核废物处理与处置期末复习学习资料.docx
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核废物处理与处置期末复习学习资料
核废物处理与处置期末复习
第一章放射性废物内容与原则
1.放射性废物：
含有放射性核素或被放射性核素污染，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。
2.放射性废物治理的基本方法：
分散稀释（废气排放、废液排放）、浓集隔离（沉淀、过滤、吸附、蒸发、固化、埋藏）。
3.放射性废物管理体系图：
4.放射性废物管理模式：
5.放射性废物管理的基本原则：
保护人类健康、保护环境、超越国界的保护、保护后代、不给后代造成不适当的负担、纳入国家法律框架、控制放射性废物产生、兼顾放射性废物产生和管理各阶段间的相依性、保证废物管理设施安全。
6.实践：
为了某种有益目的，增加照射的人类活动。
7.干预：
减少业已存在的照射的人类活动。
8.放射性废物的处理与处置和核设施的退役，涉及职业照射、公众照射、潜在照射、应急照射和持续照射。
9.《电离辐射防护与辐射源安全的基本标准》：
实践的正当性、防护与安全最优化、个人剂量与限值、干预的正当性和干预措施最优化。
10.放射性元素的衰变的特点：
放射性元素的衰变完全不受外界条件的影响：
如温度，压力（真空）、电磁场等物理变放射性化，或参加各种生物、化学反应，其结果都不能改变放射性元素固有的衰变规律。
不能通过化学、物理或生物方法消除。
只能通过自身衰变或核反应嬗变降低。
第二章放射性废物的分类
1.放射性废物的分类方法：
按废物的物理化学形态：
气载废物、液体废物、固体废物。
按放射性水平：
低放废物、中放废物、高放废物。
按废物来源：
核燃料循环废物、核技术利用废物、退役废物、铀（钍）伴生矿脉废物。
按半衰期：
长寿命废物、短寿命废物。
按辐射类型：
β/γ放射性废物、α废物。
按处置方式：
免管废物、可清洁解控废物、近地表处置废物、地质处置废物。
按毒性：
低毒组废物、中毒组废物、高毒组废物、极毒组废物。
按释热性：
高发热废物、低发热废物、微低热废物。
2.放射源对人体健康和环境的潜在的危害程度分类：
由Ⅰ到Ⅴ五类：
极度危险源：
放射性同位素热电发生器、辐射装置。
高度危险源：
工业β照相源。
危险源：
固定工业测量源。
低危险源：
骨密度仪、静电消除器源。
极低危险源：
植入人体源、医疗用源。
3.排除：
指有些辐射是不受控制，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。
4.豁免：
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。
（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）。
5.解控：
指经过去污、清污、熔炼等措施，低于或达到解除审管控制的活度浓度限值。
6.放射性废物的主要特点：
1）.放射性废物成份复杂：
放射性废物中的核素一般有裂变产物、锕系核素、活化产物等多种。
2）.具有长期危害：
放射性废物中含有的放射性物质，其辐射强度只能随时间的推移按指数规律逐渐衰减
3）.处理难度大：
乏燃料后处理产生的高、中放射性废物，不但会对人体产生内外照射危害，核素的衰变还会释放出大量的热量，所以处理放射性废物必须采取复杂的屏蔽和封闭措施，具备通风或冷却条件，作业方式采取远距离操作及维修。
4）.处理技术复杂：
