高放射性核废物玻璃固化体的辐射效应
高放射性核废物玻璃固化体的辐射效应
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摘 要：随着近些年我国对核能产业的大力发展，大量需要与生物圈隔离、进行永久处置的核废物成为我国面临的一大问题。核能产业的乏燃料经过后处理阶段生成的大量高放废液按照规划将被使用玻璃固化后进行深地质处置。为了预测玻璃固化体在地质储存库中的行为、预防可能发生的放射性核素泄漏事故，了解其长期的辐射效应是非常必要的。本文描述了在玻璃固化体中的辐射源与辐射剂量；还讨论了各种用来模拟玻璃固化体在储存库中的辐射场以对其进行辐射性能研究的实验手段；最后综述了玻璃固化体中α与β衰变事件对其造成的辐射效应。
关键词：高放废物；玻璃固化体；辐射效应
1. 引 言
近年来，随着国民经济的蓬勃发展，能源短缺逐渐成为我国面临的一个严峻问题。核能，作为新能源中最具有竞争力的一员，其开发和利用越来越为我国所重视。预计到2010年核能发电量将达到20 GW路h，到2020 年为32～40 GW路h；同时也将产生大量的核废物，到2010年为1000t，到2015 年为2.0×103
t。估计核废物产生的速度在2020 年将达到每年1000t。因此，核废物处置已经成为迫切需要解决的课题。早在1985 年我国就已开始在该领域进行研究，但当时并未深入开展。世界各国对高放废物处置问题提出了许多方案, 如太空处置、海洋处置、海岛处置、冰层处置及深地质处置等等。目前世界上广泛认可的高放核废物地质处置方法是深埋于稳定的地层中（500～1000 m）。在众多方案中，该方案是开发时间最长，也是目前最有希望投入应用的处置方案，许多国家相继在其研究领域投入了大量的人力和财力。
当前我国提出的治理高放废物路线的主线是：鈥湶ＡЧ袒€斺€數刂蚀χ免€?。固化的目的是使高放废液中所含的核素转变成稳定形态, 封闭隔离在稳定的介质中, 以便阻止核素泄漏和迁移, 使之适宜于处置。目前已被采用的固化介质以浸出率很低的硼硅酸盐系的玻璃为主。同时, 其他一些可能代用的固化介质如陶瓷、合成矿物、结晶化玻璃也正在研究中。目前，玻璃固化是大部分拥有高放国防废物或者商业核燃料后处理生成的高放废物的国家所选择的针对大部分核废物成份的固化方式（例如：美国，俄国，法国，英国，日本）。 对于玻璃的选择主要是基于以下四个原因：（1）相比较其它固化方式，玻璃固化的处理过程相对简单（将玻璃粉与废物混合，在相对较低的温度熔解并注入金属容器中）。（2）玻璃作为一种非晶体可以很容易容纳高放废物的各种组分（20 至30 种成分）。（3）作为一种非晶体，玻璃受辐射效应的影响很小，尤其是阿尔法衰变的影响。（4）使用玻璃固化高放废物的相关技术我国已开发与研究多年，相比其它固化方式有更多技术基础。
然而，目前我国对玻璃固化体的研究主要集中在固化体生产、固化体类型、浸出实验研究、核素在介质中的迁移研究以及包装容器腐蚀研究等，并未开展针对玻璃固化体的辐照效应研究。既未曾考虑高放射性环境中玻璃固化体的微观与宏观结构变化、性质变化，也没有掌握足够的辐照性能评价数据，更没有建立起系统的性能评价方法。玻璃固化体是高放废物地下处置的第一层工程屏障，高放废物中的α、β 衰变导致的高放射性环境在长期储存的过程中会导致玻璃固化体物理性质和化学性质在微观和宏观两个水平上的改变，导致高放射性核素的浸出率上升。虽然玻璃固化体封闭于多重屏障系统内, 但不管该系统的设计多么完美,也不能永远的阻止核素向生物圈迁移，因为再坚固的设施也不可能永远存在。一旦工程屏障损坏, 核素就将随地下水一起向地质介质中迁移, 通过地质介质,
最终到达生物圈。因而，玻璃固化体的耐辐照稳定性能直接影响到高放废物的成功处置，针对玻璃固化体的辐照效应展开深入系统的研究是非常有必要的。
2. 辐照效应原理
处于深地质储存库中的高放废物玻璃固化体在其长期储存过程中会因为固化于其中的各种放射性元素（锕系元素以及裂变产物等）的衰变等行为导致其长期处于辐射场中。各类辐射源对玻璃固化体有着不同的辐射剂量、剂量率以及不同的辐射效应，本节将对此进行讨论。
2.1 辐射源与剂量
