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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。
徐超北大演讲各位同学，老师：大家好！21世纪科技高速发展，经济日益提升，而作为支撑我国经济高速发展的支柱之一，能源在其中占据了举足轻重的地位。
与传统能源相比，核能具有高能效、低污染、经济、可持续发展的优点。
随着时代发展与科技进步，国家和社会对于核能技术的应用也变得越来越广泛。
如今，中国作为世界上第一大能源生产国和消费国，发展核能事业是大势所趋。
从科学的角度讲，地球上可控的核能发展，大体上将经历由利用核裂变能走向利用核聚变能两大阶段。
目前在核聚变能未开发利用之前，我们仍需要大力发展核裂变能，以缓解目前及今后很长一段时间能源供应紧张的情况。
尽管相对于化石燃料，核裂变发电具有成本低、相对清洁等优点，但它的发展也带来了不少亟须解决的问题，如乏燃料和核废物的处理与处置、铀资源的匮乏等。
核能的可持续发展离不開高效和环境友好的核燃料循环体系以及安全可靠的核废物环境行为影响评价机制。
作为支撑中国核能事业发展的中坚力量之一，清华大学核能与新能源技术研究院针对国家发展在能源、环境和资源领域所面临的挑战，承担着重要使命。
身为其中的一份子，清华大学核能与新能源技术研究院副教授徐超，多年来就将研究重点放在先进核燃料循环技术中放射性核素高效分离与核废物处理的需求上，在高放废液处理、锕系元素溶液配位化学、放射性核素分离新方法等方面开展了系列基础及应用研究工作，为中国核能事业的可持续发展贡献着属于自己的“核动力”。
与核结缘，坚定自己的人生志向1982年5月，徐超出生于素有“江湖锁钥、水陆通津”之美誉的江西省湖口县。
与大多数出身于农村的青年学子一样，在上大学之前，徐超对家乡外面的世界认知很少，通过学习改变自己的命运便是他不断前行的初衷。
因为中学时期对数理化的热爱，高考时，徐超选择报考了北京大学的理科专业。
功夫不负有心人，2000年，徐超顺利考入北京大学技术物理系的应用化学（原放射化学）专业，在这里展开了全新的学习和探索之旅。
21世纪开局之初，我国核物理以及核化学等领域的发展均处于低潮期。
区与废物贮存区向位于地下贮存库远端的排气竖并排泄。
（2）常规凿眼爆破掘进用无轨柴油机动力设备，这是机械性能和灵活性都很理想的设备。
（3）贮存区的规模由岩石最佳运输距离及通风系统的要求确定。
（4）据计算，在地下贮存库使用期限内，距贮存室200m外的岩石保持正常的环境温度。
因此，竖井位置应在贮存区外200m 以上。
（5）所有主巷道在掘进时都要为贮存库区涉及的环境岩石进行现场调查工作提供通行条件。
此外，后退式开挖系统可把实验贮存区的位置设在贮存库的排气端。
图1.废物处置中心配置示意图2.2.2层状盐岩处置基岩区处置废物的一些困难可采用层盐矿层贮存法来解决。
以天然盐层作放射性废物存放库的优点是：盐矿易开挖，随着时间的推移，可塑性形变将密封整个的废物罐。
由于盐的可塑性，因而盐层基本上是不透水的，稳定的厚盐层的存在，本身就证明没有来自地下水的侵蚀。
盐的分布很广、储量丰富，美国大约有1.3×106km2，储量达6×1013t以上；与其它岩型比较，其工程成本较低、导热性良好；世界各地的岩盐层多位于低地震活动区；盐的耐压强度与混凝土相似，即大约为20MPa。
理论和实验结果均表明，盐岩作为γ射线的吸收剂大致与混凝土相同；厚约1.5m 的固体盐层或2.25m的碎盐层(假定含1/3空隙)将有足够的放射性屏蔽作用。
因此，把废物罐放置在底板下孔穴中并用盐回填，可使得工作人员进入盐矿库房不受辐射伤致裂变(γ，f)反应进行嬗变。
3.2.3 用加速器驱动次临界装置(ADS)嬗变ADS是中能强流质子加速器与次临界反应堆耦合的装置。
所以，ADS是利用反应堆和加速器合作来完成嬗变。
ADS主要包括三大部分：（图2）。
(1)驱动器。
可用作驱动器的加速器有两类：①直线型中能强流质子加速器，体积庞大(要几百米长)，投资高；②回旋型中能强流质子加速器，体积小，投资较低，但质子能量和束流强度受限制多。
(2)散裂中子源。
散裂中子源是中子产生器，可选用铅、钨、铋、钽、铀等重金属作为靶材料。
放废考点1.放射性废物是含有放射性核素或为放射性核素所污染，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.放射性废物的治理办法：分散稀释；浓集隔离3.放射性废物管理是包括废物的产生、预处理、处理、整备、运输、贮存和处置在内的所有的行政和技术活动。
