放射性廢樹脂等離子體中核

❶ 國內有哪些單位可以處理核電站廢樹脂

廢樹脂應該屬於放射性廢物，暫時存起來。

❷ 陽離子交換樹脂分離-電感耦合等離子體發射光譜法測定鉛礦石中主、次、痕量元素

試樣用酸分解，抄通過強酸襲性陽離子交換樹脂柱分離出鍺、硒、碲、鉈、鉬、砷、鉍、磷、鎘、銻等元素，所得溶液用等離子體發射光譜法進行多元素同時測定。方法適用於以鐵、鉛、鋅、銅為基體的硫化礦石中主、次及痕量元素的測定。詳見第21章硫鐵礦、自然硫分析中21.22.7陽離子交換分離-電感耦合等離子體發射光譜法測定硫化礦石中主、次、痕量元素。

❸ 放射性廢物處置

放射性廢物是來自放射性物質研究和生產過程中產生的廢棄物。這些廢物有氣體、液體和固體。主要包括：①沾有放射性物質的用品和工具以及試驗用的動、植物遺體；②鈾礦山的矸石和尾礦；③核電站的放射性廢物和乏燃料(核燃料的發電效率降低以後,剩餘的高放射性物質稱為「乏燃料」)等高放射性廢物。

現代核工業的發展,給國防建設和經濟建設提供了強大的動力。但同時,在核工業運行的每一步都可能產生永久性廢棄物。現以發電量為1GW的壓水型反應堆為例,說明從鈾礦開採到反應堆發電所產生的放射性廢物。

首先,鈾礦開采和水冶中將產生的廢石、尾礦、廢水,其放射性相對低一些；其次在鈾礦的濕法轉化和氟化及擴散法濃縮過程中會產生低放射性的含²²⁶Ra和²³⁴Th的廢液(鐳不具有發電能力,所以在進入工廠進行鈾的制備前後,鐳必須作為「雜質」去除),UO₂燃燒製造中能產生20m³左右的固體廢物；在壓水堆電站生產中,包括洗衣房去污廢水、樹脂、過濾器芯子、濾渣和蒸殘渣液、控制棒和其他低放固體廢物等大約有3300m³的固體和液體廢料。但主要核燃料產生的高放射性廢料不多,這是因為乏燃料可以通過「後處理」工藝,使乏燃料「再生」,再次投入反應堆發電(見圖0-1),這時僅需少量的補充即可提高它的發電效率。最後,在後處理工藝中的脫殼廢物、廢液等低、中、高放射性廢物等也有2000m³以上。

我國現已運行的核電機組14個(見表0-1),現有裝機容量達到1.13×10⁸kW在建核電機組26個,將建成核電容量2.87×10⁸kW。預計到2020年後每年將從反應堆卸出1000t乏燃料,其中殘余的鈾和鈈回收後,即為待處理的高放射性廢物。這些廢物比起煤燃燒生成的粉塵和CO₂及汽油燃燒等生成有害氣體來說,它的數量是很少的。

由項目一可知,放射性物質的放射性不受溫度、壓力、是否為化合物等物理化學條件的制約。也就是說,放射性物質不會像其他污染物那樣通過焚燒、凈化等普通手段而改變其放射性,尤其是其中的長壽命子體,即使把它燒成熔融體,也不可能改變其放射性。這就為放射性廢物處理帶來極大的困難。因此放射性廢物必須採用專用方法處理。

放射性廢物由於來源不同,其組成、性質和放射性水平差別很大。因此,處置和處理方法也應該不同。放射性廢物分類沒有統一的分類體系,主要考慮放射性比活度或放射性濃度、核素的半衰期及毒性等。我國參照國際上的基本分類原則,制定了GB9133放射性廢物分類標准。其中固體廢物分為超鈾廢物和非超鈾廢物。

(一)中低放射性廢物處置

鈾礦的開采方式有地下挖掘、露天開采和地下地浸三種。地浸就是將酸性溶液通過鑽孔灌入地下溶解鈾,再抽出溶液,達到采鈾的目的。該方法的優點是成本低,污染主要在地下,應該嚴格控制灌入地下酸性溶液的數量。露天開采鈾礦石剝離的廢石量很大,這些廢石或多或少都含有放射性物質。對於這些廢石的處理辦法是就地回填掩埋,然後覆土造田或植樹造林。

一般每采出1t礦石,要從地下帶出1～6t的矸石。目前我國堆積的鈾礦山廢石總量約2.8×10⁷t,佔地2.5×10⁶m²。這些都屬於低放射性廢物,含鈾量(1～3)×10^－4,比一般土壤高4～6倍；其表面氡的析出率為(7～200)×10^－2Bq/(m²·s),比地面高5～7倍。它們不斷向大氣排放氡和細粒狀顆粒物。根據放射性廢物分類標准,這些大多數處於低放射性廢物標準的下限,按規定不算放射性廢物,但應該作為特殊廢棄物妥善保管。即對放射性比活度在(2～7)×10⁴Bq/kg的廢石和尾礦應築壩存放。超過上述放射性水平的應建庫保存或回填礦井采空區。其他金屬礦產(如錫礦)與放射性礦產共生的礦山廢渣、尾礦等也參照上述放射性礦山的廢棄物處置辦法執行。