高放废物中主要的放射源是裂变产物（如137Cs和90Sr等）的β衰变和锕系元素（如U, Np, Pu, Am和Cm等）的α衰变，这两者都造成了废物固化体物理和化学性能的改变。β衰变产生了高能β粒子，能量非常低的反冲核和γ 射线；同时，α 衰变产生了高能α 粒子（4.5-5.5MeV），高能反冲核（70-100keV）和一些γ 射线。虽然不同的玻璃固化体中的废液装载百分比是不同的，但是一般说来，固化体中的α 及β 衰变在长期的储存过程中造成的累计辐射剂量都将会非常高。Weber 于1991 年所做的研究表明，储存于美国萨瓦那河工厂的高放废物玻璃固化体中，α 衰变在1000 年的时间内累计总数就已经达到了1017
次/g，在该剂量的辐照下，地球上最稳定的矿物鈥斺€旓慕峁挂步糠址蔷Щ欢?beta; 衰变则达到了更高的1018 次/g。此外，虽然锕系元素的自发裂变和α-n 反应也会造成一定的辐射损伤，但是这两者的发生几率非常低，对辐射效应整体而言没有太大影响，因此自发裂变的辐照效应在本文中不做讨论。
一般说来，β衰变在核废料储存的前五百年里是主要的辐照源，因为它来自短寿命的裂变产物（如，137Cs 的半衰期是30.2 年，90Sr的半衰期是28.8年）。裂变产物的β衰变是核废物储存库早期高放射性，高产热率以及温度上升的原因。由于锕系元素和它们的裂变产物的半衰期很长（比如，237Np, 239Pu,和235U 的半衰期分别为2.14×106, 2.41×104, 和7.04×108年），所以通常α 衰变成为主要放射源的时间要晚一些（约500 年之后）。显示的是美国西谷示范工程（West Valley Demonstration Project, WVDP）与萨瓦纳河工厂（Savannah RiverPlant, SRP）制造的玻璃固化体的α 衰变与β 衰变的累计衰变次数随储存时间的变化曲线。
2.2 射线与物质的相互作用
高放废物玻璃固化体中的放射性核素通过 α 和β 衰变释放出的α 粒子，α 反冲核，β 粒子以及γ 射线对玻璃产生影响。这些射线在玻璃中的能量损失主要分为两类：电子能损（非弹性能损）与核能损（弹性能损）。前者主要造成离化损伤，后者则主要是移位损伤，这两种损伤构成了辐射效应的主体。对于β 粒子和γ 射线，能量沉积主要由电离过程支配。对于离子，如α 粒子和α 反冲核，这种转移则主要由离子与组成玻璃核素的轨道电子的相对速率决定。如果离子的速度高于波尔电子速度（～2.2×108cm/s），电离过程将占主导地位；如果粒子速度低于轨道电子速度，电离的可能性则变的很小，大部分能量将被转移给原子核。这种关系可以更清晰地表述为：如果入射粒子能量（以keV 为单位）大于原子量，则相互作用过程中以电离（电子能损）为主；如果粒子能量小于这个值，则粒子通过库仑相互作用与原子核的弹性碰撞（核能损）占支配地位。因此，一个原子量是4，能量范围从4.5 到5.5MeV的α 粒子主要是通过电离过程沉积其能量，而原子量从235 到244，能量从70keV 到100keV的α 反冲粒子的能量损失则主要发生于其与玻璃中原子核的弹性碰撞过程。除能量沉积之外，衰变放射出的粒子在某些情况下其自身的沉积亦会改变高放废物玻璃的结构，对辐照效应有着同样重要的影响。
2.2.1 电离损伤
高放废物中放射性核素的α和β衰变产生的能量沉积中，以核能损形式沉积的只占总量的很小一部分。α 粒子和β 粒子主要通过库仑作用损失能量；γ射线和物质的相互作用则主要是光电效应，康普顿散射以及电子对效应。
高放废物玻璃中的β 衰变和α 衰变导致的电离和电子激发能使固化体发生显著的发热现象。温度增长的幅度取决于能量吸收速率，固体的物理特性（比如其特定的热学特性），导热性以及热量在环境中的传播速度。美国在尤卡山贮藏室的国防高放废物玻璃固化体在储存之初的温度可能高达250℃，该温度会随着玻璃固化体和乏燃料贮藏密度的不同而不同。但在数百年之后，其温度会降到100℃以下。另外，该贮藏点中混合有高负荷武器级钚的玻璃也会经历类似的温度（变化）。这种范围的温度能很大程度地影响核废物玻璃对辐射效应的反应。
