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摘 要：放射性废物是指含有放射性核素或为放射性核素所污染，其放射性核素的濃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。由于放射性元素的衰变完全不受外界条件的影响，因此只能通过自身衰变或核反应嬗变降低。本文分析了放射性废物处理原则并就放射性废物处置方法就行了简述。
关键词：放射性废物;处置;水泥固化;玻璃固化
放射性废物是指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。由于放射性元素的衰变完全不受外界条件的影响：如温度，压力（真空）、电磁场等物理变化，或参加各种生物、化学反应，其结果都不能改变放射性元素固有的衰变规律，不能通过化学、物理或生物方法消除，因此只能通过自身衰变或核反应嬗变降低。放射性衰变指数规律为：任何放射性元素的原子都不会一下子全部衰变掉，假如现在一种放射性原子有N0个，经过t时间后，尚未衰变的放射性原子的个数就剩下了N个。N和N0之间有如下的关系为N=N0e-λt，其自身衰变如15P32→16S32十-1e0+μ，核反应嬗变如4Be9+2He4→6C12+0n1+Q*。本文分析了放射性废物处理原则并就放射性废物处置方法就行了简述。
我国对放射性废物的分类建立了国家标准，根据IAEA提出的建议，修订颁布了放射性废物分类标准（GB9133—1995）。按物理状态分为气载废物、液体废物和固体废物;按比活度分为高放、中放、低放、豁免废物;其中，豁免、清洁解控和极低放废物指有些辐射是不必受控制的，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·Sv或指经过去污、清污、熔炼等措施，低于或达到解除审管控制的活度浓度限值。极低放废物是指多产生于核设施退役和环境整治过程，占退役废物总量的50%～75%，高出免管废物1～2数量级，放射性水平比豁免水平略高的低放废物，采用简易包装和简易填埋，可以处置在浅层填埋场中，覆土压实，监控30年场址就可以开放使用。IAEA规定的退役“三步曲”通常为：（1）一级退役：监护封存期。设备倒空、清洗、去污、管线封堵，适当进排风;对厂房内外监测并定期检查。（2）二级退役：局部拆除期。设备部分拆除，人员进出不需监测，不需进排风;对防污染屏障抽样监测，定期环境检查，厂址有限制开放。（3）三级退役：最终处置期。设施全部拆除，设备全部运走，不需监测检查，厂址无限制使用。对放射性废物处置坚持从源头抓起、全过程管理、共同负责任，争取废物量（体积和重量）和活度，合理可达到的最小的原则。目前，我们所从事的822100、821800、82218、82210各项工程均为放射性废物的处置厂房及配套设施，只是因其功能不同，处置的废物对象不同，所以采取了不同的工艺流程，同时，我们在处置过程中根据以往经验，也分别引进、消化吸收了相关先进技术用于废物处置，包括焚烧：可减容20～100倍，减重10～80倍，压实：可减容2～10倍，去污及先进固化技术（水泥固化和玻璃固化）。其中，根据国外经验，α废物最小化是获取重大经济和环境效益的最佳手段，为确保α废物最小化，多采用先进固化技术，如法国的高放废物玻璃固化体从3m3/t重金属燃料降到0.5m3/t，处理1t乏燃料元件现在只产生2罐高放废物。
由于我们处置的放射性废物主要来源于核反应堆及化工后处理，因此伴随产生的气、液、固废物均存在，同时低、中、高放废物伴存，相对核循环阶段或核电站产生的放射性废物而言，废物组分复杂，中、高放占比重大，为后续的放射性废物处置增加了不少的困难。我们现阶段主要接触到的废物处置方式分别为以下几种：
（一）气体和中低放液体的处理
