高放废物的处理处置

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。

高放废物的处理与处置方法及进展 彭晨 061300105

内容摘要 目前，中低放废物的处置技术已日趋成熟；然而，高放废物的处置技术刚刚起步，2 / 25

仍处于研发阶段。因此，一些国际组织对高放废物的处置投入了大量的资金和技术。可以说，高放废物的安全处置关系着今后核能的继续发展。 对于高放废物的处置已经提出了多种设想，例如深地层处置、极地冰层处置、宇宙处置、海床深层处置、嬗变处置等等。在这些设想中，深地层处置是目前现实可行的办法，我国高放废物地质处置技术也取得相当大的发展；对于分离—嬗变技术，国际上仍处于紧张的研究阶段；其它处置技术由于某些原因只能成为一种设想或尚待评价。 这篇论文将主要介绍高放废物处置的国际、国内背景；高放废物来源；高放废物地质处置方案及其影响因素；高放废物分离—嬗变技术；高放废物处置技术的现状和发展趋势几个方面。并比较了各种方法的优缺点

关键词：高放废物 处理处置方法 发展趋势

目录 一．高放废物的来源————————————-4 二．高放废物的地质处置——————————-5 三．高放废物的分离与嬗变—————————10 四．其他处置技术—————————————16 五．各国处置方法比较———————————18 六．高放废物处置的发展前景————————19 七．结论与展望——————————————24 八．参考文献———————————————25 3 / 25

引言： 核废物是危险废物的一种,对于危险废物的管理,一般有如下三个基本原则[1]: (1)分散与稀释原则:对核废物不适用; (2)转变成低危险性物质的原则:目前对于核废物尚未找到合适的方法,长期来说,嬗变是一种可能,它将减少高放废物的数量,但是嬗变后的废物也需要进行处置; (3)隔离原则:是核废物处置的基本原则。

正文： 一．高放废物的来源[2]

人类的一切生产和消费活动都会产生目前不能再利用，或者不值得回收利用的物质，原子能的利用也不例外，一切生产、使用和操作放射性物质的部门和场所都可能产生放射性废物，其基本来源有以下7个方面。 （1）铀、钍矿山、水治厂、精炼厂，铀浓缩厂、钚冶金厂、燃料元件加工厂等； （2）各种类型反应堆，包括核电站、核动力船舰、核动力卫星，还有加速器的运行； （3）反应堆辐照过燃料元件的后处理，提取裂变元素和铀元素过程； 4 / 25

（4）核燃料和核废物运输与核废物处理过程； （5）放射性同位素的生产和应用过程，包括医院、研究所及大学的有关研究活动； （6）核武器生产和试验过程； （7）核设施（设备）的退役过程。 绝大多数放射性废物产生于核燃料循环过程。从数量来说，放射性废物主要产生于铀采冶场址。从放射性活度来说，主要集中在乏燃料后处理厂。在核燃料循环中，99%以上的放射性物质包容在乏燃料元件的包壳中，如果乏燃料进行后处理的话，95%以上的放射性核素进入后处理所产生的高放废液中。 核燃料循环过程中积累的高放废物，其最终安全处置是核工业的一个重要问题。所谓高放废物指的是辐照过的反应堆核燃料后处理设备中，自第一循环溶剂萃取系统或相应系统操作中产生的含水废物，以及随后萃取循环或相应循环的浓缩废液。从本质上说这种废物含有全部不挥发性裂变产物、烧过的燃料中初始铀和钚的千分之几，以及反应堆中铀和钚转化生成的大部分其他锕系元素。它们的一般特征是贯穿辐射很强和发热率高。 表1-1体积放射性份额

核燃料元件的燃料芯体溶解后留下的残余锆合金和不锈钢壳及构件，在某些方面与高放废物相似，其中的钚含量相当于乏燃料的千分之一，并有50~100W/m3的发热率，需要10~20cm厚的含铅生物屏蔽层来防护。考虑到这些废物的特征，不管在哪个后处理环节中都要尽可能避免加入会使以后废物运行管理特别困难的化学药品。 后处理工厂产生的高放废物的安全处置问题在技术上是完全能够解决的，但可能要花费相当长的时间。

二．高放废物的处置方法[3]

高放废物通常指乏燃料后处理厂产生的高放废液及其固化体，以及直接当作废物处置(称谓一次通过式)的乏燃料元件。高放废物有很高的辐照水平，一座1000MW电功率的压水堆电站一年卸出20~30t乏燃料。其所含的铀、钚、次锕系元素(Np，Am，Cm)和裂变产物(FP)的比如表2—1所示。它们的半衰期长者达百万年，很多核素属极毒、高毒类，并且有强释热率。

