放射性废物的处理与处置-高放处置
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第九章 放射性三废的处理和处置
ห้องสมุดไป่ตู้
⑹易操作，易屏蔽，安全运行
特点：
外加热管较长，溶液 自然循环速度较快
加热室和分离室分开 设置，降低蒸发器的 总高度
蒸发器操作简便、运 行稳定，易于控制。
影响蒸发器运行的主要因素： ⑴蒸发器内的负压
一般采用负压操作，但负压使二次蒸汽增大雾沫 夹带量。
⑵液位 液位应控制在汽液混合导管中心线以下某一范围 内。
第九章 放射性三废的处理和处置
9.1 9.2 9.3 9.4 9.5 9.6 概述 放射性废水的处理技术 高放废液的综合利用与最终处置 污溶剂的净化与再生 放射性废气的处理 放射性固体废物的处理与处置
核燃料后处理厂的废物，是从乏燃料中回收铀、提取钚的 过程中伴随产生的含有不同数量的裂片元素，或超铀元素 的水相和有机相溶液、气体和气溶胶、固体物质和粉尘。 放射性废物管理包括废物处理、运输、暂时贮存和最终处 置的全部过程。
固化分为：水泥固化、沥青固化或聚合物固化玻 璃固化等。
1. 对废液固化的基本要求
（2）固化体应具有良好的导热性、机械强度、辐照稳定性； （3）固化体的化学稳定性高，在水介质中固化体组分的浸出 率低，应无爆炸性、无自燃性和对废物包装容器无侵蚀性； （5）固化工艺产生的二次废物应尽可能少； （6）固化工艺流程简单，能安全、可靠地进行远距离操作和 维修，运行费用低。
（2）固化方法及其优缺点
按要求将水泥、添加剂和废液混合均匀、装桶、封装。
水泥固化优点： 工艺、设备简单，可在废液贮存容器或处置容器中直接进行； 操作温度低，免去废气净化工序； 水泥固化体的化学稳定性和辐照稳定性较高； 投资少和运行费用低，能耗低； 易于实现远距离操作和自动化控制。 缺点： 固化物的浸出率较高； 最终产品的体积为原废液的1.5~2倍； 为防止结垢便于清洗，有些设备需用不锈钢制成； 处理化学泥浆时易生产胶状物，排料困难。
外国放射性核废料处置方式
这次的PBL的教学给了我们一次与以往不一样的学习机会，相信对以后的工作、生活中将会有很大的帮助。
2.6送入太空宇宙，
这种方法会产生放射性物质，但也可以充当地球核废料的一个储存仓库。如果在太阳系游荡或者坠入太阳，核废料便很难对地球上的人类具有很大破坏性。当前面临的问题是，如何将核废料送入太空。使用火箭发射这种方式有时会遭遇失败，例如发射架起火、坠入大海或者在上层大气中发生爆炸。目前人类不太可能将发射的失败率降为零。在能够实现这一点之前，通过发射将用过的核燃料棒送入太空仍旧是一种非常危险的解决方案。即使太空发射的安全性达到允许我们将钚等放射性物质送入太空的程度，在将来的某一天，我们似乎也要重新找回这些物质。钚、铯以及锶本身就是有限资源，如果裂变反应堆技术先进到一定程度，它们又会成为燃料。也就是说，我们似乎需要将核废料留在“身边”以便在需要的时候使用，这才是一种合理做法。
3、低放固废物：用塑料袋封后放入200L或400L金属桶中包装运至暂存库。
4、中放固废物：用塑料袋封后放入200L或400L金属桶中包装运至暂存库。
5、高放固废物：装入专用容器（MERC）用专用车辆运至暂存库。
6、超铀固废物：装入专用容器（PADIRAC）用专用车辆运至暂存库。
焚烧
灰烬用水泥等固化剂固化
国内放射性核废料处置方式。
1、高放废液：处理方式是蒸发浓缩，以便减容，通常用加甲醛的方法进行浓缩，可获得100倍的浓缩倍数。然后分别除有机相和储油后进入暂存罐，后用蒸汽喷射器注入到高放废液贮存大罐贮存。待条件成熟时实施固化。
2、中低放射液：中底放废液净化处理得到的浓缩物，包括沉淀后的残渣、废离子交换树脂以及蒸残液等，这些废物通常用沥青固话、水泥固化或聚合物固话处理。固化体包装送中间贮存库待最终处置。
2.6送入太空宇宙，
