放射性废物处置及防治技术ppt课件

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放射性废物的处理和处置PPT教案

（4）深海床置（粘土）
实验开发
（5）核嬗变处理
实验开发
（6）冰层处置
设想
（7）太空处置
设想
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• 高放废物的深地层处置 • 高放废物的最终处置备受世人关注，是世界上最复杂的技术难题之一。 • 高放废物深地层处置的基础：地球表面许多地区的地层长期以来（长达几亿
年）极为稳定，故可以放心地贮存废物，实现与生物圈的长期隔离。 • 适宜的地层主要有岩盐、花岗岩、凝灰岩、粘土岩等。
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3 放射性废物的主要特点
放射性废物的主要特性有放射性、放射毒性和化学毒性等，部分放射性废物还具有发热性、易燃性、易爆性、放出有害气体等性质。一、放射性废物的核素组成
根据反应堆中放射性核素的生成方式，可将核废物中的放射性核素分为裂变产物、活化产物和锕系核素三类。
其中裂变产物是核燃料中的元素原子核受中子轰击后产生的裂变碎片。锕系核素是由铀俘获中子而产生。活化产物是有堆内的结构材料、冷却剂或燃料包壳俘获中子而产生。
放射性废物的处理和处置
1 放射性废物处理的重要性 2 放射性废物的来源和分类 3 放射性废物的主要特点 4 放射性废气（气载废物）的处理 5 放射性废液的处理 6 放射性固体废物的处理 7 放射性固体废物的处置
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1 放射性废物处理的重要性
• 放射性废物的定义放射性废物，又称核废物，是指任何含有放射性核素或被其污染的物质，其中放射性核素的浓度或活
⑵放射毒性某种放射性物质进入人(或动物)体内、放射性对人（或动物）体产生约毒害特性，称为放射毒性。
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4 放射性废气的处理 • 放射性废气主要产自放射性操作工艺过程的排气和设备泄漏，此外，还来自放射性实验室和厂房的排风。

放射性废物的治理课件

常用的固化方法有：水泥固化、沥青固化、罐内蒸发固化、煅烧固化和玻璃固化等。
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14
第三节气载放射性废物的治理
气载放射性废物：
指那些呈气态或蒸气状态的放射性污染物和均匀分布在空气中的放射性悬浮物如放射性气溶胶和粉尘等。
放射性气溶胶：
指放射性物质的微粒在10-3～10-1μm之间，并较均匀地分散在气相时，这种体系称之为放射性气溶胶。
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15
气载放射性废物的特点：可造成更大范围的污染，对周围环境的影响难
以控制和预测。
气载放射性废物的处理原则：采用除尘设备将放射性废气进行分离或过滤
和采用化学吸附、吸收等方法将废气中放射性部分转化为液体或固体废物，然后再进一步处理，减少大气中的放射性污染，使排出的放射性物质得到充分地稀释和扩散，防止超过容许浓度的空气污染，保障人类的健康。
“中水平”，相对的放射性水平为3.7×107Bq·L-1量级的废液；
“低水平”，相对的放射性水平为3.7×104Bq·L-1量级的废液。
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9
一、低放射性废液的处理
（一）凝聚沉淀法（二）离子交换法（三）电渗析和反渗透法（四）蒸发法（五）生物化学处理法（六）贮存衰变
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3
放射性废物的特点：
它们不能用任何物理的、化学的或生物学等处理方法来改变其放射性的本质，而只能靠其自然衰变。因此，它们与一般的工业废物有着根本的区别。
放射性废物治理的目的：
保护人类健康和环境、使放射性废物的体积、重量以及废物中所含的放射性核素合理地达到最少化和安全化，不给后代带来不适当的负担或潜在影
放射性废物的治理