4.放射性废物管理以“安全”为目的，“处置”为核心。
5.废物最小化应作为放射性废物管理必须遵守的宗旨和努力目标6.放射性废物管理的辐射防护与安全：实践的正当性、防护与安全最优化、个人剂量与危险限值、干预的正当性和干预措施的最优化7.放射性废物的分类方法：按废物的物理、化学形态分类(气载、液体、固体废物)；按放射性水平分类(低.中.高废物)；按毒性分类(低毒组废物：天然铀、H；中毒组废物：137Cs、14C；131I；高毒组废物：90Sr、60Co；极毒组废物：210Po、226Ra、239Pu)；按释热性分类(高、低、微发热废物)。
8.根据放射源对人体健康和环境的潜在的危害程度分为I类源极度危险源(放射性同位素热电发生器、辐射装置)II 高度危险源(工业γ照相源)III危险源(固定工业测量仪源：料液测量、挖泥测量)IV低危险源(骨密度仪、经典消除器源)V 极低危险源(植入人体源、医疗诊断用99mTc、治疗用131I)9.低中放废物：对公众成员年剂量高于0.01mSv，释热率低于2kW/m310.高放废物：释热率高于2kW/m3，且长寿命放射性核素的比活度高于短寿命低中放废物的限值11.α废物：单个货包中长寿命α辐射放射性核素的Am＞4*106Bq/kg，平均每个货包的Am＞4*105免管废物：对公众成员年剂量低于0.01mSv，对公众的年集体年剂量不超过1人·Sv的含极少放射性核素的废物12.排除：是指有些辐射是不必受控制的，如人体内的40K，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13.豁免：是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(或)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14.豁免准则：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·Sv15.解控(解除审管控制)：是指经过去污、清污、熔炼等措施，低于或达到审管机构所规定的活度浓度限值之后，从核审管控制中解脱出来16.极低放废物：是放射性水平比豁免(免管)水平略高的低放废物，其放射性污染水平虽然超过审管机构规定的清洁解控水平，但因为放射性水平很低，不需要用低放废物那种标准去处置，可以放宽要求，采用简易包装和简易填埋，可以处置在浅土地填埋场中，覆土压实之后，监控比较短的时间(一般是30年)，场址就可以开放使用。
高放废液管理技术发展及研究全 林① 万俊生 屠 荆 郝金林(西北核技术研究所 西安710024)摘 要 介绍了近60年来,高放废液管理技术的进展,并将该管理技术归结为“预处理、固化、最终处理”三个阶段。
通过分析研究,阐明了目前高放废液管理技术发展水平,分析了各阶段面临的技术难点,并提出了该领域的发展方向。
关键词 高放废液管理,浓缩,固化0 引言从1896年贝可勒耳发现铀的放射性,居里夫妇向法国科学院先后宣布发现放射性元素Po和Ro 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,对它的管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[1]。
高放废液能否得到安全管理,已直接影响到核能的进一步发展。
1 高放废液管理概述1.1 高放废液高放废液通常指放射性水平高、放射性核素寿命长、放射毒性高的放射性液体废物(其放射性活度大于317×1010Bq/L)。
它主要产生于核燃料后处理厂的水相萃残液、反应堆的乏燃料及同位素生产线,其组分中含有大量长寿命裂变产物(如129I,99Tc 等),锕系放射性核素(如239Pu,243Am,247Cm、238U等)及活化产物,致使高放废液具有较高的放射性活度、较多的衰变热和极高的放射性毒性,它需要衰减数十万年后才能达到安全水平[2,3]。
1.2 高放废液管理放射性废物管理的根本目标,是实现安全、经济的管理,使高放废液对人体和环境的危害降低到允许水平以下,以达到保护人类及其环境的目的[2]。
图1 高放废液管理流程图从20世纪40年代,美苏等国开始研究放射性废物管理技术以来,低、中放废液的管理技术已发展得比较成熟,而高放废物由于产生的数量少,处理难度大、技术复杂、耗资大等原因,致使目前在这方面的管理技术进展缓慢。
