张锐 核燃料循环作业

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核燃料循环PPT课件

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第五章 核素图和同位素手册
FWHM(60): 峰康比:64:1 相对效率(60) :40%
图3 HPGe谱仪60Co能谱图
第五章 核素图和同位素手册
图4 14C标准溶液的液闪谱 图5 90Sr-90Y样品的液闪谱
第五章 核素图和同位素手册
图6 纯化后239Pu 谱图
第五章 核素图和同位素手册
❖ 核燃料循环
核燃料进入反应堆前的制备和在反应堆中燃烧及以后的处理的整 个过程称为核燃料循环。这个过程包括:铀(钍)资源开发、矿 石加工冶炼、铀同位素分离和燃料加工制造,燃料在反应堆中使 用,乏燃料后处理和核废物处理、处置等三大部分。也有一些国 家考虑对乏燃料不进行后处理,或暂不考虑后处理。因此,前者 为闭式核燃料循环(图1-1),后者为开式核燃料循环或一次通过 式核燃料循环(图1-2)。
于1) G3 增殖堆(核燃料转换比大于1)
H.新堆 型开 发阶 段
H1 实验堆 H2 原型堆 H3 商业示范(验证)堆
I1 重水堆,有压力容器式和压力管式之分
I.结构型 式
I2 钠冷快堆,有池式与回路式之分 I3 高温气冷堆,有球床式与柱床式之分 I4 轻水型研究试验堆,有游泳池式、水罐式与
池内罐式之分
479.5 187W 510.6 & 511.0
1460.8 40K
650
600
550
536.7 184Ta 551.5 187W 567.2 583.2 610.5 615.3 618.4 187W 625.5 187W
654.9
685.8 187W
250
200
150
100
50
30.7 179W 58.0 W-K1 & 59.3 W-K2

莫尔泰克斯WATSS乏燃料循环工艺获得加拿大专利

莫尔泰克斯WATSS乏燃料循环工艺获得加拿大专利

莫尔泰克斯WATSS乏燃料循环工艺获得加拿大专利
伍浩松;张焰
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2024()2
【摘要】【莫尔泰克斯能源加拿大公司网站2024年1月11日报道】2024年1月11日,莫尔泰克斯能源加拿大公司(Moltex Energy Canada)宣布其名为WATSS的乏燃料循环工艺已在加拿大获得专利授权。

这一工艺可用于处理任何氧化铀乏燃料,有三种产物。

主要产物是由超铀元素、铀和裂变产物构成的盐,这种盐可用于制造熔盐堆燃料。

另外两种产物分别是铀和少量裂变产物。

【总页数】1页(P16-16)
【作者】伍浩松;张焰
【作者单位】中核战略规划研究总院
【正文语种】中文
【中图分类】F42
【相关文献】
1.霍尔台克获得斯洛文尼亚乏燃料设施建设合同
2.安大略电力与莫尔泰克斯合作研究坎杜堆乏燃料的循环使用
3.美国霍尔泰克公司宣布研发新的乏燃料运输大罐技术
4.乌企将获得霍尔台克乏燃料容器制造技术
5.美霍尔台克获得印乏燃料运输容器订单
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清华大学核研院王志鹏 多元创新 拓宽核燃料产业发展之路

清华大学核研院王志鹏 多元创新 拓宽核燃料产业发展之路

清华大学核研院王志鹏多元创新拓宽核燃料产业发展之路
朱琳;杨烁
【期刊名称】《中国高新科技》
【年(卷),期】2024()5
【摘要】随着科技的飞速发展,核能在众多领域得到越来越广泛的应用,核燃料循环、核燃料后处理等很敏感的军民融合技术也应运而生。

其中,锕系溶液化学研究已经
成为国际核化学与放射化学领域的前沿,但我国在该领域的研究起步较晚,且高水平
人才十分紧缺,迫切需要相关青年人才的快速成长。

清华大学核研院王志鹏多年来
在核燃料循环后处理--锕系及裂片元素分离/提取方向开展深入系统的研究,并在该领域取得众多创新成果。

【总页数】2页(P11-12)
【作者】朱琳;杨烁
【作者单位】不详
【正文语种】中文
【中图分类】G63
【相关文献】
1.坚定不移走数字化网络化智能化创新发展之路2020线上中国国际智能产业博览会开幕陈敏尔致辞刘振民杨莉明王志军致辞庄荣文王志刚白春礼李晓红怀进鹏等向大会发来祝福视频唐良智主持张轩王炯等出席
2.扬鞭奋蹄完善自我——记清华大
学核研院助理教授李泽光3.服务国家科技重大专项聚焦核燃料颗粒学交叉创新记
清华大学核能与新能源技术研究院副教授刘马林4.“核”育新机--核工业两会代表
委员建言核产业发展--王寿君:尽快建立核燃料价格指数5.面向经济主战场提高科技创新力——清华大学核研院近二十年的发展
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30%TB P-煤油循环使用过程中的辐解行为