我國選礦產生的尾礦累計已有數千萬噸。尾礦處置的關鍵在於尾礦庫的選址和尾礦壩的建設,應該保證底不滲漏,壩(堤)不垮塌,不產生災難性的事故,氡的析出率要低。一般要求穩定期至少保持100a,至少20a不維修,覆蓋尾礦後氡的析出率平均不超過0.75Bq/(m²·h),地下水中放射性核素不超過國家規定。並且在其上部覆蓋黃土1～1.5m,再植樹造林或種草。

放射性研究、應用和生產中的低放射性廢物雖然量少但比活度大,尤其是核電站產生的中低放射性廢物,包括受污染的廢棄設備、化學試劑、樹脂、過濾器芯子、防護品及其他雜物等。通常對廢液體進行蒸發收取殘渣,對固體進行焚燒、壓縮縮小體積,然後裝入容器進行地下深埋(儲存於近地表的土壤層中),稱之為地層處理。

地層埋藏固體中低放射性廢物地段稱為處置場。處置場可以設置若干個單元,每個單元之間是分離的,可以是地上墳堆式或地下壕溝式的,如圖7-1所示。要有地表排水系統、滲濾液收集系統、檢測井和覆蓋層,這些設施均應滿足環保要求。

圖7-1 低放射性固體廢物處置單元剖面圖

按照我國《低中放射性固體廢物的淺地層處置規定》(GB9132—88)要求,淺地層是指50m深度以上的地層。例如,應在300～500a內,埋藏的放射性物質不向外環境中擴散,對公眾個人的年有效劑量當量不大於0.25mSv。

處置場的選擇,首先是進行區域地質調查,主要是地質穩定性調查,包括地震的可能性、地質構造、工程地質、水文地質及氣象條件和經濟、人文社會條件的調查。然後進行試驗性測試,確定是否符合建廠要求。

對進入處置場的廢物有嚴格的監督檢驗。放射性廢物半衰期應小於30a；比活度小於3.7×10¹⁰Bq/kg；不產生有毒氣體,不腐蝕,不爆炸,包裝要有足夠的機械強度,符合規定的體積等。

處置場按照設計進行埋藏,達到負荷後進行關閉。處置場在運行和關閉的相當長的時間內都要進行定期的監督、管理,保證環境安全。

(二)高放射性廢物的深地質處理

高放射性廢物主要是指乏燃料的後處理過程中產生的高放射性廢物及其固化體,其中含有99%以上的鈾裂變產物和超鈾元素。這些元素比活度高、釋放熱量的能力較強、半衰期長、生物毒性大、成分復雜,處理的思路是必須將這些最危險的廢物封閉起來,使之永遠與人類的生存環境長期的嚴格地隔離起來,使其衰變降到無害程度。過去有人提出過多種處置辦法,如宇宙處置、冰川處置、深海處置、岩漿熔融處置等；也有人提出分離與嬗變處置,即將高放射性物質中的超鈾元素分離出來,送入反應堆或加速器照射,使長壽命的子體和有毒子體分解,降低它的半衰期和毒性以後與短壽命子體一起進行簡單處理。以上的這些處理方法都因這樣那樣的問題而使處理成本太高或不安全。比如太空處理,要把它放在不落回地面的宇宙中,其處理成本必然很高；放在據地面500km以內的低空時,要維持其不落回地面的成本更高,一旦讓它落回地面必將造成很大的生態災難(回到地面時會與空氣劇烈摩擦而變為高放射性塵埃)；又如深海處置是否會對海洋生態(魚類資源)造成損害等也是個很棘手的問題,迴旋加速器處理方案成本很高,並且仍不安全。

在國際上普遍被接受的可行性最終處置方案是深地質處置,即把高放射性物質深埋在地下400～1000m的地質體中,使之永遠與人類的生存環境隔離。埋藏高放射性廢物的地下工程稱為高放射性物質處置庫。處置庫採用多重屏障系統設計。一般廢物先用玻璃固化後,裝入儲存罐中,入庫後外面充填緩沖材料(一般採用膨潤土)。處置地層主要考慮結構穩定的不透水層,如美國選擇凝灰岩,德國選擇岩鹽,大多數國家選擇花崗岩,但比利時因國土面積所限只能選擇黏土岩。

處置庫的壽命至少要1×10⁴a。這種處置是一個復雜的實施過程。迄今為止,世界范圍內尚未建成一座地下處置庫。處置庫仍然處於研究階段,主要是進行岩石受熱機械性能研究、核素遷移研究、固化體浸出研究等。

我國高放射性深地質處置從1985年開始選址研究,已有近30a時間。這些研究屬於未來高科技研究的熱門研究,主要進行區域地質調查、水文地質調查和地球物理調查。國家計劃在西北地區的花崗岩中建設處置庫,很可能選擇在沙漠地區的地下,因為這里地廣人稀,放在地下1000m處就可以遠離人類的生存環境,不會對公眾的生存環境造成危害。