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。放射性废气中通常含有放射性粉尘、气溶胶、惰性气体和挥发性核素等。与液体、固体废物相比，气载放射性废物排放可能造成的污染范围更大，对环境的影响更难预测和控制，因此，其净化处理及排放控制更应引起足够的重视。常见放射性气体为85Kr、133Xe、222Rn等惰性气体核素，不能用过滤法去除，一般可采用通风稀释、贮存衰变、活性炭滞留、液体吸收、低温分馏装置等方法去除。同时，还存在放射性气载低中放废物，如气溶胶，指的是固体或液体放射性微粒悬浮在空气或气体介质中形成的分散体系，粒径为10-3～103μm，< 0.1μm不沉降，>10μm缓慢沉降。在82210工程，针对放射性气体处理就采用了湿法除尘机理，即将废气中的颗粒或放射性物质与水或其它液体接触，由于重力沉降、惯性碰撞、截留、扩散沉积与溶解等作用而去除废气中的颗粒和有害气体。该方法除尘效率高，但耗能较大。
针对放射性废液，由于其比活度、含盐量差别很大，处理方法也不一样。比较通行的是蒸发浓缩法，其工作原理为加热把废液中大量水份汽化，将放射性物质浓缩、减少废液的体积。除少量易挥发性核素一起进入蒸汽和少量放射性核素被雾沫夹带出去外，绝大部分放射性核素被保留在蒸发浓缩物中，贮存等待进一步固化处理，该方法较多用于放射性水平较高的废液，可处理含盐量高达200～300g/L的各种废液。处理能力大（0.5～6t/h ），净化效率高（103～106） ，减容倍数大（几十倍至几百倍）。
（二）水泥固化
水泥固化原理：水泥是一种无机胶结剂，经水化反应后可形成坚硬的水泥块，能将砂、石等骨料牢固地凝结在一起。水泥固化放射性废物就是利用水泥的这一特性。水泥固化不适用于放射性水平高、含易挥发核素和金属腐蚀或辐射分解产生的气体废物。其优点在于抗压强度高，自屏蔽能力强，耐辐射和耐热性能好，工艺设备简单，投资少。增容1.5～2倍，放射性核素的浸出率较高。通常可根据废物的种类、性质选择普通硅酸盐水泥、矿渣硅酸盐水泥、火山灰质硅酸盐水泥，高铝水泥等，添加剂为沸石（Cs）、硅灰（Sr）、粉煤灰（流动性）等。其中水灰比即掺入的放射性废水与水泥质量之比一般控制为0.4～0.5，盐灰比即废物干盐分与水泥质量之比控制区间为0.1～0.3，凝结时间指从和水可塑状态到失去流动性，初凝时间大于1.5h，终凝时间小于48h ;同时考虑沁水性即水泥浆中泌出部分回流水，游离水应小于1%，水化硅酸钙（C-S-H）是决定水泥强度的主要因素;C-S-H是水泥熟料硅酸三钙和硅酸二钙的水化产物，其组成不固定，统称为C-S-H凝胶，C-S-H凝胶尺寸很小（10-4～10-1μm ），由于C-S-H具有巨大的比表面积和刚性凝胶的特性，凝胶离子间存在范德华力和化学组合键，因此具有较高的强度，在充分水化的水泥石中，C-S-H凝胶约占70% ，为水泥的强度和结构稳定作出最大的贡献。Ca（OH）2是随硅酸三钙和硅酸二钙的水化而产生的六方体晶体，数量约占水泥石的20%，通常只起填充作用。因Ca（OH）2具有层状结构，层间结合较弱，在受力较大时影响固化体强度，是裂缝的策源地。Ca（OH）2过多是降低水泥固化体强度的重要因素。试验表明，加入添加剂可以将一部分Ca（OH）2转化为（C-S-H）。水泥水化过程会形成很多毛细孔，导致固化体的实际表面积比几何面积大几千倍，使水泥固化体的浸出率提高，浸出率 核素浸出率：3H>137Cs>90Sr>60Co>239Pu，机械强度：>7MPa，一般为10～20MPa，热稳定性<100℃，耐辐照性108Gy。水泥固化的工艺又分为桶外水泥固化和桶内水泥固化，两种固化工艺均有采用，分别采用这两种固化工艺的原因在于处置对象的不同，由于中低放废液量较大，桶外固化工艺在生产效率上有较大优势，因此采取此种固化方式;桶内水泥固化技术国内已完全掌握，从设计、设备制造、工程建设、调试及运行等方面均有一定的经验，822100的桶内固化线主要针对的是焚烧灰等固体废物，但该技术由于搅拌桨的清洗困难、废物处理比例较低（处理废物量/产出废物量）、每种废液的固化配方不同等缺点，将逐步被桶外固化技术取代。
（三）玻璃固化
由于高放废液存在放射性强，度性强，半衰期长，发热率高，算性强，腐蚀性大的特性，因此对高放废液的贮存，处理及处置均较为复杂，同时也有更加严格和苛刻的要求。其中，材料要求为特殊耐蚀的不锈钢，场址需经抗震计算和试验，质量要求严格的探伤检查，防护必须具备足够的屏蔽厚度，结构通常为混凝土地下室，防漏处理为双壁或者托盘，槽内冷却系统保持废液温度60℃以下，空气搅拌装置防止沉淀和产生热点，通风稀释辐解H2等燃爆性气体浓度，空气净化防止气溶胶超标，监测液面、温度、负压、比重与泄漏，监测罐体腐蚀的挂片，备用贮槽和可靠的倒槽措施以及罐区实体保卫。