这种方法会产生放射性物质，但也可以充当地球核废料的一个储存仓库。如果在太阳系游荡或者坠入太阳，核废料便很难对地球上的人类具有很大破坏性。当前面临的问题是，如何将核废料送入太空。使用火箭发射这种方式有时会遭遇失败，例如发射架起火、坠入大海或者在上层大气中发生爆炸。目前人类不太可能将发射的失败率降为零。在能够实现这一点之前，通过发射将用过的核燃料棒送入太空仍旧是一种非常危险的解决方案。即使太空发射的安全性达到允许我们将钚等放射性物质送入太空的程度，在将来的某一天，我们似乎也要重新找回这些物质。钚、铯以及锶本身就是有限资源，如果裂变反应堆技术先进到一定程度，它们又会成为燃料。也就是说，我们似乎需要将核废料留在“身边”以便在需要的时候使用，这才是一种合理做法。
3、低放固废物：用塑料袋封后放入200L或400L金属桶中包装运至暂存库。
4、中放固废物：用塑料袋封后放入200L或400L金属桶中包装运至暂存库。
5、高放固废物：装入专用容器（MERC）用专用车辆运至暂存库。
6、超铀固废物：装入专用容器（PADIRAC）用专用车辆运至暂存库。
焚烧
灰烬用水泥等固化剂固化
国内放射性核废料处置方式。
1、高放废液：处理方式是蒸发浓缩，以便减容，通常用加甲醛的方法进行浓缩，可获得100倍的浓缩倍数。然后分别除有机相和储油后进入暂存罐，后用蒸汽喷射器注入到高放废液贮存大罐贮存。待条件成熟时实施固化。
2、中低放射液：中底放废液净化处理得到的浓缩物，包括沉淀后的残渣、废离子交换树脂以及蒸残液等，这些废物通常用沥青固话、水泥固化或聚合物固话处理。固化体包装送中间贮存库待最终处置。
放射性固体废弃物的处理.
通常，固化的途径是将放射性核素通过化学转变，引人到某种稳
定固体物质的晶格中去，或者通过物理过程把放射性核素直接掺 入到惰性基材中去。
固化目标是使废物转变成适宜于最终处置的稳定的费物体。
”
水泥固化
“
水泥固化放射性废物的应用在核工业和核研究中心已超过40年。它是指将 放射性废物与水泥均匀搅拌成糊状，凝结后失去流动性，逐渐硬化成固体， 进行贮存或处置。
”
处置
处置
把废物安放进经过批准的设施中，采用工程屏蔽和天然屏蔽相结合的多
重屏蔽体系为被处置的废物提供安全隔离，确保：
1、包容的短寿命核素衰减到无害水平 2、包容的长寿命核素和其他有毒物质的释放量极低，进入环境的浓度处
于可接受水平。
低、中放和极低放废物的处置
处置方案
低、中放固体废物的处置方案 1、陆地浅埋 广泛应用 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
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安全隔离。 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。
第七章 放射性废物处置及防治技术
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，不给后代带来物治理的目的
四、放射性废物的分类
1、按物理形态：液态、气态和固态三大类
2、放射水平：高放废物、中放、低放废物
3、半衰期不同：常寿命、中等寿命和短寿命核素
4 、废物来源：铀尾矿、退役废物、乏燃料、包壳废 物、军用废物、商用废物等
国际原子能机构推荐的废物分级标准
废物
液体 Bq/L
等级
1 2 3
放射性比活度
＜37 37~3.7×104 3.7×104~3.7×106
说明
一般不处理 处理废液的设备不需屏蔽 设备需部分屏蔽
备注
用通常的蒸 发/离子交 换或化学法
1.91×106~1.91×107 运输中要用薄层混凝土或 铅屏
3 4
＞1.91×107 α 辐射体
运输中要求特殊防护 要求不存在阈临界问题
五、放射性废物治理的基本原则
根据各类废物的放射水平，给予恰当的处理，尽
量减少放射性废物的产生量或体积，除低放射性液体
和气体废物可有控制地向环境排放外，其余废物必须
通入空气或 氧气，氧化一氧化氮，为二氧化氮，循环利用，
则最终酸耗可降至为1mol铀消耗3mol硝酸
硝酸初始浓度及酸用量的确定
溶芯温度和设备负压 溶解尾气的净化： （1）尾气组成：用氢氧化钠溶解铝壳，每吨元件排出废气 270kg，用硝酸溶解铀芯，每吨铀排出700kg废气 溶解尾气大致组成（重量％） 组分 O2 N2 NH3 NO2 NO H2O
石墨水冷堆 天然铀 石墨气冷堆 天然铀 压水堆 3%加浓缩二氧化 铀