表2—1 压水堆电站乏燃料主要核素组成

高放废物的处置，在1957年美国国家科学院（NAS）提出地质处置方案，此后，

类型 体积份额 放射性份额 高放废料 3％ 95％ 中低放废料 97％ 5％

U-238 U-235 Pu-239 裂变产物（FP） 次锕系元素

（MA） 约95% 约0.9% 约1% 约3% 约0.1% 5 / 25

人们探讨过不少方案。从20世纪60年代初以来，已经提出了许多处置方案（见表2-2），但现实可行和为人们普遍接受的只是地质处置。1999年在美国丹佛召开的国际地质处置会议和2004年在瑞典斯德哥尔摩召开的国际地质处置会议更确认了地质处置的安全性和可行性。 英国塞拉菲尔德大学地球化学家费格斯吉布提出深钻孔处置方案：将未冷却的高放废液注入4 000m深地下钻孔中，由于高放废液的衰变热将周围岩石熔化，温度降低后形成坚固的“花岗石棺”，把放射性核素固结在4 000m深地下。在这样深度，放射性核素不会影响700m深度地下水，放射性核素不可能返回地面，造成对生物圈影响。俄罗斯对此已提出概念设计方案，但未见哪个国家采用。 目前被人们所广泛接受的地质处置是把高放废物处置在足够深地下（通常指500~1 000m）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。多重屏障体系可分为两大屏障： （1）工程屏障。如高放废物固化体、包装容器（可能还有外包装）、缓冲|回填材料和处置库工程构筑物，这些构成通常所说的近场。近场包括全部工程屏障和最接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。如主岩和外围土层等，这构成通常所说的远场。远场是从处置库近场一直延伸到地表生物圈的广阔地带。 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。 关于高放废物地质处置，IAEA已发布了不少导则和报告。明确指出政府应建立高放废物地质处置的国家法律与组织构架，要明确处置设施开发和许可的步骤，要明确责任分担和经费保证等。 我国也制定了一些相关标准，但这些远不能满足需求。高放废物地质处置是一项发展中的高科技系统工程，许多法规标准和导则尚需制定。

表2-2 高放废物处置方案 6 / 25 2.1地质处置的影响因素[7]

1．深度 固体放射性废物地下贮存的基本原理是简单的，并且在好些方面具有吸引力：在深650m或更深的地方建造地下贮存库没有多大的技术困难；可以使各种地表作用与自然现象(包括风蚀作用、河流侵蚀、冰蚀作用、地表或近地表水流作用、陨石冲击与风化作用)不至于影响所埋藏的废物：而且许多地区现存基岩中的矿坑已有研究资料可提供有关地下水、地震频率和地质的资料。 2．地下水流作用 地下水是埋藏的废物最易接触的溶剂与载体，故在选择场地时，必须十分重视地下水环境的研究，确保场址周围不可能发生地下水的渗入或者入渗速度很低，在安全期限内不至于产生放射性溶质迁移到人类生活环境中的问题。如果可能的话，还应研究古水文地质特征。掌握了控制岩石中水流的现时条件及历史条件，就有可能圈出适

处置方法 基本思想 可行性 深地质处置

地下库巷道—钻孔处置 几百米到千米深地下库中，挖掘巷道，适当布置钻孔，固化体叠放于钻孔中 研究最多，具有可实现性

地下库巷道—巷道处置 几百米到千米深地下库中，挖掘巷道，固化体封装在容器中，卧放在巷道中 美国尤卡山设计的可回取性处置采用此法 超深钻孔注入 将高放废液注入超深钻孔中，利用其自释热作用熔融周围岩体，达到固结于地质体中 俄罗斯已提出概念设计方案，尚可评价

分离嬗变（核焚烧） 将高放废物中次锕系核素和长寿命裂片核素分离出来，用反应堆、加速器或ADS嬗变成短寿命核素或稳定核素 正在开发研究中

洋底沉积岩处置 将废物置于深洋底沉积层中 可行性尚待评价，受政治因素影响大

宇宙处置 将废物发送到太空中去 风险大，费用高，公众不可能接受。早期设想方案，早被遗弃 极地冰层处置 将废物置于极地冰层中，利用其自释热作用不断下沉到底部 国际公约不允许。早期设想方案，早被遗弃