放射性废物形态复杂（各种浓缩物、沉渣、污泥、废有机材料等），一般情况下放射性核素的质量浓度远低于非放射性污染物的浓度，但其净化要求极高。
第三章放射性废物的产生和废物最小化
1.放射性废物的来源：
核燃料循环前段废物、反应堆运行废物
核燃料循环后段废物、核设施退役废物、放射性同位素和核技术利用废物、伴生放射性矿废物。
2.核循环“前处理”：
铀矿开采、铀水冶、铀精制、铀转换、铀富集和燃料元件制造。
3.铀矿开采废物：
废石（采矿、选矿）、废气（氡及氡子体、放射性气溶胶、铀尘）、废水（露天开采废水、地下采矿废水、铀矿石堆废水及冲洗车辆水、废石场废水）。
4.核燃料循环“后段”指燃料元件经反应堆“燃烧”之后，对卸出的乏燃料以及放射性废物处理与处置。
5.乏燃料贮存过程中产生的废物：
废树脂和废树脂再生液；废过滤器（空气、液体过滤器）。
6.乏燃料后处理的作用：
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（137Cs、90Sr、99Tc、147Pm、贵金属（钌、铑、钯）和超铀元素）。
7.乏燃料后处理的要求：
能接受不同的核燃料；适合连续作业；最少量的直接维修。
8.分离净化方法：
湿法和干法
9.后处理工艺流程：
冷却、首端处理、化学分离（Purex流程）。
10.Purex流程：
11.核设施退役：
核设施试用期满或因其他原因停止服役后，为了工作人员和公众人员的安全以及环境保护而采取的活动。
12.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。
13.退役废物的特点：
（1）绝大部分的是低放固体废物；
（2）数量和体积庞大，组分复杂；
（3）污染较牢固，不易去除，活化产物不可能分离与去除。
14.废物最小化：
指废物量（体积和重量）和活度，合理可达到的最小。
是放射性废物管理基本原则之一。
15.废物管理原则：
从源头抓起、全过程管理、共同负责任。
10.实现废物最小化方法：
优化管理（最重要措施）、减少源项（最有效的方法）、循环利用（最倡导的方向）、减容处理（最先进的手段）。
16.废物最小化的意义：
保护人体健康和环境，有重要的环境效益和社会效益，有利于和事业的可持续发展；减少企业处理和处置废物的负担，有重要的经济效益；促进企业文明上产和管理水平的提高。
第四章气载和液体低中放废物的处理
1.气载低中放废物的特点：
活化和裂变产生的人工核素、天然核素。
伴随常量有害物质：
粉尘、NOx、SOx、HF、CO2、CO等。
以放射性气体、气溶胶和悬浮物形式存在。
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，粒径为10-3～103µm，<0.1µm不沉降，>10µm缓慢沉降。
重要核素：
碘、氪、氙、氡、氚、碳、銫和钌。
2.气载放射性废物的处理：
处理对象：
放射性气体、放射性微尘和放射性气溶胶。
处理目的：
是去除或降低放射性污染物，保护工作人员、公众和环境。
衰变式处理方法：
通风稀释、衰变贮存、低温回收。
处置式处理方法：
干法除尘、湿法除尘、吸附过滤。
3.
第五章废物的减容处理——焚烧和压实
1.焚烧是将可燃性废物氧化处理成灰烬或残渣。
2.焚烧的主要优点：
高度的减容（20～100倍）和减重（10～80倍）。
废物向无机化转变（更安全）。
可回收239Pu和235U。
3.压实减容：
借助机械施使废物密实化提高废物的整体密度。
4.压实减容的优点：