30%TB P-煤油循环使用过程中的辐解行为

30%TB P-煤油循环使用过程中的辐解行为李辉波;苏哲;丛海峰;宋凤丽;刘占元;王孝荣;林灿生【期刊名称】《核化学与放射化学》【年(卷),期】2014(000)003【摘要】为了了解溶剂在乏燃料后处理真实使用过程的辐解稳定性,对比研究了30%TBP-煤油-HNO3体系在γ和α的静态累积辐照和动态循环辐照情况下的辐解行为。

研究结果表明:静态累积辐照所引起的溶剂辐解产物生成量、钚保留和钌保留等性能的变化比动态循环辐照明显;当辐照吸收剂量达到1.0×105 Gy(相当于动态循环辐照20次)时,静态累积辐照引起的溶剂钚保留值10倍于动态循环辐照,证实了在乏燃料后处理工艺过程中,通过溶剂的酸碱洗涤,去除 HDBP、H2 MBP 等主要辐解产物,可提高溶剂的循环使用寿命。

同时研究结果显示,溶剂的α辐照损伤大于γ辐照。

【总页数】6页(P157-162)【作者】李辉波;苏哲;丛海峰;宋凤丽;刘占元;王孝荣;林灿生【作者单位】中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京 102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京 102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京 102413;核与辐射安全中心核燃料与放射性废物部,北京 100082;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京 102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京 102413;中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京 102413【正文语种】中文【中图分类】TL283【相关文献】1.30%TBP-煤油-HNO3体系的α辐解行为Ⅰ.溶剂辐解生成DBP/MBP的规律[J], 丛海峰;李辉波;苏哲;袁洁琼;刘占元;宋凤丽;王孝荣;林灿生2.30%TBP-煤油-HNO3体系的α辐解行为Ⅱ.溶剂辐解生成羰基化合物的规律 [J], 苏哲;李辉波;丛海峰;宋凤丽;袁洁琼;刘占元;王孝荣;何辉3.硝酸对N,N-二甲基羟胺γ-辐解及液态辐解产物的影响 [J], 王锦花;曹晓军;李春;吴明红;包伯荣;郑卫芳;何辉;张生栋4.水对环己烷-磷酸三丁酯体系γ辐解和脉冲辐解的影响 [J], 杜宜奎;吴季兰5.TBP-煤油-HNO_3-UO_2(NO_3)_2萃取体系γ辐解产物中羰基的比色测定 [J], 叶良华因版权原因,仅展示原文概要,查看原文内容请购买。

俄成功从乏燃料中分离出镅和锔

俄成功从乏燃料中分离出镅和锔

俄成功从乏燃料中分离出镅和锔
伍浩松
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2016(0)1
【摘要】【世界核新闻网站2015年12月22日报道】四家俄罗斯研究机构近期成功完成从乏燃料中分离镅和锔的实验。

俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)2015年12月22日在一份声明中表示,这是实现快堆闭式燃料循环的关键步骤。

【总页数】1页(P31-31)
【关键词】乏燃料;分离;镅;研究机构;新闻网站;燃料循环;俄罗斯;核燃料
【作者】伍浩松
【作者单位】
【正文语种】中文
【中图分类】TL24
【相关文献】
1.用P507—磺化煤油溶液从硝酸溶液中萃取分离镅(锔)与稀土元素 [J], 李镇虎;焦荣洲
2.几种核物理探测器的高压离子交换分离镅、锔流程流线分析中的应用 [J], 朱荣保
3.俄开发从乏燃料中单独分离出铀和钚的技术 [J], 辛文
4.用P507-磺化煤油溶液从硝酸溶液中萃取分离镅(锔)与稀土元素 [J], 李镇虎;焦荣洲;朱永;;;
5.硝酸体系中DGA树脂分离镅与锔 [J], 王玉凤;刘志超;凡金龙;段荔;白涛;李雪松;张小林
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第六章-核燃料循环PPT课件

