核废料处理综述Word下载.docx
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1.尽量减少不必要的废料产生并开展回收利用。
2.对已产生的核废料分类收集,分别贮存和处理。
3.尽量减少容积以节约运输、贮存和处理的费用。
4.向环境稀释排放时,必须严格遵守有关法规。
5.以稳定的固化体形式贮存,以减少放射性核素迁移扩散。
五、核废料处理技术的介绍
（一）地质处理
1.近地表埋藏处置法[5]
近地表埋藏处置法是中低放废物处置的主要方法,占处置法80%左右。
它分为近地表简易处置法、近地表工程处置法两种,其中近地表工程处置法居主导地位。
1.1近地表简易处置法
近地表简易法是在地表挖掘数米深的沟、坑,将盛装废物的容器、无容器废物固化体堆置其中,或将废物直接固化其中,然后再用粘土或土回填夯实。
此法只在低渗透性的粘土层或降水量非常少的地区效果较好,否则会严重影响处置效果,导致放射性废物泄漏。
这种处置方法对场址选择要求较高,所以,只有美国、墨西哥、英国、瑞典、南非、巴基斯坦、印度、伊朗、日本等少数国家采用,一般是在核废物处置的早期阶段采用的较多。
但有部分已停止运行或关闭。
这样近地表简易处置法在世界各国的使用越来越少,这也是世界各国更加重视核废物处置安全性的最好证据。
1.2近地表工程处置法
近地表工程处置法是在地表挖取几米至数十米深的壕沟,大部分深度在10m以内,高于地下水位,用混凝土或钢筋混凝土加固壕沟的基底、侧墙。
为防降水或渗透水,构建了排水及监测系统。
然后将封装放射性废物容器堆置其中,最后用土、粘土、沥青、混凝土等充填物覆盖封顶。
另外,一些深度不超过50m的竖井和大口径钻孔等处置设施也属于近地表工程处置法。
此类设施可建在粘土、冰川沉积物、风化页岩、风化凝灰岩、砾石、砂、粉砂等地质体中。
这种处置效果及安全性较好,被世界各国普遍采用。
目前,世界上正在运行的、建设中的以及计划造建的废物处置库绝大多数为近地表工程处置设施,但在欧美及前苏联国家有少量的此类设施已经停止运行或关闭。
2.废矿井处置法
废矿井处置法[2]是利用深度为60~100m的废弃矿井,经过改造,作放射性废物的处置场。
作为处置场的废矿井,必须符合一定的地质条件,如矿井内必须干燥无水、围岩的类型及特性等。
世界上只有瑞士、瑞典、捷克共和国、芬兰、挪威和克罗地亚等少数国家,采用或计划采用这种方法,例如,捷克共和国的理查德Ⅱ矿坑,位于地下70~80m,矿井很干燥,地质体主要为石灰岩和泥灰岩,主要用来处置研究工作中产生的放射性废物（大多数是短寿命的）。
瑞典的SFR建于海底之下60m处的结晶岩中。
针对不同的低放废物类型、放射性剂量、物质组成和不同的处理需要,设计了不同的岩石硐室;
50m深的弹筒状矿坑,用水泥墙加固并增加了一个蒙脱石粘土缓冲带和一套通风系统之后,将放射性活度最强的废物容器置于其中。
芬兰的Olk-iluoto与瑞典的SFR相似,具有两个弹筒状深矿坑,一个处置低放废物,另一个处置发热的中放废物,建于地下60~100m,用破碎的围岩作回填材料,用水泥填封含水裂隙带。
将低、中放废物处置在地下废矿井中，是一种较安全的处置方法。
可供处置低、中放废物的废矿井有：
盐矿、铁矿、铀矿、石灰石矿等矿井。
废矿井处置可以利用矿山原有的采矿巷道采空区堆置废物容器。
废矿井处置法的优点是：
①不占用大片土地；
②可充分利用矿山原有的竖井、地下采空区等，处置成本较低；