除了发热，电离和电子激发会产生大量电子空穴对并导致共价键和离子键的断裂、轨道电子空位、扩散增强以及局部电子激发。化学键断裂和局部电子激发能形成非桥氧缺陷、局部分解（比如O2 的形成）以及局部电子激发转化成原子运动后（通常称为辐射分解）导致的永久原子移位。在玻璃中，辐射分解有可能比弹性碰撞造成更多的原子移位。
2.2.2 移位损伤
弹性散射碰撞会造成直接原子移位，并引起原子尺度的结构重排。由于β粒子的质量较小，它们不能有效地把能量转移给原子核，只有在高能时才会造成极个别的原子移位。β衰变产生的反冲核（β-反冲）的能量往往太小，很难使其发生不可逆的原子移位。一般而言，高放废物玻璃中的每个β 衰变造成0.1
个原子移位（dpa）。类似的，对于高放废物玻璃中的大部分衰变事件而言，其放射的γ 射线导致的反冲核（γ-反冲）也没有足够使其发生永久移位的能量。
高放废物玻璃中锕系元素衰变发出的α 粒子具有4.5 到5.8MeV 的能量，反冲核（α-反冲核）具有70 到100keV 的能量。α 粒子通过电离过程损失了大部分能量，在其16 到22 微米的射程中经历足以造成数百个永久原子移位的弹性碰撞。大部分原子移位发生在α 粒子射程的尾端。电子能损与核能损分别在总能损中所占的比例以及弹性碰撞造成的移位原子的分布可以由蒙特卡罗模拟程序（例如TRIM）得出。显示了使用TRIM-96 模拟得到的结果，硼硅酸盐玻璃中5.2MeV 的α 粒子产生的移位氧离子，氧离子的位置分别由X 和Y 的值表示。能量相对较低的α-反冲粒子会造成高放废物玻璃中的弹性碰撞产生的原子移位总量的大部分。α-反冲粒子在非常短的射程（30 到40nm）里发生的弹性碰撞几乎损失掉它的所有能量，造成高度局部化的损伤（位移级联或热峰），该损伤有1000 到2000 个原子移位。展示的是在硼硅酸盐玻璃中235U 反冲核产生的位移级联。在玻璃中由α-反冲核导致的位移级联的能量沉积密度是非常高的（大于1eV/原子），同时其在非常短的时间（＜10-12s）内发生，从而可能会导致局部鈥溔刍€潯?br />
2.2.3 嬗变与气体生成
除了以上两种效应外，发生 α 衰变和β 衰变的放射性核素向化学性质不同的核素嬗变，而这可能严重影响玻璃的化学性质。高放废物玻璃中发生嬗变的主要是高放废物玻璃固化体中丰度较大的裂变产物137Cs 和 90Sr。这两种核素的嬗变导致了其离子半径和化合价的改变。Cs1+衰变到Ba2+，离子半径减小了
放射性废物处理与处置
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放射性废物处理与处置
作者：刘苏 彭安国
来源：《科学与财富》2019年第29期
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，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，因此只能龙源期刊网
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之間有如下的关系为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。
放射性废物
放射性废物
放射性废物为含有放射性核素或被放射性核素污染，其浓度或比活度大于国家审管部门规定的清洁解控水平，并且预计不再利用的物质。根据形态可分为气体废物、液体废物和固体废物。
放射性废物为含有放射性核素或被放射性核素污染，其浓度或活度大于国家审管部门规定的清洁解控水平，并且预计不再利用的物质。放射性废物尽管有各种各样，但却具有一些共同特征：①含有放射性物质。它们的放射性不能用一般的物理、化学和生物方法消除，只能靠放射性核素自身的衰变而减少。②射线危害。放射性核素释放出的射线通过物质时发生电离和激发作用，对生物体会引起辐射损伤。③热能释放。放射性核素通过衰变放出能量，当废液中放射性核素含量较高时，这种能量的释放会导致废液的温度不断上升甚至自行沸腾。
