第34卷第5期原子能科学技术Vol.34,No.5
2000年9月Atomic Energy Science and Technology Sep.2000
萃取分离法处理高放废液的进展
焦荣洲,宋崇立,朱永贝睿
(清华大学核能技术设计研究院,北京 100084)
摘要:评述了近几年用萃取分离法从高放废液中去除超铀锕系元素的进展情况,着重介绍世界上
已有的应用前景较好的TRU EX流程(美)、DIAMEX流程(法)、DIDPA流程(日)、CTH流程(瑞
典)和TRPO流程(中国)。
关键词:萃取;分离;超铀元素;高放废液
:O65812;TL941+.1 文献标识码:A 文章编号:100026931(2000)0520473208
反应堆乏燃料元件经后处理工艺处理,虽回收了其中99%以上的铀和钚,但产生的高放废液仍然含有毒性大、寿命极长的锕系元素和T1/2>106a的裂变产物99Tc和129I等,它们对人类和环境构成潜在危害。因此,对它们的妥善处理与处置是关系到核能事业持续发展的关键。
目前,高放废液的处理与处置有玻璃固化法[1]和分离2嬗变法[2]两种途径。玻璃固化法把高放废液与玻璃融熔固化,固化体装入金属容器,埋入深地层贮存库,和生物圈隔离几十万年。目前,世界上还没有一个地质贮存库投入使用。该法需玻璃固化的废液量大,费用高。分离嬗变法用化学方法从高放废液中分离出长期起危害作用的锕系元素和长寿命的裂变产物,将高放废液变为中低放废物,经水泥固化后,近地表贮存。提取出来的长寿命核素或利用或嬗变成短寿命核素后贮存,实现高放废液的大体积减容。该法所需费用低,安全性好。
近年来,国际上针对从高放废液中提取锕系元素发展了一些新的萃取流程,它们是美国的TRU EX流程、日本的DIDPA流程、法国的DIAM EX流程、瑞典的CTH流程和中国的TRPO 流程等。这些流程都已用真实的高放废液进行过热实验,具有较好的锕系元素的分离效果,现正在进行改进与完善。
1 萃取分离流程
111 TRUEX流程(T ransuranium Extraction)
该流程是由美国阿贡实验室于80年代初开发的,采用双官能团萃取剂CMPO(辛基苯基-N,N-=异丁基氨基甲酰甲基氧膦),结构式为:
收稿日期:1999203222;修回日期:1999209212
作者简介:焦荣洲(1936—),男,河北昌黎人,研究员,核化学化工专业
C 8H 19
P
O
CH 2
C
O N
CH 2CH (CH 3)2
CH 2CH (CH 3)2
据文献[3]报道:美国爱达荷化学处理厂(ICPP )用真实的高放废液在热室内对TRU EX 流程进行了验证。高放废液酸度为1172mol/L 。萃取剂为012mol/L CMPO +114mol/L TBP +
Isopar L (异链烷烃稀释剂),实验在24级<20离心萃取器中进行。8级萃取,5级洗涤,6级反萃取,5级萃取剂再生。料液中锕系元素总的去除率达99197%,α比活度由1175×104Bq/g 降到4144Bq/g ,远低于非α废物的37Bq/g 标准。该流程的不足之处是:1)为防止形成三相,在CMPO 中加入了TBP 作为改性剂,使萃取体系变得复杂;2)各产品物流间存在交叉污染(表1);3)应用HF 反萃镎和钚,加重了后处理厂常用工艺设备的腐蚀;4)CMPO 的水解和辐解产生的酸性杂质对Am 的反萃不利。
表1 TRUEX 流程中锕系元素的分配[4]
T abel 1 TRUEX process 2relative distribution
物流
元素含量/%
Am
Np Pu Am +Cm 88147171213Np +Pu 61792138717U
419
112 DIAMEX 流程(Diamide Extraction)
该流程作为法国原子能委员会SPIN (Separation Incineration )计划的一部分,用015mol/L DMDB TDMA (二甲基二丁基十四烷基丙二酰胺)+TPH (氢化四丙烯)作为萃取剂,于1993年6月在CYRANO 热室内用16级混合澄清槽(6级萃取,2级洗涤,8级反萃)进行了热实验[5],
对锕系元素的萃取率>99%,1997年发表的文献[6]报道,为防止Zr 和Mo 的萃取,对DI 2AM EX 流程进行了改进。
萃取剂DMDB TDMA 的结构式为:
C 4H 9
N CH 3
C O
CH
C 14H 29C
O
N CH 3
C 4H 9