加浓缩UC2+ThC2
高温冷气堆 5％加浓UO2或90％
放射性固体废物及其安全处置技术(最新)
分拣
1、把非放射性物质或成分从放射性废物中分拣出来 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
定义：把放射性核素从不希望其存在的部位全部或部分除 去。
目的：1、降低放射性水平；2、方便事故处理；3、便于 退役工作；4、使再利用；5、降低贮存、运输、处置的费 用和负担。
方法：一般为机械-物理法、化学法、电化学法、熔炼法。
处理技术
压实
• 依靠机械力作用使废物密实化，提高废物整体密 度，减少废物体积。
• 主要优点： • 费用低 • 设备简单 • 二次废物极少 压缩效果用减容比表征。
减容比＝压缩前废物体积/压缩后废物体积
• 放射性废物压缩处理的减容比一般为2～6，若采 用高压压缩机，则减容比可达100，甚至将金属压 缩至其近似理论密度。
放射性废物以其具有较高放射性、放射毒性区别于 其他非放射性有害物质。度量核废物放射性活度的单位 为Bq（贝可；1Bq=1次衰变/s）。
放射性固体废物的分类（IAEA分类）
废物级别
国际原子能机构固体废物分类标准
典型特性
处置方案选择
免管废物
对公众成员年剂量低于0.01mSv 无需放射学限制
低中 放废 物
利用擦、刷、磨、 刮、削、刨、共 振等机械作用除 去表面的锈斑、 污垢或表面涂层、 氧化膜层。
用浓的或稀的化学溶 剂与污染的部件相接 处，以溶解带有放射 性核素的污染物、油 漆涂层或氧化涂层达 到去污的目的。
在含有电解液的槽中，
污染物做阳极，电解液
做阴极，通过高密度电 流100-2000A/m2 ，不 断更新电解液，可除去
放射性核素的原子核放射出α粒子而变为另一种核素的原子
。 核的过程称为α衰变
1、把非放射性物质或成分从放射性废物中分拣出来 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
定义：把放射性核素从不希望其存在的部位全部或部分除 去。
目的：1、降低放射性水平；2、方便事故处理；3、便于 退役工作；4、使再利用；5、降低贮存、运输、处置的费 用和负担。
方法：一般为机械-物理法、化学法、电化学法、熔炼法。
处理技术
压实
• 依靠机械力作用使废物密实化，提高废物整体密 度，减少废物体积。
• 主要优点： • 费用低 • 设备简单 • 二次废物极少 压缩效果用减容比表征。
减容比＝压缩前废物体积/压缩后废物体积
• 放射性废物压缩处理的减容比一般为2～6，若采 用高压压缩机，则减容比可达100，甚至将金属压 缩至其近似理论密度。
放射性废物以其具有较高放射性、放射毒性区别于 其他非放射性有害物质。度量核废物放射性活度的单位 为Bq（贝可；1Bq=1次衰变/s）。
放射性固体废物的分类（IAEA分类）
废物级别
国际原子能机构固体废物分类标准
典型特性
处置方案选择
免管废物
对公众成员年剂量低于0.01mSv 无需放射学限制
低中 放废 物
利用擦、刷、磨、 刮、削、刨、共 振等机械作用除 去表面的锈斑、 污垢或表面涂层、 氧化膜层。
用浓的或稀的化学溶 剂与污染的部件相接 处，以溶解带有放射 性核素的污染物、油 漆涂层或氧化涂层达 到去污的目的。
在含有电解液的槽中，
污染物做阳极，电解液
做阴极，通过高密度电 流100-2000A/m2 ，不 断更新电解液，可除去
放射性核素的原子核放射出α粒子而变为另一种核素的原子
。 核的过程称为α衰变
实验室放射性废物的处置
实验室放射性废物的处置实验室内从事的试验种类多，范围广，因此实验室产生的污染物品种多，成分复杂，需要分类处理。
不同机构依据任务设有生物学实验室、理化实验室和放射性实验室等专业实验室，进行相应的实验活动。
然而，在一些生物学研究活动中，有时会用到少量的放射性物质或能量很低的射线照射装置，产生放射性废物，常用的非密封放射性物质及其废物的特点可参考《医学与生物学实验室使用非密封放射性物质的放射卫生防护基本要求》（WS 457—2014）的附录A。