放射性废物的危害包括物理毒性、化学毒性和生物毒性。通常主要是物理毒性。有些核素如铀还具有化学毒性，此外，对于混合废物含有有毒、有害化学污染物。至于生物毒性，仅来自医院的个别废物才可能掺有。物理毒性指的是辐射作用。大剂量照射可出现确定性效应，小剂量照射会出现随机性效应。
放射性废物，按其物理性状分为气载废物、液体废物和固体废物三类。放射性气载废物按其放射性浓度水平分为不同的等级。放射性浓度以Bq／m3（Bq／L）表示。
处置原则:
①改革不合理的工艺操作，防止不必要的污染并开展废物的回收利用（见放射性废物利用）；
②对已产生的废物分类收集，分别贮存、处理，处理方法要求安全、经济、净化效率高和简单易行；
③尽量减小容积以节省运输、贮存和处理费用；
④向环境稀释排放时要按照“合理、可行、尽量低”的原则严格控制；
⑤以稳定的固化体形式贮存，以减少放射性核素迁移扩散（见放射性废物固化）；
⑥废物的最终处置必须做到同生物圈有效地隔离。
处理基本方法:
稀释分散、浓缩贮存以及回收利用。放射性废液浓缩后贮存只是暂时性措施，存在着不安全因素，必须将放射性废液或浓缩物转化成为稳定的固化体，才能安全地转运、贮存和处置。
核废料玻璃固化技术
核废料玻璃固化技术
1.引言
1.1 概述
核废料玻璃固化技术是一种将核废料与玻璃混合后进行固化的方法。该技术通过将高浓度的核废料与玻璃基质相结合，形成坚固、稳定且不易透水的玻璃固体，从而有效地封存和储存核废料。
在核能发展的过程中，产生的核废料给环境和人类健康带来了巨大的威胁。因此，寻找一种安全有效的核废料处理方法成为当前亟待解决的问题。核废料玻璃固化技术正是针对这一问题而应运而生的一项重要技术。
核废料玻璃固化技术的基本原理是将核废料与玻璃原料混合，并在高温条件下进行熔融处理，使得核废料与玻璃基质充分结合。这种结合方式可以有效地限制核废料中放射性物质的迁移和溢出，从而降低对环境和人体的污染风险。
与其他核废料处理方法相比，核废料玻璃固化技术具有以下优势：首先，玻璃基质的稳定性使得核废料更加安全地储存和运输；其次，固化后的核废料玻璃具有较高的机械强度，能够有效地抵抗外界的冲击和振动；此外，这种技术还可以充分利用核废料中的热能，将其转化为电力或热能，实现能源的再利用。
然而，核废料玻璃固化技术也存在一些挑战和问题。例如，选取合适的玻璃基质和核废料配比、确保固化过程的稳定性和效率、处理庞大的核废料量等都是需要克服的难题。因此，对于核废料玻璃固化技术的研究与发展仍然具有重要意义。 总之，核废料玻璃固化技术是一项有潜力的核废料处理技术。通过将核废料与玻璃基质相结合，可以有效地封存和储存核废料，降低核废料对环境和人体的风险。未来，随着该技术的不断发展和完善，相信它将在核废料处理领域发挥越来越重要的作用。
1.2 文章结构
文章结构部分的内容
文章的结构分为引言、正文和结论三个部分。
引言部分主要概述了本文的主题——核废料玻璃固化技术，并提供了本文的目的和文章的结构。
正文部分包括了核废料固化技术概述和核废料玻璃固化技术要点两个小节。
在核废料固化技术概述部分，将详细介绍核废料的问题以及核废料固化技术的背景和意义，同时还会涵盖核废料的来源、特性和对环境和人类健康的影响等方面的内容。
重离子和γ辐照硼硅酸盐玻璃的辐照效应对比
第５３卷第５期原子能科学技术Vol．５３,No．５
２０１９年５月AtomicEnergyScienceandTechnologyMay２０１９
重离子和γ辐照硼硅酸盐玻璃的
辐照效应对比
刘枫飞１,张晓阳１,管 明１,赵 彦１,杜 鑫１,袁 伟１,
彭乃卫２,李 源２,王铁山１,彭海波１,∗
(１．兰州大学核科学与技术学院,甘肃兰州 ７３００００;２．郑州宏源生物工程有限公司,河南郑州 ４５００００)
摘要:为研究玻璃固化体在不同辐照方式下的宏观和微观结果及其对应关系,使用重离子和γ辐照硼硅
酸盐玻璃,分别测量了辐照后硼硅酸盐玻璃的硬度和模量变化.发现在γ辐照条件下,直到吸收剂量达
到６×１０６Gy,硼硅酸盐玻璃的宏观性质(硬度和模量)均未发生明显改变.在Xe离子辐照条件下,当辐
照剂量达到０１dpa时,硬度和模量减少达饱和值.此外,测量了γ辐照后的硼硅酸盐玻璃的吸收光谱,
得到了辐照后硼硅酸盐玻璃带隙随吸收剂量的变化规律,讨论了辐照产生的微观缺陷来源和产生机理.