该流程的特点是:1)在高放废液酸度下,可以直接进行萃取,不需调节料液酸度;2)萃取剂只含C 、H 、O 、N ,废萃取剂可完全焚烧掉,不污染环境。
流程的不足之处:1)该程序未涉及Np 和Tc ,认为它们已在Purex 流程中从高放废液中
除去;2)萃取剂对Fe (Ⅲ
)的硝酸盐亲和力很大,而Fe (Ⅲ)在两相之间的转移速率很慢,有可474原子能科学技术 第34卷
能使Fe (Ⅲ
)的硝酸盐积累在萃取剂中;3)该萃取剂可能形成第二有机相,为此,把萃取剂浓度提高到0165mol/L 以上,三相问题方可避免。113 DIDPA 流程(Disodecylphosphoric Acid)
DIDPA 流程开发始于1973年[7],它作为日本的OM EG A 计划“Options making extra gains of actinide and fission products generated in nuclear fuel reprocessing ”的一部分。最初,把HLL W 中的元素分成3组:超铀元素、锶2铯和其它;1985年后发展成为4组分离流程,增加了
锝2铂族组分。据文献[8]报道,欧洲委员会合作研究中心超铀元素研究所用真实的高放废液在离心萃取器中对DIDPA 流程进行了热试验。
DIDPA (二异癸基磷酸)萃取剂的结构式为:
i
C 10H 21O
P O
C 10H 21O
i
OH
萃取体系为015mol/L DIDPA 2011mol/L TBP 2正十二烷。萃取时,加入H 2O 2溶液,使镎被有效萃取。在萃取段,U 的去污系数为2×104,Pu >160,Am >104,Cm 和Am 相近。
该流程的不足之处:1)需将料液酸度调节到015mol/L HNO 3,如用甲酸脱硝,则将导致约93%的钚连同少量镎、镅一起沉淀;稀释法不会引起沉淀,但使欲处理的高放废液体积增大约8倍,引起流程费用增加;2)产品物流中锕系元素分散并存在交叉污染(表2)。
表2 DIDPA 流程中主要元素的相对分配[4]
T able 2 DIDPA process 2relative distribution
元素/物流
元素含量/%
萃余液
Am +Cm Np +Pu 萃取剂
Am +Cm 010>97192110Ln 0109619214017Np 151801072161116Pu 0100109119811U
010
010
017
9913
114 CTH 流程[9,10]
该流程包括三步萃取和一步无机离子交换:1)用1mol/L HDEHP 从高放废液中萃取和
回收铀、镎、钚;2)用50%TBP 从上述萃残液中萃取HNO 3,使之酸度降到011mol/L ,并回收Tc 的绝大部分;3)用1mol/L HDEHP 从上述萃残液中共萃镅、锔和镧系元素,后用TAL S 2PEA K 流程分离锕系元素和镧系元素;4)用丝光沸石吸附Cs 。
瑞典的这一流程已用真实的高放废液进行了试验。流程对α放射性核素的去污系数>105,对β放射性核素的去污系数>3×104。热试验结果表明:铀、钚的损失<011%;镎、镅、锔的损失<012%;锝的损失<3%。
该流程的不足之处为:1)料液起始酸度需调到6mol/L HNO 3,这需增加浓缩和蒸发设备或者加浓硝酸来达到,接着又需将酸度降到011mol/L ,流程不太合理;2)采用014mol/L HF
5
74第5期 焦荣洲等:萃取分离法处理高放废液的进展
+014mol/L HNO 3反萃锆、铌和镤,对工艺设备有腐蚀;3)流程较复杂,设备数量多。115 TRPO 流程(T rialkylphosphine Oxide)
我国清华大学核能技术设计研究院从1979年起自主开发TRPO 流程[11～14]。在近20年里,该流程不断完善。1990～1993年间,两次在欧洲委员会超铀元素研究所热室内用真实动力堆高放废液进行了热实验。1996年初又用我国的生产堆高放废液在清华大学核能技术设计研究院的热室内进行了热实验。锕系元素的回收率均>99%,可将高放废液分成小体积的
α废物和大体积的非α高放废物,将后者中的锶、铯去除后成为中低放废物。
所用TRPO (三烷基氧膦)为有工业产品的萃取剂,价格低廉。结构式为:
R
P R R
O
R 为含C 6～C 8的烷基。
TRPO 流程有以下特点:1)在料液HNO 3浓度<2mol/L 时,30%TRPO 2煤油溶液的萃