针对生物学实验室的实验活动特点，在实验活动中如何处置放射性废物应遵循《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）、《放射性废物管理规定》（GB14500）、《医用放射性废物的卫生防护管理》（GBZ 133—2009）、《操作非密封源的辐射防护规定》（GB 11930—2010）的相关规定，同时也应结合生物学研究的特点，考虑放射性危害因素和生物危害因素共同存在的情况，把握全局，突出重点，做好风险评估工作。
《医学与生物学实验室使用非密封放射性物质的放射卫生防护基本要求》（WS 457—2014）附录B提供了医学、生物学放射性废物管理主要阶段流程图。
一、放射性废物定义和分类放射性废物是指含有放射性核素或者被放射性核素污染，其活度浓度大于国家确定的解控水平，预期不再使用的废弃物。
为了收集和处置的方便，可将放射性废物分类管理。
按放射性废物的放射性活度水平，可分为低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物三类。
按放射性废物的物理性状，可分为放射性气载废物、放射性液体废物和放射性固体废物三类。
按放射性废物中所含核素的半衰期，可分为长半衰期放射性废物（T1/2＞5 年）、中等半衰期放射性废物（60d＜T1/2≤5 年）和短半衰期废物（T1/2≤60d）三类。
放射性废物的分类或分级比较复杂，要根据废物放射性水平和所含核素的半衰期进行区分，2018 年环境保护部、工业和信息化部、国家国防科技工业局联合发布新制定的《放射性废物分类》，将放射性废物分为极短寿命放射性废物、极低水平放射性废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物五类，其中极短寿命放射性废物和极低水平放射性废物属于低水平放射性废物范畴。
放射性废物的储存和处置法规与标准
地方政府加强放射性废物监管的措施
各地政府采取一系列措施，如加强监管力度、完善监管机制、提高监管能力等，确保放 射性废物的安全管理和处置。
XX
PART 03
储存设施与要求
REPORTING
储存设施类型
01
02
03
中低放废物储存库
用于存放中低放射性废物 ，通常设计为地下或半地 下结构，以确保安全。
高放废物储存库
加强国际合作
加强与其他国家在放射性废物管理领域的合作，共同研究制定国际 通用的管理标准和技术规范。
面临的挑战及应对策略
01
技术挑战
放射性废物管理涉及复杂的技术问题，需要不断研发新技术、新方法。
应对策略包括加大科技研发投入，加强技术人才培养和引进等。
02 03
法规政策挑战
随着法规政策的不断调整和完善，企业需要不断适应新的管理要求。应 对策略包括加强法规政策学习，积极参与相关法规政策的制定和执行等 。
应用人工智能、大数据等先进技术，实现放射性 废物的智能化管理，提高管理效率和准确性。
法规政策调整趋势分析
强化法规标准
随着环保意识的提高，未来法规政策将更加注重放射性废物管理 的严格性和规范性，加强相关法规标准的制定和执行。
推动技术创新
政府将加大对放射性废物管理技术创新的支持力度，鼓励企业研发 新技术、新方法，提高废物管理水平。
社会认知挑战
公众对放射性废物的认知程度有限，需要加强相关宣传和教育。应对策 略包括开展公众宣传和教育活动，提高公众对放射性废物的认知和理解 。
XX
THANKS
感谢观看
REPORTING
XX
放射性废物的储存和 处置法规与标准
汇报人：XX
各地政府采取一系列措施，如加强监管力度、完善监管机制、提高监管能力等，确保放 射性废物的安全管理和处置。
XX
PART 03
储存设施与要求
REPORTING
储存设施类型
01
02
03
中低放废物储存库
用于存放中低放射性废物 ，通常设计为地下或半地 下结构，以确保安全。
高放废物储存库
加强国际合作
加强与其他国家在放射性废物管理领域的合作，共同研究制定国际 通用的管理标准和技术规范。
面临的挑战及应对策略
01
技术挑战
放射性废物管理涉及复杂的技术问题，需要不断研发新技术、新方法。
应对策略包括加大科技研发投入，加强技术人才培养和引进等。
02 03
法规政策挑战
随着法规政策的不断调整和完善，企业需要不断适应新的管理要求。应 对策略包括加强法规政策学习，积极参与相关法规政策的制定和执行等 。