发现重离子辐照产生的硬度和模量的下降主要来源于玻璃网络结构的断裂,而重离子的核能量沉积是
造成网络体结构断裂的主要原因.结合γ辐照样品的吸收光谱结果,通过对比γ射线和重离子辐照后
的样品硬度和模量变化不同趋势可发现:γ辐照会在硼硅酸盐玻璃中产生微观缺陷(非桥氧空位色心
等),这些缺陷主要来源于网络体末端与钠相连的键的断裂.而网络体末端的断裂不影响硼硅酸盐玻璃
的网络体结构,所以γ辐照产生的缺陷不会引起硼硅酸盐玻璃的硬度和模量变化.
关键词:硼硅酸盐玻璃;辐照效应;重离子;γ射线
中图分类号:TQ１７１ 文献标志码:A 文章编号:１０００Ｇ６９３１(２０１９)０５Ｇ０９３９Ｇ０９
收稿日期:２０１８Ｇ０７Ｇ１７;修回日期:２０１８Ｇ０８Ｇ０９
基金项目:国家自然科学基金资助项目(１１５０５０８５,１１５０５０８６);中央高校基本科研业务费专项资金资助项目(lzujbkyＧ２０１８Ｇ７２)
高放废物固化技术研究
∽ △ Ａ ０ ０ ０ Ｔｈｅｓｉｓ
【摘要】随着核能源的广泛应用，特别是民用核能的发展，放射 性废物的安全处置已经成为当今各国普遍关注的问题。目前各国公认的
较为安全的方式是将放射性废物固化后进行深地质处置。对于高放射性
废物而言，主要的固化方式有玻璃固化和人造岩石固化。本文从化学稳 定性、机械稳定性、热稳定性、辐射稳定性等几个方面介绍了两种固 化体的性能，为高放废物固化的进一步研究提供参考。
【关键字】高放废物；玻璃固化；人追岩石固化；稳定性
前言
随着核工业的发展，所产生的放射性废物愈来愈多，尤其是高放射性 废物（ＨＬＷ）。放射性废物主要由铀和２３５Ｕ的裂变产物组成。重要的裂变
产物有１ ３７Ｃｓ、９０Ｓｒ、１４０Ｂａ、ｌ２９Ｉ等。其中１３７Ｃｓ、９０Ｓｒ半衰期最长，
分别为３０．１７ａ和２８．５ａ，被人食入或吸入，或受到其衰变过程中产生的
射线照射，都将破坏人体的组织细胞。它的放射性高，毒性大，其危害可 持续几万年甚至几十万年。如何安全地处理和处置这些ＨＬｗ，成为目前
解决核污染，保护人类的生存环境，进一步开发利用核能以及实现核能可
持续发展的关键＿ｌ 】。
对放射性废物的处置，人们认为最合理的措施是首先将放射性废物进 行固化处理，然后将得到的放射性废物固化体进行最终的地质处置。对于
高放射性废物（ＨＬＷ）固化方法按固化体形式可分为四类：①放射性废
物玻璃固化，主要为形成硼硅酸盐玻璃固化体和磷酸盐玻璃固化体；②放 射性废物合成岩石固化，废液和钙钛锆石、钙钛矿、榍石、碱硬钛矿石、
烧绿石等人造岩石固化基材高温熔融，形成与天然岩石晶体结构相同的固
体，放射性核素作为晶体组成部分而固定；③放射性废物陶瓷固化，使放
射性核素作为晶体的组成部分而固定的固化方法，主要有玻璃一陶瓷固化
体（合适组成的硼硅酸盐玻璃固化体经热处理而部分析晶的产物）、过煅 烧陶瓷固化体（废液与硅、铝、锶等添加剂一起转化为煅烧物后再经高温
MoO3对玄武岩玻璃结构及性能的影响
0引言
玻璃固化作为处理核工业高水平放射性废物（HLW）的最佳方法之一，在美、英、法等国家已实现工程化应用。硼硅酸盐玻璃是研究和应用最广泛的玻璃基体，但其应用过程中仍存在一些难题，如硼硅酸盐玻璃基体对于HLW中的过渡金属氧化物（Cr2O3、MoO3、ZrO2等）包容量都比较低。作为乏燃料后处理产生的高放废物中的主要裂变产物，钼元素在传统的硼硅酸盐玻璃中的溶解度较低（≤1%），这是因为Mo6+具有高的离子场强，很难进入玻璃网状结构。过量的钼元素将导致相分离现象进而形成碱金属钼酸盐或碱土金属钼酸盐的分相，即所谓的“黄相”。这些黄相不具有放射性，但其化学稳定性很差，同时，其对90Sr、137Cs等放射性核素具有结合能力，这会降低玻璃固化体整体的化学稳定性。此外，黄相会腐蚀熔炉衬里，对熔炉的使用寿命造成很大的影响。因此，有必要提高MoO3在硼硅酸盐玻璃中的溶解度或者开发新的玻璃固化基材，以提高高放废物在玻璃固化体中包容量。