取容量比美国采用的CMPO +TBP 体系高几倍;2)TRPO 的辐照稳定性优于HDEHP 和TBP ,在用真实高放废液进行的实验中,负载长达一周的有机物反萃率无变化;3)反萃物流Am +RE ,Np +Pu ,U 三者交叉的污染小;4)可同时去除锝,99Tc 对长期总风险的贡献占91%[15]。
TRPO 流程不足之处为:1)高放废液需脱硝或稀释到1mol/L HNO 3;2)Am +RE 的反萃
用515mol/L HNO 3,而它们之间的分离需在低酸下进行[16],致使酸的消耗和二次废液的体积增加;3)萃入有机相的>99%的Pd 和40%的Ru ,反萃时较为分散,它们含在各产品物流中。116 其它流程
1)DHDECMP/DEB 流程[17～19]
DHDECMP 萃取剂最初由美国阿贡实验室研制与采用。中国原子能科学研究院从80年
代以来,一直致力于用DHDECMP/DEB (N ,N 2二乙胺甲酰甲撑膦酸二已酯/二乙基苯)作为萃取剂从高放废液中提取锕系元素的研究工作。
DHDECMP 的结构式如下:
C 6H 13O
P
O
C 6H 13O CH 2
C
O N
C 2H 5
C 2H 5
该萃取剂可从酸度为1～3mol/L HNO 3的模拟高放废液中提取锕系元素,U 、Np 、Pu 、Am 的萃取率均达到9919%。
该流程的不足之处为:1)采用具有一定毒性的二乙基苯作稀释剂;2)反萃物流中有交叉污染,Am 与Pu 共存,并混有少量Np 和U ,Np 物流中含有绝大部分U (表3);3)未考察Zr 、Ru 、Tc 及Pd 的行为。
674原子能科学技术 第34卷
表3 D H DECMP 流程中主要元素的相对分配
T able 3 D H DECMP process 2relative distribution
元素/物流
元素含量/%
0105m ol/L HNO 3+01005m ol/L Fe (NO 3)2反萃
0101m ol/L HNO 3+0105m ol/L H 2C 2O 4反萃
用过的萃取剂
U 61292～118
Np 71093-
Pu 9616-～310
Am
9917
-
-
2)俄罗斯流程[20]
该流程所用萃取剂为二羰基氯化钴盐和氧膦化物的衍生物。前者用以去除锶、铯,后者去除锕系元素、镧系元素和锝。1992年前,俄罗斯赫洛宾镭研究所(KRI )用加入放射性示踪剂的模拟高放废液进行了该流程的逆流萃取实验,所用设备为小型混合澄清槽,稀释剂为硝基苯。1994年,在美国爱达荷国家工程实验室(IN EL )的热室内,用真实高放废液进行了错流实验。1995年下半年在IN EL 用小型离心萃取器进行了模拟料液的流程验证实验。
该流程两段萃取分离可去除9919%的Cs ,9916%的Sr 和>99%的锕系元素和锝。
该流程的明显不足是以硝基苯为稀释剂。出于安全考虑,KRI 正在研究适宜的稀释剂。另外,铀与镎、钚混在一起,还需进行分离。
此外,还有些干法流程,这里不予讨论。
2 流程评介
国际上许多著名科学家对上述流程进行了评述。日本三宅千枝等[21],英国R.P.Bush 等[22～26]认为:TRPO 、TRU EX 、DIAM EX 和DIDPA 流程是有应用前景的流程。欧洲委员会超铀元素研究所于90年代对TRPO 、TRU EX 和DIDPA 流程用真实的高放废液在小型离心萃取器上进行了热验证。在1996年发表的文章[8]中认为:TRPO 流程从约1mol/L HNO 3的高放废液中萃取与反萃取锕系元素给出了极好的结果;TRU EX 流程萃取锕系元素几乎是完全的;DIDPA 流程对镎的萃取还需改善,用H 2C 2O 4溶液反萃Np 、Pu 的吸收率有待提高。欧洲委员会和法国原子能委员会F12W 2CT9120106合同的1997年的最终报告[27]报道了他们对上述6个有代表性的分离流程的评价。对TRPO 流程,报告认为:1)TRPO 流程已在超铀元素研究所进行过热验证,证实它的操作非常有效;2)TRPO 的辐射稳定性优于HDEHP 和TBP ;3)负载容量比用TBP 改性的CMPO 萃取剂高几倍;4)没有长寿命核素在流程内的累积和产物的交叉污染;5)适用料液酸度约为1mol/L ,不用脱硝,避免了脱硝过程中锕系元素的沉淀;6)所需装置和设备及产生二次废物相对较少。
报告还对有代表性的流程工艺单元的相对费用指数(表4)、在萃残液中锕系元素的保留份额(表5)、相对体积(表6)等方面进行了比较。
