核環(huán)境監(jiān)測與評價(jià) 第10章 放射性廢物管理和核設(shè)施退役課件

1、第10章 放射性廢物管理和核設(shè)施退役 整個(gè)核燃料循環(huán)系統(tǒng)及放射性物質(zhì)在國民經(jīng)濟(jì)各領(lǐng)域中的應(yīng)用，都會產(chǎn)生放射性廢物。流出物排放控制和固體廢物的安全處置，既是放射性廢物管理的終點(diǎn)，又是輻射環(huán)境管理的起點(diǎn)。 廣義的放射性廢物管理還包括核設(shè)施退役與環(huán)境恢復(fù)的有關(guān)作業(yè)。10.1 放射性廢物管理的目標(biāo)和原則10.1.1 放射性廢物的分類和特點(diǎn) 放射性廢物（Radiation Waste)定義： 來自實(shí)踐或干預(yù)的，預(yù)期不再利用的廢棄物(不管其物理形態(tài)如何)，它含有放射性物質(zhì)或被放射形物質(zhì)所污染，其濃度或比活度大于規(guī)定的清潔解控水平，并且它所引起的照射未被排除。 （GB18871-2002 ） 電離輻射防護(hù)與

2、輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)清潔解控水平（clearance levels): 審管部門規(guī)定的、以活度濃度和（或）總活度表示的值，輻射源的活度濃度和（或）總活度等于或低于該值時(shí)，可以不再由審管部門的審管。(1)按最終處置的要求分類 高放廢物、長壽命中低放廢物（包括廢物）、短壽命中低放廢物和免管廢物放射性廢物分類框架定量依據(jù)(3)放射性廢物的非定量分類A 按廢物的產(chǎn)生來源，可分礦冶廢物、核電廠廢物、乏燃料后處理廢物、退役廢物及城市廢物的等；B 按廢物采用的處理、整備方法，可分為可燃廢物、可壓縮廢物等；C 按廢物的物理性質(zhì)，分為揮發(fā)性廢物、有機(jī)廢物、生物廢物等。2、放射性廢物的特點(diǎn) 含有放射性物質(zhì)。它們的放

3、射性不能用一般的物理、 化學(xué)和生物方法消除，只能靠放射性核素自身的衰變而減少。 射線危害。放射性核素釋放出的射線通過物質(zhì)時(shí)發(fā)生電離和激發(fā)作用，對生物體會引起輻射損傷。 熱能釋放。放射性核素通過衰變放出能量，當(dāng)廢液中放射性核素含量較高時(shí)，這種能量的釋放會導(dǎo)致廢液的溫度不斷上升甚至自行沸騰。 放廢管理的根本任務(wù)：為廢物中的核素衰變提供合適的時(shí)間和空間條件，將其對公眾可能造成的輻射危害始終控制在許可水平以下。10.1.2 放射性廢物管理的目標(biāo)和原則 1、放射性廢物管理目標(biāo) 防止廢物中所含的放射性核素以不可接受的量釋入環(huán)境，使公眾和環(huán)境在當(dāng)前或未來都能免受任何不可接受的輻射危害，使之保持在許可水平以下

4、和考慮了經(jīng)濟(jì)和社會因素之后可合理達(dá)到的盡可能低的水平。 2 放射性廢物管理原則以安全為目的，以處置為核心遵循： 減少產(chǎn)生，分類收集，凈化濃縮， 減容固化，嚴(yán)格包裝，安全運(yùn)輸， 就地暫存，集中處置，控制排放， 加強(qiáng)監(jiān)測10.1.3 放射性廢物管理的基本步驟 放射性廢物的收集 應(yīng)在各種放射性廢物的產(chǎn)生場所就地分類收集，以不同的接受方式和輸送設(shè)備將各種廢物分門別類集中到暫時(shí)貯存設(shè)施中。 分類收集是為了便于用不同的方法分別進(jìn)行處理和處置。 通常首先將廢物按其物理狀態(tài)分成液體、固體和氣體廢物，還可進(jìn)一步按廢物比活度(或放射性濃度)分成高、中、低放射性水平的廢物，簡稱高、中、低放廢物。對某些特殊放射性核素