玄武岩玻璃被认为是核玻璃的天然类似物，其化学组成与钙铝硅酸盐玻璃相似。制备玄武岩玻璃的矿物价格低廉、强度较高、拥有极佳的热稳定性和抗氧化能力，而且分布广泛，储量丰富，这些都是核玻璃所需要的优良性能。本实验采用以天然玄武岩矿物制备的玄武岩玻璃，通过向玄武岩玻璃中加入MoO3确定其钼酸盐最大溶解度，并对其固化机制进行比较分析，探究Mo对玄武岩玻璃固化体结构和微观形貌、热稳定性及化学稳定性的影响，以此与硼硅酸盐玻璃进行比较，为研制固化用核玻璃提供可能的方向。 1实验
（1）原料、试剂与装置。原料：峨眉山玄武岩玻璃，粒径范围为100目以下。玻璃化学组成见表1。试剂：三氧化钼（MoO3），99.9%，阿拉丁试剂，分析纯（A.R.）。设备：SL301样品粉碎机；MF-1700℃箱式高温电阻炉；100、250 mL刚玉坩埚；QM-3SP2-CL行星式齿轮球磨机；FA1004电子分析天平。
核聚变反应过程中产生的放射性废物如何处理
核聚变反应过程中产生的放射性废物如何处理
在探索未来能源的道路上，核聚变一直被寄予厚望。它具有能源供应充足、清洁无污染等诸多优点。然而，在核聚变反应过程中，不可避免地会产生一些放射性废物。这些放射性废物的处理是一个至关重要的问题，直接关系到核聚变技术的广泛应用和环境安全。
首先，我们需要了解一下核聚变反应中产生的放射性废物都有哪些。核聚变反应通常涉及到氢的同位素，如氘和氚。在反应过程中，会产生一些具有放射性的核素，如氦-4、中子以及少量的放射性杂质。虽然与核裂变产生的放射性废物相比，核聚变产生的放射性废物在数量和放射性强度上相对较少，但仍需要妥善处理。
对于这些放射性废物，一种常见的处理方法是固化与封装。这就像是给放射性物质穿上一层坚固的“防护服”。通过将放射性废物与合适的材料混合，如玻璃、陶瓷或水泥等，然后将其制成稳定的固体形态。这样一来，放射性物质就被牢牢地固定在其中，减少了泄漏和扩散的风险。封装则是在固化后的废物外面再加上一层防护层，进一步增强其安全性。
接下来是深埋处置。这是一种经过长期实践验证的有效方法。选择合适的地质层，通常是地质稳定、渗透性低的区域，挖掘深达数百米甚至上千米的地下储存库。将封装好的放射性废物放置在这些储存库中，利用地层的屏障作用来隔离放射性物质与外界环境。在选择深埋地点时，需要进行详细的地质勘察和评估，确保其能够长期稳定地容纳放射性废物，并且不会对地下水等资源造成污染。
除了固化、封装和深埋，还有一种方法是嬗变处理。嬗变是指通过核反应将长半衰期的放射性核素转变为短半衰期或者稳定的核素，从而降低放射性废物的危害。这需要使用特殊的加速器或反应堆来实现，但目前这项技术还处于研究和发展阶段，尚未大规模应用。
在处理放射性废物的过程中，监测和安全评估也是不可或缺的环节。需要建立完善的监测系统，对放射性废物的存储和处置地点进行长期监测，及时发现可能的泄漏和异常情况。同时，进行严格的安全评估，预测各种可能的风险，并制定相应的应急预案。
核废料处理方法
核废料处理方法
1.玻璃固化法
玻璃固化法是将废料混入玻璃材料中作成一固化之产物,如同英Harvest 计画中研究的.这种玻璃固化法废料是在圆柱状容器内制成,在英国现行的容器尺寸为高3米,直径约半米.依目前的核能计画,约需 72000 个此类容器.