玻璃固化是利用玻璃这种化学性质不活泼的物质，在高温状态有液态性质，能溶解很多氧化物，使得高放废液的核素能包容固定在玻璃网络结构中，范围为15～30%（质量百分比）。在82210工程采取的就是焦耳加热陶瓷熔炉法，简称电熔炉，熔炉内装若干对电极，采用电极加热，炉体内衬耐火陶瓷材料，其工艺原理为高放废液与基础玻璃分别（或同时）加入熔炉中，完成蒸发、干燥、煅烧、熔融和澄清，熔池温度达1150～1200℃，熔池表面大部分为煅烧物所覆盖，以降低排气温度、减少夹带和蒸发损失，熔制好的玻璃由底部出料。其浸出机理为在较低温度浸泡时，浸出由离子交换反应控制速率，在较高温度浸泡时，以网络溶解反应控制速率，存在如下关系：
式中，Q——浸出率，t——浸出试验时间，A、B——常数，短期浸出主要为水分子扩散与离子交换过程，与 成正比，长期浸出主要为网络溶解过程，与t成正比。最终熔铸好的玻璃浇注到不锈钢贮罐内，每次只有部分熔融玻璃从熔炉内排出，运行结束时，需将熔炉排空。其中的贵金属沉积Ru-Rh-Pd造成高黏度和高电导，导致短路降低生產能力，改平底为75°锥底，完成浇注后，冷却贮罐表面温度<100℃再焊接封盖，对贮罐外表面进行去污和检测。不锈钢的产品贮存系统自释热每罐达几千瓦，固化体中心温度要维持在析晶温度之下（低于450℃），需要冷却30～50年后才能地质处置，在此过程中需保持空气冷却：进气温度20℃，排气温度70℃;前期需强制通风，几年后可采用自然通风。由于玻璃并不是废物的包壳，裂变元素也并非和玻璃形成混合体，而是成为玻璃的组成部分，因此其放射性浸出率很低，还具有较高的抗化学腐蚀能力和良好的耐辐照性与热稳定性，但是，由于玻璃固化工作温度高，放射性核素挥发量大，设备腐蚀极为严重，需要特殊的耐高温、耐腐蚀材料和高效的尾气净化系统，高放玻璃固化的另外一个特点是在极高的辐射条件下工作，必须进行高度自动化控制和维修，技术难度大，处理成本很高，因此在我们日常工作中也急需积累经验，为以后更精细、全面的自动化控制提供相关经验理论。
关键词：放射性废物;处置;水泥固化;玻璃固化
放射性废物是指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。由于放射性元素的衰变完全不受外界条件的影响：如温度，压力（真空）、电磁场等物理变化，或参加各种生物、化学反应，其结果都不能改变放射性元素固有的衰变规律，不能通过化学、物理或生物方法消除，因此只能通过自身衰变或核反应嬗变降低。放射性衰变指数规律为：任何放射性元素的原子都不会一下子全部衰变掉，假如现在一种放射性原子有N0个，经过t时间后，尚未衰变的放射性原子的个数就剩下了N个。N和N0之间有如下的关系为N=N0e-λt，其自身衰变如15P32→16S32十-1e0+μ，核反应嬗变如4Be9+2He4→6C12+0n1+Q*。本文分析了放射性废物处理原则并就放射性废物处置方法就行了简述。
我国对放射性废物的分类建立了国家标准，根据IAEA提出的建议，修订颁布了放射性废物分类标准（GB9133—1995）。按物理状态分为气载废物、液体废物和固体废物;按比活度分为高放、中放、低放、豁免废物;其中，豁免、清洁解控和极低放废物指有些辐射是不必受控制的，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·Sv或指经过去污、清污、熔炼等措施，低于或达到解除审管控制的活度浓度限值。极低放废物是指多产生于核设施退役和环境整治过程，占退役废物总量的50%～75%，高出免管废物1～2数量级，放射性水平比豁免水平略高的低放废物，采用简易包装和简易填埋，可以处置在浅层填埋场中，覆土压实，监控30年场址就可以开放使用。IAEA规定的退役“三步曲”通常为：（1）一级退役：监护封存期。设备倒空、清洗、去污、管线封堵，适当进排风;对厂房内外监测并定期检查。