5、也應(yīng)單獨(dú)分類收集，如含氚廢物、超鈾廢物（見超鈾元素）等。對固體廢物還可劃分為可燃廢物、不可燃廢物、可壓縮廢物等。 放射性廢物的固化 為了安全貯存，減少對環(huán)境的污染，須將放射性廢液或其濃縮物轉(zhuǎn)化為固體。 放射性廢物固化的基本要求是：固化體的物理化學(xué)性能穩(wěn)定,有足夠的機(jī)械強(qiáng)度，減容比大，在水中的浸出率低；操作過程簡單易行，處理費(fèi)用低等。針對不同類型的廢物可采用不同的固化方法，其中水泥固化、瀝青固化、塑料固化和玻璃固化等已實(shí)際應(yīng)用。 放射性廢物固化處理裝置放射性廢物地下儲存庫放射性廢物的處理氣體 過濾；吸附（高效微孔過濾器、活性炭）液體 短壽命：放置衰變或稀釋排放 凈化（離子樹脂超聲凈化器）；濃縮減

6、容； 沉淀、吸附固化（水泥、瀝青、塑料）固體 焚燒或埋藏處理廢物處理的幾個(gè)概念1、去污比（凈化系數(shù)）DF 處理前后廢物中所含核素濃度或比活度的比值。2、去污效率K 處理過程廢物中所含核素總活度的去除百分率，可用比活度及濃度來表示：3、減容比(體積濃縮倍數(shù)) 處理前廢物體積與處理后濃縮物體積之比值： 放射性廢物的處理效果通常用去污系數(shù)和減容比表示。由于放射性只能靠放射性核素自身衰變而減弱，放射性廢物處理的過程，實(shí)質(zhì)上只是將放射性廢物分成兩部分的過程： 一部分體積小但集中了原始廢物中絕大部分放射性物質(zhì)，其處理目標(biāo)是盡量減小體積，以利于最終處置，其處理效果常用減容比衡量。 另一部分體積大但比活度（或

7、放射性濃度）很低。處理目標(biāo)是使放射性達(dá)到允許標(biāo)準(zhǔn)，從而在下一步可作一般廢物對待，其處理效果常用去污系數(shù)衡量。放射性廢物的處置陸地處置(Shallow land burial, underground disposal) 深層、淺層、洞穴處置海洋處置（sea disposal, ocean disposal)宇宙處置（extraterrestrial disposal) 衛(wèi)星軌道、行星軌道、太陽系以外 核反應(yīng)消除（nuclear incineration) 利用反應(yīng)堆或加速器產(chǎn)生的中子10.2 放射性廢水的管理 在鈾礦開采、水冶、精制和235U的濃集，燃料元件的制造等一系列活動中，都有放射性廢水

8、的產(chǎn)生。工農(nóng)業(yè)生產(chǎn)中使用的一些放射性物質(zhì)也會產(chǎn)生一些放射性廢水等。除乏燃料后處理第一循環(huán)其殘液為高放射性廢水外，一般為中、低放射性廢水。10.2.1 中、低放射性廢水的凈化處理 1、貯存衰變 有些放射性核素的半衰期較短，如醫(yī)學(xué)上常用的32P、131I等，反應(yīng)堆中運(yùn)行產(chǎn)生的某些裂變產(chǎn)物及活化產(chǎn)物如93Y、92Sr等，這類放射性廢水在貯槽中存放一段時(shí)間，它的放射性活度會降到一個(gè)很低的水平，可排入下水道或有控制地排入地面水體。 凈化效果：核素半衰期，貯存時(shí)間（一般按其含壽命最長的核素半衰期的10倍考慮）PH值對聚合鋁去除水中各種放射性核素效率的影響加速沉淀池示意圖3、離子交換 廢水中的放射性物質(zhì)以離

