，此外他还需要较贵的烷氧基金属化合物作为生产原料，使得生产成本较高 分离——嬗变：通过化学分离把高放废液中的超铀元素和长寿命裂变产物分离出来，制成燃料元件或靶件融反应堆或加速器中，通过核反应使之嬗变成短寿命核素或稳定元素 分离——整备：将高放废液分离成小体积高放废液和大体积低中放废液两部分，对前者实行玻璃固化，可以做深地质处置；对后者进行玻璃固化或其他固化，可以做近地表处置 去污：是用物理、化学或生物的方法去除或降低放射性污染过程。去污并未从根本上消除放射性核素，只是放射性核素存在的位置或方法发生了改变，去污过程会产生二次废物 去污效果：余污率；去污率；去污因子；去污指数

放射性污染形成的机制：沉积和附着作用；吸附和离子交换作用；表面静电作用；扩散渗透作用。污染可以分为：附着性污染；弱固定性污染；强固定性污染 去污方法：机械物理法；化学法；电化学法；熔炼法；生物法、激光法 超声去污：利用超声的空气效应、加速度效应、声流效应对清洗液和污垢的直接和间接作用，使污垢层分散、乳化、剥离，而达到去污目的

激光去污：不需要清洗液，干式去污法，在极短时间内将光能转变成热能的“干式清洗” 等离子去污：是低温等离子体，将附着在物体表面的污垢物除去

可剥离膜去污法：利用化学去污剂和成膜剂做成的具有多种官能团的高分子膜进行去污 电化学去污：是利用电解或电抛光技术，在电回路中的直流电作用下发生阳极溶解除去金属表面的薄膜层，相当于电镀的相反过程

废金属熔炼：通过加入适当的助溶剂，使放射性核素进行重新分配

AP-AC法的第一步用碱性KMnO4氧化溶解Cr2O3，第二步自用柠檬酸铵除去残留腐蚀膜 核设施退役：是对使用期满或因其他原因而退出服役的核设施的全部或部分解除审管控制而采取的行动，以保护工作人员、公众和环境的安全，退役的最终目的是无限制或有限制开放或利用场地。三种策略：立即拆除（优是可较好利用现有辅助设备与设施以及熟悉设施的人员参与退役；缺点是导致工作人员受照剂量较高，需发展遥控切割与拆卸机具。因此对核燃料循环前段和后段的工厂，优先采用立即拆除）；延缓拆除（好处是降低退役工作人员的受照剂量，若干年后开发的更先进的去污技术和拆卸技术可利用）；就地埋葬

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