应用人工智能、大数据等先进技术，实现放射性 废物的智能化管理，提高管理效率和准确性。
法规政策调整趋势分析
强化法规标准
随着环保意识的提高，未来法规政策将更加注重放射性废物管理 的严格性和规范性，加强相关法规标准的制定和执行。
推动技术创新
政府将加大对放射性废物管理技术创新的支持力度，鼓励企业研发 新技术、新方法，提高废物管理水平。
社会认知挑战
公众对放射性废物的认知程度有限，需要加强相关宣传和教育。应对策 略包括开展公众宣传和教育活动，提高公众对放射性废物的认知和理解 。
XX
THANKS
感谢观看
REPORTING
XX
放射性废物的储存和 处置法规与标准
汇报人：XX
第七章 放射性废物处置及防治技术
1.91×106~1.91×107 运输中要用薄层混凝土或 铅屏
3 4
＞1.91×107 α 辐射体
运输中要求特殊防护 要求不存在阈临界问题
五、放射性废物治理的基本原则
根据各类废物的放射水平，给予恰当的处理，尽
量减少放射性废物的产生量或体积，除低放射性液体
和气体废物可有控制地向环境排放外，其余废物必须
4 、废物来源：铀尾矿、退役废物、乏燃料、包壳废 物、军用废物、商用废物等
国际原子能机构推荐的废物分级标准
废物
液体 Bq/L
等级
1 2 3
放射性比活度
＜37 37~3.7×104 3.7×104~3.7×106
说明
一般不处理 处理废液的设备不需屏蔽 设备需部分屏蔽
备注
用通常的蒸 发/离子交 换或化学法
7.2 核废物的来源
核废物按放射性活度计，99％来自核燃料后处理工厂 核燃料循环和非核燃料循环
1. 核燃料循环的“三废”排放
1）铀矿的开采与冶炼：地壳丰度1--2ppm，当>50ppm时可开采 ，大量固体废物及废液。 2）纯化与转化为UF4，纯化：去掉硅、铁、硫、钍、钴、钒等 杂质及吸收镉、硼、铅中子，转化为四氟化铀。 3）反应堆燃料的加浓和制备，人为增加同位素铀235的含量。 4）反应堆运行:核废液（循环冷却水）、固体核废物（设备、 废水净化器件） 5）后处理及废物处置 燃料的放置（衰变）、工厂处理（溶解后，回收铀、钚）， 运输过程中的危害。核设施退役时产生的各类废物。
4 5
气体 Bq/m3 1 2 3 1 固体 Bq/kg.h 2
3.7×106~3.7×1011 ＞3.7× 1011
＜37 37~3.7×104 ＞3.7×104 ＜1.91×106
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多重屏障体系的作用是依靠和发挥整体性能的作用， 某一屏障的不足性可由其他屏障的作用来弥补。
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
11.2 处置库的选址 寻找满足要求的场址，难觅最佳场址。 （1）构造地质调查；（2）水文地质调查 （3）工程地质调查；（4）地球化学调查 （5）气候/气象调查；（6）人文/经济/社会调查 主岩：花岗岩、凝灰岩、岩盐和黏土岩 花岗岩：强度大、导热系数大；稳定性好，孔
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
（1）普通地下实验室：德国Asse （2）特定场址地下实验室：美国尤卡山
ESF、芬兰Onkalo、加拿大Whiteshell和 比利时Mol。 地下实验室的选型和费用估算 建特定场址地下实验室的前提条件是处 置库场址已基本选定。 达到亿欧元级水平
加拿大地下实验室
隙率小，含水量少。缺点是存在节理裂隙。
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
选址原则 （1）地质稳定，远离活断层和强地震带。 （2）主岩有足够厚度和面积。 （3）水文地质条件清楚。 （4）主岩孔隙度小。 （5）主岩导热性能好。 （6）主岩机械强度高、热稳定性和辐照稳定性好。 （7）主岩化学吸附性能良好。 （8）人烟稀少，无地下资源。
日本幌延 地下实验室
~ 500m
瑞典深地质处置：竖井--巷道型
美国内华达州的尤卡山场址
