放射性废树脂等离子体中核

❶ 国内有哪些单位可以处理核电站废树脂

废树脂应该属于放射性废物，暂时存起来。

❷ 阳离子交换树脂分离-电感耦合等离子体发射光谱法测定铅矿石中主、次、痕量元素

试样用酸分解，抄通过强酸袭性阳离子交换树脂柱分离出锗、硒、碲、铊、钼、砷、铋、磷、镉、锑等元素，所得溶液用等离子体发射光谱法进行多元素同时测定。方法适用于以铁、铅、锌、铜为基体的硫化矿石中主、次及痕量元素的测定。详见第21章硫铁矿、自然硫分析中21.22.7阳离子交换分离-电感耦合等离子体发射光谱法测定硫化矿石中主、次、痕量元素。

❸ 放射性废物处置

放射性废物是来自放射性物质研究和生产过程中产生的废弃物。这些废物有气体、液体和固体。主要包括：①沾有放射性物质的用品和工具以及试验用的动、植物遗体；②铀矿山的矸石和尾矿；③核电站的放射性废物和乏燃料(核燃料的发电效率降低以后,剩余的高放射性物质称为“乏燃料”)等高放射性废物。

现代核工业的发展,给国防建设和经济建设提供了强大的动力。但同时,在核工业运行的每一步都可能产生永久性废弃物。现以发电量为1GW的压水型反应堆为例,说明从铀矿开采到反应堆发电所产生的放射性废物。

首先,铀矿开采和水冶中将产生的废石、尾矿、废水,其放射性相对低一些；其次在铀矿的湿法转化和氟化及扩散法浓缩过程中会产生低放射性的含²²⁶Ra和²³⁴Th的废液(镭不具有发电能力,所以在进入工厂进行铀的制备前后,镭必须作为“杂质”去除),UO₂燃烧制造中能产生20m³左右的固体废物；在压水堆电站生产中,包括洗衣房去污废水、树脂、过滤器芯子、滤渣和蒸残渣液、控制棒和其他低放固体废物等大约有3300m³的固体和液体废料。但主要核燃料产生的高放射性废料不多,这是因为乏燃料可以通过“后处理”工艺,使乏燃料“再生”,再次投入反应堆发电(见图0-1),这时仅需少量的补充即可提高它的发电效率。最后,在后处理工艺中的脱壳废物、废液等低、中、高放射性废物等也有2000m³以上。

我国现已运行的核电机组14个(见表0-1),现有装机容量达到1.13×10⁸kW在建核电机组26个,将建成核电容量2.87×10⁸kW。预计到2020年后每年将从反应堆卸出1000t乏燃料,其中残余的铀和钚回收后,即为待处理的高放射性废物。这些废物比起煤燃烧生成的粉尘和CO₂及汽油燃烧等生成有害气体来说,它的数量是很少的。

由项目一可知,放射性物质的放射性不受温度、压力、是否为化合物等物理化学条件的制约。也就是说,放射性物质不会像其他污染物那样通过焚烧、净化等普通手段而改变其放射性,尤其是其中的长寿命子体,即使把它烧成熔融体,也不可能改变其放射性。这就为放射性废物处理带来极大的困难。因此放射性废物必须采用专用方法处理。

放射性废物由于来源不同,其组成、性质和放射性水平差别很大。因此,处置和处理方法也应该不同。放射性废物分类没有统一的分类体系,主要考虑放射性比活度或放射性浓度、核素的半衰期及毒性等。我国参照国际上的基本分类原则,制定了GB9133放射性废物分类标准。其中固体废物分为超铀废物和非超铀废物。

(一)中低放射性废物处置

铀矿的开采方式有地下挖掘、露天开采和地下地浸三种。地浸就是将酸性溶液通过钻孔灌入地下溶解铀,再抽出溶液,达到采铀的目的。该方法的优点是成本低,污染主要在地下,应该严格控制灌入地下酸性溶液的数量。露天开采铀矿石剥离的废石量很大,这些废石或多或少都含有放射性物质。对于这些废石的处理办法是就地回填掩埋,然后覆土造田或植树造林。

一般每采出1t矿石,要从地下带出1～6t的矸石。目前我国堆积的铀矿山废石总量约2.8×10⁷t,占地2.5×10⁶m²。这些都属于低放射性废物,含铀量(1～3)×10^－4,比一般土壤高4～6倍；其表面氡的析出率为(7～200)×10^－2Bq/(m²·s),比地面高5～7倍。它们不断向大气排放氡和细粒状颗粒物。根据放射性废物分类标准,这些大多数处于低放射性废物标准的下限,按规定不算放射性废物,但应该作为特殊废弃物妥善保管。即对放射性比活度在(2～7)×10⁴Bq/kg的废石和尾矿应筑坝存放。超过上述放射性水平的应建库保存或回填矿井采空区。其他金属矿产(如锡矿)与放射性矿产共生的矿山废渣、尾矿等也参照上述放射性矿山的废弃物处置办法执行。