9、子狀態(tài)存在，要想除掉它們可采用離子交換法。離子交換有陽離子交換和陰離子交換兩種，根據(jù)所要交換的放射性物質(zhì)的離子狀態(tài)而選用相應(yīng)的離子交換樹脂，進(jìn)行離子交換，從而減少廢水中的放射性物質(zhì)。4、蒸發(fā) 廢水在蒸發(fā)器內(nèi)加熱沸騰，水分逐漸蒸發(fā)，除揮發(fā)性放射性核素外，其它的放射性物和雜質(zhì)都留在濃縮液中，經(jīng)固化后，便于放射性物質(zhì)的廢物管理。 5、電滲析與反滲透電滲析 電滲析裝置采用的選擇性滲透膜是一類離子交換膜。在電解質(zhì)溶液中，陽離子交換膜上的活性基團(tuán)發(fā)生電解，其正電荷擴(kuò)散到溶液中，膜上形成負(fù)電場，因此，可以吸附溶液中的陽離子而排斥陰離子，在外電場的作用下可使陽離子通過從而使之與母液分離。反之可分離陰離子。根據(jù)

10、放射性物質(zhì)在廢水中所呈的電性而選擇相應(yīng)的滲透膜，來分離放射性物質(zhì)。 反滲透 反滲透裝置采用的醋酸纖維膜是一類半滲透膜，插放在溶液中，由于滲透壓的作用，水分子可由溶液雜質(zhì)濃度低的一側(cè)透過膜到達(dá)濃度較高的一側(cè)，使膜兩側(cè)的雜質(zhì)濃度趨于平衡。如在高濃度一側(cè)施加大于滲透壓的壓力，就會出現(xiàn)反滲透現(xiàn)象，使高濃區(qū)雜質(zhì)濃度越來越大，低濃區(qū)溶液可得凈化。10.2.2 低放射性廢水的排放 低放射性廢水經(jīng)凈化處理后，應(yīng)排入專設(shè)的排放槽，根據(jù)主工藝參數(shù)和取樣測量結(jié)果，確定槽內(nèi)廢水所含核素的種類、總量和濃度等參數(shù)。1、向地面水體排放的控制原則 各類核素的排放總量不應(yīng)超過相應(yīng)的歸一化排放量管理限值，根據(jù)審管機(jī)構(gòu)核準(zhǔn)的對核設(shè)

11、施廢水排放規(guī)定的劑量管量限值，確定廢水的許可排放量限值。2、免管排放的控制原則 當(dāng)廢水中含有多種放射性核素時(shí),免管排放應(yīng)按下述原則控制： 每月排放的各種核素的總活度應(yīng)滿足 ： 一次排放的活度不超過1107Bq，且滿足：10.2.3 放射性廢液的貯存 乏燃料后處理流程中，第一循環(huán)所產(chǎn)生的高放廢物中含有大量的裂變產(chǎn)物，殘留的钚及鈾同位素和相當(dāng)量的超鈾元素，其活度水平很高，其中90Sr、137Cs、238-242Pu、241,242Am、242-244Cm等核素的半衰期為13年至38萬年，對公眾的輻射危險(xiǎn)將長達(dá)幾百年以至幾十萬年。所以要采取多重屏障等5項(xiàng)措施。10.2.4 放射性廢物的固化或固定 擬

12、固定或固化廢物包括中、高放射性濃縮液，中、低放射性泥漿，廢樹脂，水過濾器芯子等。1、廢物的脫水減量 離心機(jī)等都可以用于泥漿的脫水減容，濃縮液常用流化床干燥器進(jìn)行干化。2、中低放射性廢物的固化 有水泥固化和瀝青固化等。3、高放射性廢液的玻璃固化 玻璃固化具有良好的抗浸出、抗輻射和抗熱性能。但技術(shù)復(fù)雜，成本高。10.3 氣載放射性廢物的管理10.3.1 氣載放射性污染物的分類 鈾礦開采及水冶所帶來的礦粉、222Rn及其子體氣溶膠；反應(yīng)堆正常工況運(yùn)行時(shí)燃料元件中產(chǎn)生的氣態(tài)及顆粒態(tài)裂變產(chǎn)物等。 可分四種類型： 惰性氣體、放射性粉塵和氣溶膠、碘同位素等揮發(fā)性核素、氚化氫氣或氚化水蒸氣等。10.3.2 粉