第六章-核燃料循环PPT课件

.
39
铀的浓缩方法
• 气体扩散法
最成功、最经典的方法 轻同位素气态时移动较快,通过多孔分离膜抽取,
如3%浓、0.2%贫,需要3900级 美国、法国等使用
• 气体离心法
通过重力和离心场,重的在外 单位分离功耗电只是气体扩散法的5%,成本下降
了75% 日本、欧洲等
• 气体喷嘴法
高速吹向凹型壁,惯性和离心力使重物近壁面
• 地下开采:井巷掘进
用于埋藏较深的矿体
凿岩爆破
井巷工程:决定了矿山基建时间
• 原地浸出(地浸)in situ leaching,ISL
通过地表钻孔将化学反应剂注入矿带,通过化学反应选择性地溶解 矿石中的铀,并将浸出液提取出地表
具有生产成本低,劳动强度小
仅适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床(砂岩型)
.
7
世界铀资源
勘定储量:5Mt 推测储量:25Mt 包括海水中的铀:25Gt 世界上重要的铀矿资源国家
• 澳大利亚44% • 哈萨克斯坦20% • 加拿大18% • 南非8% • 美国、独联体、刚果、尼日利亚等
我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀
.
8
世界铀资源分布
加拿大
哈萨克斯坦
主要的铀矿床
• 相山铀矿田、郴县铀矿床、下庄铀矿田、产子坪铀矿田、青龙铀 矿田、腾冲铀矿床、桃山铀矿床、小丘源铀矿床、黄村铀矿床、 连山关铀矿床、蓝田铀矿床、若尔盖铀矿床、芨岭铀矿床、伊犁 铀矿床、白杨河铀矿床
已经建成和新建的厂矿
• 衡阳铀矿、郴州铀矿、大浦街铀矿、上饶铀矿、抚州铀矿、乐安 铀矿、翁源铀矿、衢州铀矿、澜河铀矿、仁化铀矿、本溪铀矿、 蓝田铀矿、伊犁铀矿等
• 堆浸heap leaching

核工程中的燃料循环与核废料再利用研究

核工程中的燃料循环与核废料再利用研究

核工程中的燃料循环与核废料再利用研究核工程中的燃料循环与核废料再利用研究摘要:核工程是现代能源领域不可或缺的一部分。

然而,核能发电过程中产生的大量核废料一直是人们关注的焦点。

为了解决核废料问题并更好地利用核能资源,燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。

本论文将介绍核工程中燃料循环的基本原理和技术路线,并探讨核废料再利用的潜力和挑战。

通过对国内外相关研究成果的梳理和分析,本论文旨在为未来核能工程的发展提供借鉴和参考。

关键词:核工程、燃料循环、核废料再利用、放射性废料、可持续能源一、引言核能作为一种清洁、高效、可持续的能源形式,在世界各国广泛应用于电力生产、医疗、工业等领域。

然而,核能发电过程中产生的核废料一直是人们关注的焦点。

核废料的长寿命和放射性污染性质使其必须得到妥善处理,否则可能对人类和环境造成严重的影响。

为了解决核废料问题并更好地利用核能资源,燃料循环和核废料再利用成为了研究的重点。

二、燃料循环的基本原理和技术路线燃料循环是核工程中的关键环节,它涉及到核燃料的提取、制备、使用和废料处理等方面。

燃料循环的基本原理是通过对核燃料的回收和再利用,最大限度地提高核燃料的利用效率和核能资源的可持续性。

核燃料的提取是燃料循环的第一步。

目前主要采用的是钚-铀循环和铀-铀循环两种技术。

钚-铀循环通过对使用过的核燃料进行化学处理,提取出可以再利用的钚和铀。

铀-铀循环则是通过对自然铀进行提纯和浓缩,得到适合再利用的铀燃料。

核燃料的制备是燃料循环的第二步。

在核工程中,核燃料是以核燃料元件的形式使用的。

核燃料元件一般由铀或钚化合物制成,并通过化学、物理或冶金方法进行成型和加工。

制备好的核燃料元件可以直接用于核反应堆的运行。

核燃料的使用是燃料循环的第三步。

核燃料一旦放入核反应堆中发生核裂变反应,产生大量的能量和核废料。

在核废料问题得到妥善解决之前,核废料需要进行安全的贮存和处理。

同时,核燃料在使用过程中的变化和衰变也需要进行研究和监测。

中国科学院广州能源研究所科研组织及人员架构新

中国科学院广州能源研究所科研组织及人员架构新
冯自平
蓄冷及蓄热技术(研发)
何世辉
黎涛,张建军,于亮,陈金发
大规模储电及控制技术 (研发)
宋文吉
管海凤,陈永珍,吕杰,林仕

