大学课件《核工业概论》讲稿（7）核废物的处理2

1、核工业概论,李全伟 国防科技学院,目录,课程安排：16 /32学时-8/16周 第一讲 绪论（核工业基础知识） 第二讲 铀的生产与加工 第三讲 核反应堆 第四讲 核电站 第五讲 核燃料后处理 第六讲 核废物的处理 第七讲 核废物的处置 第八讲 辐射防护,第七讲 放射性废物的处置,内容提要 7.1放射性废物处置方法（原子能工业第16章） 1、放射性废物的处置量 2、放射性废物的处置方案 3、低、中放废物的处置 4、高放废物的处置 7.2核设施的退役（原子能工业第17章） 1、退役方案的制定 2、退役去污 3、退役拆除 4、退役废物的处理与处置 5、退役的辐射安全,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,处置(disposal) 把废物放置在一座处置库或一给定地点而不打算回取。处置也可以包括经批准将废物直接排入环境，随后再弥散。 地质处置库(geological repository) 位于地下深处的稳定构造(诸如盐岩，花岗岩等)中的最终处置设施。通常，这样的处置库是为长寿命放射性废物，诸如废物、高放废物或乏燃料提供的。,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,1、

2、放射性废物的处置量 低放废物： 2500 m3/(GW.a) 特征： （1）微释热 （2）低-放射性 （3）低放射（化学）毒性 处置方案：近地表处置（浅壕沟埋置、浅地层处置）,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,不含锕系核素的中放废物：110m3/(GW.a) （1）燃料组件解体 20m3/(GW.a) （2）废弃设备和部件 40m3/(GW.a) （3）废液处理泥浆及树脂 50m3/(GW.a) 特征：低释热率、很少长寿命（1000）核素、强-放射性、中等放射毒性 处置方案：中等深度洞穴放置,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,含锕系核素的中放废物：160m3/(GW.a) （1）废燃料元件包壳 95m3/(GW.a) （2）废液处理泥浆及树脂 15m3/(GW.a) （3）钚沾污废物 50m3/(GW.a) 特征：低释热率、长寿命放射性、强-放射性、中等放射毒性 处置方案：无需预先冷却，深地层处置,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,高放废物（玻璃固化体）：4m3/(GW.a) 特征：释热量高(2kW/m3)、长寿命放射性、强-放射性

3、（41010 Bq/L）、高放射毒性。 处置方案： （1）可回取的空气冷却贮存数十年； （2）再以深地层或深海底放置。,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,废物的整备 将放射性废液、湿固体废物或弥散性固体废物转变成性能指标满足处置要求的整块性固化体。 将它们封装在适当的容器中，使其表面剂量率和表面污染水平符合安全监管机构的规定要求。,大亚湾核电站低放废物货包,台 电 核 废 料 处 置,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,2、放射性废物的处置方案 消除放射性废物对人类环境危害的有效途径是：将废物与环境长期或永久地隔离，不再回取，要求的安全隔离期对于低、中放废物为300500年，对于高放废物为10万年以上。 多重屏障：避免、隔离、阻滞、延缓 工程屏障：废物体、废物包装容器，回填材料 天然屏障：地质体,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,低、中放固体废物的处置方案 （1）陆地浅埋（土壤等松散沉积物） 广泛应用 （2）废矿井处置（盐、铁、铀矿等） 广泛应用 （3）深岩洞处置（岩盐、岩石等） 较少用 （4）海岛处置（土壤、岩石） 国际上禁止 （5

4、）滨海底处置（处置介质为岩石） 瑞典 芬兰 （6）水力压裂处置（页岩等） 美国停止 中国 （7）海洋投弃（海水） 沿海国家采用，现禁止,低放固化物处置场,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,高放废物固化体的处置方案 （1）深岩洞处置（岩盐、花岗岩） 各国拟采用 （2）废矿井处置（盐矿等） 德国采用 （3）深钻孔处置（岩盐、花岗岩等） 实验开发 （4）深海床置（粘土） 实验开发 （5）核嬗变处理 实验开发 （6）冰层处置 设想 （7）太空处置 设想,高放废物处置方法,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,铀尾矿和铀废矿石的处置方案 （1）地面处置 广泛采用 （2）废矿山和岩洞回填（岩石） 采用 每制得1吨黄饼约产生2501000m3铀尾矿，主要含尾矿砂，尾矿浆，尾矿液，还有铀废矿石。 铀尾矿常用处置方案：构筑尾矿井和尾矿坝，回填入废矿井。 铀废矿石大于7104Bq/Kg，构筑尾矿库，比活度为21047104Bq/Kg，只需建坝圈围。 安全隔离时间为1000年。,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,3、低、中放废物的处置 处置场均应构筑在地下水

5、位之上。 半衰期5年，或5年半衰期30年而比活度不大于3.71010Bq/Kg的才允许陆地浅埋处置。 300年的安全隔离期内须设置环境监测和护卫管理。 已建成甘肃西北（20-2）、广东北龙（24-0.88）、台湾兰屿。,广东北龙低中放废物处置场,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,低、中放废物处置场的选址原则 （1）区域地质构造的稳定性：地震 （2）地质条件：构造、主岩、渗透率、吸附性、地质灾害 （3）水文地质环境：地下水、洪水 （4）社会经济因素：人口、资源、运输 （5）气候条件：干旱少雨最佳,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,4、高放废物的处置 高放废物的最终处置备受世人关注，是世界上最复杂的技术难题之一。 高放废物深地层处置的基础在于：地球表面许多地区的地层长期以来（长达几亿年）极为稳定，故可以放心地贮存废物，实现与生物圈的长期隔离。 适宜的地层主要有岩盐、花岗岩、凝灰岩、粘土岩等。,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,高放废物深地层处置库的选址原则 （1）地质稳定，远离活断层和强地震带。 （2）主岩有足够厚度和面积。 （3）水文