我国高放废液中铯分离研究进展王建晨;陈靖【摘要】由于高放废液的放射性强、毒性大、组成复杂,从高放废液中分离铯是一个世界性难题.多年来国内外研究者一直在探索研究从高放废液中分离铯的方法,开发适合工业应用的铯分离技术,以解决从高放废液中分离铯的难题.一方面,我国现存的生产堆高放废液,浓缩倍数大、盐分高、放射性强,长期贮存风险大,需要进行妥善处理;另一方面,随着我国核电的快速发展和民用核燃料后处理的工业化,动力堆高放废液的处理问题也日益突出.针对这些需求,我国科技工作者们开展了大量从高放废液中分离铯的研究工作,取得了系列研究成果.近几十年来我国主要开展了离子交换、萃取色层和溶剂萃取分离高放废液中铯的研究,先后开发了亚铁氰化钛钾离子交换分离工艺以及杯芳烃冠醚萃取分离工艺,并进行了热实验验证以及台架实验.杯芳烃冠醚从高放废液中萃取分离铯的工作不但具备了工程应用的技术条件,也走在了世界前列.【期刊名称】《核化学与放射化学》【年(卷),期】2019(041)001【总页数】13页(P27-39)【关键词】高放废液;分离;铯【作者】王建晨;陈靖【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084【正文语种】中文【中图分类】TL941.1;O615.11乏燃料后处理产生的高放废液(HLLW)因其集中了乏燃料中99%以上的放射性核素，如含有锕系元素(镎、钚、镅、锔)、长寿命裂变产物核素(129I、99Tc)和高释热核素(90Sr、137Cs)等，有很高的放射性和很大的毒性，对人类和环境造成长期的潜在威胁，其处理处置问题倍受关注。
我国暂存的生产堆高放废液，高倍浓缩，盐分高，放射性强，存在安全隐患，需要尽快进行妥善处理处置。
同时，随着我国核电的高速发展和商业核燃料后处理的实施，动力堆高放废液的处理处置问题也日益突出。
为了减少放射性废物辐射的长期危害，缩短放射性废物达到环境允许水平的时间，消除公众的疑虑，从20世纪70年代以来，人们提出了一种新的高放废物“分离-嬗变”(partitioning and transmutation，简称P-T)处理方法[1-2]：将高放废液中的锕系元素和长寿命裂变产物分离出来制成靶件，放到嬗变装置(加速器或核反应堆)中辐照，使之嬗变成短寿命的或稳定的核素，从根本上消除放射性的长期危害。
技术与信息从各方面进行优化，不断提高人们与社会各个领域的环保意识，让其认识到应用环保钻井液技术的重要性与现实意义【7】。
另一方面，作为钻井工程项目的基础性工作,钻井施工会影响后续石油开采的进展程度以及钻井工程的整体质量。
我们还需要对采油地的油田利用情况进行分析和探究，对于这部分油田，要优先安排相应的地质勘查工作，对于油层深部的资源进行科学、合理的评估，选择采油地的实际利用率较高的地方开展一系列的施工开采活动，并且就其未来发展状况以及产量给予一定的预测，然后寻找其他可以替代的资源。
现阶段，环保钻井液技术为油田事业带来了巨大的经济效益，在一项调查中发现，油田自动化生产运营体系形成了多项复杂由繁琐的交叉系统，这就对环保钻井液技术的发展提出了全新的要求。
随着科学技术的进步，钻井液技术的程序化控制更强，利用计算机根据井下实际情况开展智能化控制钻井运行状况，通过油田自动化生产信息数据科学手段来实现快速地访问信息，并且丰富自动化数据信息，还可以借助可视化技术或者多媒体手段等为油田生产提供优质的用户，也就是说抽油机节能开展转向自动化与智能化发展，最大限度地实现节约电能。
此外，在推广新的环保钻井液技术和处理剂方面，通过统一数据平台的控制，形成全面的数据库，然后借助互联网发布出去，减少工作人员的工作量，综合评价环境保护性与井壁稳定性，以此确定新型环保钻井液技术和处理剂的应用效果，实现油田站库实践管理的操作，提高生产与管理的效率【5】4结语综上所述，我国环保钻井液技术正处于飞速发展阶段，在油田生产中取得了相当大的效益，但是环保钻井液技术在应用中还存在一定问题，还需要对环保钻井液技术未来发展趋势进行进一步的探究，实现高效节能目标。