我國計劃在2015年完成預選,確定地下實驗室場址；2035年建設地下實驗室,進行現場實驗研究,以後擇機建設處置庫。

❹ 請詳細介紹一下核潛艇有哪幾種核反應堆，工作原理有什麼不同

目前核潛艇上的反應堆基本上都是壓水反應堆.
另有一種高溫氣冷堆，還在試驗中。
核潛艇的反應堆功率偏小，一般不會直接用到航母上。（法國戴高樂航母移植的核潛艇上的反應堆，結果問題多多，航母的最高航速只有27節，是世界上最慢的核動力航母，以至於它下一代航母可能要改用英國的燃氣輪機。）

具體介紹：
核燃料組件：他是核燃料進行鏈式反應的核心部件。一般製作成二氧化鈾，其中只有百分之幾的鈾235，而絕大部分是不直接參與核裂變的鈾238.二氧化鈾被燒結成圓柱形的小塊，裝入不銹鋼或鋯合金做的金屬管中，稱為燃料棒或燃料原件，然後把若干燃料棒有序的裝入金屬筒里組成燃料組件，最後把許多燃料組件垂直分布在核反應堆內

壓力容器 是核反應堆的外殼，用來盛裝核燃料及堆內部件，用高強度的優質合金鋼製造而成，可承受幾十兆帕的壓力。在壓力容器上有冷卻劑的進出口。

壓力容器的頂部封蓋，可用來安置和固定控制棒驅動機構，壓力容器頂蓋有半圓形的，平頂的。

頂蓋螺栓：用來連接、鎖緊壓力容器頂蓋，使之與筒體組成一個完全密封的容器。

吊籃：是一個大圓筒，因為它是倒掛在壓力容器里的，又像個籃子，因此稱為吊籃 。採用吊籃一方面是易於固定反應堆內的部件，另外可以一次整籃子吊裝核反應堆內的大部分部件，提高了裝卸速度和減少了對人員的輻射時間。

中子源：插在核反應堆里，可提供足夠的中子，是核燃料的點火器，達到啟動核反應堆和提升核功率的作用。中子源一般由鐳，釙，鈹，銻等製作。中子源和核反應堆裂變產生的中子都是快中子，不能引起鈾235的裂變，為了將其減速，需要在核反應堆中充滿減速劑----純凈水。

控制棒：具有很強的吸收中子的能力，由控制棒驅動機構帶動，可使控制棒在核反應堆內核燃料中上下移動，用來啟動、關閉核反應堆，並可維持、調節核反應堆功率。控制棒一般用鉿、銀、銦、鎘等金屬製作。它們能夠吸收中子，失去了中子核反應堆就無法燃燒，因此它能夠控制反應。開始時控制棒插在核反應堆中，將中子源的中子吸收，反應堆處於關閉狀態。如果要點燃核反應堆，開啟核反應堆或讓其火勢加強，只需將一部分控制棒從核反應堆中拔出來即可，反之。如果要降低功率（核反應堆極少關閉，很麻煩），則將其插得更深。插得越深，吸收中子越多，反應速率越慢。

控制棒驅動機構：他是核反應堆的操作系統和安全保護系統 的執行機構，它嚴格按照系統或操作員的要求驅動控制棒在核反應堆內做上下移動，對核反應堆的功率進行有效控制。在危機情況下，還可以快速吧控制棒完全插入核反應堆以達到緊急停堆的目的

上下支撐板：用來固定燃料組件。核反應堆內充滿了高溫高壓的純凈水(所以稱為壓水型核反應堆)，他一方面流經核反應堆的堆芯，冷卻核燃料，充當冷卻劑，另一方面積存在壓力容器里起到慢化中子的作用，充當慢化劑。冷卻劑由核反應堆入口進入順著壓力容器四周的內壁下行，然後從吊籃下端上行經過核燃料對其進行冷卻，最後從核反應堆出口流出

核反應堆一般都配置十幾個輔助系統，共同組成一迴路系統。

主冷卻劑系統：核反應堆最主要的輔助系統是主冷卻劑系統，它直接與核反應堆連接，在冷卻核反應堆的同時也 帶出熱量，並通過蒸汽發生器傳給二迴路製造蒸汽，該系統是一條完全封閉的循環迴路，主要設備除了核反應堆以外，還有冷卻劑泵和一些大閥門，由於這個系統是一迴路的大動脈，十分重要。

其他輔助系統基本都是從主冷卻劑系統引出的分支，不直接與核反應堆連接。

凈化系統：該系統可以連續取出一部分主冷卻劑中的冷卻水，通過離子交換等過濾手段，出去其中的雜質（包括可溶性和不可溶性的雜質），然後在輸送回冷卻劑系統，使核反應堆里的運行水質不斷得到凈化，始終保持純凈。凈化的目的有兩個，一是避免被污染的水對設備、管壁的腐蝕，減少設備故障，二是降低水中的放射性水平（因為水中有的金屬雜質流經核反應堆時會被活化，使金屬雜質本身也具有了放射性，致使核反應堆艙的放射性水平增高）。