(整理)放射性固体废弃物的处理.ppt

放射性固体废弃物的处理
最新.课件
1
目录 CONTENTS
Part1 放射性基础知识 Part2 放射性固体废弃物基础知识 Part3 放射性固体废弃物安全处置技术 Part4 总结
最新.课件
2
核爆炸
核电站
最新.课件
3
放射性
“ 所谓的放射性是指原子核自发地放射出射线的现象。这些原子核
处于不稳定状态，在其发生核转变的过程中，自发地放出由粒子或光子组成的射线，并辐射出原子核里的过剩能量，同时本身转变成另一种核素或成为原来核素的较低能态，常见的射线有α、 β、γ射线。其所放出的粒子或光子，会对周围介质或机体产生电离作用，造成放射性污染或危害。有时放射性也称为电离辐射。
沥青固化
是指将加热的沥青与放射性废物一起混合，然后再处置筒内冷却，
形成硬的固化体，将放射性废物转化成稳定的状态，以便于废物
通过加入适当的助溶剂，使放射性核素重新分配。
最新.课件
14
预处理
回取：由于历史原因，初期入库的废物体都没有进行规范的分类包装，
入库方式也都采用向底坑内自由投放的方式，经过多年的贮存包装容器大部分已经腐蚀，老化腐烂，致使放射性废物散落在坑内，这些废物如不进行处理，将对环境带来多方面的污染。
染的固体物质，其中放射性核素的浓度或活度水平超过主管部门确定的豁
免值，而且这些物质在可预见的将来无可利用（不包括未处理的乏燃料）。
注：乏燃料：核燃料在反应堆中使用时，由于易裂变核素的消耗、
裂变产物及重核素的生成，引起燃料反应性的变化，最终使反应堆不再能
维持临界，因此核燃料使用到一定程度必须更换。经反应堆辐射后卸下的
性同位素的可燃废物，要求完善的废气处理系统，投资和运行

放射性废物处理与处置核技术废物和废旧放射源的管理PPT文档共28页

•
29、在一切能够接受法律支配的人类的状态中，哪里没有法律，那里就没有自由。— —洛克
•
30、风俗可以造就法律，也可以废除法律。 ——塞·约翰逊
废旧放射源的管理
66、节制使快乐增加并使享受加强。 ——德谟克利特 67、今天应做的事没有做，明天再早也是耽误了。——裴斯泰洛齐 68、决定一个人的一生，以及整个命运的，只是一瞬之间。 ——歌德 69、懒人无法享受休息之乐。——拉布克 70、浪费时间是一桩大罪过。——卢梭
放射性废物处理与处置核技来就是自由的，但是为了生存，我们不得不为自己编织一个笼子，然后把自己关在里面。 ——博莱索
•
27、法律如果不讲道理，即使延续时间再长，也还是没有制约力的。— —爱·科克
•
28、好法律是由坏风俗创造出来的。 ——马克罗维乌斯

放射性废弃物ppt课件

自由基、强氧化剂和活化分子自由基和强氧化剂与细胞的有机分子核酸、蛋白质、多糖、
膜的不饱和脂质、酶等作用，使化学键断裂、组成遭受破坏辐射对机体的损伤其本质是对细胞的灭活作用
11
放的细胞达到一定数量时，会导致人体器官组织发生疾病，最终可能导致人体死亡
遗传效应
极重度损伤，引起极重度放射性病，死亡率很高。多次吐、泻，休克，白细胞数急剧下降。核事故和原子弹爆炸的核辐射都会造成人员的立即死亡或重度损伤
14
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放射性危害的种类
随机效应
随机性效应指辐射损害发生率与剂量大小有关，严重程度与剂量无关，可能不存在剂量阈值的生物效应
非随机效应
非随机性效应指辐射损害的严重程度随剂量变化，存在着剂量阈值的生物效应。
低水平放射物：X 0.2R/h
不必采用特殊防护
中水平放射物: 0.2R/h < X 2R/h
薄层砼或铅屏蔽防护
高水平放射物: X > 2R/h
需要特殊防护
放射物
注： R为照射量单位伦琴
8
放射原理
原子是保持化学元素性质的最小单位原子由原子核和核外电子组成放射性核素自发地改变结
21
放射性事故分级
22
放射性事故案例
23
放射性事故案例
2008年4月11日下午13：40左右，山西省亨泽辐照科技有限公司发生一起超剂量照射事故，事故放射源为钴-60，活度为1.7万居里。由于违规操作不满足安全要求的辐照装置，5名工作人员在未将放射源降至安全位置的情况下，携带剂量仪（后经调查，该仪表不能正常使用）进入辐照室工作，受到超剂量照射。
r为照射量单位伦琴原子是保持化学元素性质的最小单位原子由原子核和核外电子组成放射性核素自发地改变结构形成另一种核素的过程称为放射射线是由高速运动的氦原子核组成的电离作用大贯穿本领小空气中几个厘米射线是高速运动的电子流电离作用下贯穿本领大空气中几十米射线电离作用较大贯穿本领极强在空气中可以贯穿几百米10辐射的电离和激发能力造成的辐射先将辐照机体内的水分子电离和激发产生性质活泼的自由基强氧化剂和活化分子自由基和强氧化剂与细胞的有机分子核酸蛋白质多糖膜的不饱和脂质酶等作用使化学键断裂组成遭受破坏辐射对机体的损伤其本质是对细胞的灭活作用11躯体效应当被灭活的细胞达到一定数量时会导致人体器官组织发生疾病最终可能导致人体死亡遗传效应辐射可导致遗传基因发生突变当生殖细胞中的dna受到损伤时后代继承母体改变了的基因导致有缺陷的后代12轻度损伤可能发生轻度急性放射病如乏力不适食欲减退中度损伤能引起中度急性放射病如头昏乏力恶心有呕吐白细胞数下降13重度损伤能引起重度急性放射病虽经治疗但受照者有50可能在30天内死亡其余50能恢复

