第七章-高放废液的固化与分离一嬗变和分离一整备
萃取分离法处理高放废液的进展
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
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。
高放废物的处理处置
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。
香山科学会议：高水平放射性废物地质处置
1、高放废物处置是一个事关核事业可持续发展的重大高科技系统工程，关系到国家长期的环境和生态安全，需要法律法规保障，需要政府主导和国家层面上的宏观规划，需要有实施项目计划的执行单位，需要高强度的经费支撑，更需要有坚实的科学、技术和工程基础。
李焯芬院士在题为“高放废物地质处置中的关键工程科学问题”的主题总评述报告中深入讨论了建造高放废物地质处置库需考虑的各种工程因素。他将处置库工程分为可行性研究、选址、工程设计、施工、运行监测与核实及安全与环境评价等阶段，认为可行性研究、选址与安全及环境评价应同步进行，并提出了选址阶段、施工阶段及运行阶段需要解决的关键工程技术问题及解决方案。
多场耦合问题。鲜学福认为，高放废物地质处置的研究应区分为近场和远场来分析，多场耦合主要表现在近场。钱七虎认为，高放废物地质处置中的多场耦合应考虑空间条件来适度简化，工程扰动、温度的影响在一定范围内存在，远场可能主要是原状地质条件下的问题。李国敏认为THMC要进行简化，要结合工程实际进行模拟。蔡美峰教授认为处置库的“多场”中，应力场是个动态应力场，其中构造应力场很重要；在处置深度上应存在一个优化的问题。
4、针对目前我国高放废物地质处置的研究现状，为集中目标，突出重点，高效使用有限经费，亟待结合中国高放废物的类型、中国场址的地质特征，尽快完成高放废物处置的顶层设计和我国高放废物处置的概念设计，以便使各学科的研究和各单位的研究有一个“公共平台”，有一个讨论问题的共同基础。目前，可初步提出这一“公共平台”的要素为：以多重屏障为基本设计、以高放废物玻璃固化体为源项、以碳钢为废物罐材料、以内蒙古高庙子钠基膨润土为参考缓冲材料、以甘肃北山为参考场址、以花岗岩为主岩、处置库深度为500-1000米，位于饱和带中。
放射性废物处理处置-西南科技大学-考试重点
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。
放射性废物管理内容和原则
放射性废物管理的组织机构 行业主管：国家国防科工局 最高安全监管：环保部国家核安全局 环境监测：省市县环保部门
主要产生和管理部门：中核集团公司 直接责任者：企业法人
放射性废物处理与处置
第一章 放射性废物管理内容和原则
国家法规、标准： 《放射性废物安全监督管理规定》 《放射环境管理办法》 《放射环境管理实施细则》 《建设城市放射性废物库的暂行规定》 《城市放射性废物管理办法》 《中低水平放射性废物库处置的环境政策》 《放射性废物管理规定》 《放射性废物分类标准》
放射性衰变指数规律
放射性废 物处理与处置
自身衰变：
15P32→16S32十－1e0+
核反应嬗变： 4Be9＋2He4→6C12+0n1+Q*
235 92
U 01 n 15461 Ba
92 36
Kr
301
n
放射性废物处理与处置
分散稀释：废气排放、废液排放
浓集隔离：沉淀、过滤、吸附、蒸发、
固化、埋藏
放射性废物处理与处置
第一章 放射性废物管理内容和原则
1.1放射性废物管理内容 全过程的优化管理：产生、预处理、处
理、整备、运输、 贮存和处置。 放射性废物管理以“安全”为目的，
“处置”为核心。 宗旨：废物最小化——拿出豁免的废物，
可再利用的物料、能循环使用的物料。
放射性废物处理与处置
境影响。及时交换信息和保证越境转移条件。
放射性废物处理与处置
第一章 放射性废物管理内容和原则
（4）保护后代：后代的健康。 （5）给后代的负担：不给后代造成不适当
的负担。应尽量不依赖于长期对处置场 的监测和对放射性废物进行回取。 （6）国家法律框架：放射。
高放废液管理技术发展及研究
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
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。
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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。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