2.储存法
核废料掩埋法其实就像把食物放进仓库里一样,只不过他需要更精密的防护措施.核能发电是利用核燃料分裂的热,产生蒸汽,推动发电器风扇发电.而核分裂已减弱的燃料便必须丢弃,称为「核废料」.核废料因仍存在辐射,所以必须经过一连串严密的手续,像是送去减容中心,减少废料的体积……等.而各核电厂都自备燃料池可储存40年的时间,时间到了,便必须送去储存厂,大约10年辐射已降低至无害,可像一般垃圾处理.
3.海洋掩埋法
所谓的海洋掩埋法就是......「深海投掷法」故名思义就是将核废料永久弃置於深海底的意思,也就是海洋掩埋法.利用水泥固化法将核废料储存在钢筒内,经过数
年的暂时储放〈目前台湾存放在兰屿〉,等核废料中的放射性降的最低后,再投
掷到深海或数千公尺海沟中,作永久性储存.
A.核废料可否埋存於海底
具有高度放射性的废料是核能应用上无法避免的产物.一法是将这些废料存置於
深海底部,但须先将此项海床存置方法对环境的冲击及潜在的影响做一完整的评估.高度放射性废料的产生是核能应用上无法避免的结果.在照过燃料元件再处理过程中,将未曾用尽的铀及钸收回,以供再次使用;而在此过程中将产生一些「高阶废料」这包括分离出来的分裂产物,一些没有被收回的铀和钸,其他的锕系元素,以及一些活化产物.目前此类废料是以液体状态储存於适当的封闭容器内.虽然在短时间(数十年)内此种储存方式颇合适,但现在理论是如欲做长期存置,则应先将废料予以固化.目前的人造容器的寿命还不能长至可供长半衰期的废料在其内完全衰变.因此必须藉核转变先将放射性废料变成伤害性较低之物质,再将之销毁除(在此种作法曾经研究过但结果并不理想).另一方法是先固化废料,再加以「处置」.「处置」的意义为将废料置放於某处而不再收回.对於处置固化高阶废料的场所,曾有三种不同的建议:(1)深洋底(2)洋底地表下(3)陆地下的地质岩层.关於这些建议,我们必须仔细审查研究,以便将来作决定时有足够的资料,而能作出最佳的选择.英国国家放射防护委员会最近对在深洋底的处置废料,所造成放射性的可能后果作了一番评估.在报告中提出某些方面仍需要更多的资料与研究.在英国国家放射防护委员会的报告中,主要是设计一种模式以研究积存於海洋底层的放射性物质如何回到人体,特别是如何经由食物链导致人体感染.此项评估尽可能做得切合实际.在数据不族时尽可能作较保守的假设,如此得到的结果会比较安全.其结果乃以个人之剂量或一群人口的集体剂量表示出来.放射性废料的处置需要连续不断的作业,而上述评估系针对核能发电总量为1.2×107(百万瓦一年)所产生的高阶废料的处理问题.这大约是从现在到西元2000年全球核能发电厂攒生的总废料,我们估计届时核能发电量为2.5×106百万瓦.尽管近年来在能量需求上的减少,可能使电力的生产不能达此数,但数值上并不会因此而改变太多.再进一步假设废料中各种同位素的含量系比照轻水反应器的废料比例.在西元2000年以内这是一种合理的假设,因为届时即使有其他形式的热中子反应器,甚至是快滋生反应器的使用,均将不会影响废料产量的数量级,也不致大量产生迄今仍为虑及的核种.
