放射性废物处置及防治技术

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1、3.高放废液的固化煅烧法、玻璃固化、陶瓷固化、金属固化法（对固化体的辐照稳定性、热稳定性、机械稳定性和化学稳定性要求更严格）煅烧法：将高放废液低温蒸发、干燥制得的金属盐，在高温下煅烧分解为稳定的金属氧化物固体颗粒或稳定的固体颗粒的固化。该法适合用于处理含盐量高的高放废液。煅烧法：流化床煅烧，喷雾煅烧和灌式煅烧流化床：颗粒保持在400－600℃，热来源自煤油和氧气，产物是细小颗粒流化床煅烧法：优点：减容比达到7－12缺点：金属氧化物较脆，表面积大，有的化合物化学稳定性差，易被水或其他溶液浸析改进（1）进一步提高煅烧温度至1200℃，得到陶瓷质难熔化合物（2）所得产物

2、与其他添加剂再经加压烧结，可获得性能更好的固化体玻璃固化：高放废液与玻璃原料以一定的配比混容后，经高温900－1200℃熔融并退火处理后，获得稳定的玻璃或类玻璃固化体的过程硼硅酸盐玻璃固化是目前首选的玻璃固化工艺磷酸盐玻璃固化有许多优点，但因设备腐蚀的原因已被淘汰。直径50cm,高1m,每天生产一个150L的玻璃快6.8核燃料后处理核燃料循环铀的精制（纯化、氟化和还原）0.7115%UF6铀矿石加工天然铀470kg/d铀同位素的分离加浓缩铀3.5%U-235元件制造UO2燃料辐照100kg/d辐照元件后处理回收铀、钚及其他裂片0.79kg/d钚放射性废物的处理和处

3、置3GW功率压水堆核燃料循环1g铀－235产生6.7×1010J能量2.核燃料后处理的重要性（1）后处理为生产武器装料Pu-239的必备的工艺步骤（2）后处理可以充分利用核能资源（3）后处理可提升核电站的经济性（增建一个强放废液玻璃固化车间，后处理的投资增加8－10％）天然铀或贫化铀4－8kg/d堆芯（UO2＋15％PuO2)40kg/d增值层200kg/d后处理回收钚复用6kg/d回收铀复用裂片3GW功率快堆核燃料循环3.核燃料后处理的任务提取和纯化新生成的可裂变物质回收和纯化没有用完的可裂变物质提取有用的裂变产物和超铀元素对放射性物质进行妥善处理和安全处置4.

4、核燃料后处理的特点（1）由于后处理对象极强的放射性，不能直接操作，屏蔽要求极高，远距离操作、检测和控制（2）所用试剂、材料、仪表必须满足辐照要求（3）临界危险。当可裂变物质在某处积累，如果裂变反应可持续进行时，系统达到临界，将导致严重的辐射损伤，甚至爆炸（容器形状，增大中子泄漏，调整慢化剂与燃料比例）（4）设备安全、可靠，废物处置严格5.后处理工艺进展1、化学脱壳2、间歇式酸溶解铀芯3、离心或沉淀4、TBP（磷酸三丁酯）萃取循环5、钚阴离子交换6、铀硅胶吸附7、尾气处理6.燃料元件的构成与种类分类：固体、液体、气体棒状、片状、管状、球状、环状堆型燃料元件型式包壳材

5、料慢化剂冷却剂石墨水冷堆天然铀棒状铝石墨轻水石墨气冷堆天然铀棒状镁合金石墨二氧化碳压水堆3%加浓缩二氧化铀棒束锆-2合金轻水轻水高温冷气堆5％加浓UO2或90％加浓缩UC2+ThC2包覆颗粒热解碳石墨氦气快堆15％加浓UO2＋PuO2棒束不锈钢无钠或氦材料实验堆铀铝合金90％为U-235板状铝石墨轻水燃料芯：1、金属铀：军用生产用，易加工，成本低，后处理时间短，使用温度低，辐照稳定性不高2、二氧化铀：辐照稳定性好，熔点高，抗腐蚀性强，与许多结构材料相容性好3、铀合金：与钼、锆、铝、铬、镍、铌等形成合金，可提高辐照稳定性，常用于以水和液态金属为冷却剂的反应堆中，如试

6、验堆、核潜艇4、陶瓷燃料：低浓缩铀的氧化物（碳化物、氮化物）压制烧结而成，元件熔点高，辐照稳定性好，形变小，燃耗深度较大，缺点导热性差，铀密度低5、钚燃料：钚铝合金，金属钚与二氧化钚、二氧化铀混合而成6、钍燃料：一般与铀燃料混合使用包壳材料：1、铝合金：低温反应堆常用，优点是易加工、中子截面小缺点是强度差，在高温下有较大蠕变，抗腐蚀性差2、镁合金：天然铀石墨冷气堆。抗二氧化碳腐蚀，中子吸收截面小，导热性好，能在360℃以下满足要求3、锆合金：压水堆、沸水堆和重水动力堆采用，锆－2合金广泛使用，含镍的锆－4合金，吸氢率为锆－2的½到3/5，有利于防止氢脆。4、不锈钢

7、：耐温高，抗腐蚀性好，但中子吸收截面大，要求壳壁小于0.4mm。乏燃料的组成：乏燃料的组分随投入元件的裂变和增殖材料的种类和数量、中子能谱和通量、燃烧时间、冷却时间而变化。现已查明裂变产物有300多种，包括从35号锌元素到64号钆元素的多种同位素7.裂变产物活度估算8.辐照元件的冷却反应堆中卸出的辐照元件需在特殊设计的水池中存放一段时间，然后再加以处理。冷却的作用：1、降低乏燃料元件的活度水平（如I-131,8.41d)2、减少裂变产物的损失3、保证具有强放射性的铀的重同位素的衰变冷却时间的确定根据燃料组成确定冷却时间Np-239全部衰变成Pu-239需30天U-

8、237需全