水質監測取樣系統：該輔助系統用於在核反應堆整個運行期間及時的取出主冷卻劑系統的液體或氣體樣品進行水質分析、以便通過分析結果，監測裝置運行情況，指導運行操作，主要分析項目是固體不溶雜質、氯離子、酸度值、氧離子、裂變產物在水中的含量。

化學物添加系統：在正常情況下，用於向主冷卻劑系統添加聯氨 、氫氣、酸鹼控制劑 等，主要目的是除去和減少冷卻劑中的氧，抑制含氧過高的水對設備管壁的腐蝕（通常在高溫狀態下用氫氣除氧，低溫狀態下特別是在啟動核反應堆的過程中用添加聯氨除氧）；當核反應堆的控制棒因故卡死不能停堆時，通過該系統可以向核反應堆中注入中子吸收劑（如硼酸溶液），實施緊急停堆，以確保核潛艇的安全。

補水系統：一迴路在工作時裡面的水會減少，比如取樣分析用水、設備泄露、停堆過程因為熱脹冷縮冷卻水減少等。該系統的作用便是製造、貯存和及時補充符合一迴路用的高純水。主要工作流程是：從船上的水箱取水 經過冷卻器冷卻 在專門的過濾器里進行過濾凈化 由高壓泵注入迴路系統。

設備冷卻水系統：在一迴路中有一些設備在工作時會發熱，如電機繞組、機械軸承、傳動機構、壓縮機汽缸等，為防止其過熱燒壞，由該系統專門提供冷卻後的淡水對發熱部件進行不間斷的冷卻循環。該系統主要由設備冷卻水泵、熱交換器和輔助海水泵等組成

壓力安全系統:核反應堆主冷卻劑系統的壓力可能由於某種原因迅速變化，必須進行有效的控制。如果壓力過大，可能使一迴路的設備遭到破壞，所以當壓力值超過某個安全限值時，該系統的穩壓器會自動噴放低溫水進行降壓，如果降不下來就會自動打開泄壓閥進一步降壓。當壓力過低時，可能會使核反應堆內的水出現沸騰（氣壓越低，水的沸點越低），由於沸騰的水含有大量的不導熱的氣泡敷在核燃料棒的表面，影響核燃料的熱量導出。嚴重時會燒毀核燃料棒，造成堆芯融化事故，因此必須及時提高壓力。措施是開啟穩壓器中的電爐，加熱冷卻水。必要時也可以臨時啟動增壓泵。

余熱排出系統：核反應堆可能因事故緊急停堆，比如當主冷卻劑系統的蒸汽發生器中的熱交換管破損，就必須緊急關閉核反應堆，但是此時核反應堆內的裂變碎片還在繼續衰變，並會維持很長時間，同時可以產生相當多的衰變熱，這就需要通過余熱排出系統及時帶出這些熱量，以保證核反應堆和整個裝置的安全，即使在正常關閉核反應堆時也要啟動該系統，以加快核反應堆的冷卻速度。余熱排出系統是一個單獨的冷卻水迴路，該系統從主冷卻劑系統引出一部分海水冷卻器里冷卻後，再送回主冷卻劑系統。

安全注射系統：當一迴路的設備或管路發生較大的破損，冷卻水大量向系統外泄露（即失水事故）時，為了保證核反應堆不被燒壞，該系統強迫向核反應堆中注入大量低溫水以除去衰變熱。該系統的主要設備是高壓注射泵。

放射性廢物處理系統：主要用途是收集、貯存、排放來自一迴路的放射性廢水、廢氣、固體廢物。廢物的主要來源是一迴路中多餘的冷卻水或設備泄露水。設備去污沖洗及人員洗滌用水、過濾後的廢樹脂、被污染的工具和擦拭物等。該系統主要設備是廢水貯存箱，一般放在核反應堆艙的底部

去污系統：用於除去設備、閥門、管道和附件等表面的放射性沉積物

❺ 人類是如何處置高放射性核廢料的

核廢料包括乏燃料、乏燃料後處理廢水，以及高度放射性液體核廢料濃縮形成的固形物。直到1000年後，放射性核裂變產物才會通過不同核反應路徑衰變為各種無害穩定的元素。而超鈾元素的衰變經過500000年才會達到同等水平。高濃度核廢料所含大多數放射性同位素都為高輻射性物質，其半衰期特別長。上述核廢料的放射性降低到安全水平需要漫長的時間。同時，受污染裝備、防護服、清潔抹布等數量巨大的核廢料中的污染物質為含量極低的放射性元素，這些核廢料為低放射性廢棄物。經過洗消處理的退役核反應堆部件也屬於低放射性核料范疇。低放射性廢棄物所含放射性同位素的放射性水平較低、半衰期較短。上述廢棄物儲存10~50年後，大多數放射性同位素將衰減至安全水平，然後即可以將其作為普通廢棄物進行處理。