该报告的结论为:1)DIAM EX 流程中的萃取剂可以焚烧,流程概念简单,但事前需分离镎和锝;2)CTH 流程已得到全面开发,但流程长,二次废物多;3)TRPO 流程和DIAM EX 流程的相对费用指数是最低的。
7
74第5期 焦荣洲等:萃取分离法处理高放废液的进展
表4 各流程工艺单元的相对费用指数
T able4 R elative cost indices of process unites for aqueous processes 工艺单元
相对费用指数
TRPO TRU EX CTH DIAMEX DIDPA 溶剂萃取接触器11001185616811442187工艺容器11001165317311312103
蒸发器11001115510101201135
废气系统11001115114901201135熔炉11001138317601501188
表5 各流程萃取液中主要元素的保留份额
T able5 Mass fraction of elements remaining in the raff inate of aqueous processes 元素
萃残液中保留份额
TRPO TRU EX CTH DIAMEX DIDPA Zr0105000100250110000019990110000 Tc0100060100600010160010000110000 Np0100020100003010020010002011887 Pu0100110100025010010010005010063 Am0100130100006010015010005010001
表6 各流程的二次废液的相对体积1)
T able6 R elative volumes of process streams for aqueous processes
流程
工艺物流的相对体积
萃残液Ln、Am、Cm产物Np、Pu产物U产物水溶液废物用过的溶剂TRPO1154040501050 TRU EX141131241854135518818 DIAM AX2)170150150 DIDPA210100400
流程
工艺物流的相对体积
(NH4)2CO3,过量
酸和水
DTPA废物
固体废物残渣
(100g/L)
U、Np、Pu产物Ln、Am、Cm产物
CTH37195192715203717
注:1)基于高放废液体积为100
2)DIAMEX流程的镎产物作为Purex流程的一部分而产生,其中也有锝产物
3 结论与建议
1)TRPO、TRU EX、CTH、DIAM EX和DIDPA流程均用真实的高放废液进行了热实验。欧洲委员会和法国原子能委员会根据综合比较认为:TRPO和DIAM EX流程是最有应用前景的流程,但DIAM EX流程只针对镅和锔。
2)萃取分离流程的产品物流的后续处理、与后处理厂的衔接、锕系元素与镧系元素的分离等过程尚需进一步研究,以便提高α放射性废物的减容倍数和进行锕系元素的嬗变。
3)对萃取分离流程进行经济分析、安全分析和环境影响评价,以便能全面地与玻璃固化
874原子能科学技术 第34卷
法进行比较。参考文献:
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R ecent Developments in the Extraction Separation Method
for T reatment of High2level Liquid W aste
J IAO Rong2zhou,SON G Chong2li,ZHU Y ong2jun
(Institute of N uclear Energy Technology,Tsinghua U niversity,Beijing100084,China)
Abstract:A description and review of the recent developments in the extraction separation method for partitioning transuranium elements from high2level liquid waste(HLL W)is presented.The extraction separation processes such as TRU EX process,DIAM EX process,DIDPA process, CTH process,TRPO process are briefly discussed.