（2）二级退役：局部拆除期。设备部分拆除，人员进出不需监测，不需进排风;对防污染屏障抽样监测，定期环境检查，厂址有限制开放。（3）三级退役：最终处置期。设施全部拆除，设备全部运走，不需监测检查，厂址无限制使用。对放射性废物处置坚持从源头抓起、全过程管理、共同负责任，争取废物量（体积和重量）和活度，合理可达到的最小的原则。目前，我们所从事的822100、821800、82218、82210各项工程均为放射性废物的处置厂房及配套设施，只是因其功能不同，处置的废物对象不同，所以采取了不同的工艺流程，同时，我们在处置过程中根据以往经验，也分别引进、消化吸收了相关先进技术用于废物处置，包括焚烧：可减容20～100倍，减重10～80倍，压实：可减容2～10倍，去污及先进固化技术（水泥固化和玻璃固化）。其中，根据国外经验，α废物最小化是获取重大经济和环境效益的最佳手段，为确保α废物最小化，多采用先进固化技术，如法国的高放废物玻璃固化体从3m3/t重金属燃料降到0.5m3/t，处理1t乏燃料元件现在只产生2罐高放废物。
由于我们处置的放射性废物主要来源于核反应堆及化工后处理，因此伴随产生的气、液、固废物均存在，同时低、中、高放废物伴存，相对核循环阶段或核电站产生的放射性废物而言，废物组分复杂，中、高放占比重大，为后续的放射性废物处置增加了不少的困难。我们现阶段主要接触到的废物处置方式分别为以下几种：
（一）气体和中低放液体的处理
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。放射性废气中通常含有放射性粉尘、气溶胶、惰性气体和挥发性核素等。与液体、固体废物相比，气载放射性废物排放可能造成的污染范围更大，对环境的影响更难预测和控制，因此，其净化处理及排放控制更应引起足够的重视。常见放射性气体为85Kr、133Xe、222Rn等惰性气体核素，不能用过滤法去除，一般可采用通风稀释、贮存衰变、活性炭滞留、液体吸收、低温分馏装置等方法去除。同时，还存在放射性气载低中放废物，如气溶胶，指的是固体或液体放射性微粒悬浮在空气或气体介质中形成的分散体系，粒径为10-3～103μm，< 0.1μm不沉降，>10μm缓慢沉降。在82210工程，针对放射性气体处理就采用了湿法除尘机理，即将废气中的颗粒或放射性物质与水或其它液体接触，由于重力沉降、惯性碰撞、截留、扩散沉积与溶解等作用而去除废气中的颗粒和有害气体。该方法除尘效率高，但耗能较大。
针对放射性废液，由于其比活度、含盐量差别很大，处理方法也不一样。比较通行的是蒸发浓缩法，其工作原理为加热把废液中大量水份汽化，将放射性物质浓缩、减少废液的体积。除少量易挥发性核素一起进入蒸汽和少量放射性核素被雾沫夹带出去外，绝大部分放射性核素被保留在蒸发浓缩物中，贮存等待进一步固化处理，该方法较多用于放射性水平较高的废液，可处理含盐量高达200～300g/L的各种废液。处理能力大（0.5～6t/h ），净化效率高（103～106） ，减容倍数大（几十倍至几百倍）。
（二）水泥固化
水泥固化原理：水泥是一种无机胶结剂，经水化反应后可形成坚硬的水泥块，能将砂、石等骨料牢固地凝结在一起。水泥固化放射性废物就是利用水泥的这一特性。水泥固化不适用于放射性水平高、含易挥发核素和金属腐蚀或辐射分解产生的气体废物。其优点在于抗压强度高，自屏蔽能力强，耐辐射和耐热性能好，工艺设备简单，投资少。增容1.5～2倍，放射性核素的浸出率较高。通常可根据废物的种类、性质选择普通硅酸盐水泥、矿渣硅酸盐水泥、火山灰质硅酸盐水泥，高铝水泥等，添加剂为沸石（Cs）、硅灰（Sr）、粉煤灰（流动性）等。其中水灰比即掺入的放射性废水与水泥质量之比一般控制为0.4～0.5，盐灰比即废物干盐分与水泥质量之比控制区间为0.1～0.3，凝结时间指从和水可塑状态到失去流动性，初凝时间大于1.5h，终凝时间小于48h ;同时考虑沁水性即水泥浆中泌出部分回流水，游离水应小于1%，水化硅酸钙（C-S-H）是决定水泥强度的主要因素;C-S-H是水泥熟料硅酸三钙和硅酸二钙的水化产物，其组成不固定，统称为C-S-H凝胶，C-S-H凝胶尺寸很小（10-4～10-1μm ），由于C-S-H具有巨大的比表面积和刚性凝胶的特性，凝胶离子间存在范德华力和化学组合键，因此具有较高的强度，在充分水化的水泥石中，C-S-H凝胶约占70% ，为水泥的强度和结构稳定作出最大的贡献。