放射性固体废物玻璃固化技术综述
［摘 放射性固体废物玻璃固化技术综述
陈明周，张瑞峰，吕永红
中科华核电技术研究院，广 ，刘夏杰，向文元
东深圳 ５１８１２４
要］ 阐述了放射性固体废物玻璃固化技术的原理与优势，综合分析了国外玻璃固化装置，包 括燃料式熔炉、焦耳加热熔炉、感应加热熔炉、等离子体炬和电弧（等离子体弧）熔炉等
反应器的结构、工作原理及其优缺点。提出等离子体熔炉较冷坩埚感应熔炉更适合于
核电厂处理低、中放射性固体废物。
［关 键 词］ ［中图分类号］ ［文献标识码］
［文章编号］
ＩＤＯｌ编号］ 核电厂；固体废物；玻璃固化；焚烧；熔炉；低、中放射性
ＴＩ ９４１．３ Ａ
１００２—３３６４（２０１２）０３—０００１—０６ １０．３９６９／ｊ．ｉｓｓｎ．１００２—３３６４．２０１２．０３．００１
Ａ ＳＡＭＭＲＹ ｏＦ ＧＬＡＳＳ—ＳｏＬＩＤＩＦＩＣＡＴＩｏＮ ＴＥＣＨＮｏＬｏＧＹ
ＦｏＲ ＲＡＤＩｏＡＣＴＩＶＥ ＳｏＬＩＤ ＷＡＳＴＡＧＥＳ
ＣＨＥＮ Ｍｉｎｇｚｈｏｕ，ＺＨＡＮＧ Ｒｕｉｆｅｎｇ，ＬＶ Ｙｏｎｇｈｏｎｇ，ＬＩＵ Ｘｉａｊｉｅ，ＸＩＡＮＧ Ｗｅｎｙｕａｎ
Ｚｈｏｎｇｋｅｈｕａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ Ｒｅｓｅａｒｃｈ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｓｈｅｎｚｈｅｎ ５１８１２４，Ｇｕａｎｇｄｏｎｇ Ｐｒｏｖｉｎｃｅ，ＰＲＣ
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ ｐｒｉｎｃｉｐｌｅ ａｎｄ ｓｕｐｅｒｉｏｒｉｔｉｅｓ ｏｆ ｇｌａｓｓ—ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ ｆｏｒ ｍｅｄｉｕｍ—ａｎｄ ｌｏｗ—ｒａ—
ｄｉｏａｃｔｉｖｅ ｓｏｌｉｄ ｗａｓｔａｇｅｓ ｈａｖｅ ｂｅｅｎ ｅｘｐｏｕｎｄｅｄ，ｔｈｅ ｓｔｒｕｃｔｕｒｅ，ｗｏｒｋｉｎｇ ｐｒｉｎｃｉｐｌｅ，ａｎｄ ｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇ
ｓｔｒｏｎｇ ａｎｄ ｗｅａｋ ｐｏｉｎｔｓ ｏｆ ｇｌａｓｓ—ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｆａｃｉｌｉｔｉｅｓ ａｔ ａｂｒｏａｄ，ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ ｆｕｅｌ ｔｙｐｅ ｓｍｅｌｔｅｒｓ，ｊｏｕｌｅ
冷坩埚玻璃固化技术及应用
第３３卷第３期（总第１９５期） 辐射防护通讯 ２０１３年６月
・介 绍・
冷坩埚玻璃固化技术及应用
杨丽莉 李晓海 徐卫（中国辐射防护研究院，太原，０３０（０）
摘要介绍了法国、韩国、俄罗斯冷坩埚玻璃固化技术在核领域中的研究与工程应用，以期为我国冷坩埚技术的 开展提供借鉴和参考。 关键词：冷坩埚：放射性废物：玻璃化 中图分类号：ＴＬ９４１ 文献标识码：Ａ 文章编号：１００４－６３５６（２０１３）０３—００３７—０５
０引言
冷坩埚玻璃固化技术具有工作温度高、处理 范围广、使用寿命长、熔体均一、设备体积小、退役
容易等特点。二十世纪八十年代，法国、俄罗斯等 开展了冷坩埚玻璃固化核废物技术研究，先后建
立了小实验装置、台架装置、中试装置、原型装置， 并应用到工程实践中。冷坩埚玻璃固化技术不仅 可用于核电站产生的固体废物、树脂、浓缩物等
低、中水平放射性废物；还可用于高水平放射性废 液及其它一些腐蚀性较强的难处理废物。因此，
该技术的研究进展受到各国的广泛关注。 当前，我国正面临着核能高速发展，在核电运
行中，势必产生大量放射性废物。其中，乏燃料后
处理及其产生的高水平放射性废液，由于具有放 射性比活度高、释热率高、并含有一些半衰期长、
生物毒性高的核素等特点，其处理处置成为制约 我国核电及核燃料循环工业可持续发展的关键问 题之一。冷坩埚玻璃固化技术作为一种新的核废
物处理技术，在核电废物和高水平放射性废液处
理方面，有其独特的优势。国外针对核电废物与 高水平放射性废液的冷坩埚玻璃固化技术开展了
大量的试验研究与工程应用，并取得了一定的进 展。我国在该领域起步较晚，仍处在研究阶段。
本文主要介绍法国、韩国、俄罗斯冷坩埚玻璃固化 技术的研究及工程应用，旨在为我国冷坩埚技术 的研究及应用提供一定的借鉴和参考。 １冷坩埚玻璃固化系统及工艺
冷坩埚是由数个弧形块或管组成的圆形或椭 圆形容器，弧形块或管内通人冷却水以保持冷壁，