K ey w ords:extraction;separation;transuranium;high2level liquid waste
第34卷第5期原子能科学技术Vol.34,No.5 2000年9月Atomic Energy Science and Technology Sep.2000 萃取分离法处理高放废液的进展 焦荣洲,宋崇立,朱永贝睿 (清华大学核能技术设计研究院,北京 100084) 摘要:评述了近几年用萃取分离法从高放废液中去除超铀锕系元素的进展情况,着重介绍世界上 已有的应用前景较好的TRU EX流程(美)、DIAMEX流程(法)、DIDPA流程(日)、CTH流程(瑞 典)和TRPO流程(中国)。 关键词:萃取;分离;超铀元素;高放废液 中图分类号:O65812;TL941+.1 文献标识码:A 文章编号:100026931(2000)0520473208 反应堆乏燃料元件经后处理工艺处理,虽回收了其中99%以上的铀和钚,但产生的高放废液仍然含有毒性大、寿命极长的锕系元素和T1/2>106a的裂变产物99Tc和129I等,它们对人类和环境构成潜在危害。因此,对它们的妥善处理与处置是关系到核能事业持续发展的关键。 目前,高放废液的处理与处置有玻璃固化法[1]和分离2嬗变法[2]两种途径。玻璃固化法把高放废液与玻璃融熔固化,固化体装入金属容器,埋入深地层贮存库,和生物圈隔离几十万年。目前,世界上还没有一个地质贮存库投入使用。该法需玻璃固化的废液量大,费用高。分离嬗变法用化学方法从高放废液中分离出长期起危害作用的锕系元素和长寿命的裂变产物,将高放废液变为中低放废物,经水泥固化后,近地表贮存。提取出来的长寿命核素或利用或嬗变成短寿命核素后贮存,实现高放废液的大体积减容。该法所需费用低,安全性好。 近年来,国际上针对从高放废液中提取锕系元素发展了一些新的萃取流程,它们是美国的TRU EX流程、日本的DIDPA流程、法国的DIAM EX流程、瑞典的CTH流程和中国的TRPO 流程等。这些流程都已用真实的高放废液进行过热实验,具有较好的锕系元素的分离效果,现正在进行改进与完善。 1 萃取分离流程 111 TRUEX流程(T ransuranium Extraction) 该流程是由美国阿贡实验室于80年代初开发的,采用双官能团萃取剂CMPO(辛基苯基-N,N-=异丁基氨基甲酰甲基氧膦),结构式为: 收稿日期:1999203222;修回日期:1999209212 作者简介:焦荣洲(1936—),男,河北昌黎人,研究员,核化学化工专业
放射性废物处理与处置论文 学院：化学生物与材料科学学院 专业：核化工与核燃料工程 班级：1221701 学号：201220170125 姓名：刘志红
高放废液的玻璃固化 从1896年贝可勒耳发现铀的放射性以来，放射性核素就逐渐得到研究和开发,并应用于工业、农业、国防、科研和医学等领域。核能在为人类作出巨大的贡献的同时,也产生了大量的放射性废物,它们对人类发展及环境造成直接或潜在的危害。在各类放射性废物中,高放废液危害性最大、管理最难、花费最高,对它的处理问题一直是世界各国非常关注,科研及环保上的重大课题之一。 高放废液通常暂存在不锈钢大罐中，但这些不锈钢罐的寿命只有15—20年，不能长期储存高放废液，因此需要对高放废液浓缩固化后，才能进行储存。高放废液固化是选择稳定性很高的固化基质长时间包容这些核素。其固化方法有玻璃固化、陶瓷固化、玻璃陶瓷固化、人造岩石固化以及各种水泥固化等。由于高放废液的玻璃固化技术比较成熟，玻璃固化体浸出率低、辐照稳定等优点，使玻璃固化成为一种应用最多的高放废液固化技术。 适用于固化高放废液的玻璃主要有两类：硼硅酸盐玻璃和磷酸盐玻璃，硼硅酸盐玻璃用得最多。硼硅酸盐是以二氧化硅及氧化硼为主要成分的玻璃。磷酸盐玻璃是以五氧化二磷为主要成分的玻璃，它以正磷酸根四面体相互连接构成网络结构。硼硅酸盐玻璃以接纳硫、钼、铬、的量有限，会分离出第二相（黄相）。磷酸盐玻璃熔制温度较低，
可接纳较多的硫、钼和铬，但高温磷酸盐玻璃的腐蚀性大，热稳定性差，容易吸晶，核素浸出率高，现在仅俄罗斯使用。 自20世纪50年代以来，玻璃固化已经开发了许多工艺，主要有罐式工艺法、煅烧-熔融两步法、焦耳加热陶瓷熔炉法、冷坩埚法四种。 罐式工艺(Pot process)是法国和美国早期开发研究的玻璃固化装置,如法国的PIVER装置。70年代,我国最早在中国原子能科学研究院进行开发研究的玻璃固化技术也是罐式法工艺(后来转为陶瓷熔炉工艺)。罐式工艺是高放废液的蒸发浓缩液和玻璃形成剂,同时分别加入金属罐中。金属罐用中频感应加热,分为若干区,废液在罐中蒸发,与玻璃形成剂一起熔融、澄清,最后从下端冻融阀排出熔制好的玻璃。罐式工艺的优点是设备简单,容易控制。缺点是熔炉寿命短(熔制25～30批玻璃,就得更换熔炉),批量生产,处理能力低。现在只有印度在应用罐式工艺进行玻璃固化,但印度也在考虑改用焦耳加热陶瓷熔炉工艺。 煅烧-熔融两步法是在罐式工艺上发展起来的两步法(Cal-cining-melting two step process),第1步高放废液先在回转煅烧炉中煅烧成固态煅烧物,第2步把煅烧物与玻璃形成剂分别加入中频感应加热金属熔炉中,在那里熔铸成玻璃,最后通过冻融阀注入玻璃贮罐中。法国A VM和A VH及英国的A VW都属于这种工艺。这种工艺的