❻ 常見的放射性廢水處理方法有哪些

放射性廢水的主要去除對象是具有放射性的重金屬元素，與此相關的處理技術，簡單地可分為化學形態改變法和化學形態不變法兩類。

放射性廢水處理方法：

其中化學形態改變法包括：

1、化學沉澱法；

2、氣浮法；

3、生化法。

化學形態不變法包括：

1、蒸發法；

2、 離子交換法；

3、吸附法；

4、 膜法。

化學沉澱法是向廢水中投放一定量的化學絮凝劑，如硫酸鉀鋁、硫酸鈉、硫酸鐵、氯化鐵等，有時還需要投加助凝劑，如活性二氧化硅、黏土、聚合電解質等，使廢水中的膠體物質失去穩定而凝聚何曾細小的可沉澱的顆粒，並能於水中原有的懸浮物結合為疏鬆絨粒。改絨粒對水中的放射性元素具有很強的吸附能力，從而凈化水中的放射性物質、膠體和懸浮物。引起放射性元素與某種不溶性沉渣共沉的原因包括了共晶、吸附、膠體化、截留和直接沉澱等多種作用，因此去除效率較高。

化學沉澱法的優點是：方法簡便、費用低廉、去除元素種類較廣、耐水力和水質沖擊負荷較強、技術和設備較成熟。缺點是：產生的污泥需進行濃縮、脫水、固化等處理，否則極易造成二次污染。化學沉澱法適用於水質比較復雜、水量變化較大的低放射性廢水，也可在與其他方法聯用時作為預處理方法。

蒸發濃縮法處理放射性廢水：除氚、碘等極少數元素之外，廢水中的大多數放射性元素都不具有揮發性，因此用蒸發濃縮法處理，能夠使這些元素大都留在殘余液中而得到濃縮。蒸發法的最大優點之一是去污倍數高。使用單效蒸發器處理只含有不揮發性放射性污染物的廢水時，可達到大於10的4次方的去污倍數，而使用多效蒸發器和帶有除污膜裝置的蒸發器更可高達10的6次方到8次方的去污倍數。此外，蒸發法基本不需要使用其他物質，不會像其他方法因為污染物的轉移而產生其他形式的污染物。

盡管蒸發法效率較高，但動力消耗大、費用高，此外，還存在著腐蝕、泡沫、結垢和爆炸的危險。因此，本法較適用於處理總固體濃度大、化學成分變化大、需要高的去污倍數且流量較小的廢水，特別是中高放射性水平的廢水。

新型高效蒸發器的研發對於蒸發法的推廣利用具有重大意義，為此，許多國家進行了大量工作，如壓縮蒸汽蒸發器、薄膜蒸發器、脈沖空氣蒸發器等，都具有良好的節能降耗效果。另外，對廢液的預處理、抗泡和結垢等問題也進行了不少研究。

離子交換法處理放射性廢水的原理是，當廢液通過離子交換劑時，放射性離子交換到離子交換劑上，使廢液得到凈化。目前，離子交換法已廣發應用於核工藝生產工藝及放射性廢水處理工藝。

許多放射性元素在水中呈離子狀態，其中大多數是陽離子，且放射性元素在水中是微量存在的，因此很適合離子交換出來，並且在無非放射性粒子干擾的情況下，離子交換能夠長時間的工作而不失效。

離子交換法的缺點是，對原水水質要求較高；對於處理含高濃度競爭離子的廢水，往往需要採用二級離子交換柱，或者在離子交換柱前附加電滲析設備，以去除常量競爭離子；對釕、單價和低原子序數元素的去除比較困難；離子交換劑的再生和處置較困難。除離子交換樹脂外，還有用磺化瀝青做離子交換劑的，其特點是能在飽和後進行融化-凝固處理，這樣有利於放射性廢物的最終處置。

吸附法是用多孔性的固體吸附劑處理放射性廢水，使其中所含的一種或數種元素吸附在吸附劑的表面上，從而達到去除的目的。在放射性廢液的處理中，常用的吸附劑有活性炭、沸石等。

天然斜發沸石是一種多孔狀結構的無機非金屬礦物，主要成分為鋁硅酸鹽。沸石價格低廉，安全易得，處理同類型地放射性廢水的費用可比蒸發法節省80%以上，因而是一種很有競爭力的水處理葯劑。它在水處理工藝中常用作吸附劑，並兼有離子交換劑和過濾劑的作用。

當前，高選擇性復合吸附劑的研發是吸附法運用中的熱點。所謂「復合」是指離子交換復合物（氰亞鐵鹽、氫氧化物、磷酸鹽等）在母體（多位多孔物質）上的某些方面飽和，所以新材料結合天然母體材料的優點，具有良好的機械性能、高的交換容量以及適宜的選擇性。