燃烧与热流 实验室
赵黛青
工业燃烧技术及系统研发璐
蒋利桥 呼和涛 力
杨卫斌
郭琛绵
制氢团队
阎常峰
制氢(研发)
阎常峰
胡蓉蓉,罗伟民,郭常青,李
文博
能源战略 研究中心
微网技术实验室舒杰可调度双向变流器技术研发张先勇周龙华廖志帆宋香荣吴昌宏关锐齐环境能源材料研发李新军李娟习敏吴梁鹏环境能源材料实验室李新军能源催化研发陈金铸高辉郭御卷黄晶有机能源材料团队张灵志电化学储能研发张灵志汪靖伦王素清赵欣悦骆浩闫晓丹茽浩想空调及系统热管理技术研发黄冲高日新林用满韩颖秦坤蓄冷及蓄热技术研发何世辉黎涛张建军于亮陈金发空调与储能技术实验室冯自平大规模储电及控制技术研发宋文吉管海凤陈永珍吕杰林仕立冯自平燃烧与热流实验室赵黛青工业燃烧技术及系统研发研发汪小憨杨浩林曾小军李璐蒋利桥呼和涛力杨卫斌郭琛绵制氢团队阎常峰制氢研发阎常峰胡蓉蓉罗伟民郭常青李文博低碳经济与政策研究研发廖翠萍黄莹李莉刘维刚能源战略研究中心赵黛青低碳市场机制研究研发骆志刚王文军王乐骆跃军赵黛青蔡国田汪鹏成贝贝刘尚余涂小琳陈浩波孙守强唐素真宋晓丽翁琪未确定实验室人员名单
何方
夏娟娟,黄振,赵坤,刘安琪,
钟慧琼
天然气水合 物研究中
主任:吴能友 首席:李小森
天然气水合物应 用基础实验室
梁德青
天然气水合物基础物性 (研发)
梁德青
万丽华,赵翔勇,臧小亚
天然气水合物应用技术 (研发)
李栋梁
唐翠萍,杨向阳,关进安
天然气水合物开 采技术与综合利 用实验室
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第 5页(共 7页)
处置设想将废物通过发射到太空以解决地球污染问题,但是费用昂贵,而且随着太空开发的进 行,太空处置这一手段不可能作为最终处置措施,还需进行进一步处理。核嬗变处理方法因为 其技术难度大,仅在部分技术发达国家进行研究,尚还处于实验阶段。 三. 次锕系元素(MA)和长寿命裂变产物(LLFP)的处理方法 为了减少核电反应堆产生的乏燃料对环境的影响, 国际上开展了分离/嬗变和先进核燃料循 环的研究。其中,从核废物中分离回收次锕系和长寿命裂变产物是关键步骤。乏燃料后处理和 高放废液分离一体化流程与现有乏燃料处理处置方式相比, 流程简单、 二次废物少、 经济性高。 对于长寿命的锕系元素只有通过核裂变才能使其转换为短寿命或稳定的核素,采用嬗变技术 ( Transmutation)就是把高放废物中锕系核素、长寿命裂变产物和活化产物核素分离出来,制成 燃料元件送到反应堆去燃烧或者制成靶子放到加速上去轰击散裂,转变成短寿命核素或稳定同 位素。这样减小了高放废物地质处置负担和长期风险,并可能更好地利用铀矿资源。嬗变原理 主要通过(n,γ),(n.2n)反应将长寿命裂变产物或锕系核废物嬗变成稳定的短寿命核素。 目前实现嬗变的装置有快堆、热中子堆、强流加速器、加速器驱动的次临界装置(ADS) 、 聚变嬗变堆。比较系统地进行嬗变研究的主要国家为法国、日本、美国和俄罗斯。 1. 利用热中子堆进行嬗变 经过一次循环,Np 的嬗变率为 45%~50%,其结果是减少了 237Np 的长期放射性危害,但 是产生了高毒性的 238Pu;经一次循环,Am 的嬗变率为 73%,产生了以中长寿命毒物 238Pu 和
引言Байду номын сангаас