Ca（OH）2是随硅酸三钙和硅酸二钙的水化而产生的六方体晶体，数量约占水泥石的20%，通常只起填充作用。因Ca（OH）2具有层状结构，层间结合较弱，在受力较大时影响固化体强度，是裂缝的策源地。Ca（OH）2过多是降低水泥固化体强度的重要因素。试验表明，加入添加剂可以将一部分Ca（OH）2转化为（C-S-H）。水泥水化过程会形成很多毛细孔，导致固化体的实际表面积比几何面积大几千倍，使水泥固化体的浸出率提高，浸出率 核素浸出率：3H>137Cs>90Sr>60Co>239Pu，机械强度：>7MPa，一般为10～20MPa，热稳定性<100℃，耐辐照性108Gy。水泥固化的工艺又分为桶外水泥固化和桶内水泥固化，两种固化工艺均有采用，分别采用这两种固化工艺的原因在于处置对象的不同，由于中低放废液量较大，桶外固化工艺在生产效率上有较大优势，因此采取此种固化方式;桶内水泥固化技术国内已完全掌握，从设计、设备制造、工程建设、调试及运行等方面均有一定的经验，822100的桶内固化线主要针对的是焚烧灰等固体废物，但该技术由于搅拌桨的清洗困难、废物处理比例较低（处理废物量/产出废物量）、每种废液的固化配方不同等缺点，将逐步被桶外固化技术取代。
（三）玻璃固化
由于高放废液存在放射性强，度性强，半衰期长，发热率高，算性强，腐蚀性大的特性，因此对高放废液的贮存，处理及处置均较为复杂，同时也有更加严格和苛刻的要求。其中，材料要求为特殊耐蚀的不锈钢，场址需经抗震计算和试验，质量要求严格的探伤检查，防护必须具备足够的屏蔽厚度，结构通常为混凝土地下室，防漏处理为双壁或者托盘，槽内冷却系统保持废液温度60℃以下，空气搅拌装置防止沉淀和产生热点，通风稀释辐解H2等燃爆性气体浓度，空气净化防止气溶胶超标，监测液面、温度、负压、比重与泄漏，监测罐体腐蚀的挂片，备用贮槽和可靠的倒槽措施以及罐区实体保卫。
玻璃固化是利用玻璃这种化学性质不活泼的物质，在高温状态有液态性质，能溶解很多氧化物，使得高放废液的核素能包容固定在玻璃网络结构中，范围为15～30%（质量百分比）。在82210工程采取的就是焦耳加热陶瓷熔炉法，简称电熔炉，熔炉内装若干对电极，采用电极加热，炉体内衬耐火陶瓷材料，其工艺原理为高放废液与基础玻璃分别（或同时）加入熔炉中，完成蒸发、干燥、煅烧、熔融和澄清，熔池温度达1150～1200℃，熔池表面大部分为煅烧物所覆盖，以降低排气温度、减少夹带和蒸发损失，熔制好的玻璃由底部出料。其浸出机理为在较低温度浸泡时，浸出由离子交换反应控制速率，在较高温度浸泡时，以网络溶解反应控制速率，存在如下关系：
式中，Q——浸出率，t——浸出试验时间，A、B——常数，短期浸出主要为水分子扩散与离子交换过程，与 成正比，长期浸出主要为网络溶解过程，与t成正比。最终熔铸好的玻璃浇注到不锈钢贮罐内，每次只有部分熔融玻璃从熔炉内排出，运行结束时，需将熔炉排空。其中的贵金属沉积Ru-Rh-Pd造成高黏度和高电导，导致短路降低生產能力，改平底为75°锥底，完成浇注后，冷却贮罐表面温度<100℃再焊接封盖，对贮罐外表面进行去污和检测。不锈钢的产品贮存系统自释热每罐达几千瓦，固化体中心温度要维持在析晶温度之下（低于450℃），需要冷却30～50年后才能地质处置，在此过程中需保持空气冷却：进气温度20℃，排气温度70℃;前期需强制通风，几年后可采用自然通风。由于玻璃并不是废物的包壳，裂变元素也并非和玻璃形成混合体，而是成为玻璃的组成部分，因此其放射性浸出率很低，还具有较高的抗化学腐蚀能力和良好的耐辐照性与热稳定性，但是，由于玻璃固化工作温度高，放射性核素挥发量大，设备腐蚀极为严重，需要特殊的耐高温、耐腐蚀材料和高效的尾气净化系统，高放玻璃固化的另外一个特点是在极高的辐射条件下工作，必须进行高度自动化控制和维修，技术难度大，处理成本很高，因此在我们日常工作中也急需积累经验，为以后更精细、全面的自动化控制提供相关经验理论。