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
11.4 高放废物处置的研究开发活动 地下实验室（URL） 提供接近实际处置条件的地质环境系统，提供
设计参数、实践经验、人员培训，以及与公众 沟通和国际合作。 现在全世界已建成和在建的地下实验室共17个， 有8个已投入运作。分属美国（凝灰岩）、德 国（废盐矿）、瑞士（花岗岩、粘土）、法国 （粘土）、日本（花岗岩）、比利时（粘土）、 加拿大（花岗岩）等。
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
天然类比研究 提供佐证 提供借鉴 提供旁证 铀（钍）矿自然类比研究 中核、南大：铀矿石和围岩中的铀钍迁移范围
瑞典ASPO地下实验室外景
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
地下实验室的功能和作用 地下实验室是建库的一次实际演习。 （1）开发场址特性评价和场址监测的方法与设备 （2）试验和验证处置库模型 （3）开发建库工程技术方法和设备，积累经验，
培训人员 （4）支持监管活动 （5）吸引国际合作 （6）提高公众对高放处置的了解、信任和支持
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
多重屏障体系
（1）工程屏障：高放废物固化体、包装容器、缓冲/ 回填材料和处置库工程构筑物，这些构成近场。近 场包括全部工程屏障和最近工程屏障的一小部分主 岩（通常伸展几米或几十米远）。
（2）天然屏障：主岩和外围土层等，构成远场，即 从处置库近场一直延伸到地表生物圈的广阔地带。
U-235 Pu-239 裂变产物（FP） 次锕系元素（MA）
约0.9% 约1%
约3%
约0.1%
高放废物处置：将高放废物同人类生活圈隔离起来。 1957年美国国家科学院提出地质处置方案。
把高放废物处置在500～1000m深的地质体中，通过建 造一个天然屏障和工程屏障相互补充的多重屏障体系， 使高放废物对人类和环境的有害影响低于审管机构规定 的限值，并且可合理达到尽可能低。
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
11.3 处置库的设计建造 高放废物处置库的概念设计 在选定地层深处（大于500m）钻孔或利用废矿井
建设处置库，设置若干处置单元和处置孔。 从处置孔中心往外形成一个由废物体—废物容
器—缝隙—金属套筒—回填材料—岩石组成的严 密的阻滞和屏障系统。
废物放满后封堵处置孔，最终关闭处置库。可回 取库封闭难度更高。
高放废物处置方法
高放废物（玻璃固化体）：4m3/(GW.a) 特征：释热量高(2kW/m3)、长寿命α放射
性、强β-γ放射性（4×1010 Bq/L）、高放 射毒性。 处置方案： （1）可回取的空气冷却贮存数十年； （2）再以深地层或深海底放置。
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
高放废物固化体处置方案
（1）深岩洞处置（岩盐、花岗岩） 各国拟采用
（2）废矿井处置（盐矿等）
德国采用
（3）深钻孔处置（岩盐、花岗岩等） 实验开发
（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
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
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。
全部地下处置工作必须由地面操纵的机械完成。
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
通用概念设计方案：采用两口以上的竖 井分别输运废物和工作人员。在选定深 度的工作层面上建巷道，根据高放废物 自释热和工程屏障热传导情况布置钻孔， 在钻孔中叠放废物罐厚封堵钻孔。见图 11-1 。
பைடு நூலகம்
放射性废物处理与处置
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。