请以下列题目写一篇综述性文章. 高放废物的处理与处置方法及进展(包括次锕系元素和长寿命裂变产物的处理方法). 文章要求如下: 1. 格式要求（10分）。请按照一般的综述文章的格式进行,包括下列内容 题目 作者 摘要 关键词 引言 正文 结论与展望 参考文献 2. 正文部分请按照内容逻辑关系分节，加小标题（60分）。 3. 引用参考文献需在文章中引用之处标出, 10分） 4. 字数要求: >2000字（20分）。 5. 单独完成，如出现雷同，所有雷同者按照抄袭处理，均为0分。 6. 文章请在此模板内完成，打印。 高放废物的处理与处置方法及进展 彭晨 内容摘要 目前，中低放废物的处置技术已日趋成熟；然而，高放废物的处置技术刚刚起步，仍处于研发阶段。因此，一些国际组织对高放废物的处置投入了大量的资金和技术。可以说，高放废物的安全处置关系着今后核能的继续发展。 对于高放废物的处置已经提出了多种设想，例如深地层处置、极地冰层处置、宇宙处置、海床深层处置、嬗变处置等等。在这些设想中，深地层处置是目前现实可行的办法，我国高放废物地质处置技术也取得相当大的发展；对于分离—嬗变技术，国
际上仍处于紧张的研究阶段；其它处置技术由于某些原因只能成为一种设想或尚待评价。 这篇论文将主要介绍高放废物处置的国际、国内背景；高放废物来源；高放废物地质处置方案及其影响因素；高放废物分离—嬗变技术；高放废物处置技术的现状和发展趋势几个方面。并比较了各种方法的优缺点 关键词：高放废物处理处置方法发展趋势 目录 一．高放废物的来源————————————-4 二．高放废物的地质处置——————————-5 三．高放废物的分离与嬗变—————————10 四．其他处置技术—————————————16 五．各国处置方法比较———————————18 六．高放废物处置的发展前景————————19 七．结论与展望——————————————24 八．参考文献———————————————25 引言： 核废物是危险废物的一种,对于危险废物的管理,一般有如下三个基本原则[1]: (1)分散与稀释原则:对核废物不适用; (2)转变成低危险性物质的原则:目前对于核废物尚未找到合适的方法,长期来说,嬗变是一种可能,它将减少高放废物的数量,但是嬗变后的废物也需要进行处置; (3)隔离原则:是核废物处置的基本原则。 正文： 一．高放废物的来源[2] 人类的一切生产和消费活动都会产生目前不能再利用，或者不值得回收利用的物质，原子能的利用也不例外，一切生产、使用和操作放射性物质的部门和场所都可能产生放射性废物，其基本来源有以下7个方面。 （1）铀、钍矿山、水治厂、精炼厂，铀浓缩厂、钚冶金厂、燃料元件加工厂等； （2）各种类型反应堆，包括核电站、核动力船舰、核动力卫星，还有加速器的运行； （3）反应堆辐照过燃料元件的后处理，提取裂变元素和铀元素过程； （4）核燃料和核废物运输与核废物处理过程； （5）放射性同位素的生产和应用过程，包括医院、研究所及大学的有关研究活动； （6）核武器生产和试验过程； （7）核设施（设备）的退役过程。 绝大多数放射性废物产生于核燃料循环过程。从数量来说，放射性废物主要产生于铀采冶场址。从放射性活度来说，主要集中在乏燃料后处理厂。在核燃料循环中，99%以上的放射性物质包容在乏燃料元件的包壳中，如果乏燃料进行后处理的话，95%以上的放射性核素进入后处理所产生的高放废液中。
.. .. 请以下列题目写一篇综述性文章. 高放废物的处理与处置方法及进展(包括次锕系元素和长寿命裂变产物的处理方法). 文章要求如下: 1. 格式要求（10分）。请按照一般的综述文章的格式进行,包括下列容 题目 作者 摘要 关键词 引言 正文 结论与展望 参考文献 2. 正文部分请按照容逻辑关系分节，加小标题（60分）。 3. 引用参考文献需在文章中引用之处标出, 10分） 4. 字数要求: >2000字（20分）。 5. 单独完成，如出现雷同，所有雷同者按照抄袭处理，均为0分。 6. 文章请在此模板完成，打印。 高放废物的处理与处置方法及进展 晨 061300105
容摘要 目前，中低放废物的处置技术已日趋成熟；然而，高放废物的处置技术刚刚起步，仍处于研发阶段。因此，一些国际组织对高放废物的处置投入了大量的资金和技术。可以说，高放废物的安全处置关系着今后核能的继续发展。 对于高放废物的处置已经提出了多种设想，例如深地层处置、极地冰层处置、宇宙处置、海床深层处置、嬗变处置等等。在这些设想中，深地层处置是目前现实可行的办法，我国高放废物地质处置技术也取得相当大的发展；对于分离—嬗变技术，国际上仍处于紧的研究阶段；其它处置技术由于某些原因只能成为一种设想或尚待评价。 这篇论文将主要介绍高放废物处置的国际、国背景；高放废物来源；高放废物地质处置方案及其影响因素；高放废物分离—嬗变技术；高放废物处置技术的现状和发展趋势几个方面。并比较了各种方法的优缺点 关键词：高放废物处理处置方法发展趋势 目录 一．高放废物的来源————————————-4 二．高放废物的地质处置——————————-5 三．高放废物的分离与嬗变—————————10 四．其他处置技术—————————————16 五．各国处置方法比较———————————18 六．高放废物处置的发展前景————————19 七．结论与展望——————————————24 八．参考文献———————————————25