③处置空间大，据统计，按目前美国每年开采盐矿的数量，只要利用其中1%的采空矿山，便可供处置全美国当年产生的所有核废物；
④处置深度较大，安全性较好。
该法的局限性在于，废矿井一般离核设施较远，需长途运输废物，而低、中放废物数量多，一般宜于就地处置。
2.1深岩硐地质处置法
深岩硐地质处置法[5]是在地表之下深数百米的稳定岩层中建造处置核废物的设施,使放射性核素与生物圈长期隔离。
此种处置方法既可以处置中低放废物,也可以处置高放废物。
中低放废物处置的深度一般为300~500m,高放废物的处置深一般为500~1000m。
采用深岩硐地质处置中低放废物效果好,最安全,但费用昂贵,只有少数国家采用。
2.2地下盐穴处理核废料的方法
利用盐穴进行放射性工业废料的填埋处理已经在国外得到很好的利用,具有安全性好、费用低、容量大、符合环保、节省地表面积等很多[6]。
优点,随着我国核军事的发展和核能的开发利用,也不可避免的会产生相当的具放射性的工业废料,利用盐穴进行埋藏处理可以有效地减少放射性污染,保护生态环境。
除了进行核废料的埋藏处理外,各类难处理的工业废料也都可以利用该项技术进行处理,利用盐穴进行工业废料的处理是一项具有广泛前景的实用技术,值得在我国进行推广。
3.深度钻孔
将核废料埋入地下正成为最受推崇的处理方式之一，深度钻孔这一解决方案仍处在计划阶段[2]。
深度钻孔有其优势一面，可以在距离核反应堆很近的地区进行钻孔，缩短高放射性核废料在处理前的运输距离。
然而，与将核废料送入太空面临的困难一样，钚回收也是一项挑战—将核废料埋入地下3英里（约合4.8公里）是一回事，安全回收则完全是另一回事。
4.深海床处置
高放废物的深海床处置，是选择底部沉积物为粘土的深海区，将高放废物容器置入深海（4000~6000m）底部粘土沉积物深处（>
20~30m），借海底未固结粘土和海水永久隔离核废物[2]。
该方法与低、中放废物海洋投弃的区别是，后者是将废物容器投弃在海底沉积物表面，一般得不到海底沉积物屏障的保护。
自开发研究以来，该方法是美国和欧洲一些临海国家计划将其作为今后处置高放废物的方法之一。
1972年伦敦倾废公约明文规定，禁止向海洋投弃或向海底植入中、高放废物，但是世界上大部分国家仍希望在共同协商和保证安全的前提下，有控制地将高放废物处置于海底沉积物中。
因此国际上对该处置方法尚有争议。
5.冰冻处理[2]
核废料温度很高。
将核废料球放入较为稳定的冰原，它们会随着周围冰的融化向下移动，之上的融冰则又再次凝固。
这一想法遭到拒绝的原因很多，其中一个原因便是冰原会发生移动，导致放射性物质会像冰山一样在海洋中漂浮。
6.使用液压笼[2]
如果在核废料周围建造一个类似三维壕沟的水笼，地下水便被赋予一条替代路径，不会渗入放射性物质。
未来的核废料处理装置应该可以做到防泄漏，而液压笼的作用则是防止地下水污染这一最严重的情况发生。
7.送入太空
实际上，这一方案最早是由原苏联科学院院士卡比察于1959年提出的[2]。
30年后，美国著名物理学家施勒津热尔也独立提出了类似主张。
但由于受当时国际形势和技术条件的限制，各国对核废料的处理基本上都流于应付。
实际资料显示，运载火箭的发射事故率通常在2%左右，为了解决由此而引发的核灾难，专家们在设计建造密封容器方面颇费了一番精力，并决定用高强度的钛钢制作外壳。
表面再敷以多层隔热材料。
但有些技术问题还没有解决。
（二）固化
