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 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

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 12、核电站废物的处理（p276~293） 12.1 核电站废物的来源 12.2 核电站废物的管理系统 12.3 核电站废物的处理方法 12.4 核电站流出物的排放 12.5 核电站废物的废物最小化

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 世界核电厂的现状 2007年底全世界33个国家和地区的436座核电站在运行，总容量392.3GW，占世界电力总装机容量约11% 全球正在建设中的核电反应堆29座 全球计划建设的核电反应堆53座

中国大陆已投入运行的核电站 项目 堆型 机组情况 并网时间 秦山一期 压水堆（单机） 1×300MWe 1991年12月 广东大亚湾 压水堆（双机） 2×1000MWe 1993年8月 秦山二期 2×650MWe 2002年2月 广东岭澳 秦山三期 重水堆（双机） 2×700MWe 2002年11月 江苏田湾 2×1060MWe 2006年5月

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 12.1 核电站废物的来源 裂变过程：燃料元件包壳破损（通常小于0.1%）； 活化过程：反应堆结构材料冲蚀-腐蚀产物60Co、55Fe、51Cr、54Mn 、59Ni、65Zn；冷却剂13N、19O、3H；化学添加剂、冷却剂中杂质24Na、27Mg、45Ca；

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 3H的来源 冷却剂中氘的活化：2H＋n→3H 冷却剂中锂的活化：6Li＋n→3H＋4He 硼的中子俘获：10B＋n→3H＋24He 铀核三裂变反应 3H以HT和HTO进入废气和废液中

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 14C的来源 气体中杂质的活化反应 17O核反应：17O（n，α）14C 14N核反应：14N（n，p） 14C 13C核反应：13C（n，γ）14C 14C以CO2进入废气和废液中

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 一回路冷却剂带有很强放射性，二回路介质也可能有放射性。 根据反应堆类型、功率、燃耗深度，计算机程序可以推算出堆芯裂变产物的核素组成和活度。根据燃料组件气密性，破损率，可以推算出包壳空隙内裂变产物的活度，以及一回路冷却剂中裂变产物和活化产物的活度。根据蒸汽发生器的泄露率，可以推算出二回路介质中裂变产物和活化产物的活度。 其他放射性废物主要产生于检修活动。

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 12.2 核电站废物的管理系统 放射性废物收集系统 硼回收系统 废气处理和排放系统 废液处理和排放系统 固体废物处理和贮存系统

核电站放射性废物处理系统

核电站辐射监测仪表系统

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 放射性废气：工艺废气和排风系统 放射性废液：系统、管道阀门的泄漏，设备疏水，离子交换再生液，地面冲洗水，去污废液 固体废物：蒸发浓缩废液，废树脂，废过滤芯，高效过滤器芯，废设备部件，劳保用品 分类收集、处理和贮存：废气和废液达标排放；固体废物减容、包装后临时库内存放不超过5年，送往低中放废物处置场进行处置。

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 12.3 核电站废物的处理方法 （1）废气处理工艺和设备 含氢废气和含氧废气，主要放射性组分：惰性气体、碘和气溶胶、碳-14和氘 含氢废气（高放无氧工艺废气）：氢气和氮气 处理方法：采用压缩贮存衰变或活性炭延迟床处理，工艺流程见图12-1、图12-2。 排放控制：取样分析和连续监测报警 燃爆事故：氮气稀释， H2浓度4%以下

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 含氧废气（低放有氧工艺废气）：呼排气和鼓泡排气 处理方法：采用高效过滤器和碘吸附处理，工艺流程图12-3 排放控制：连续排放 厂房排风 气流流向：从低污染区向高污染区流动 不同来源采用不同工艺流程处理： 燃料厂房排风 反应堆厂房排风

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 （2）废液处理工艺和设备 分类收集和贮存，分类进行处理 蒸发法：强制循环蒸发和自然循环蒸发 离子交换法：表12-3 常用的离子交换床 一般不再生。秦二核根据进出口压差0.15MPa和外表剂量率15mSv/h 更换树脂