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第27卷第4期核 化 学 与 放 射 化 学Vol.27No.4 2005年11月 Journal of Nuclear and Radiochemist ry Nov.2005 收稿日期:2005205213; 修订日期:2005208210 作者简介:任同祥(1980— ),男,河南新乡人,硕士研究生,核化学专业。 文章编号:025329950(2005)0420203207 从高放废液中分离79 Se 的流程研究 任同祥1,2,张生栋1,郭景儒1,崔安智1,吴王锁2 11中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京 102413;21兰州大学放射化学与核环境化学研究所,甘肃兰州 730000 摘要:建立了离子交换法与沉淀法相结合的、从高放废液中分离79Se 的放化流程。该流程具有去污效果好的特点,对137Cs ,90Sr ,90Y ,99Tc ,154Eu 的去污因子大于104,对125Sb ,113Sn 的去污因子大于103,对237Np 为2× 102。整个流程的收率约为53%。由该流程分离出的79Se 样品能够很好地满足液闪测量和质谱测量的要求。 关键词: 79 Se ;分离;离子交换;沉淀 中图分类号:TL922 文献标识码:A 79 Se 是一个纯β长寿命裂变核素,能量为 15017keV ,其裂变产额为010447%[1]。测量 79 Se 核数据时需从裂变产物中提取放化纯的79Se 。 在79Se 的放化分离研究中,主要分离方法有蒸馏法[2,3]、沉淀法[3,4]、溶剂萃取法[4]和离子交换法[5,6]等。与其它方法相比,离子交换法避免 了过多盐份和可能的同量异位素(如79Br )的引入。Dewberry 等[5]和Comte 等[6]先后以离子交换法为主建立了从高放废液中分离79Se 的流程。但是Dewberry 等建立的流程非常繁琐,而Comte 等建立的流程能够满足多接收电感耦合等 离子质谱(MC 2ICP 2MS )测量79Se 原子数的要求,但由于对237Np 和125Sb 等的去污效果不好,不能满足用低本底液闪谱仪测量79Se 放射性活度的要求。 本工作在Comte 等建立的流程的基础上,拟建立以离子交换法与沉淀法相结合从高放废液中分离79Se 的放化流程,使由该流程分离出的79Se 能够很好地满足液闪测量和质谱测量的要求,为79Se 半衰期的准确测量提供方法。 1 实验部分 111 试剂与仪器 11111 试剂 强酸型阳离子交换树脂,0111～0113mm ,英国PERMU TIT ,REGD 1T 1M 1产 品;强碱型阴离子交换树脂,0115～0118mm ,上 海树脂厂产品;去离子水由中国原子能科学研究 院院放射化学研究所提供,电阻率为1812M Ω?cm ; 其它试剂均为分析纯。99 Tc m 指示剂由中国原子 能科学研究院院同位素研究所提供,237Np 指示剂由中国原子能科学研究院院放射化学研究所提供,137Cs ,90Sr 290Y ,125Sb 等指示剂从裂变产物中提取,113Sn ,75Se 等指示剂由中子活化反应制备;闪烁液,opti Phase ‘Hisafe ’3,Wallac ;14C 标准溶液,总活度为1175kBq ,相对标准偏差为011%,英国Amersham International 产品。 11112 仪器 GEM70P 2PL U S 型HP Ge 多道γ 谱仪,美国OR TEC 公司生产,与美国多道计算机系统连接;BP211D 电子天平,德国Sartorius 公司生产,精度为十万分之一;QAUN TAL U S1220型低本底液闪谱仪和DSP 2Scint 阱型NaI (Tl )单道γ谱仪,美国OR TEC 公司生产;ICP 2MS ,英国Micromass 公司生产。112 实验装置 阴离子交换柱,<4mm ×240mm ,柱子的下端连有一细塑料软管并用弹簧夹夹住,通过弹簧夹调节流速;阴阳离子混合柱,<4mm ×480mm ,其中阳离子树脂在柱子的上部,柱高320mm ,阴离子树脂在柱子的下部,柱高160mm ,中间用少量玻璃毛隔开。113 实验方法 11311 树脂预处理 阴离子交换树脂在使用前