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，维修保养容易，以实现自动化；二次废物极少。
5.去污因子：
废物原始放射性活度与排入环境烟气放射性活度之比。
6.减容比：
废物的初始体积与焚烧灰和二次废物总体积之比。
7.焚烧的工艺流程：
分拣：
挑出有害的物质，使物料具有尽可能均匀的组成和相近的热值。
（手工分拣、磁选、重力分选、风选）
手工分拣一般在手套箱中进行。
破碎：
方便进料和充分燃烧。
（一般在手套箱中，加保护气氛（N2））
进料：
批式和连续进料。
焚烧：
燃烧室——钢体外壳，内衬绝热和耐火陶瓷材料。
空气加热器——助燃气体：
空气和氧气
助燃器——助燃燃料：
丙烷、天然气、柴油
焚烧炉需要保持一定负压
焚烧炉设计的基本要求：
完全燃烧
燃烧不完全的问题：
①堵塞炉排或尾气净化系统；②产生含碳量较高的灰渣，降低减容效果。
排灰：
70%～90%放射性物质在灰中。
在手套箱中进行，防止气溶胶逸出。
烟气冷却：
冷空气稀释、喷水急冷、热交换
烟气净化：
组分复杂。
含有CO2、水蒸气、烟灰、焦油、酸性气体、二恶英和放射性核素等。
烟气中放射性核素的存在方式：
气态、气溶胶、粉尘（飞灰）和高温挥发物。
尾气净化系统通常采用多种设备串联使用。
监测控制：
①异常排放、火灾和爆炸；②装备事故电源；③对烟气净化要求很高。
8.湿燃烧法：
酸煮解、过氧化氢催化氧化
酸煮解机理：
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。
有机物化学分解：
有机物碳化和碳化物氧化。
9.酸煮解优缺点：
减容比大（70～100）、能处理高氯废物、处理含钚量高的废物、二次废液少、容易控制和调节、α废物：
临界安全、腐蚀性：
设备材料要求高。
10.焚烧处理的安全问题：
运行安全：
①腐蚀；②燃烧不平稳；③燃烧不完全；④着火；尾气净化问题：
两个标准（放射性核素排放标准，HCl、SO2、NOx颗粒排放标准；致癌物二噁英，确保烟气释放对环境的影响是可接受的）；辐射防护问题：
≤100mSv/h的低放废物；临界安全问题：
物料衡算；环境影响评价
11.废物压实需要注意的问题：
（1）控制废气和废液
（2）辐射屏蔽（3）设置安全门和联锁装置（4）压实机噪声消除（5）防止爆炸性物质（6）维修方便。
第六章低中放废物固化技术
1.固化的定义：
在危险废物中添加固化剂，使其转变为不可流动固体或形成紧密固体的过程。
2.固化的目的：
要把放射性核素牢固结合到稳定的、惰性的基材中，满足安全处置的要求。
3.理想的废物固化体的特性：
低浸出率、高导热率、高的耐辐射性、高化学稳定性和耐腐蚀性、高的机械强度、高的减容比。
4.中、低放废物常采用水泥固化、沥青固化及塑料固化工艺进行固化，高放废物常采用玻璃或陶瓷固化工艺进行固化。
5.水泥固化原理：
水泥是一种无机胶结剂，经水化反应后可形成坚硬的水泥块，能将砂、石等骨料牢固地凝结在一起。
水泥固化放射性废物就是利用水泥的这一特性。
6.不适合水泥固化的废物：
放射性水平高、含易挥发核素、金属腐蚀或辐射分解产生气体等。
7.水泥固化优缺点：
抗压强度高，自屏蔽能力强，耐辐射和耐热性能好，工艺设备简单，投资少。
增容1.5～2倍，放射性核素的浸出率较高。
8.水泥固化特性：
水灰比：
掺入的放射性废水与水泥质量之比，0.4～0.5；盐灰比：
废物干盐分与水泥质量之比，0.1～0.3；流动性：
坍落度，稠度，100～300mm；凝结时间：
从和水可塑状态到失去流动性。
初凝时间大于1.5h，终凝时间小于48h；缓凝剂和促凝剂。
泌水性：