固化主要是用来改善和后续处理相关的安全性，一般是用适当的材料把放射性核废物包裹起来，防止放射性元素的泄漏。
目前，水泥和混凝土作为固化介质应用比较广泛，此外，也有人把沥青和有机聚合物用于固化处理。
相应的，放射性核废物的处理方法也可以分为水泥固化、混凝土固化、沥青固化、有机聚合物固化等[7、8、9]。
放射废物的固化处理包括水泥固化、沥青固化、塑料固化以及人造岩石固化等,它们的主要优缺点比较见下表[7]：
1.水泥固化
水泥固化是放射性废物处理的一种常用的方法,它为放射性废物以安全稳定的固体状态封存提供了一种经济有效的办法[10]。
水泥固化处理的优点包括:
处理过程简单,低温;
加工技术良好;
固化产品的热稳定性（不易燃烧）、化学稳定性和生物化学稳定性良好;
固化形式是可将放射性废物包容在固化体中,也可通过浇注水泥将其封存起来。
核电站水泥固化处理的放射性废物包括:
蒸残液、泥浆、废树脂及用水泥固定的废过滤器芯等。
2.玻璃固化技术
韩国开发出一种可将核电厂产生的废物体积最多减少80%的压缩技术，并将在世界上首次实现商用化[11]。
玻璃固化技术是指将放射性废物和熔融状态的玻璃混合后高温加热、缩小体积而制造出稳定的玻璃固体的技术。
被玻璃化的放射性物质在极度恶劣的环境中也不会出现泄漏，因此，该技术可降低放射性泄漏危险。
辐射安全组组长朴渊善透露：
“如果使用玻璃固化技术，可将目前平均每个核电厂产生的150桶（1桶为200L）中、低放废物减少到35桶。
”
3.沥青固化
沥青固化是使放射性废物均匀地包裹在沥青中，得到抗浸出性好的固化产品[1]。
沥青固化适用于固化化学泥浆、蒸发残液等低、中放废物。
沥青固化的废物包容量高，固化产品均匀，核素浸出率低。
沥青固化工艺有多种，主要有两种：
螺杆挤压法和薄膜蒸发法。
由于沥青是可燃性有机物，不能承受较高温度和较强辐射，所以沥青固化不适于固化释放热率高和辐射强的废物，不适宜固化氧化剂含量高的废物。
4.塑料固化
塑料固化是把放射性废物均匀包容在热塑性或热固性塑料物质中[1]。
热塑性塑料固化工艺类似于沥青固化，需要加热熔融。
热固性塑料固化工艺类似于水泥固化。
废液含水量有限制，需要预处理脱水，或者加入乳化剂搅拌乳化。
已经开发的塑料固化工艺比较多，主要有一下几种：
聚乙烯固化、聚氯乙烯固化、聚苯乙烯固化、聚酯固化、环氧树脂固化和聚合物浸渍混凝土等。
塑料固化包容量高，核素浸出率低，这对实现长期安全隔离有重要意义，但塑料固化成本较高。
5.人造岩石固化核废料处理法[12]
使核废料中包含放射性元素的原子进入矿相的晶格位置,或者镶嵌于晶格的孔隙之中,与基质矿物形成均匀的固溶体。
这种方法主要包括基料和核废液混合、锻烧、冷压、热压、退火、装桶等步骤。
（三）后处理
后处理主要是把乏燃料经过酸溶解后分解出铀等裂变产物，这是一个特殊的化学分离过程、经过后处理后，可以把核废物中的裂变元素分离出来进入再循环，这个技术在20世纪70年代起就在若干个国家运行，目前已经是公认的比较安全的技术"
经过后处理后，放射性元素的回收比例可以高达98.5%~99%。
这不仅可以减少核废物处理的压力，减小核废物污染的可能性，也可以提高天然资源的利用率，符合可持续发展的要求。
目前最常用的核废物后处理方法是用水溶法萃取，又称普雷克斯法[7]。
需要注意的是，核废物后处理并不能完全取代其它核废物处理方法。
这是因为虽然后处理可以提取绝大多数的放射性元素，但仍有部分元素残留在核废物中而不能被收回。