離子浮選法屬於泡沫分離技術范疇。該方法基於待分離物質通過化學的、物理的力與捕集劑結合在一起，在鼓泡塔中被吸附在氣泡表面而富集，借泡沫上升帶出溶液主體，達到凈化溶液主體和濃縮待分離物質的目的。例子浮選法的分離作用，主要取決於其組分在氣-液界面上選擇性和吸附程度。所使用捕集劑的主要成分是，表面活性劑和適量的起泡劑、絡合劑、掩蔽劑等。

離子浮選法具有操作簡單、能耗低、效率高和適應性廣等特點。它適用於處理鈾同位素生產和實驗研究設施退役中產生的含有各種洗滌劑和去污劑的放射性廢水，尤其是含有有機物的化學清洗劑的廢水，以便充分利用該廢水易於起泡的特點而達到回收金屬離子和處理廢水的目的。

膜處理作為一門新興學科，正處於不斷推廣應用的階段。它有可能成為處理放射性廢水的一種高效、經濟、可靠的方法。目前所採用的膜處理技術主要有：微濾、超濾、反滲透、電滲析、電化學離子交換、鐵氧體吸附過濾膜分離等方法。與傳統處理工藝相比，膜技術在處理低放射性廢水時，具有出水水質好，濃縮倍數高，運行穩定可靠等諸多優點。

不同的膜技術由於去除機理不同，所適用的水質與現場條件也不盡相同。此外，由於對原水水質要求較高，一般需要預處理，故膜法處理法宜與其他方法聯用。

如鐵凝沉澱-超濾法，適用於處理含有能與鹼生成金屬氫氧化物的放射性離子的廢水。

水溶性多聚物-膜過濾法，適用於處理含有能被水溶性聚合物選擇吸附的放射性離子的廢水。

化學預處理-微濾法，通過預處理可以大大提高微濾處理放射性廢水的效果，且運行費用低，設備維護簡單。

❼ 國家危險廢物名錄是否包括放射性廢物是否

《國家危險廢物名錄》共列入49類危險廢物，包括：醫療廢物，醫葯廢物，廢葯物、葯品，農葯廢物，木材防腐劑廢物，有機溶劑廢物，熱處理含氰廢物，廢礦物油，油／水、烴／水混合物或乳化液，多氯（溴）聯苯類廢物，精（蒸）餾殘渣，染料、塗料廢物，有機樹脂類廢物，新化學葯品廢物，爆炸性廢物，感光材料廢物，表面處理廢物，焚燒處置殘渣，含金屬羰基化合物廢物，含鈹廢物，含鉻廢物，含銅廢物，含鋅廢物，含砷廢物，含硒廢物，含鎘廢物，含銻廢物，含碲廢物，含汞廢物，含鉈廢物，含鉛廢物，無機氟化物廢物，無機氰化物廢物，廢酸，廢鹼，石棉廢物，有機磷化合物廢物，有機氰化物廢物，含酚廢物，含醚廢物，廢鹵化有機溶劑，廢有機溶劑，含多氯苯並呋喃類廢物，含多氯苯並二口惡英廢物，含有機鹵化物廢物，含鎳廢物，含鋇廢物，有色金屬冶煉廢物，其他廢物
放射性廢物不屬於其中的。也就是危險廢物不包括放射性廢物

❽ 放射性廢物地質處置

9.3.3.1 概述

處置和處理是放射性廢物管理工作中的兩個密切相關而又有明確分工的組成部分。放射性廢物處置是指在無回收意向的條件下，將處理好的放射性廢物放置於建好的永久存放庫(稱為處置庫)或給定的安放場地，使其在預定的時期內與人類的生產、生活環境隔離。而處理是指減容、分離、焚燒、壓縮、固化、包裝、運輸等一系列環節。

地質處置就是從地質角度選擇合適的放置場地，利用地質體的環境屏障作用或地質體與處置工程建築的綜合屏障作用永久地存放和隔離放射性廢物的處置方法。地質處置方法不但在理論上已為人們普遍理解和接受，而且在自然環境中，成為無害物質保存在原地，有力地說明一定的地質體具備保存放射性廢物的環境能力。

放射性廢物處置問題的實質是用工程的和天然的多重屏障系統來有效地隔離影響人類健康與安全的放射性核素向環境遷移擴散。因此選擇安全可靠的處置場地和設計、建造貯存庫時，必須綜合考慮。

9.3.3.2高放廢物的地質處置

如何最終安全地處置在核燃料循環過程中產生和積累的高放廢物，是核工業發展中的一個重要問題，也是放射性廢物地質處置方法研究中的一個重要問題。目前，無論是高放固體廢物還是高放廢液，一般都是考慮在地殼深部進行處置。

(1)地質處置的影響因素

1)深度:固體放射性廢物地下貯存的原理簡單，且有一定的優勢。建造深650m或更深的地下貯存庫無技術困難，但需考慮各種地表作用與自然現象不至於影響所埋藏的廢物為准。