我国选矿产生的尾矿累计已有数千万吨。尾矿处置的关键在于尾矿库的选址和尾矿坝的建设,应该保证底不渗漏,坝(堤)不垮塌,不产生灾难性的事故,氡的析出率要低。一般要求稳定期至少保持100a,至少20a不维修,覆盖尾矿后氡的析出率平均不超过0.75Bq/(m²·h),地下水中放射性核素不超过国家规定。并且在其上部覆盖黄土1～1.5m,再植树造林或种草。

放射性研究、应用和生产中的低放射性废物虽然量少但比活度大,尤其是核电站产生的中低放射性废物,包括受污染的废弃设备、化学试剂、树脂、过滤器芯子、防护品及其他杂物等。通常对废液体进行蒸发收取残渣,对固体进行焚烧、压缩缩小体积,然后装入容器进行地下深埋(储存于近地表的土壤层中),称之为地层处理。

地层埋藏固体中低放射性废物地段称为处置场。处置场可以设置若干个单元,每个单元之间是分离的,可以是地上坟堆式或地下壕沟式的,如图7-1所示。要有地表排水系统、渗滤液收集系统、检测井和覆盖层,这些设施均应满足环保要求。

图7-1 低放射性固体废物处置单元剖面图

按照我国《低中放射性固体废物的浅地层处置规定》(GB9132—88)要求,浅地层是指50m深度以上的地层。例如,应在300～500a内,埋藏的放射性物质不向外环境中扩散,对公众个人的年有效剂量当量不大于0.25mSv。

处置场的选择,首先是进行区域地质调查,主要是地质稳定性调查,包括地震的可能性、地质构造、工程地质、水文地质及气象条件和经济、人文社会条件的调查。然后进行试验性测试,确定是否符合建厂要求。

对进入处置场的废物有严格的监督检验。放射性废物半衰期应小于30a；比活度小于3.7×10¹⁰Bq/kg；不产生有毒气体,不腐蚀,不爆炸,包装要有足够的机械强度,符合规定的体积等。

处置场按照设计进行埋藏,达到负荷后进行关闭。处置场在运行和关闭的相当长的时间内都要进行定期的监督、管理,保证环境安全。

(二)高放射性废物的深地质处理

高放射性废物主要是指乏燃料的后处理过程中产生的高放射性废物及其固化体,其中含有99%以上的铀裂变产物和超铀元素。这些元素比活度高、释放热量的能力较强、半衰期长、生物毒性大、成分复杂,处理的思路是必须将这些最危险的废物封闭起来,使之永远与人类的生存环境长期的严格地隔离起来,使其衰变降到无害程度。过去有人提出过多种处置办法,如宇宙处置、冰川处置、深海处置、岩浆熔融处置等；也有人提出分离与嬗变处置,即将高放射性物质中的超铀元素分离出来,送入反应堆或加速器照射,使长寿命的子体和有毒子体分解,降低它的半衰期和毒性以后与短寿命子体一起进行简单处理。以上的这些处理方法都因这样那样的问题而使处理成本太高或不安全。比如太空处理,要把它放在不落回地面的宇宙中,其处理成本必然很高；放在据地面500km以内的低空时,要维持其不落回地面的成本更高,一旦让它落回地面必将造成很大的生态灾难(回到地面时会与空气剧烈摩擦而变为高放射性尘埃)；又如深海处置是否会对海洋生态(鱼类资源)造成损害等也是个很棘手的问题,回旋加速器处理方案成本很高,并且仍不安全。

在国际上普遍被接受的可行性最终处置方案是深地质处置,即把高放射性物质深埋在地下400～1000m的地质体中,使之永远与人类的生存环境隔离。埋藏高放射性废物的地下工程称为高放射性物质处置库。处置库采用多重屏障系统设计。一般废物先用玻璃固化后,装入储存罐中,入库后外面充填缓冲材料(一般采用膨润土)。处置地层主要考虑结构稳定的不透水层,如美国选择凝灰岩,德国选择岩盐,大多数国家选择花岗岩,但比利时因国土面积所限只能选择黏土岩。

处置库的寿命至少要1×10⁴a。这种处置是一个复杂的实施过程。迄今为止,世界范围内尚未建成一座地下处置库。处置库仍然处于研究阶段,主要是进行岩石受热机械性能研究、核素迁移研究、固化体浸出研究等。