水泥浆中泌出部分回流水，游离水应小于1%；水化热：
凝固过程发生水合放热反应，可达到160℃，导致水分强烈蒸发，固化体出现气孔和裂缝，破坏固化体结构，使固化体表面产生盐析。
9.水泥固化体性能要求：
抗浸出性、机械强度（>7MPa，一般为10～20MPa）、耐辐照性（108Gy（4）热稳定性：
<100℃）。
10.沥青固化原理：
以熔融沥青或乳化沥青为固化剂，与放射性废物在一定的温度、配料比、碱度和搅拌作用下均匀混合，同时蒸发除去水分，使废物均匀地包容在沥青中，最后装桶、冷却获得稳定的固化体。
12.沥青固化产品性能
（1）抗浸出率：
10-5～10-3g/（cm2·d）
（2）机械性质：
热塑性物质
（3）耐辐照性：
当受照剂量为106Gy，氢产生量0.3～1.0ml/g
（4）热稳定性
13.沥青固化的优点：
材料容易获得，对废液适应性强，盐份包容率较高，减容比0.8，固化产品浸出率低；技术成熟，自控程度高。
14.沥青固化的缺点：
工艺稳定性过分依赖于沥青材料，工艺安全性差（要严格控制操作温度不大于180℃，固化物起始放热温度＜230℃）；固化产品有软化、老化、辐射分解、生物降解和遇水易溶胀等问题。
成本较高（~10000元∕m3）。
15.预防着火爆炸的措施：
严格控制操作温度、防止局部过热、保持良好通风状态、去除垢物、消防措施、严格进行进料分析。
16.塑料固化原理：
以塑料为固化剂，与放射性废物按一定比例配料，加入适量引发剂、催化剂、硬化剂和促进剂进行搅拌混合，使其发生聚合反应，将废物包容形成具有一定强度的稳定性固化体。
17.塑料固化的优缺点：
优点是处理过程在室温下进行，放射性废液直接掺和入聚合物而无需蒸发；对硝酸盐、硫酸盐等可溶性盐，有很高的掺和效率；最终固化体密度小、体积小、不可燃、浸出率低。
缺点是某些有机聚合物能被生物降解，固化物老化破碎后，污染物可能会污染环境；固化材料价格昂贵等。
第七章高放废液的固化与分离-嬗变和奋力-整备
1.高放废液的特性：
放射性强（生产堆：
β-γ1011～1013，α，1010～1011Bq/L;动力堆：
β-γ1013～1015，α，1012～1013Bq/L
）;毒性大，半衰期长（成分：
裂变产物，活化产物，腐蚀产物，萃余铀钚，超铀元素Np、Am、Cm，包壳材料Al、Mg、Fe、Mo、Zr，中子毒物Gd、Cd、B，后处理化学试剂NO3-、SO42-、PO43-、F-、Na+等和有机物杂质。
）;发热率高（90Sr和137Cs，10年释热率降低到约80%，100年降到约60%。
300年降到约10%。
）;酸性强，腐蚀性大。
（硝酸，酸度达到2～6mol/L。
水辐解产生H2、CO、CH4、C2H6、C2H4等燃爆性气体）.
2.分离-嬗变（P-T）技术：
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送反应堆或加速器中，通过核反应使之嬗变成短寿命核素或稳定元素。
3.嬗变:
通过中子/质子/光子人工核反应，使次锕元素（MA）和长寿命裂变产物核素（LIFP）转变成短寿命核素或稳定元素，以降低或消除高放废物的长期危害性。
4.分离：
把高放废液分离小体积高放废液（把MA分出来，实现镧锕分离）和大体积低中放废液（把长寿命裂片元素分离出来）两部分。
5.整备：
超铀元素玻璃固化－地质处置/强放射性核素贮存衰变后固化－近地表处置/低中放废液直接固化后近地表处置.
第八章放射性污染的去污
1.去污：
用物理、化学或生物的方法去除或降低放射性污染的过程。
去污实际上只改变了放射性核素的存在形式和位置.