13、塵與氣溶膠的分離1、除塵 分三個(gè)階段： 粗凈化，經(jīng)這一級凈化，除去粒徑大于60m的粉塵，常用的裝置為降塵室和旋風(fēng)分離器； 中凈化，除去粒徑在1060m的粉粒，常用泡沫除塵器； 細(xì)凈化，除去粒徑小于10m的粉粒，常用布袋、填料及油過濾器。2、氣溶膠的過濾 放射性氣溶膠顆粒的平均幾何直徑為0.020.7m，且質(zhì)量很小，通常為10-3mgm-3量級，大部分低效過濾器對這樣的物質(zhì)的效率為5%左右，通?？諝庹{(diào)節(jié)與通風(fēng)系統(tǒng)中使用的性能最好的過濾器，對它能達(dá)到8085%。 最有效的過濾器為高效微?？諝?HEPA)過濾器，能達(dá)到99.9%。10.3.3 碘同位素和放射性氣體的去除 去除的方法有： 活性炭吸附器

14、、活性炭滯留床、液體吸收裝置、低溫分餾裝置等。 活性炭吸附器 活性炭吸附元素碘（物理吸附） 活性炭經(jīng)浸漬劑（碘化鉀或三乙烯二胺）處理吸附甲基碘（同位素交換和化學(xué)反應(yīng)）活性炭滯留床 通過活性炭的吸附作用，使氣載廢物中的惰性氣體在活性炭滯留床中滯留一定的時(shí)間，可使其在流出炭床時(shí)，惰性氣體核素衰變到所要求的水平。例：工藝廢氣的處理 工藝廢氣主要來自反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)上的穩(wěn)壓器的卸壓罐、化學(xué)及容積控制系統(tǒng)的容積控制罐、硼回收系統(tǒng)上的脫氣塔、冷卻劑脫氣以及核島排氣。 工藝廢氣在衰變罐中經(jīng)60-100天衰變后，廢氣中的短壽命的氪、氙和碘的同位素已衰變掉99.9%以上，衰變后廢氣中的放射性同位素主要是85Kr

15、和133Xe，一般來說，通過排風(fēng)中心有控制的稀釋排放是安全的，133Xe進(jìn)入大氣后很快就會衰變掉。 處理85Kr比較適用的方法是用低溫活性炭吸附，其流程是：先將含有85Kr的氫、氮混合氣體中微量的氧經(jīng)催化與氫生成水，除去水分后將氣體降到 -170以下，然后通過活性炭床?；钚蕴吭谏罾錀l件下對惰性氣體有相當(dāng)大的吸附能力，對85Kr的吸附效率可達(dá)99%，處理后的干凈尾氣排往大氣。10.4 固體放射性廢物的管理 鈾礦冶產(chǎn)生的廢石和尾礦，反應(yīng)堆乏燃料元件，中、低放射性廢水凈化處理過程產(chǎn)生濃縮廢液的固化體，廢棄的密封輻射源、金屬或塑料容器、管道、工作服等。10. 4.1 固體放射性廢物的去污和處理 1、表