我国高放射性深地质处置从1985年开始选址研究,已有近30a时间。这些研究属于未来高科技研究的热门研究,主要进行区域地质调查、水文地质调查和地球物理调查。国家计划在西北地区的花岗岩中建设处置库,很可能选择在沙漠地区的地下,因为这里地广人稀,放在地下1000m处就可以远离人类的生存环境,不会对公众的生存环境造成危害。

我国计划在2015年完成预选,确定地下实验室场址；2035年建设地下实验室,进行现场实验研究,以后择机建设处置库。

❹ 请详细介绍一下核潜艇有哪几种核反应堆，工作原理有什么不同

目前核潜艇上的反应堆基本上都是压水反应堆.
另有一种高温气冷堆，还在试验中。
核潜艇的反应堆功率偏小，一般不会直接用到航母上。（法国戴高乐航母移植的核潜艇上的反应堆，结果问题多多，航母的最高航速只有27节，是世界上最慢的核动力航母，以至于它下一代航母可能要改用英国的燃气轮机。）

具体介绍：
核燃料组件：他是核燃料进行链式反应的核心部件。一般制作成二氧化铀，其中只有百分之几的铀235，而绝大部分是不直接参与核裂变的铀238.二氧化铀被烧结成圆柱形的小块，装入不锈钢或锆合金做的金属管中，称为燃料棒或燃料原件，然后把若干燃料棒有序的装入金属筒里组成燃料组件，最后把许多燃料组件垂直分布在核反应堆内

压力容器 是核反应堆的外壳，用来盛装核燃料及堆内部件，用高强度的优质合金钢制造而成，可承受几十兆帕的压力。在压力容器上有冷却剂的进出口。

压力容器的顶部封盖，可用来安置和固定控制棒驱动机构，压力容器顶盖有半圆形的，平顶的。

顶盖螺栓：用来连接、锁紧压力容器顶盖，使之与筒体组成一个完全密封的容器。

吊篮：是一个大圆筒，因为它是倒挂在压力容器里的，又像个篮子，因此称为吊篮 。采用吊篮一方面是易于固定反应堆内的部件，另外可以一次整篮子吊装核反应堆内的大部分部件，提高了装卸速度和减少了对人员的辐射时间。

中子源：插在核反应堆里，可提供足够的中子，是核燃料的点火器，达到启动核反应堆和提升核功率的作用。中子源一般由镭，钋，铍，锑等制作。中子源和核反应堆裂变产生的中子都是快中子，不能引起铀235的裂变，为了将其减速，需要在核反应堆中充满减速剂----纯净水。

控制棒：具有很强的吸收中子的能力，由控制棒驱动机构带动，可使控制棒在核反应堆内核燃料中上下移动，用来启动、关闭核反应堆，并可维持、调节核反应堆功率。控制棒一般用铪、银、铟、镉等金属制作。它们能够吸收中子，失去了中子核反应堆就无法燃烧，因此它能够控制反应。开始时控制棒插在核反应堆中，将中子源的中子吸收，反应堆处于关闭状态。如果要点燃核反应堆，开启核反应堆或让其火势加强，只需将一部分控制棒从核反应堆中拔出来即可，反之。如果要降低功率（核反应堆极少关闭，很麻烦），则将其插得更深。插得越深，吸收中子越多，反应速率越慢。

控制棒驱动机构：他是核反应堆的操作系统和安全保护系统 的执行机构，它严格按照系统或操作员的要求驱动控制棒在核反应堆内做上下移动，对核反应堆的功率进行有效控制。在危机情况下，还可以快速吧控制棒完全插入核反应堆以达到紧急停堆的目的

上下支撑板：用来固定燃料组件。核反应堆内充满了高温高压的纯净水(所以称为压水型核反应堆)，他一方面流经核反应堆的堆芯，冷却核燃料，充当冷却剂，另一方面积存在压力容器里起到慢化中子的作用，充当慢化剂。冷却剂由核反应堆入口进入顺着压力容器四周的内壁下行，然后从吊篮下端上行经过核燃料对其进行冷却，最后从核反应堆出口流出

核反应堆一般都配置十几个辅助系统，共同组成一回路系统。

主冷却剂系统：核反应堆最主要的辅助系统是主冷却剂系统，它直接与核反应堆连接，在冷却核反应堆的同时也 带出热量，并通过蒸汽发生器传给二回路制造蒸汽，该系统是一条完全封闭的循环回路，主要设备除了核反应堆以外，还有冷却剂泵和一些大阀门，由于这个系统是一回路的大动脉，十分重要。

其他辅助系统基本都是从主冷却剂系统引出的分支，不直接与核反应堆连接。

净化系统：该系统可以连续取出一部分主冷却剂中的冷却水，通过离子交换等过滤手段，出去其中的杂质（包括可溶性和不可溶性的杂质），然后在输送回冷却剂系统，使核反应堆里的运行水质不断得到净化，始终保持纯净。净化的目的有两个，一是避免被污染的水对设备、管壁的腐蚀，减少设备故障，二是降低水中的放射性水平（因为水中有的金属杂质流经核反应堆时会被活化，使金属杂质本身也具有了放射性，致使核反应堆舱的放射性水平增高）。