第25卷 第4期 岩石力学与工程学报 V ol.25 No.4 2006年4月 Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering April ，2006 收稿日期：2005–10–30；修回日期：2005–12–27 作者简介：王 驹(1964–)，男，博士，1984年毕业于南京大学地质系放射性矿产地质专业，现任研究员、博士生导师、核工业北京地质研究院总工 高放废物地质处置及其若干关键科学问题 王 驹，陈伟明，苏 锐，郭永海，金远新 (核工业北京地质研究院，北京 100029) 摘要：如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题。在介绍国内外最新研究进展的基础上，重点讨论高放废物地质处置的若干关键科学问题：处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下(中(高)温、地壳应力、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等)深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为及处置系统的安全评价。同时，介绍了国外若干重大科研项目和若干研究热点问题。 关键词：高放废物；地质处置；地下实验室；关键科学问题 中图分类号：TL 942+.211 文献标识码：A 文章编号：1000–6915(2006)04–0801–12 GEOLOGICAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTE AND ITS KEY SCIENTIFIC ISSUES WANG Ju ，CHEN Weiming ，SU Rui ，GUO Yonghai ，JIN Yuanxin (Beijing Research Institute of Uranium Geology ，China National Nuclear Corporation ，Beijing 100029，China ) Abstract ：Safe disposal of high level radioactive waste is a challenging task facing the scientific and technological world. This paper introduces the latest progress of high level radioactive waste disposal programs in the world ，and discusses the key scientific issues as follows ：(1) the precise prediction of the evolution of a repository site ；(2) the characteristics of deep geological environment ；(3) the behaviour of deep rock mass ，groundwater and engineering material under coupled conditions(intermediate to high temperatures ，geostress ，hydraulic ，chemical ，biological and radiation process ，etc)；(4) the geochemical behaviour of transuranic radionuclides with low concentration and its movement with groundwater ；and (5) the safety assessment of disposal system. Several large-scale research projects and several hot topics related with high-level waste disposal are also introduced. Key words ：high-level radioactive waste ；geological disposal ；underground research laboratory ；key scientific issues 1 引 言 与其他工业一样，核工业的生产、研究以及核技术应用也会产生废物，即“核废物”，或称“放射性废物”。按放射性水平分类，核废物可划分为低放废物、中放废物和高放废物。目前，已有较成熟的技术对低、中放废物进行最终安全处置。而对于高放废物，由于其含有毒性极大、半衰期很长的放射 性核素，对其安全处置是一个世界性难题。 世界各国有核国家都把安全处置高放废物提到保证核能工业可持续发展、保护人民健康、保护环境的高度来认识，这是一项长期的战略任务，应加以重视，其具体表现如下： (1) 需要最高决策机构(如国会、总统)来监管这项工作； (2) 有专门的实施机构承担此项任务； (3) 有经过国家批准的高放废物处置研究计