2)地下水流作用:地下水是埋藏的廢物最易接觸的溶劑與載體，故在選擇場地時，必須十分重視地下水環境，確保場址周圍不可能發生地下水的滲入或者入滲速度很低，在安全期限內不至於產生放射性溶質遷移到人類生活環境中的問題。選擇滲透性低的岩石、能使貯存庫環境主岩中的地下水流減少到最低限度。

3)區域地質穩定性:場址應盡可能選在構造穩定及地震活動微弱區域的岩石之中。另外，在構造活動性較強的地帶內，當這種構造作用並不影響擬定的貯存庫岩石及其中所埋藏的廢物時，也可以考慮在該地帶內選擇場址。場址應避開斷層及其他岩石裂隙。

4)主岩的環境特徵:環境主岩的礦物成分、化學成分及其放射性本底特徵是放射性廢物處置庫環境主岩的重要研究內容之一。具有低滲透性、高吸附性，與放射性廢物之間不會發生能引起放射性核素遷移反應的環境主岩，將成為處置庫外的可靠環境屏障。同時，埋藏廢物庫周圍的環境主岩要有足夠大的范圍。

5)工程地質特徵:鑒於岩石靜壓力隨深度而增大，故需選擇適當的埋藏深度，使岩石靜壓力不致危及貯存庫的坑道。岩石靜壓力在各處變化很大，所以對每個擬選場址都需查明其工程力學特徵，而且，處置庫的設計都需因地制宜。美國對田納西採石場的白雲石樣品進行注模試驗的結果表明，當岩石負荷達70MPa、溫度高至200℃時，岩石的變形很小。

6)自然資源環境:廢物貯存庫絕不應對自然資源產生強烈的影響。貯存庫中埋藏的放射性廢物和周圍的很大一部分環境主岩構成一個較完整體系，這一體系中的任何部分都不得以任何理由進行挖掘，影響其自然資源。

(2)高放廢物處置庫的岩石環境特徵

適用於高放廢物地質處置的環境岩石類型比較廣泛，涉及侵入岩、變質岩、噴出岩、沉積岩。例如;花崗岩、片麻岩、玄武岩、凝灰岩、流紋岩、頁岩、粘土、鹽岩等，世界上許多國家都分別作過研究。

高放廢物地質處置的環境岩石類型研究內容比較多，除地質學外，還有熱學、岩石力學等。具體的研究內容有:岩石待征、同位素地質年齡、孔隙度、滲透率、力學性質等。

(3)地質處置方案

對於長壽命、高水平放射性廢物的最終處置問題，最長遠的解決辦法是將其置入地殼深層中。這種處置的優點一是可按照地質年代計算的長時段中，從所有同人類接近或接觸的環境中消除了具有潛在危害的物質;二是有確實的保證，使這些物質在可能重返地表之前早已衰變掉。

目前，已經研究或擬研究的高放固體廢物地質處置方案有基岩礦坑處置、層狀鹽岩層處置、海底坑道處置等。

(4)廢液固化

為了解決高放廢液長期安全貯存的一些問題，一般以固態貯存較好。固態物更易於運往遠處，發生偶然事故或火災時釋出的危險較小，而且在地表或地下長期貯存之後滲入地下含水層的機會大為減少。

通常要求，任何一種將液體廢物轉化為固態物的處理方法，理論上應符合以下條件:體積顯著減小;工藝應比較簡單;生成物在所有預料的環境下均應具有化學穩定性;沒有自熱作用的損耗;生成物應不吸濕而且密實;工藝過程應適於遠距離操作和維修;方法應不太貴;生成物的形狀應易於運輸;最終產物應具有足夠強度，能經受跌落及其他偶然的撞擊;通過精心設計或採用有效的方法能夠保持低的放射性強度。

最重要的轉化和固化的方法是:瀝青化;水泥化和製成水泥塊;罐式般饒;流化床煅燒;噴霧固化;玻璃化;轉化成粘上燒結塊。目前，各國研究的適合高放廢液固化的四種主要方法是:罐式煅燒，噴霧固化，磷酸鹽玻璃化和硫化床煅燒。

9.3.3.3 中、低放固體廢物的地質處置

中、低放廢物包括液體、泥漿及多種材料，如防護服、動物迫骸、玻璃器皿、離子交換樹脂、管道閥門及紙張等。大多數中、低放廢物來自核電站、研究實驗室、醫院、工業設施和大學等。

中、低放固體廢物的地質處置方法主要有填溝法、包氣帶法、地面處置、地下坑道處置。

(1)填溝法

填溝法的優點主要是簡便易行，但廢物滲出的危險較大。從早期的實踐看，美國一般在天然地表挖掘淺溝掩埋處置低放廢物，有的用填溝法處理。大多數地溝的規模取決於地形、沉積物的類型、岩石特徵和其他局部條件。