水质监测取样系统：该辅助系统用于在核反应堆整个运行期间及时的取出主冷却剂系统的液体或气体样品进行水质分析、以便通过分析结果，监测装置运行情况，指导运行操作，主要分析项目是固体不溶杂质、氯离子、酸度值、氧离子、裂变产物在水中的含量。

化学物添加系统：在正常情况下，用于向主冷却剂系统添加联氨 、氢气、酸碱控制剂 等，主要目的是除去和减少冷却剂中的氧，抑制含氧过高的水对设备管壁的腐蚀（通常在高温状态下用氢气除氧，低温状态下特别是在启动核反应堆的过程中用添加联氨除氧）；当核反应堆的控制棒因故卡死不能停堆时，通过该系统可以向核反应堆中注入中子吸收剂（如硼酸溶液），实施紧急停堆，以确保核潜艇的安全。

补水系统：一回路在工作时里面的水会减少，比如取样分析用水、设备泄露、停堆过程因为热胀冷缩冷却水减少等。该系统的作用便是制造、贮存和及时补充符合一回路用的高纯水。主要工作流程是：从船上的水箱取水 经过冷却器冷却 在专门的过滤器里进行过滤净化 由高压泵注入回路系统。

设备冷却水系统：在一回路中有一些设备在工作时会发热，如电机绕组、机械轴承、传动机构、压缩机汽缸等，为防止其过热烧坏，由该系统专门提供冷却后的淡水对发热部件进行不间断的冷却循环。该系统主要由设备冷却水泵、热交换器和辅助海水泵等组成

压力安全系统:核反应堆主冷却剂系统的压力可能由于某种原因迅速变化，必须进行有效的控制。如果压力过大，可能使一回路的设备遭到破坏，所以当压力值超过某个安全限值时，该系统的稳压器会自动喷放低温水进行降压，如果降不下来就会自动打开泄压阀进一步降压。当压力过低时，可能会使核反应堆内的水出现沸腾（气压越低，水的沸点越低），由于沸腾的水含有大量的不导热的气泡敷在核燃料棒的表面，影响核燃料的热量导出。严重时会烧毁核燃料棒，造成堆芯融化事故，因此必须及时提高压力。措施是开启稳压器中的电炉，加热冷却水。必要时也可以临时启动增压泵。

余热排出系统：核反应堆可能因事故紧急停堆，比如当主冷却剂系统的蒸汽发生器中的热交换管破损，就必须紧急关闭核反应堆，但是此时核反应堆内的裂变碎片还在继续衰变，并会维持很长时间，同时可以产生相当多的衰变热，这就需要通过余热排出系统及时带出这些热量，以保证核反应堆和整个装置的安全，即使在正常关闭核反应堆时也要启动该系统，以加快核反应堆的冷却速度。余热排出系统是一个单独的冷却水回路，该系统从主冷却剂系统引出一部分海水冷却器里冷却后，再送回主冷却剂系统。

安全注射系统：当一回路的设备或管路发生较大的破损，冷却水大量向系统外泄露（即失水事故）时，为了保证核反应堆不被烧坏，该系统强迫向核反应堆中注入大量低温水以除去衰变热。该系统的主要设备是高压注射泵。

放射性废物处理系统：主要用途是收集、贮存、排放来自一回路的放射性废水、废气、固体废物。废物的主要来源是一回路中多余的冷却水或设备泄露水。设备去污冲洗及人员洗涤用水、过滤后的废树脂、被污染的工具和擦拭物等。该系统主要设备是废水贮存箱，一般放在核反应堆舱的底部

去污系统：用于除去设备、阀门、管道和附件等表面的放射性沉积物

❺ 人类是如何处置高放射性核废料的

核废料包括乏燃料、乏燃料后处理废水，以及高度放射性液体核废料浓缩形成的固形物。直到1000年后，放射性核裂变产物才会通过不同核反应路径衰变为各种无害稳定的元素。而超铀元素的衰变经过500000年才会达到同等水平。高浓度核废料所含大多数放射性同位素都为高辐射性物质，其半衰期特别长。上述核废料的放射性降低到安全水平需要漫长的时间。同时，受污染装备、防护服、清洁抹布等数量巨大的核废料中的污染物质为含量极低的放射性元素，这些核废料为低放射性废弃物。经过洗消处理的退役核反应堆部件也属于低放射性核料范畴。低放射性废弃物所含放射性同位素的放射性水平较低、半衰期较短。上述废弃物储存10~50年后，大多数放射性同位素将衰减至安全水平，然后即可以将其作为普通废弃物进行处理。