参考文献:[1]郑秀华;李国庆;王军;;深部找矿关键钻井液技术:可循环微泡沫及其应用[A];全国成矿理论与深部找矿新方法及勘查开发关键技术交流研讨会论文集[C];2018年.[2]韦文翔;赵小平;余冬青;;塔里木探区上部井眼防阻卡钻井液技术[A];山东石油学会钻井专业委员会论文集[C];2018年.[3]黄尚德;叶诗均;彭本甲;王小毛;;松滋油田保护油层钻井液技术探讨[A];江汉油田难采储量开发技术研讨会论文集（一）[C];2017年.[4]傅阳春;李三杰;;胜利油田陈官庄--王家岗地区深井钻井液技术研究与应用[A];山东石油学会钻井专业委员会论文集[C];2018年.[5]刘文堂;孙善刚;史沛谦;李彬;;吉2-平1井三开特殊完井工艺水包油钻井液技术应用[A];经济策论（上）[C];2018年. [6]刘爱军;丁海峰;宋彦波;吴春国;崔顺利;;胜坨油田ST6井钻井液技术初探[A];黑鲁石油学会钻井新技术研讨会论文集[C];2018年.[7]张统得;李前贵;吴金生;;软弱破碎地层孔壁失稳机理及钻井液技术对策研究[A];第十八届全国探矿工程（岩土钻掘工程）技术学术交流年会论文集[C];2018年.浅谈高放废液分离技术的工程化设计Discussion on the Design of High-level Liquid WastePartitioningTechnology inEngineering牛景玉（中国核电工程有限公司，北京100840）摘要：从高放废液中分离锕系元素和Sr、Cs等裂变产物，是我国核燃料闭式循环体系的重要路径。
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。
第23卷第7期2011年7月化学进展PROGRESS IN CHEMISTRYVol．23No．7Jul．2011收稿：2011年5月，收修改稿：2011年6月*Corresponding authore-mail ：yeguoan@ciae．ac．cn核燃料后处理技术发展及其放射化学问题叶国安*张虎（中国原子能科学研究院北京102413）摘要从化学分离手段的改进、后处理的对象变化、与分离功能的拓展等方面较为系统地阐述了核燃料后处理技术发展过程及技术特点；以先进核能系统中分离嬗变为目标，概括总结了从第二代后处理技术向第三代和第四代后处理技术发展过程中Purex 流程、后续的分离工艺与处理快堆元件的干法后处理工艺中的主要放射化学问题。
关键词后处理Purex 流程次锕系元素长寿命裂变产物元素干法后处理中图分类号：TL941文献标识码：A文章编号：1005-281X （2011）07-1289-06A Review on the Development of Spent Nuclear FuelReprocessing and Its Related RadiochemistryYe Guoan *Zhang Hu（China Institute of Atomic Energy ，Beijing 102413，China ）AbstractThe development and its corresponding technical features of spent nuclear fuel reprocessing werereviewed systematically according to the changes of its applications to different spent fuels and separation improvements．Aiming at the partition and transmutation （P＆T ）technologies in future advanced nuclear energy system ，the improvements of the Purex process from Generation Ⅱreprocessing to Generations Ⅲand Ⅳreprocessing were highlighted．The key radiochemical issues which should pay much attention in the Purex process and following partition processes as well as the dry reprocessing for spent nuclear fuel of fast reactors were summarized．Key wordsreprocessing ；purex process ；minor actinides ；long-lived fission products ；dry reprocessingContents1Introduction2Development of reprocessing technologies 3Reprocessing for P＆T4Radiochemical issues for further explorations1引言积极发展核电是我国能源的长期重大战略选择，核电可以成为我国能源的一个绿色支柱。