放射性固体废弃物的处理(共31张PPT)

〞
预处理
01 AMET 收集
03 AMET 去污
02 AMET 分拣
04 AMET 回取
预处理
“ 收集：所有的放射性废物必须分类收集。如果可能，应根据本底辐射
水平，在废物产生时检测其放射性含量。否那么，应将废物放入适宜
的容器中送到中心检测站进行监测。
分拣：
1、把非放射性物质或成分从放射性废物中分拣出来
美国在60年代开放，1965年至1985年在田纳西州橡树岭国家实验室压裂42次，处理中放液18900m³，后因事故停止。
国内1981年开始地勘工作，1985年注浆实验成功；1988年通过可行性报告，1992年通过环评报告； 1993年立项建设，1996年建成后开始热试运行。
2、废矿井处置〔盐、铁、铀矿等〕广泛应用
3、深岩洞处置〔土壤、岩石等〕较少用
4、海岛处置〔土壤、岩石〕国际上禁止 5滨海底处置〔处置介质为岩石〕瑞典芬兰
6、水力压裂处置〔页岩等〕美国禁止中国
7海洋投弃〔海水〕沿海国家采用，现禁止
处置方案
中低放处理
低放最终处置
水力压裂法
选择地下200~400米适宜场址，应用石油工业成熟的压裂技术和设备，把地中放废液和水泥及添加剂制成的灰浆注入地下封闭的透水性很低的页岩层中，待其凝固后与页岩形成一个整体，使放射性废物与人类环境平安隔离。
2、根据要求把放射性废物按标准进行恰当分类。
〞
预处理
去污：
把放射性核素从不希望其存在的部位全部或局部除去
典型的放射性固废燃烧炉
方法一般为机械-物理法、化学法、电化学法、熔炼法。 1、包容的短寿命核素衰减到无害水平
1、把非放射性物质或成分从放射性废物中分拣出来

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棒状
铝
石墨
石墨气冷堆天然铀
棒状
Байду номын сангаас
镁合金石墨
压水堆高温冷气堆快堆
3%加浓缩二氧化铀
5％加浓UO2或90％加浓缩UC2+ThC2 15％加浓UO2＋PuO2
棒束包覆颗粒棒束
锆-2合金热解碳不锈钢
轻水石墨无
材料实验堆铀铝合金90％为U- 板状
铝
235
石墨
轻水二氧化碳轻水
氦气
钠或氦轻水
238U
(n, )
239U
' 23.5min
239 Np
' 2.33d
239Pu
3、保证具有强放射性的铀的重同位素的衰变
235U (n, ) 236U (n, ) 237U 6.75' d 237Np
17
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-237需全部衰变完，一般为其半衰期的24倍，即160－180d
（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
回收钚复用6kg/d
堆芯（UO2＋15％PuO2) 40kg/d
增值层200kg/d
后处理
裂片
回收铀复用
3GW功率快堆核燃料循环
8
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
13
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
01n
U 235
92

U 236
92

144 56
Ba

89 36
Kr
301n
235U 01n 95Y 139I 2 01n
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）
1
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，
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
12
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：耐温高，抗腐蚀性好，但中子吸收截面大，要求壳壁小于0.4mm。
11
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
产物是细小颗粒
2
3
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）所得产物与其他添加剂再经加压烧结，可获得
性能更好的固化体
4
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
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
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。
5
直径50cm,高1m,每天生产一个150L的玻璃快
6
6.8 核燃料后处理
1. 核燃料循环
铀矿石加工天然铀470kg/d
铀的精制（纯化、氟化和还原） 0.7115% UF6
铀同位素的分离加浓缩铀3.5%U-235
14
15
7. 裂变产物活度估算
N N0et
dN2 dt
1N1 2 N2
N1 N01e1t
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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
目前，国外后处理工厂元件冷却时间一般为120－200天，也有360天的，一般180天比较合适
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9. 化学法去壳
用适当的化学溶剂将包壳溶解，而燃料芯不溶解
（1）铝壳：氢氧化钠溶解铝，同时加入硝酸钠抑制氢的生成
9
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
10
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
元件型式包壳材料慢化剂冷却剂
石墨水冷堆天然铀
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置
3GW功率压水堆核燃料循环 1g铀－235产生6.7×1010J能量
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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