❻ 常见的放射性废水处理方法有哪些

放射性废水的主要去除对象是具有放射性的重金属元素，与此相关的处理技术，简单地可分为化学形态改变法和化学形态不变法两类。

放射性废水处理方法：

其中化学形态改变法包括：

1、化学沉淀法；

2、气浮法；

3、生化法。

化学形态不变法包括：

1、蒸发法；

2、 离子交换法；

3、吸附法；

4、 膜法。

化学沉淀法是向废水中投放一定量的化学絮凝剂，如硫酸钾铝、硫酸钠、硫酸铁、氯化铁等，有时还需要投加助凝剂，如活性二氧化硅、黏土、聚合电解质等，使废水中的胶体物质失去稳定而凝聚何曾细小的可沉淀的颗粒，并能于水中原有的悬浮物结合为疏松绒粒。改绒粒对水中的放射性元素具有很强的吸附能力，从而净化水中的放射性物质、胶体和悬浮物。引起放射性元素与某种不溶性沉渣共沉的原因包括了共晶、吸附、胶体化、截留和直接沉淀等多种作用，因此去除效率较高。

化学沉淀法的优点是：方法简便、费用低廉、去除元素种类较广、耐水力和水质冲击负荷较强、技术和设备较成熟。缺点是：产生的污泥需进行浓缩、脱水、固化等处理，否则极易造成二次污染。化学沉淀法适用于水质比较复杂、水量变化较大的低放射性废水，也可在与其他方法联用时作为预处理方法。

蒸发浓缩法处理放射性废水：除氚、碘等极少数元素之外，废水中的大多数放射性元素都不具有挥发性，因此用蒸发浓缩法处理，能够使这些元素大都留在残余液中而得到浓缩。蒸发法的最大优点之一是去污倍数高。使用单效蒸发器处理只含有不挥发性放射性污染物的废水时，可达到大于10的4次方的去污倍数，而使用多效蒸发器和带有除污膜装置的蒸发器更可高达10的6次方到8次方的去污倍数。此外，蒸发法基本不需要使用其他物质，不会像其他方法因为污染物的转移而产生其他形式的污染物。

尽管蒸发法效率较高，但动力消耗大、费用高，此外，还存在着腐蚀、泡沫、结垢和爆炸的危险。因此，本法较适用于处理总固体浓度大、化学成分变化大、需要高的去污倍数且流量较小的废水，特别是中高放射性水平的废水。

新型高效蒸发器的研发对于蒸发法的推广利用具有重大意义，为此，许多国家进行了大量工作，如压缩蒸汽蒸发器、薄膜蒸发器、脉冲空气蒸发器等，都具有良好的节能降耗效果。另外，对废液的预处理、抗泡和结垢等问题也进行了不少研究。

离子交换法处理放射性废水的原理是，当废液通过离子交换剂时，放射性离子交换到离子交换剂上，使废液得到净化。目前，离子交换法已广发应用于核工艺生产工艺及放射性废水处理工艺。

许多放射性元素在水中呈离子状态，其中大多数是阳离子，且放射性元素在水中是微量存在的，因此很适合离子交换出来，并且在无非放射性粒子干扰的情况下，离子交换能够长时间的工作而不失效。

离子交换法的缺点是，对原水水质要求较高；对于处理含高浓度竞争离子的废水，往往需要采用二级离子交换柱，或者在离子交换柱前附加电渗析设备，以去除常量竞争离子；对钌、单价和低原子序数元素的去除比较困难；离子交换剂的再生和处置较困难。除离子交换树脂外，还有用磺化沥青做离子交换剂的，其特点是能在饱和后进行融化-凝固处理，这样有利于放射性废物的最终处置。

吸附法是用多孔性的固体吸附剂处理放射性废水，使其中所含的一种或数种元素吸附在吸附剂的表面上，从而达到去除的目的。在放射性废液的处理中，常用的吸附剂有活性炭、沸石等。

天然斜发沸石是一种多孔状结构的无机非金属矿物，主要成分为铝硅酸盐。沸石价格低廉，安全易得，处理同类型地放射性废水的费用可比蒸发法节省80%以上，因而是一种很有竞争力的水处理药剂。它在水处理工艺中常用作吸附剂，并兼有离子交换剂和过滤剂的作用。

当前，高选择性复合吸附剂的研发是吸附法运用中的热点。所谓“复合”是指离子交换复合物（氰亚铁盐、氢氧化物、磷酸盐等）在母体（多位多孔物质）上的某些方面饱和，所以新材料结合天然母体材料的优点，具有良好的机械性能、高的交换容量以及适宜的选择性。