2.去污因子：
去污前污染物放射性活度与去污后放射性活度之比
3.去污率：
去除的放射性活度占去污前放射性活度的份数。
4.余污率：
去污后剩余的放射性活度占去污前放射性活度的份数α。
5.去污指数：
去污因子的对数D。
6.污染形成机制：
沉积和附着作用：
附着性污染，分子力作用，容易去污；
表面静电作用：
弱固定性污染，物理吸附，较易去污；
吸附和离子交换作用：
弱固定性污染，化学反应或离子交换，较难去污；
扩散渗透作用：
强固定性污染，扩散，渗入到基材，很难去污；
7.去污方法选择原则：
安全性、经济性和可实现性。
8.理想的去污工艺：
最大的去污因子、最少的二次废物、最少的受照剂量和环境影响。
9.去污需要重视的问题：
优化选择、“热点”去污、二次废物、二次污染、安全问题、探测措施、设计考虑、人员培训。
10.去污技术有四种基本工艺类型：
机械－物理法、化学法、电化学法、熔炼法。
11.去污技术有四种基本工艺类型：
机械－物理法（吸尘法
、机械擦拭法、高压射流、超声去污、激光去污、等离子体去污）、
化学法、电化学法、熔炼法。
12.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。
第九章核设施的退役
1.退役：
核设施从服役进入有计划的永久退出服役（解除审管控制，以保护工作人员、公众和环境的安全）所需做的工作。
最终目标：
无限制或有限制开放和利用场址。
退役策略
立即拆除：
40a，核燃料循环前后段工厂
延缓拆除：
50～100a，大型反应堆
就地埋葬：
有条件的策略。
严重事故的核设施如切尔诺贝利4号堆；大型核基地如美国汉福特10个生产堆和5个后处理厂。
2.源项调查和监控测量
掌握核设施内的放射性总量、分布情况和衰减特性。
源项调查的目的
放射性水平
易裂变物质和放射源
放射性污染分布
放射性核素种类、组成和数量
其它危险物质。
3.退役废物的特点：
（1）绝大部分的是低放固体废物；
（2）数量和体积庞大，组分复杂；
（3）污染较牢固，不易去除，活化产物不可能分离与去除。
4.退役废物的处理要点
严格分类：
减少需要处理的废物体积。
技术减容：
使其体积进一步缩小，如石墨焚烧后仅占原体积的2%；超级水压机可减容90％。
尽量利用：
轻度污染的废钢材重新冶炼；轻度污染的工具、器材和建筑物重新使用。
第十章低、中放和极低放废物的处置
1.处置（disposal）：
把废物安放进经过批准的设施中，采用工程屏蔽和天然屏蔽相结合的多重屏蔽体系为被处置的废物提供安全隔离，确保：
（1）包容的短寿命核素衰减到无害水平；
（2）包容的长寿命核素和其他有毒物质的释放量极低，进入环境的浓度处于可接受水平。
2.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）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。
3.选址准则
（1）地质：
高地震风险区和活动断裂带
（2）水文地质：
地下水
（3）表生作用：
地表水，洪水
（4）气象：
极端降水
（5）人为事件：
危险设施、地下资源、道路、人口和经济的发展、旅游区、文物考古、珍贵动植物、公众态度
4.地表处置场的运行
废物申报单内容
废物来源
废物货包体形状、体积和重量
放射性核素种类和总活度
表面剂量率
废物产生、处理和整备说明
货包编号，发送日期等
废物包装容器：
碳钢和混凝土桶
废物运输：
放射性物质运输规定
废物接收：
废物接受准则
废物的存贮
活度较高的货包放在处置单元底部或中央位置。
货包间隙浇注水泥砂浆（金属桶）或砾石或沙土（混凝土容器）。
处置单元上面浇灌混凝土，防渗流及屏蔽辐射。
设置可移动防雨帐房。
5.近地表处置的安全评价
定量预测处置系统的性能，对处置场运行周期以及将来关闭之后的人类受照剂量和环境影响做出评价。
（1）确定能够导致放射性核素释放、影响释放速率、影响核素通过环境介质输运速率的景象。
（2）估计发生的概率，定量表示对处置系统的影响。
（3）计算核素释放的辐射后果。
6.评价方法：
景象-后果分析法、概率法、系统论法。
7.我国对安全评价的规定
评价区域：
以处置场为中心半径10km范围；
评价标准
环境质量现状评价：
公众个人0.25mSv/a；
环境影响评价：