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
11.1 高放废物地质处置
U-238 约95%
表11-1 压水堆电站乏燃料主要核素组成
第十一章 高放废物处置
美国尤卡山处置库概念设计方案： 在 300a内可回取，设计在选定深度的工作 层面上打出一条主巷道，在主巷道上分 出许多支巷道，高放废物货包罐卧放在 地下火车上，拉到设定存放的支巷道中， 卧放在支巷道里，上面覆盖防滴水作用 的钛防护罩。见图11-2。
日本瑞浪地下
实验室：位于花 岗岩，～1000米
放射性废物处理与处置
李全伟
西南科技大学国防科技学院 核废物与环境安全国防重点学科实验室
放射性废物处理与处置
内容提要 11、高放废物处置（p244~275） 11.1 高放废物地质处置 11.2 处置库的选址 11.3 处置库的设计建造 11.3 高放废物处置的研究开发活动 11.3 核素迁移研究 11.3 高放废物处置的国际现状
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第十一章 高放废物处置
11.2 处置库的选址 寻找满足要求的场址，难觅最佳场址。 （1）构造地质调查；（2）水文地质调查 （3）工程地质调查；（4）地球化学调查 （5）气候/气象调查；（6）人文/经济/社会调查 主岩：花岗岩、凝灰岩、岩盐和黏土岩 花岗岩：强度大、导热系数大；稳定性好，孔
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第十一章 高放废物处置
（1）普通地下实验室：德国Asse （2）特定场址地下实验室：美国尤卡山
ESF、芬兰Onkalo、加拿大Whiteshell和 比利时Mol。 地下实验室的选型和费用估算 建特定场址地下实验室的前提条件是处 置库场址已基本选定。 达到亿欧元级水平
加拿大地下实验室
隙率小，含水量少。缺点是存在节理裂隙。
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第十一章 高放废物处置
选址原则 （1）地质稳定，远离活断层和强地震带。 （2）主岩有足够厚度和面积。 （3）水文地质条件清楚。 （4）主岩孔隙度小。 （5）主岩导热性能好。 （6）主岩机械强度高、热稳定性和辐照稳定性好。 （7）主岩化学吸附性能良好。 （8）人烟稀少，无地下资源。
日本幌延 地下实验室
~ 500m
瑞典深地质处置：竖井--巷道型
美国内华达州的尤卡山场址
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第十一章 高放废物处置
11.4 高放废物处置的研究开发活动 地下实验室（URL） 提供接近实际处置条件的地质环境系统，提供
设计参数、实践经验、人员培训，以及与公众 沟通和国际合作。 现在全世界已建成和在建的地下实验室共17个， 有8个已投入运作。分属美国（凝灰岩）、德 国（废盐矿）、瑞士（花岗岩、粘土）、法国 （粘土）、日本（花岗岩）、比利时（粘土）、 加拿大（花岗岩）等。
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第十一章 高放废物处置
天然类比研究 提供佐证 提供借鉴 提供旁证 铀（钍）矿自然类比研究 中核、南大：铀矿石和围岩中的铀钍迁移范围
瑞典ASPO地下实验室外景
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第十一章 高放废物处置
地下实验室的功能和作用 地下实验室是建库的一次实际演习。 （1）开发场址特性评价和场址监测的方法与设备 （2）试验和验证处置库模型 （3）开发建库工程技术方法和设备，积累经验，
培训人员 （4）支持监管活动 （5）吸引国际合作 （6）提高公众对高放处置的了解、信任和支持
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第十一章 高放废物处置
多重屏障体系