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 的裂变碎片、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。放射性废物的 管理要遵循减量化、资源化和无害化的三个原则,内容包括废物处理、运输、暂时贮存和最终 处置的全部过程。 放射性废物处理是指,为使放射性废物转变成适用于往大气和水体排放、回收复用或作为 最终处置的状态所实施的工艺过程。放射性废物的最终处置是指,为使放射性核素在衰变到对 人类无害水平前,保持与生物圈隔离所采取的措施和工艺过程。高放废物由于具有放射性比活 度高,释热率高,含有一些半衰期长、生物毒性大的核素等特点,在废物的处理与处置上受到 极大关注。
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, 参考文献按照 GB/T 7714—2005《文后参考文献著录 规则》 )格式列出。 (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。
第 3页(共 7页)
主要有煅烧法、玻璃固化、陶瓷固化、金属固化等,对固化体的辐照稳定性、热稳定性、机械 强度和化学稳定性的要求十分严格。 1. 煅烧法 煅烧法就是将高放废液低温蒸发、干燥制得的金属盐,在高温下短少分解成稳定的金属氧 化物固体颗粒或其他的固体颗粒的固化方法。这种方法适用于处理含盐量较高的高放废液。 煅烧法又可分为流化床煅烧、喷雾煅烧和罐式煅烧等,其中流化床煅烧的工艺较为成熟并 已获得工业规模的应该用。 高放废液煅烧固化过程的减容比可达到 7~12, 大大减少了所需的贮 存容积和对设备的腐蚀,同时煅烧产物具有较高的辐照稳定性和热稳定性。由于煅烧产物比较 脆、比表面积大、一些金属氢氧化物的化学稳定性较差,为了进一步处置,煅烧产品必须制成 玻璃固化等形式。 改进版的煅烧方法是在煅烧时加入某种化学制剂,得到的产物是裂变产物和次锕系元素的 难熔化合物陶瓷体,其机械强度和化学稳定性都比较好,称之为超级煅烧产物,其抗浸出性能 类似于化学稳定性很高的固化体。 2. 玻璃固化 玻璃固化是指,将高放废液同硼硅酸盐玻璃原料混合,经高温熔融、退火处理后,称为包 容裂变产物和锕系元素的稳定玻璃固体的工艺过程。玻璃固化体浸出率低,耐辐照,是一种处 理高放废液安全可靠的途径。 玻璃固化物的化学稳定性及辐照稳定性很高,各向异性并且致密无隙。玻璃的主要缺点是 热力学性质不稳定,放射性衰变产生的高温可能引起玻璃的反玻璃化,后者使得玻璃固化物的 性质变坏,浸出速率增加。 对于高放废液的固化,目前只对低燃耗后处理产生的废液进行了工业规模的玻璃固化,对 高燃耗燃料后处理产生的高放废液尚只进行了实验室规模的玻璃固化。玻璃固化体的世纪足城 主要取决于费伍德院士组成和所采用的玻璃固化工艺,包括脱硝方法、煅烧装置、加热方法及 固化操作程序等。 国际上有代表性的玻璃固化工艺有三种: (1) 法国玛库尔高放废液玻璃固化工艺(AVM 和 AVH) 璃固化车间建于法国玛库尔后处理厂,1978 年投入运行; (2) 德国高放废液玻璃固化工艺(PAMELA 和 VERA) 德国的 PAMELA 法采用化 学脱硝、废液供料、陶瓷熔融器,生产磷酸盐玻璃。产品是直径 5mm 左右的玻璃珠嵌 入铅基体(称为玻璃金属固化体) ,导热性能和机械性能很好;VERA 工艺包括脱硝、 废物雾化、煅烧物与玻璃组分在 1200℃熔炼等。 (3) 英国高放废液玻璃固化工艺(HARVEST 和 WVP) FINGAL 法的改进流程,是一种废液供料的罐内熔融法。 英国的 HARVEST 是以前 世界上第一个工业规模玻
南 京 航 空 航 天 大 学
第 1页 (共 7页) 二○一五~二○一六学年 第 2 学期 考试日期:2016 年 5 月 25 日
《核燃料循环》考试试题
试卷类型:A 试卷代号:060033
班号: 0613302
题号 得分 一 二 三 四
学号: 061300312
五 六 七
姓名: 张
八 九