公众个人0.01mSv/a，事故短期闯入者5mSv/a，事故长期居住者1mSv/a；
职业辐照：
5年平均不超过20mSv/a，任何一年不超过50mSv。
第十一章高放废物处置
1.高放废物固化体处置方案
（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
2.高放废物深地层处置的基础：
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。
3.多重屏障体系
（1）工程屏障：
高放废物固化体、包装容器、缓冲/回填材料和处置库工程构筑物，这些构成近场。
近场包括全部工程屏障和最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：
主岩和外围土层等，构成远场，即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。
4.处置库的选址
寻找满足要求的场址，难觅最佳场址。
（1）构造地质调查；
（2）水文地质调查
（3）工程地质调查；（4）地球化学调查
（5）气候/气象调查；（6）人文/经济/社会调查
5.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。
6.不确定度分析使一个系统的预测性能与真实性能偏离的程度定量化。
不确定度主要来自两个方面：
一是来自模式和参数接近真实系统的程度；二是来自人类活动、地质和气候变化及处置系统长期演变的不确定性。
7.灵敏度分析帮助找出对安全评价结果有重要影响的那些参数和假定。
8.核素迁移过程的物理化学行为十分复杂，影响因素很多：
核素的物理化学性质如水解、聚合、吸附、溶解、配合、沉淀、矿化、氧化还原、离子交换等；环境条件如Ph、Eh、离子强度、温度、辐射场、压力和应力以及微生物和腐殖质的存在等。
9.迁移作用：
正向作用如溶解、弥散、扩散、渗透、地下水输运、胶体载带、微生物载带；逆向作用如自身衰变、离子交换、吸附、沉淀、沉降、聚凝、矿化、分散稀释等，实际的迁移，是这两方面因素共同作用和平衡的结果。
10.迁移类型：
机械迁移、物理化学迁移、生物迁移
11.迁移载体：
地下水的运动速度和方向是关键因素。
12.重要核素：
长寿命核素239Pu、237Np、99Tc、129I；特长寿命核素126Sn、79Se、36Cl、107Pd、59Ni等。
13.核素迁移研究
分配系数Kd（ml/g）：
表征平衡时放射性核素在液相与固相分配特征。
扩散系数Da（m2/s）：
扩散是由浓度差引起的，遵循费克定律。
滞留因子Rf：
Kd值越大说明固相滞留核素的能力越强。
配合反应：
阴离子与核素的阳离子发生配合反应，改变核素形态，影响它们迁移行为。
水解反应：
锕系核素在中性和碱性条件下发生水解反应。
胶体的形成：
胶体是促进Np、Pu、Am、Cm、Th传输和迁移的重要载体。
腐殖质作用：
锕系元素可形成腐殖质配合物，增加在地下水中的溶解度，促进锕系核素的迁移作用；另一方面，它又容易被黏土和岩石物质所吸附，这有阻滞锕系核素迁移的作用。
微生物作用
（1）微生物酶的催化作用促进废物固化体贮罐的腐蚀；
（2）侵蚀玻璃固化体；
（3）改变地下水的PH和Eh；
（4）破坏缓冲/回填材料——膨润土；
（5）生物降解腐殖质，产生CO2和CH4等气体；
（6）直接摄取核素——吸附、吞食和滞留核素；
（7）作为配位体，络合核素和促进核素的迁移；
（8）作为核素的载体，形成假胶体；
辐解作用
水辐解会产生自由基、氧化剂H2O2和还原剂H2，废物辐解形成NOx、SOx、CO2和CH4等气体和酸性物质，加速金属容器的腐蚀；也会改变地下水pH，改变核素的氧化还原态。
第十二章核电站废物的处理
1.核电站废物的来源：
裂变过程：
燃料元件包壳破损（通常小于0.1%）；活化过程：
反应堆结构材料冲蚀-腐蚀产物60Co、55Fe、51Cr、54Mn、59Ni、65Zn；冷却剂13N、19O、3H；化学添加剂、冷却剂中杂质24Na、27Mg、45Ca；
2.核电站废物的处理：
一回路冷却剂带有很强放射性，二回路介质也可能有放射性。
3.核电站废物的管理系统
放射性废物收集系
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