6、地质条件清楚。 （4）主岩孔隙度小。 （5）主岩导热性能好。 （6）主岩机械强度高、热稳定性和辐照稳定性好。 （7）主岩化学吸附性能良好。 （8）人烟稀少，无地下资源。,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,高放废物深地质处置的概念设计 在选定地层深处（大于500m）钻孔或利用废矿井建设处置库，设置若干处置单元和处置孔。 从处置孔中心往外形成一个由废物体废物容器缝隙金属套筒回填材料岩石组成的严密的阻滞和屏障系统。 废物放满后封堵处置孔，最终关闭处置库。可回取库封闭难度更高。 全部地下处置工作必须由地面操纵的机械完成。,高放废物地质处置库概念模型,高放废物深地质处置设计示意图,第七讲 放射性废物的处置 7.1放射性废物处置方法,地下实验室 提供接近实际处置条件的地质环境，为建设高放废物处置库开展科研、设计、建设、运行及人员培训等准备工作。 现在全世界已建成和在建的地下实验室共17个，有8个已投入运作。分属美国（凝灰岩）、德国（废盐矿）、瑞士（花岗岩、粘土）、法国（粘土）、日本（花岗岩）、比利时（粘土）、加拿大（花岗岩）等。 中国地下实验室拟建在花岗岩中，规划2020年建成。

7、,瑞典,日本,瑞士,加拿大,美国,中国？,高放废物地质处置国际进展: 地下实验室,ASPO 地下实验室立体图,ASPO 地下实验室,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,退役(decommissioning) 使一核设施从服役进入计划的永久退出服役所需做的工作。 使一座核电厂或其它核设施永久性关闭的过程称为退役。 2000年底全世界已有250座研究试验堆，60座核电反应堆关闭，到2020年将有约300座核电反应堆关闭。 未来几十年，将有2800座核设施退役。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,1、退役方案的制定 IAEA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。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,源项调查 掌握核设施内的放射性总量、分布情况和衰减特性。 后处理厂：溶

8、液样品分析、仪表探测。 核反应堆：结构材料中的中子活化产物；控制棒等活动部件；冷却回路积存的腐蚀产物活化。计算和取样分析。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,2、退役去污 放射性去污的定义 用化学或物理方法除去沉积在核设施结构、材料或设备内外表面上的放射性物质而开展的工作。 放射性去污的目的 去污总的目的是去除放射性污染物，降低残留的放射性水平。但由于不同的目标和技术要求，去污的目的不完全相同。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,（1）为运行管理和检修进行的去污，目的是在合理的范围内，降低运行和检修工作人员总的放射性照射。 （2）为退役进行的去污，目的是降低污染水平，以便手动拆卸技术的使用，否则要使用昂贵的机器人技术。 （3）为废物治理进行的去污，目的是降低污染水平，使产生的废物能作为放射性较低的废物进行处理和处置。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,（4）为长期监护进行的去污，目的是减少监护贮存方式中残余放射源的数量，或缩短监护贮存周期。 （5）为环境整治进行的去污，出于政治或公众健康和安全的原因，使场地和设施恢复到不受限制使用的状态。 （6）为其

9、它目的如经济目的（回收利用设备和材料），事故处理等。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,一种去污工艺对放射性污染的去除效果通常用去污系数DF来评价，表达为： DFA0/A 式中：A0去污前放射性核素的活度，Bq。 A去污后放射性核素的活度，Bq。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,核设施去污技术 放射性污染去污技术正在快速发展中。目前，去污技术有四种基本工艺类型：化学去污、物理去污、人工和机械去污以及新去污技术。 每种工艺对要去污的特定系统、结构及装置的适用范围和去污效率各不相同，应在制定去污技术方案时反复比较，仔细推敲确定。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,化学去污技术 化学去污原理：用浓的或稀的化学溶剂与污染的部件相接触，以溶解带有放射性核素的污染物、油漆涂层或氧化膜层，达到去污目的。 化学去污的优点：适用于难以接近的表面的去污，需要的工作时间少，能就地对工艺设备和工艺管道进行去污，而且，常常可以遥控操作。化学去污产生的放射性废气较少，清洗液经处理回收后一般可再次使用。采用的化学试剂易于获得。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,化学去污的缺点 对粗糙、多孔的表面去污效率低。产生的清洗废液体积较大，对不同的表面需用不同的试剂，产生成份复杂的混合废水。 化学去污使用不当时会产生腐蚀和安全方面的问题，在适用的地方还须考虑临界问题。 化学去污虽然成本较高，但因其简单可靠，去污效率能满足要求，目前仍是主要的退役去污方法。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,化学去污常用试剂 （1）水（水蒸气） （2）无机酸及酸的盐：硝酸、盐酸、硫酸氢钠 （3）有机酸及络合剂：柠檬酸、乙二胺四乙酸 （4）碱和含碱盐：氢氧化钠、碳酸钠 （5）氧化和还原剂：高锰酸钾、过氧化氢 （6）去垢剂和有机溶剂：三氯乙烯、酒精 （7）缓蚀剂和表面活性剂：十二烷基硫酸钠等。,第七讲 放射性废物的处置 7.2核设施的退役,化学去

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