国外应用情况 1978年法国马库尔AVM：处理能力40L/h， 为UP-1处理 2074m3高放废液，产生 11400罐玻璃固化体，4500t玻璃。 1989年拉阿格AVH-R7：处理能力100 L/h， 为UP-2，三条生产线，一条备用； 1989年拉阿格AVH-T7 ：处理能力100 L/h，为UP-3，三条生产线，一条备用；
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
基础玻璃氧化物 网络生成体氧化物：SiO2、B2O3、P2O5 网络外体氧化物：Li2O、Na2O、CaO、 ZrO2 中间体氧化物：Al2O3、MgO、ZnO、 TiO2 表7-6 各种组分对玻璃体性能的影响
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
浇注系统 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。 贵金属沉积：Ru-Rh-Pd造成高黏度和高 电导，导致短路降低生产能力，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。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
美国1996年建成萨凡那河玻璃固化厂，处理能力 225 L/h；西谷厂，处理能力150 L/h， 1999年已 处理2300m3高放废液，产生500t玻璃固化体。 德国卡尔斯鲁厄VEK处理能力10 L/h；WAK高放 废液70m3。 中国引进德国技术在821厂建立了1:1冷试台架电 熔炉装置，2000年和2003年进行了两轮冷试验。 优缺点：处理量大，熔炉寿命长；熔炉体积大。 电熔炉寿命：熔炉耐火材料腐蚀和电极腐蚀
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
目录一
课程安排：48/36学时－8/6周 第一章 放射性废物管理内容和原则 第二章 放射性废物的分类 第三章 放射性废物的产生和废物最小化 第四章 气载和液体低中放废物的处理 第五章 废物的减容处理——焚烧和压实 第六章 低中放废物固化技术 第七章 高放废液的固化与分离
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
煅烧-感应熔融两步法（图7-4） 工艺原理：第一步将高放废液加入回转 煅烧炉中，在那里蒸发、干燥和煅烧； 第二步将获得的煅烧物与基础玻璃分别 加入中频加热的金属熔炉中，在那里熔 融和澄清，最后由底部出料。 该工艺为连续加料和批式出料。 优缺点：连续生产，处理能力大；工艺 复杂，熔炉寿命比较短（1～6千小时）。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
7.3高放废液的玻璃固化 玻璃是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）。 硼硅酸盐玻璃：主要成分二氧化硅及氧化硼， 熔铸温度一般为1100～1200℃。 50年开发的玻璃固化工艺：罐式法、煅烧-熔 融两步法、焦耳加热陶瓷熔炉法、冷坩埚法。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
冷坩埚法（图7-6、 图7-7） 工艺原理：采用高频（105～106Hz）感应加热。 炉体外壁为水冷套管和感应圈，由于水冷套管中 连续流过冷却水，在近套管的低温区域（＜200℃） 就形成一层3～4cm厚的固态玻璃壳（冷壁），称 为冷坩埚。不用耐火材料和电极加热。 优点：腐蚀性小，熔炉寿命长；炉温高达1600℃， 可处理多种废物；退役废物少。 缺点：热效率低，熔铸仅占30%；以煅烧物进料。 没有工业运行记录（表7-3）
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
玻璃固化熔制过程： 进料—熔化—澄清均化—浇注 玻璃固化熔制工艺： 供料、熔炉、浇注、产品贮存、尾气处 理和检测控制系统。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
供料系统 高放废液和基础玻璃（玻璃珠或玻璃粉）或分 别加入，或以玻璃粉加悬浮剂配成浆料加入。 严格控制供料；防止泄露、堵塞和外喷事故。 供料在玻璃池表面形成一层相对冷的壳层 （“冷帽”），水分在冷帽的表面被蒸发、煅 烧成氧化物，然后进入熔池中熔融，形成废物 玻璃，经过一定时间澄清后，进行浇注。
陶瓷熔炉 玻璃固化 生产浇注
放射性废物处理与处置Fra bibliotek第七章 高放废液的固化与分离