而且这些元素多数为长周期性的，此外，后处理过程本身也会产生大量的低放核废物。
因此，核废物的后处理并不能称为核废物处理的最终解决方法，必须与其它处理途径相配合才能达到防止核废物扩散、维护核安全的目的。
（四）自由电子激光
用自由电子激光进行核废物处理的原理是，当用不同波长的激光激发分子时，可以导致化学反应差异。
目前已经实现了紫外准激光分子实现锕系离子在溶液中的选择性单光子与双光子还原，因此可以把光氧化还原反应用来分离核废料的金属，把溶液中镧系和锕离子的激光化学反应用来进行核燃料再处理以及高级核废料的分配"
若可以把金属离子氧化还原，则可以实现金属离子与溶液的分离"
此外，经过热分子的双光子吸收也可以应用在核废物处理中[8]。
（五）嬗变
对于长寿命的婀系元素只有通过核裂变才能使其转换为短寿命或稳定的核素。
采用擅变技术（Transmutation）就是把高放废物中婀系核素、长寿命裂变产物和活化产物核素分离出来,制成燃料元件送到反应堆去燃烧或者制成靶子放到加速上去轰击散裂,转变成短寿命核素或稳定同位素。
这样减小了高放废物地质处置负担和长期风险,并可能更好地利用铀矿资源。
擅变原理主要通过（n,γ）,（n,2n）反应将长寿命裂变产物或婀系核废物擅变成稳定的短寿命核素。
目前实现擅变的装置有
快堆,
热中子堆,
强流加速器,
加速器驱动的次临界装置,
聚变擅变堆[7]。
1.快中子堆
利用快中子堆对核废物进行擅变,是因为快堆中子能量大都在1MeV范围内。
快中子堆可使次婀系元素有效焚烧。
另外快堆中的热中子通量很低,不能进行（n,γ）反应对长寿命裂变产物擅变,同时对于要求中子能量阂值较高（>
10MeV）的核素,快堆也不能对其进行擅变。
同时次钢系元素捕获中子后将使
上升,这影响快中子堆的运行安全。
故对次婀系元素的装载量必须严格进行限制,这也影响了擅变的效率。
据估算一个1GW的金属钠冷快堆,每年可焚烧329kg次婀系元素,相当于10个1GW轻水堆一年卸出的次钢系元素量。
2.聚变擅变堆
聚变擅变堆利用托卡马克（Tokamak）堆芯件D-T聚变反应所产生的14MeV高能中子在包层内使次婀系核素裂变或使其中子俘获产物裂变而“燃烧”掉,同时也可使长寿命裂变产物发生中子俘获反应而生成短寿命或低毒性核素,并且也可利用中子与包层中的Li的反应增殖氖来维持堆芯D-T反应所消耗的氛。
由于长寿命裂变产物一般有较大的热中子吸收截面,相对较易擅变处理;
而中等寿命裂变产物（
’
）由于有极小截面,对其擅变需很高的中子通量,但经特别设计的混合堆则有此优势。
考虑有效空间利用率和时间利用率后,包层每年可烧掉次婀素元素约400kg,核变废物约30kg,包层总热功率约为750Mw。
3.加速器
使用加速器驱动的废物擅变（ATW）系统来处理长寿命裂变产物,将废物的自然衰变时间从1万年缩短到1000年以内。
基本原理是:
由直线加速器产生的质子轰击靶,靶在受到轰击后会产生中子,使废物擅变成稳定的或低放射性物质的过程能够持续进行。
由于是在亚临界条件下运行,ATW系统非常适于焚烧具有以下特点的核废物:
在反应堆中擅变效率很低或根本不擅变的核废物;
具有潜在不稳定性和危险的反应性响应的核废物;
反应堆中不能被分离和放置的核废物。
擅变可将高放废物中绝大部分长寿命核素转变为短寿命,甚至变成非放射性核素,可以减小深地质处置的负担,但不可能完全代替深地质处置。
分离-擅变处理的关键在分离技术,因为完全分离是很难达到的,加上还要产生二次废物。