十 总分
第 2页(共 7页)
高放废物的处理与处置方法及进展
张 锐
摘要 随着中国大力发展核能战略的推进, 核电厂后处理技术面临的要求要来越高, 更多的乏燃料和放射 性废物的产生意味着需要更加完善的解决方案和技术投入。 高放废物系指乏燃料后处理产生的高放废液 及其固化体和准备直接处置的乏燃料。它的特点是放射性比活度高,释热率高,含有一些半衰期长、生 物毒性大的核素。因此,它们的处理与处置技术复杂、难度大、费用高,成为当今放射性废物治理研究 中的重点课题。本文为一篇综述性文章,对高放废液的固化方法、高放废物的处置方法和次锕系元素和 长寿命裂变产物的处理方法等几方面,介绍了高放废物处理、处置的现状,并作了一些简要分析,文中 还详细讨论了高放废液的玻璃固化方法和嬗变法处理次锕系元素和长寿命裂变产物的技术现状。 关键词:高放废物 长寿命裂变产物 次锕系元素 嬗变 玻璃固化
99 90%~98%。 Tc 和 129I 的嬗变率每年分别可达 10% 根据日本对 LLFP 在快中子堆中嬗变的研究,
和 5.2%。 3. 利用 ADS 进行嬗变 在 ADS 中嬗变 MA,由加速器所驱动的次临界装置确保了良好的安全性,在 ADS 嬗变 MA 时,由于很高的裂变份额,不会存在快中子堆中出现的 MA 的消长平衡。ADS 在安全和长 期稳定运行方面尚存在很多问题,而且开发耗资巨大。
第 4页(共 7页)
3.
陶瓷固化 陶瓷固化是指,将高放废液与一种或者多种天然矿物经过高温煅烧、热压制成固化体的工
艺,使高放废液中的放射性元素的原子进入矿相的晶格位置,或者镶嵌于晶格的孔隙中,与基 质矿物形成均匀的固溶体,其原理是基于许多含有放射性元素的天然矿物(或人工矿石) ,可 在比高放废物处置库环境更恶劣的地质条件下,稳定存在数百万年这一事实。它与玻璃固化的 区别是,玻璃固化体是经熔融、快速冷却后形成的非晶质体,而陶瓷固化体是经熔融、缓慢冷 却后形成的晶质体。 二. 高放废物的处置方法 高放废物的产生量仅为中低放废物的 1/10~1/100,主要来自于核反应堆乏燃料元件或其后 处理高放废液的玻璃固化体。虽然在数量上比中低放废物要少,但由于大部分高放废物含有长 寿命α粒子放射源,且会产生较多的衰变热,因此与中低放废物的处置相比,高放废物的处置 不论在隔离时间还是处置地域都有更加严格的要求,其隔离时间需要超过 105a。具体处置方法 可分为地质处置法和非地质处置法,地质处置法主要有深地质处置、岩石熔融处置和深海地质 处置等,而非地质处置法则主要有冰层处置、太空处置和核嬗变处置等。 1. 地质处置 深地质处置就是把高放废物将一定时间的贮存后, 埋藏在距地表深约 500-1000m 的地下深 处,确保在不短于 10000 年的长时期内废物中的放射性核素与生物圈的可靠隔离。埋藏高放废 物的地下工程即为高放废物处置库。为了防止放射性核素迁移至地表,深地质处置库一般采用 的是“多重屏障系统”设计,即把废物储存在废物容器中,外面包裹回填材料,再向外为围岩。 一般把地下设施及废物容器和回填材料称为工程屏障,把周围的地质体称为天然屏障。在这样 的体系中,地质介质同时保护这放射源和生物圈。据英国设菲尔德大学的地质学家弗格斯·吉 布博士的实验所示,核废物能利用自身的衰变热将周围的部分岩石熔化,在随后的时间岩石将 慢慢冷却并再次结晶,从而把核废物封存在地表深处。特别在地下 5 000 m 以下的深度,即使 是封存核废物的固化体泄漏,也不存在能把放射性废物带回地表的地下水。而且,这种处理核 废物的方法既安全、又廉价,已经越来越成为许多国家处置高放核废物的主要选择。 深海地质处置是选择底部沉积物为粘土的深海区,将高放废物容器植入深海((4000~6000 米)底部粘土沉积物处, 靠海底未固结粘土和海水永久隔离高放废物。 与中低放废物海洋投弃处 置不同的是,海洋投弃是将废物容器投弃在海底沉积物的表面,得不到屏障保护。 2. 非地质处置 关于高放废物的处置还有冰层处置、太空处置和核嬗变处置等设想。 对于冰层处置,设想中可以将高放废物置于冰川深层,随着能量的释放,废物包壳周围的 冰层会逐渐融化,废物随之下降到深处,而上层的冰水继续冻结,废物会不断深入冰壳内部。 但是这种方法会使得废物流入大海挥着虽冰川移动,难以追踪和控制,也违反国际法规。太空
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