离子浮选法属于泡沫分离技术范畴。该方法基于待分离物质通过化学的、物理的力与捕集剂结合在一起，在鼓泡塔中被吸附在气泡表面而富集，借泡沫上升带出溶液主体，达到净化溶液主体和浓缩待分离物质的目的。例子浮选法的分离作用，主要取决于其组分在气-液界面上选择性和吸附程度。所使用捕集剂的主要成分是，表面活性剂和适量的起泡剂、络合剂、掩蔽剂等。

离子浮选法具有操作简单、能耗低、效率高和适应性广等特点。它适用于处理铀同位素生产和实验研究设施退役中产生的含有各种洗涤剂和去污剂的放射性废水，尤其是含有有机物的化学清洗剂的废水，以便充分利用该废水易于起泡的特点而达到回收金属离子和处理废水的目的。

膜处理作为一门新兴学科，正处于不断推广应用的阶段。它有可能成为处理放射性废水的一种高效、经济、可靠的方法。目前所采用的膜处理技术主要有：微滤、超滤、反渗透、电渗析、电化学离子交换、铁氧体吸附过滤膜分离等方法。与传统处理工艺相比，膜技术在处理低放射性废水时，具有出水水质好，浓缩倍数高，运行稳定可靠等诸多优点。

不同的膜技术由于去除机理不同，所适用的水质与现场条件也不尽相同。此外，由于对原水水质要求较高，一般需要预处理，故膜法处理法宜与其他方法联用。

如铁凝沉淀-超滤法，适用于处理含有能与碱生成金属氢氧化物的放射性离子的废水。

水溶性多聚物-膜过滤法，适用于处理含有能被水溶性聚合物选择吸附的放射性离子的废水。

化学预处理-微滤法，通过预处理可以大大提高微滤处理放射性废水的效果，且运行费用低，设备维护简单。

❼ 国家危险废物名录是否包括放射性废物是否

《国家危险废物名录》共列入49类危险废物，包括：医疗废物，医药废物，废药物、药品，农药废物，木材防腐剂废物，有机溶剂废物，热处理含氰废物，废矿物油，油／水、烃／水混合物或乳化液，多氯（溴）联苯类废物，精（蒸）馏残渣，染料、涂料废物，有机树脂类废物，新化学药品废物，爆炸性废物，感光材料废物，表面处理废物，焚烧处置残渣，含金属羰基化合物废物，含铍废物，含铬废物，含铜废物，含锌废物，含砷废物，含硒废物，含镉废物，含锑废物，含碲废物，含汞废物，含铊废物，含铅废物，无机氟化物废物，无机氰化物废物，废酸，废碱，石棉废物，有机磷化合物废物，有机氰化物废物，含酚废物，含醚废物，废卤化有机溶剂，废有机溶剂，含多氯苯并呋喃类废物，含多氯苯并二口恶英废物，含有机卤化物废物，含镍废物，含钡废物，有色金属冶炼废物，其他废物
放射性废物不属于其中的。也就是危险废物不包括放射性废物

❽ 放射性废物地质处置

9.3.3.1 概述

处置和处理是放射性废物管理工作中的两个密切相关而又有明确分工的组成部分。放射性废物处置是指在无回收意向的条件下，将处理好的放射性废物放置于建好的永久存放库(称为处置库)或给定的安放场地，使其在预定的时期内与人类的生产、生活环境隔离。而处理是指减容、分离、焚烧、压缩、固化、包装、运输等一系列环节。

地质处置就是从地质角度选择合适的放置场地，利用地质体的环境屏障作用或地质体与处置工程建筑的综合屏障作用永久地存放和隔离放射性废物的处置方法。地质处置方法不但在理论上已为人们普遍理解和接受，而且在自然环境中，成为无害物质保存在原地，有力地说明一定的地质体具备保存放射性废物的环境能力。

放射性废物处置问题的实质是用工程的和天然的多重屏障系统来有效地隔离影响人类健康与安全的放射性核素向环境迁移扩散。因此选择安全可靠的处置场地和设计、建造贮存库时，必须综合考虑。

9.3.3.2高放废物的地质处置

如何最终安全地处置在核燃料循环过程中产生和积累的高放废物，是核工业发展中的一个重要问题，也是放射性废物地质处置方法研究中的一个重要问题。目前，无论是高放固体废物还是高放废液，一般都是考虑在地壳深部进行处置。

(1)地质处置的影响因素

1)深度:固体放射性废物地下贮存的原理简单，且有一定的优势。建造深650m或更深的地下贮存库无技术困难，但需考虑各种地表作用与自然现象不至于影响所埋藏的废物为准。

2)地下水流作用:地下水是埋藏的废物最易接触的溶剂与载体，故在选择场地时，必须十分重视地下水环境，确保场址周围不可能发生地下水的渗入或者入渗速度很低，在安全期限内不至于产生放射性溶质迁移到人类生活环境中的问题。选择渗透性低的岩石、能使贮存库环境主岩中的地下水流减少到最低限度。