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 压水堆核电站各类废水处理工艺 工艺排水：放射性水平高，化学物质含量低 处理工艺：离子交换，蒸发处理或蒸发与离子交换串联使用，见图12-4 工艺排水处理工艺流程图 化学废液：化学物质含量高 处理工艺：蒸发处理，见图12-5 化学排水处理工艺流程图

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 地面疏水：含一定量的化学物质和固体颗粒，放射性水平比较高时蒸发处理。 淋浴水和洗衣水：放射性水平通常很低，过滤或吸附处理，或蒸发处理。 含油废水：废油小于10mg/L，单独处理。 生活污水：生化处理站处理。

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 （3）固体废物处理工艺和设备 湿固体废物：泥浆、浓缩废液、废树脂和废过滤器芯 浓缩废液：硝酸钠、硼酸或硼酸盐，最大含盐量400g/L。 通常进行水泥固化，硼酸根离子有缓凝作用，加入Ca(OH)2预处理；SO42-有促凝作用，需要加入缓凝剂。

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 废树脂：迄今尚无较好的处理工艺 压水堆核电站废树脂中主要核素137Cs、134Cs、60Co、58Co 树脂的特点：比活度很高、有机物、辐解产生燃爆性气体、不易焚烧、不能直接处置。 开发研究（见图12-6） 不破坏树脂有机结构：压实、装桶、低温固化 破坏树脂有机结构：分解、降解、高温固化 水泥固化体：树脂溶胀龟裂和破碎，要限制废树脂的包容量。

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 废过滤器芯 通过铅屏蔽转运容器装入混凝土容器中，注入水泥砂浆固定，装在200L金属桶中。 干固体废物 废活性炭、石墨、吸附剂、废高效过滤器芯、废设备、部件、工具、劳保用品、擦试材料、铺垫或覆盖用的塑料，堆内测量部件等。 分为可压实废物和不可压实废物，可燃废物和不可燃废物。 我国各核电站都设有压实机。

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 （4）固体废物的包装和运输 钢桶：200L、400L 混凝土容器：Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ；自屏蔽效能好，抗腐蚀作用强；废物包装率低。 A型包装：渗水试验、负载试验、贯穿试验和1.2m自由坠落试验； B型包装：增加高温燃烧试验、9m坠落试验和水浸试验； 固体废物的暂存：不超过5a的废物量；可回取；辐照剂量率限值。 对废物的要求：不超过设计限值和运输限值。

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 12.4 核电站流出物的排放 （1）流出物排放的审批和监督 三同时：废物处理设施和主工艺设施同时设计、同时建设、同时投产 四统一：多堆统一管理、统一申请排放限值、统一实行环境监测、统一组织应急响应和实施排放 分配气载和液体流出物的排放总量，实行总量与浓度双重控制，以总量控制为主。 年排放总量按季度控制，连续3个月内不得超过排放目标值的1/2，实际排放量向国家环境保护总局报告。

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 （2）气态流出物的排放 连续排放和约定排放 分析取样： 惰性气体（测量总β和γ谱） 气溶胶（测量总β和γ谱） 碘（测量总γ和γ谱）

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 （3）液态流出物的排放 槽式排放 废水排放双重控制 取样分析：总γ、总β、氚、90Sr和γ谱。 在线连续监测包括在排放管路上的辐射监测和流量监测。

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 （4）排放的质量保证和质量控制 核电站流出物的监测由核电站和当地环保部门分别独立进行，监测结果公布。 （5）非放射性有害物质的控制

核电站排放大气扩散试验

辐射环境监测车

放射性废物处理与处置 第十二章 核电站废物的处理 12.5 核电站废物的废物最小化 环境管理方针：遵守法规、安全运行、减少排放、节约资源、持续改进、保护环境。 大亚湾核电站：下降50％（管理） 秦山核电站：逐年下降 台湾省核电站：下降50％（减容技术）

第十二章完