16、面去污 采用清洗、加熱、機(jī)械、化學(xué)或電化學(xué)方法去除固體物質(zhì)表面的放射性沾染。 2、減容 可燃性廢物可通過焚燒進(jìn)行減容，松散的固體廢物可通過壓縮進(jìn)行減容。10.4.2 固體放射性廢物的包裝、貯存和運(yùn)輸10. 4.3 固體放射性廢物的處置 1、鈾、釷礦冶的廢物處置 盡量把廢石和尾礦回填入廢舊巷或采空區(qū)，減少地面堆存量?；靥詈笫Ｓ嗟膹U石和尾礦集中堆放在廢石場或尾礦庫中，且采取必要的護(hù)坡和加固措施，防治發(fā)生坍塌或廢物流失事故； 采取措施防治有害物質(zhì)滲入地下水或隨地下水遷移而污染水源和農(nóng)田； 設(shè)置監(jiān)測井對地下水和滲出水進(jìn)行監(jiān)測；退役后進(jìn)行穩(wěn)定化處理或覆土植被等。 2、中、低放射性固體廢物的處置：經(jīng)包裝后

17、可采用近地表處置或地質(zhì)處置等。 2002年修訂的放射性廢物管理規(guī)定（GB14500）重申了低、中水平放射性固體廢物采取區(qū)域處置的方針。目前我國已建設(shè)的區(qū)域處置場有北龍中、低放廢物處置場和西北中、低放廢物處置場。 低、中水平放射性固體廢物:其隔離期要求不應(yīng)少于300年，根據(jù)GB14500-2002放射性廢物管理規(guī)定，對場址的基本要求是： （1）地質(zhì)構(gòu)造簡單、穩(wěn)定，巖性均勻，面積廣，巖體厚，有較好的吸附和阻滯核素遷移性能； （2）水文地質(zhì)條件簡單，地下水位較深，無影響地下水長期穩(wěn)定的因素； （3）工程地質(zhì)狀況穩(wěn)定； （4）距地表水和飲用水源有一定距離； （5）人口密度低、開發(fā)前景小，沒有重要的自然

18、和人文資源； （6）盡可能遠(yuǎn)離飛機(jī)場、軍事試驗(yàn)場地和危險(xiǎn)品倉庫。 3、高放射性固體廢物的處置： 經(jīng)一定時(shí)期的貯存后，將放置在地表以下幾百米深處穩(wěn)定地質(zhì)層中的處置庫中作永久性保存。 為確保環(huán)境安全和人類健康，廢物需與人類社會環(huán)境隔離10000年以上。 高水平放射性固體廢物采取全國集中處置的方針。 （GB14500-2002）10.5 核設(shè)施退役10.5.1 核設(shè)施退役 核設(shè)施服役期滿關(guān)閉，或因計(jì)劃改變、發(fā)生事故等原因而提前關(guān)閉后，為保證工作人員和公眾免受設(shè)施內(nèi)剩余放射性物質(zhì)和周圍環(huán)境中殘留放射性污染所導(dǎo)致的長期慢性照射及其他潛在的危害，應(yīng)有計(jì)劃地采取一些必要的措施，確保其安全、永久地退役。 制定退役方案，對污染物進(jìn)行分類處理，放射性廢物按規(guī)定進(jìn)行處理。 退役：關(guān)閉后立即進(jìn)行，或安全關(guān)閉一定時(shí)期后再行退役。 核設(shè)施的設(shè)計(jì)、運(yùn)行和關(guān)閉階段，應(yīng)采取措施為退役創(chuàng)造條件。 核設(shè)施運(yùn)行壽期結(jié)束后的安全關(guān)閉應(yīng)為退役創(chuàng)造條件，應(yīng)取出反應(yīng)堆燃料，排空并沖洗反應(yīng)堆及輔助設(shè)施的工藝系統(tǒng)，拆除并適當(dāng)處置嚴(yán)重污染的設(shè)備，盡可能地清除設(shè)施內(nèi)的工藝物料。10.5.2 核設(shè)施退役過程1、退役目標(biāo) 核設(shè)施退役主要的安全目標(biāo)是控制設(shè)施關(guān)閉后可能存在的放射性及非放射性潛在危險(xiǎn)，保護(hù)環(huán)境和公眾的健康，并限制其對