3)区域地质稳定性:场址应尽可能选在构造稳定及地震活动微弱区域的岩石之中。另外，在构造活动性较强的地带内，当这种构造作用并不影响拟定的贮存库岩石及其中所埋藏的废物时，也可以考虑在该地带内选择场址。场址应避开断层及其他岩石裂隙。

4)主岩的环境特征:环境主岩的矿物成分、化学成分及其放射性本底特征是放射性废物处置库环境主岩的重要研究内容之一。具有低渗透性、高吸附性，与放射性废物之间不会发生能引起放射性核素迁移反应的环境主岩，将成为处置库外的可靠环境屏障。同时，埋藏废物库周围的环境主岩要有足够大的范围。

5)工程地质特征:鉴于岩石静压力随深度而增大，故需选择适当的埋藏深度，使岩石静压力不致危及贮存库的坑道。岩石静压力在各处变化很大，所以对每个拟选场址都需查明其工程力学特征，而且，处置库的设计都需因地制宜。美国对田纳西采石场的白云石样品进行注模试验的结果表明，当岩石负荷达70MPa、温度高至200℃时，岩石的变形很小。

6)自然资源环境:废物贮存库绝不应对自然资源产生强烈的影响。贮存库中埋藏的放射性废物和周围的很大一部分环境主岩构成一个较完整体系，这一体系中的任何部分都不得以任何理由进行挖掘，影响其自然资源。

(2)高放废物处置库的岩石环境特征

适用于高放废物地质处置的环境岩石类型比较广泛，涉及侵入岩、变质岩、喷出岩、沉积岩。例如;花岗岩、片麻岩、玄武岩、凝灰岩、流纹岩、页岩、粘土、盐岩等，世界上许多国家都分别作过研究。

高放废物地质处置的环境岩石类型研究内容比较多，除地质学外，还有热学、岩石力学等。具体的研究内容有:岩石待征、同位素地质年龄、孔隙度、渗透率、力学性质等。

(3)地质处置方案

对于长寿命、高水平放射性废物的最终处置问题，最长远的解决办法是将其置入地壳深层中。这种处置的优点一是可按照地质年代计算的长时段中，从所有同人类接近或接触的环境中消除了具有潜在危害的物质;二是有确实的保证，使这些物质在可能重返地表之前早已衰变掉。

目前，已经研究或拟研究的高放固体废物地质处置方案有基岩矿坑处置、层状盐岩层处置、海底坑道处置等。

(4)废液固化

为了解决高放废液长期安全贮存的一些问题，一般以固态贮存较好。固态物更易于运往远处，发生偶然事故或火灾时释出的危险较小，而且在地表或地下长期贮存之后渗入地下含水层的机会大为减少。

通常要求，任何一种将液体废物转化为固态物的处理方法，理论上应符合以下条件:体积显著减小;工艺应比较简单;生成物在所有预料的环境下均应具有化学稳定性;没有自热作用的损耗;生成物应不吸湿而且密实;工艺过程应适于远距离操作和维修;方法应不太贵;生成物的形状应易于运输;最终产物应具有足够强度，能经受跌落及其他偶然的撞击;通过精心设计或采用有效的方法能够保持低的放射性强度。

最重要的转化和固化的方法是:沥青化;水泥化和制成水泥块;罐式般饶;流化床煅烧;喷雾固化;玻璃化;转化成粘上烧结块。目前，各国研究的适合高放废液固化的四种主要方法是:罐式煅烧，喷雾固化，磷酸盐玻璃化和硫化床煅烧。

9.3.3.3 中、低放固体废物的地质处置

中、低放废物包括液体、泥浆及多种材料，如防护服、动物迫骸、玻璃器皿、离子交换树脂、管道阀门及纸张等。大多数中、低放废物来自核电站、研究实验室、医院、工业设施和大学等。

中、低放固体废物的地质处置方法主要有填沟法、包气带法、地面处置、地下坑道处置。

(1)填沟法

填沟法的优点主要是简便易行，但废物渗出的危险较大。从早期的实践看，美国一般在天然地表挖掘浅沟掩埋处置低放废物，有的用填沟法处理。大多数地沟的规模取决于地形、沉积物的类型、岩石特征和其他局部条件。