(2)包氣帶法

一般說來，由於含水量的降低，包氣帶岩石的滲透系數比飽水帶大大降低，使放射性核素的遷移速度減小。因此，包氣帶處置是各國在處置中、低放廢物中重點研究的方法之一。

(3)地面處置

地面處置一般採用土丘式或工程結構式方案。該方案適用於半衰期很短的放射性核素如日本、法國採取這種方案，但美國人認為這是一種靈活適用但費用昂貴的管理方法。

(4)地下坑道處置

地下洞室和礦坑等均作為地下坑道的同等概念。在地質條件不適合於淺埋方案處置中、低放廢物的地區，可以考慮地下坑道處置方案。它適合於處置固體或固化廢液和半衰期范圍較寬的要求高度隔離的中、低放射性廢物。

9.3.3.4 放射性廢液的地質處置

放射性廢液深井處置是目前研究的方案之一，地下槽貯則是一種非永久性的過渡性地質處置方式，水力壓裂法處置放射性廢液是一種液入固存的地質處置方案。

❾ 中低放射性廢物的處置

鈾礦開采，有地下挖掘、露天開采和地浸三種方式。地浸是將酸性溶液通過鑽孔灌入地下溶解鈾於其中，再抽取溶液，達到采鈾目的。該方法的優點是成本低，污染主要在地下。應當嚴格控制灌入地下酸性溶液數量。露天采礦剝離的廢石，可就地覆蓋，或回填采坑，然後覆土造田或植草植樹。

地下采礦帶出的矸石，一般是每采1 t鈾礦要產生廢石1～6 t。目前我國堆積的鈾礦山廢石總量約28×10⁶ t，佔地2.5×10⁶m²。這些屬於低比活度放射性廢物，含鈾量平均為（1～3）×10^-4g/g，比一般土壤高出4～10倍；其表面氡析出率約為（7～200）×10^-2Bq/m²·s，比地面高5～7倍。它們不斷向大氣排放氡和細粒狀顆粒物。根據放射性廢物分類標准，這些大都處於低固體放射性廢物標準的下限，按規定可以不算放射性廢物，但應作為特殊廢物妥加保管。即對放射性比活度在（2～7）×10⁴Bq/kg的廢石和尾礦，應建壩存放。超過上述放射性水平的應建庫保存，或回填礦井采空區。與放射性核素伴生的其他金屬非金屬礦山廢渣，也應參照上述放射性水平進行類似的處置。

選礦產生的尾礦，我國已經累積有數千萬噸。尾礦處置的關鍵在於尾礦庫的選址和尾礦壩的建設，應該保證底不滲漏，壩（堤）不垮塌，不產生災難性的事故，氡析出率要低。美國規定尾礦設施：穩定期要保持100 a，至少保持20 a不維修，覆蓋尾礦後氡析出率平均不超過0.75Bq/m²·s，地下水中放射性核素不超過國家規定。我國的尾礦庫退役後覆蓋黃土厚度0.5～1.5m，近年測量結果：氡析出率0.2～0.3Bq/m²·s，平均射線吸收劑量率為（8～10）×10^-2μGy/h，基本符合要求。

其他放射性研究、應用和生產的中低放射性廢物（雖然不如礦石廢石那樣多），比活度較大，尤其是核電站產生的中低放射性廢物，包括受污染的廢棄設備、化學試劑、樹脂、過濾芯、防護品以及其他雜件等。通常是對廢液體進行蒸發收取殘渣，對固體進行焚燒、壓縮減小體積，然後裝入容器，進行地下埋藏，儲存於近地表的土壤層中，稱為地層處置。

地層埋藏固體中低放射性廢物地區稱作處置場，地區設若干個單元，每單元之間是分離的，可以是地上墳堆式或地下壕溝式。如圖9-6-1所示。要有地表排水系統、滲析液收集系統、監測井和覆蓋層，均應滿足環保要求保證安全。

圖9-6-1 低放射性固體廢物處置單位剖面圖

按我國《低中放射性固體廢物的淺地層處置規定》（GB 9132—88）要求，淺地層是指50 m深度以上，符合環境要求的地層。例如，應在300～500 a內，埋藏的放射性物質不向環境擴散，對公眾個人造成的年有效劑量當量不得大於0.25 mSv。

處置場的選擇，首先是進行區域調查，主要是地質穩定性調查，包括地震可能性、地質構造、工程地質、水文地質以及氣象條件和經濟、人文社會條件的調查。然後進行試驗測試，確定是否符合建場要求。

對入場廢物應該嚴格監督檢測。放射性廢物半衰期應小於30 a；比活度A_m≤3.7×10¹⁰Bq/kg；不產生有毒氣體，不腐蝕，不爆炸，包裝要有足夠的機械強度，符合規定的體積等（表9-6-3）。

處置場按照設計進行埋藏，達到負荷後進行關閉。處置場在運行和關閉的相當長時間內都要進行定期的監測、管理，保證環境安全。

❿ 有收固廢的電廠嗎

電廠固體廢物通常包括放射性固體廢物、粉煤灰、爐渣和脫硫石膏等，放射性固體廢物處理系統「濕」廢物的起點是放射性廢液處理系統的廢樹脂、過濾淤渣、蒸發濃縮液等的排出口；需要處理的各種「干」廢物則由各廢物著重點收集，經過初步包裝後由專用容器或車輛送入本系統。