所以高放废物的分离一擅变是一项难度大、耗资巨大、涉及多学科的系统工程。
分离一擅变技术现在只是开发的初级阶段,少数发达国家尚在做概念设计和探索试验,距离实际处理高放废物还很远。
（六）最新的核废料处理技术
1.纳米材料和纳米技术
近年来，纳米材料是受到广泛重视的一种新型材料，纳米尺寸使这种材料比普通材料有更大的比表面积和更多的表面原子，因而显示出较强的吸附性能[13]。
此篇文章《纳米材料和纳米技术在核废料处理中的应用研究进展》对放射性核（元）素在各种常见纳米材料表面的反应性能和机理进行了较为详细的综述，结果表明：
纳米材料在核废料处理中有着潜在的应用前景。
但是由于固-液界面反应涉及到很多因素，放射性核素在纳米材料/液界面的作用机理同样十分复杂.目前,纳米材料在核废料处理中的应用虽然取得了一些成果，但不具有普遍意义。
2.细菌处理核废料技术
美国密歇根大学的研究人员发现一种名为硫还原地杆菌（Geobactersulfurreducens）的细菌，可以通过对附作物的侵食来清除多种毒素、油污，甚至是核废料[14]。
这基于在细菌表面的一种类似毛发的依附物，即菌毛（pilus）。
这种细菌通过菌毛将电子传递到其取食的物质上，经由传导电子，便能从其中获得能量，并改变其食用废料的离子态，使其从水中沉淀出来。
生长在核废料旁的菌落可以从其中提取出铀来，从而可以更加方便和快捷地处理核废料。
通过实验发现，在有害化学物质越多的环境中，硫还原地杆菌会生成越多的菌毛，这可以更好地将铀等有毒物质排斥在其分子膜以外。
利用该菌种的特性，还可以将其改装制造成一种生物电池。
在未来，这或许将成为安全处理核废料及有毒垃圾的最佳方法。
3.生物吸附剂技术
生物吸附剂技术是20世纪80~90年代发展起来的一项新技术。
该吸附剂的基质材料取自高担子菌的子实体,具有对放射性核素的强选择性吸附能力[15]。
生物吸附剂的组分中壳多糖占有重要地位。
在壳多糖分子中含有组成乙酰氨基族的氮,因此壳多糖及其衍生物具有强吸附性能。
壳多糖的主要吸附机制是螯合。
它实际上能吸附所有的重金属和放射性核素,而对钾、钠、钙等碱金属和碱土金属几乎不吸附。
所以它可用于在高含盐量核废液中吸附放射性核素。
六、中低放核废料的处置
中低放废物不含或只含极少量长寿命超铀核素。
例如核电站废物所要考虑的主要核素是Sr-90和Cs-137，隔离300-600年就足以衰减到安全水平。
因此，与高放废物相比，中低放废物的处置技术要求相对较低，但其数量庞大，处置任务更加繁重。
目前，国外中低放废物处置主要采用浅地层埋藏、废矿井或洞穴埋藏的方法[16]。
浅地层埋藏是目前国外应用最普遍的处置方法之一。
浅地层埋藏一般是把废物整齐堆放在混凝土构筑物内，以沟壕最为普遍。
美国、法国、英国、前苏联和加拿大等国的实践表明，浅地层埋藏简单易行，投资少，是处置中低放废物的最有效方法之一。
废矿井或洞穴埋藏处置在国土小、人口密度大的欧洲国家用得较多。
通常，废矿井深度较大，对于人类活动和自然环境干扰影响小，安全性比较好。
但是矿井是从开采矿石角度来进行设计的，水文地质情况复杂，往往存在裂隙和地下水。
原有坑道和洞室一般不宜埋藏废物，需要经过整治和安全评价后方能使用。
洞穴处置是利用天然洞穴或人工挖掘的洞穴来埋藏中低放废物。
人工洞穴根据处置场标准和规范进行设计建造，成本比较高，但安全性较好。
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