(2)包气带法

一般说来，由于含水量的降低，包气带岩石的渗透系数比饱水带大大降低，使放射性核素的迁移速度减小。因此，包气带处置是各国在处置中、低放废物中重点研究的方法之一。

(3)地面处置

地面处置一般采用土丘式或工程结构式方案。该方案适用于半衰期很短的放射性核素如日本、法国采取这种方案，但美国人认为这是一种灵活适用但费用昂贵的管理方法。

(4)地下坑道处置

地下洞室和矿坑等均作为地下坑道的同等概念。在地质条件不适合于浅埋方案处置中、低放废物的地区，可以考虑地下坑道处置方案。它适合于处置固体或固化废液和半衰期范围较宽的要求高度隔离的中、低放射性废物。

9.3.3.4 放射性废液的地质处置

放射性废液深井处置是目前研究的方案之一，地下槽贮则是一种非永久性的过渡性地质处置方式，水力压裂法处置放射性废液是一种液入固存的地质处置方案。

❾ 中低放射性废物的处置

铀矿开采，有地下挖掘、露天开采和地浸三种方式。地浸是将酸性溶液通过钻孔灌入地下溶解铀于其中，再抽取溶液，达到采铀目的。该方法的优点是成本低，污染主要在地下。应当严格控制灌入地下酸性溶液数量。露天采矿剥离的废石，可就地覆盖，或回填采坑，然后覆土造田或植草植树。

地下采矿带出的矸石，一般是每采1 t铀矿要产生废石1～6 t。目前我国堆积的铀矿山废石总量约28×10⁶ t，占地2.5×10⁶m²。这些属于低比活度放射性废物，含铀量平均为（1～3）×10^-4g/g，比一般土壤高出4～10倍；其表面氡析出率约为（7～200）×10^-2Bq/m²·s，比地面高5～7倍。它们不断向大气排放氡和细粒状颗粒物。根据放射性废物分类标准，这些大都处于低固体放射性废物标准的下限，按规定可以不算放射性废物，但应作为特殊废物妥加保管。即对放射性比活度在（2～7）×10⁴Bq/kg的废石和尾矿，应建坝存放。超过上述放射性水平的应建库保存，或回填矿井采空区。与放射性核素伴生的其他金属非金属矿山废渣，也应参照上述放射性水平进行类似的处置。

选矿产生的尾矿，我国已经累积有数千万吨。尾矿处置的关键在于尾矿库的选址和尾矿坝的建设，应该保证底不渗漏，坝（堤）不垮塌，不产生灾难性的事故，氡析出率要低。美国规定尾矿设施：稳定期要保持100 a，至少保持20 a不维修，覆盖尾矿后氡析出率平均不超过0.75Bq/m²·s，地下水中放射性核素不超过国家规定。我国的尾矿库退役后覆盖黄土厚度0.5～1.5m，近年测量结果：氡析出率0.2～0.3Bq/m²·s，平均射线吸收剂量率为（8～10）×10^-2μGy/h，基本符合要求。

其他放射性研究、应用和生产的中低放射性废物（虽然不如矿石废石那样多），比活度较大，尤其是核电站产生的中低放射性废物，包括受污染的废弃设备、化学试剂、树脂、过滤芯、防护品以及其他杂件等。通常是对废液体进行蒸发收取残渣，对固体进行焚烧、压缩减小体积，然后装入容器，进行地下埋藏，储存于近地表的土壤层中，称为地层处置。

地层埋藏固体中低放射性废物地区称作处置场，地区设若干个单元，每单元之间是分离的，可以是地上坟堆式或地下壕沟式。如图9-6-1所示。要有地表排水系统、渗析液收集系统、监测井和覆盖层，均应满足环保要求保证安全。

图9-6-1 低放射性固体废物处置单位剖面图

按我国《低中放射性固体废物的浅地层处置规定》（GB 9132—88）要求，浅地层是指50 m深度以上，符合环境要求的地层。例如，应在300～500 a内，埋藏的放射性物质不向环境扩散，对公众个人造成的年有效剂量当量不得大于0.25 mSv。

处置场的选择，首先是进行区域调查，主要是地质稳定性调查，包括地震可能性、地质构造、工程地质、水文地质以及气象条件和经济、人文社会条件的调查。然后进行试验测试，确定是否符合建场要求。

对入场废物应该严格监督检测。放射性废物半衰期应小于30 a；比活度A_m≤3.7×10¹⁰Bq/kg；不产生有毒气体，不腐蚀，不爆炸，包装要有足够的机械强度，符合规定的体积等（表9-6-3）。

处置场按照设计进行埋藏，达到负荷后进行关闭。处置场在运行和关闭的相当长时间内都要进行定期的监测、管理，保证环境安全。

❿ 有收固废的电厂吗

电厂固体废物通常包括放射性固体废物、粉煤灰、炉渣和脱硫石膏等，放射性固体废物处理系统“湿”废物的起点是放射性废液处理系统的废树脂、过滤淤渣、蒸发浓缩液等的排出口；需要处理的各种“干”废物则由各废物着重点收集，经过初步包装后由专用容器或车辆送入本系统。