核動力廠放射性廢物管理大綱格式與內(nèi)容主要內(nèi)容

本規(guī)范規(guī)定了核動力廠放射性廢物管理大綱格式和內(nèi)容的一般要求。

本規(guī)范適用于核動力廠放射性廢物管理大綱的編制，其他核設施可參照執(zhí)行，鑒于不同核設施所產(chǎn)生放射性廢物的理化和放射性特性不同、風險水平和危害后果不同，從而放射性廢物管理的難易程度不同，放射性廢物管理大綱的詳略程度應與之相適應。 2100433B

生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心。

李小龍、徐春艷、劉志輝、蔣婧、何瑋、徐琛、甘學英、方嵐。

水泥固化在一般有害廢物（如電鍍污泥、含汞泥渣、含砷泥渣等）處理中是一種較為成熟的方法。在放射性廢物的固化處理方面，水泥固化技術開發(fā)最早，至今已有40多年的歷史水泥固化中、低放廢物已是一種成熟的技術，已被很多國家的核電站、核工業(yè)部門和核研究中心廣泛采用，在德國、法國、美國、日本、印度等都有大規(guī)模工程化應用。

主要研究

為了克服水泥固化的缺點，近年來，國內(nèi)外科技人員對其進行了大量的研究開發(fā)工作主要包括以下幾個方面:

1）降低放射性核素的浸出率

各國研究人員提出了較多的方法，包括

1）對廢液進行預處理，如用K₂CuFe（CN和K₂ZnFe(CN)₆沉淀Cs，用活性炭除去Co。

2）利用添加劑降低銫、鍶的浸出率。

3）改常壓固化為加壓固化，使固化體致密化，減少與水接觸的表面積。

4）在水泥固化體表面敷加涂層（如瀝青、SiF4和有機聚合物等）。

其中以聚合物浸漬混凝土（PIC）獲得廣泛發(fā)展。其工藝過程為:先將水泥固化體加熱以獲得多孔結(jié)構(gòu)，然后在常壓或減壓下浸漬在苯乙烯或甲基丙烯酸甲酯之類有機單體中，然后加熱或利用輻照使單體聚合。經(jīng)過這樣處理后的水泥固化體，其放射性核素的浸出率可降低3～4個數(shù)量級，抗壓強度可提高3個數(shù)量級。

比較有效的措施是先將廢物干燥脫水，進行干鹽分固化。當然水泥固化時，還需要加入2）降低固化體的體積定量的水，這樣包容的廢物量比原來高得多，而固化產(chǎn)品大約只有原廢液體積的0.125～0.25倍。

放射性廢物水泥固化改善抗水浸出能力

為了改善水泥固化體的抗水浸出能力，提高機械強度和增加廢物包容量，20世紀70年代中期開始研究用聚合物浸漬水泥固化體。此外還開始了用熱壓水泥固化法處理高放廢液的實驗室研究。

①聚合物浸漬水泥固化體聚合物浸漬混凝土是一種新型建筑材料，它具有機械強度高、孔隙率極低、耐化學腐蝕和耐風化等特點，特別適合于強腐蝕性場所使用。鑒于聚合物浸漬混凝土的這些特點，研究了用它作為中、低放廢物固化基材的可能性。工藝過程如下：先將廢物轉(zhuǎn)化為水泥固化體，真空脫水后放入含引發(fā)劑的聚合物單體溶液中浸漬，將浸漬后的水泥固化體加熱或輻照使單體聚合（見聚合反應）。聚合后一般生成熱固性塑料，如苯乙烯、甲基丙烯酸甲酯等。與普通水泥固化體相比，聚合物浸漬水泥固化體的性能有一定改善，如浸出率至少低一個數(shù)量級，機械強度提高2倍左右。

②熱壓水泥固化高放廢液　一般水泥固化體的抗水浸出性能較差，強輻照下氣體輻解產(chǎn)物會使固化體破裂，因而水泥固化通常用于放射性水平較低的廢物。但是水泥經(jīng)熱壓處理后孔隙率可降到3%左右,機械強度提高約10倍。初步研究結(jié)果證明：將模擬高放廢液煅燒物和濕水泥粉混勻，然后在150～250℃、2.4×10⁶帕下熱壓，可得到致密、不透氣、抗水浸出的固化體。它的機械強度與玻璃相似，比普通水泥高5～10倍。2100433B

氣體放射性廢物處理指的是氣體放射性廢物在受到監(jiān)督的條件下排放入大氣之前所進行的去除放射性成分或化學污染物的加工過程。

氣體放射性廢物簡稱放射性廢氣，它包括放射性氣體和放射性氣溶膠。放射性氣體主要指氣態(tài)放射性元素和化合物，放射性氣溶膠包括固態(tài)分散相氣溶膠和液態(tài)分散相氣溶膠。這些廢氣若直接排放則會造成環(huán)境污染，因此必須經(jīng)過凈化處理。

玻璃固化的研究開始于20世紀50年代末，早期對磷酸鹽玻璃固化研究較多，隨后發(fā)現(xiàn)磷酸鹽玻璃固化體貯存一段時間后形成晶體，失去透明性，使放射性核素的浸出率顯著增加，而且磷酸腐蝕性強，熔融器和固化尾氣管道需用鉑作材料。于是研究工作的重點轉(zhuǎn)向硼硅酸鹽玻璃固化。研究結(jié)果證明，硼硅酸鹽玻璃是較理想的高放廢液固化基材。