（1）工程屏障：高放废物固化体、包装容器、缓冲/ 回填材料和处置库工程构筑物，这些构成近场。近 场包括全部工程屏障和最近工程屏障的一小部分主 岩（通常伸展几米或几十米远）。
（2）天然屏障：主岩和外围土层等，构成远场，即 从处置库近场一直延伸到地表生物圈的广阔地带。
U-235 Pu-239 裂变产物（FP） 次锕系元素（MA）
约0.9% 约1%
约3%
约0.1%
高放废物处置：将高放废物同人类生活圈隔离起来。 1957年美国国家科学院提出地质处置方案。
把高放废物处置在500～1000m深的地质体中，通过建 造一个天然屏障和工程屏障相互补充的多重屏障体系， 使高放废物对人类和环境的有害影响低于审管机构规定 的限值，并且可合理达到尽可能低。
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第十一章 高放废物处置
11.3 处置库的设计建造 高放废物处置库的概念设计 在选定地层深处（大于500m）钻孔或利用废矿井
建设处置库，设置若干处置单元和处置孔。 从处置孔中心往外形成一个由废物体—废物容
器—缝隙—金属套筒—回填材料—岩石组成的严 密的阻滞和屏障系统。
废物放满后封堵处置孔，最终关闭处置库。可回 取库封闭难度更高。
高放废物处置方法
高放废物（玻璃固化体）：4m3/(GW.a) 特征：释热量高(2kW/m3)、长寿命α放射
性、强β-γ放射性（4×1010 Bq/L）、高放 射毒性。 处置方案： （1）可回取的空气冷却贮存数十年； （2）再以深地层或深海底放置。
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第十一章 高放废物处置
高放废物固化体处置方案
（1）深岩洞处置（岩盐、花岗岩） 各国拟采用
（2）废矿井处置（盐矿等）
德国采用
（3）深钻孔处置（岩盐、花岗岩等） 实验开发
（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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第十一章 高放废物处置
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。
全部地下处置工作必须由地面操纵的机械完成。
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第十一章 高放废物处置
通用概念设计方案：采用两口以上的竖 井分别输运废物和工作人员。在选定深 度的工作层面上建巷道，根据高放废物 自释热和工程屏障热传导情况布置钻孔， 在钻孔中叠放废物罐厚封堵钻孔。见图 11-1 。
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放射性废物处理与处置
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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第十一章 高放废物处置
11.1 高放废物地质处置
U-238 约95%
表11-1 压水堆电站乏燃料主要核素组成
第十一章 高放废物处置
美国尤卡山处置库概念设计方案： 在 300a内可回取，设计在选定深度的工作 层面上打出一条主巷道，在主巷道上分 出许多支巷道，高放废物货包罐卧放在 地下火车上，拉到设定存放的支巷道中， 卧放在支巷道里，上面覆盖防滴水作用 的钛防护罩。见图11-2。
日本瑞浪地下
实验室：位于花 岗岩，～1000米
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李全伟
西南科技大学国防科技学院 核废物与环境安全国防重点学科实验室
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内容提要 11、高放废物处置（p244~275） 11.1 高放废物地质处置 11.2 处置库的选址 11.3 处置库的设计建造 11.3 高放废物处置的研究开发活动 11.3 核素迁移研究 11.3 高放废物处置的国际现状