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。 空气冷却：进气温度20℃，排气温度 70℃；前期强制通风，几年后自然通风。
焦耳加热 液体进料 陶瓷熔炉 玻璃固化 产品贮存
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
发展应用情况 西德首先在比利时Mol建成PAMELA，处理能力 30 L/h，1985年10月—1991年7月处理了958m3高 放废液，生产2200罐493t玻璃固化体。 前苏联1986年在马雅克建成电熔炉EP-500。 日本工程试验装置ETF，全规模冷试装置MTF， 热室中试验固化装置CPF，1994年建成东海村玻 璃固化工厂TVF，处理能力40 L/h；现正在北海 道6个所村建设规模更大的电熔炉玻璃固化工厂。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
7.4玻璃固化配方和特性鉴定 玻璃 硅氧四面体的三维网络结构物（图711），排列是无序的，缺乏对称性和周 期性，表现短程有序和长程无序，玻璃 固化是将放射性核素包容固定在玻璃的 三维网络结构中。 玻璃固化是一种化学包容、核素浸出率 相当低。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
监测和控制系统 辐射水平高，高温操作，安全风险大 严格监测运行参数；保障动力供给；加 强安全保卫。 遥控操作和自动维修，大大增加了技术 复杂性，提高了建造投资和运行费用。 重屏蔽增加了退役难度和退役费用。 产生二次废物（表7-5）
玻璃固化的特点
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
尾气处理系统 熔炉尾气：颗粒物、挥发物、放射性气溶 胶、NOx，SOx，137Cs、90Sr和α放射性。 庞大和复杂的多级净化系统：湿法除尘器、 冷凝器、喷淋洗涤器、NOx吸收塔、玻璃 纤维过滤器、烧结金属过滤器、HEPA过 滤器等组成。 总去污因子要达到1012～1014 。
第七章 高放废液的固化与分离
国外贮存情况 美国3个军工核基地38万m3：萨凡那河12万m3 49个碳钢贮槽，12个泄露；汉福特24万m3 149 个碳钢单壁贮槽，67个泄露；爱达河1万m3。 1957年前苏联南乌拉尔高放废液贮罐爆炸事故： 冷却系统失控，温度升高，水蒸干后沉淀物温度 达330～350℃，引起爆炸，威力相当于70～ 100tTNT，污染面积1.5000～2.3万km2，撤走2.7 万人，仅次于切尔诺贝利核电站事故，属于6级 重大事故。
目录二
课程安排：48/36学时－8/6周 第八章 放射性污染的去污 第九章 核设施的退役 第十章 低、中放和极低放废物的处置 第十一章 高放废物处置 第十二章 核电站废物的处理 第十三章 核技术利用废物和废旧放射源的管理
放射性废物处理与处置
内容提要 7、高放废液的固化与分离（p127~158） 7.1高放废液的特性 7.2高放废液的贮存 7.3高放废液的玻璃固化 7.4玻璃固化配方和特性鉴定 7.5人造岩石固化 7.6分离一嬗变和分离一整备
玻璃固化配方 （1）保证固化工艺操作安全 黏度、电导率、析晶、相分离和挥发性 （2）保证固化体的处置安全 化学稳定性，机械稳定性、热稳定性和 辐照稳定性、固化体密度和均匀性
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第七章 高放废液的固化与分离
工艺安全：黏度 影响澄清和均化等 1150℃时，黏度约50dPa· s，950℃时约 500dPa· ，流动性变差；操作温度 s 1100℃时，黏度控制为100～400dPa· s。 分为3个区进行测定
硼酸盐玻璃固化流程
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第七章 高放废液的固化与分离
罐式法——液体加料，批式生产工艺（图7-3） 工艺原理：高放废液和玻璃形成剂（又称基础玻 璃）加入到因科镍合金制的金属熔炉中，由中频 加热器分段加热和控制温度，废液在熔炉中蒸发、 干燥、煅烧、熔融和澄清，最后由底部出料。 优缺点：工艺简单。生产量小，熔炉寿命短，30 批料换罐。 1968年法国PIVER处理25m3HLW，生产12t玻璃。 中国70年代研究罐式法玻璃固化配方，钌行为， 硫走向等，80年代中转入电熔炉玻璃固化研究。
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第七章 高放废液的固化与分离
7.2高放废液的贮存 有严格和苛刻的要求：设计寿命15～20a 材料：特殊耐蚀的不锈钢 场址：抗震计算和试验 质量：严格的探伤检查 防护：足够的屏蔽厚度 结构：混凝土地下室 防漏：双壁或者托盘