核环境监测与评价 第10章 放射性废物管理和核设施退役.ppt

第10章 放射性废物管理和核设施退役,整个核燃料循环系统及放射性物质在国民经济各领域中的应用，都会产生放射性废物。流出物排放控制和固体废物的安全处置，既是放射性废物管理的终点，又是辐射环境管理的起点。广义的放射性废物管理还包括核设施退役与环境恢复的有关作业。,10.1 放射性废物管理的目标和原则10.1.1 放射性废物的分类和特点,放射性废物（Radiation Waste)定义：来自实践或干预的，预期不再利用的废弃物(不管其物理形态如何)，它含有放射性物质或被放射形物质所污染，其浓度或比活度大于规定的清洁解控水平，并且它所引起的照射未被排除。（GB18871-2002）,电离辐射防护与辐射源安全基本标准,清洁解控水平（clearance levels):审管部门规定的、以活度浓度和（或）总活度表示的值，辐射源的活度浓度和（或）总活度等于或低于该值时，可以不再由审管部门的审管。,1、放射性废物的分类 IAEA推出放射性废物安全标准提出了关于放射性废物分类的最新建议，我国依此制订了废物分类标准GB9133-1995。按最终处置的要求分类、按处置前管理要求分类、按放射性废物的非定量分类。,(1)按最终处置的要求分类 高放废物、长寿命中低放废物（包括废物）、短寿命中低放废物和免管废物,放射性废物分类框架,定量依据,(2)按处置前管理要求分类 综合考虑废物处理、整备及处理要求，对气载废物、废水及固体废物的定量分类依据见表。,(3)放射性废物的非定量分类A 按废物的产生来源，可分矿冶废物、核电厂废物、乏燃料后处理废物、退役废物及城市废物的等；B 按废物采用的处理、整备方法，可分为可燃废物、可压缩废物等；C 按废物的物理性质，分为挥发性废物、有机废物、生物废物等。,2、放射性废物的特点 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。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。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。放废管理的根本任务：为废物中的核素衰变提供合适的时间和空间条件，将其对公众可能造成的辐射危害始终控制在许可水平以下。,10.1.2 放射性废物管理的目标和原则 1、放射性废物管理目标 防止废物中所含的放射性核素以不可接受的量释入环境，使公众和环境在当前或未来都能免受任何不可接受的辐射危害，使之保持在许可水平以下和考虑了经济和社会因素之后可合理达到的尽可能低的水平。,2 放射性废物管理原则,以安全为目的，以处置为核心遵循：减少产生，分类收集，净化浓缩，减容固化，严格包装，安全运输，就地暂存，集中处置，控制排放，加强监测,10.1.3 放射性废物管理的基本步骤,放射性废物的收集 应在各种放射性废物的产生场所就地分类收集，以不同的接受方式和输送设备将各种废物分门别类集中到暂时贮存设施中。分类收集是为了便于用不同的方法分别进行处理和处置。通常首先将废物按其物理状态分成液体、固体和气体废物，还可进一步按废物比活度(或放射性浓度)分成高、中、低放射性水平的废物，简称高、中、低放废物。对某些特殊放射性核素也应单独分类收集，如含氚废物、超铀废物（见超铀元素）等。对固体废物还可划分为可燃废物、不可燃废物、可压缩废物等。,放射性废物的减容 对放射性废液采用浓缩减容，有絮凝沉淀、离子交换、吸附、蒸发等方法。处理后原始废液中的放射性核素则浓集在小量的蒸发残渣、废树脂和沉淀泥浆内。根据废液的比活度、化学组成、废液量和处理要求可选用一种方法或几种方法联合使用。对固体废物的减容一般采用焚烧或压缩处理。可燃废物经焚绕后减容比可达40100;不可燃的废物采用切割和压缩减容，减容比可达210。,放射性废物的固化 为了安全贮存，减少对环境的污染，须将放射性废液或其浓缩物转化为固体。放射性废物固化的基本要求是：固化体的物理化学性能稳定,有足够的机械强度，减容比大，在水中的浸出率低；操作过程简单易行，处理费用低等。针对不同类型的废物可采用不同的固化方法，其中水泥固化、沥青固化、塑料固化和玻璃固化等已实际应用。,放射性废物固化处理装置,放射性废物的贮存 未经固化处理的放射性废液和浓缩物以及尚未选定最终处置方案的固化体等放射性废物，都应在固定地点贮存在专用的容器中，贮存过程中要注意安全，不能使放射性废物泄漏。对各种比活度的废物要求使用不同的贮罐。如贮存碱性中、低放废液时一般采用碳钢贮罐；贮存酸性高放废液时须用双层不锈钢罐。对贮存比活度高、释热量大的高放废液的贮罐有特别严格的要求：材料要耐腐蚀，结构要牢固可靠，设有通风散热装置、检漏系统和料液转运装置等，并须进行监测。,放射性废物地下储存库,放射性废物的处理,气体 过滤；吸附（高效微孔过滤器、活性炭）液体 短寿命：放置衰变或稀释排放 净化（离子树脂超声净化器）；浓缩减容；沉淀、吸附固化（水泥、沥青、塑料）固体 焚烧或埋藏处理,废物处理的几个概念1、去污比（净化系数）DF 处理前后废物中所含核素浓度或比活度的比值。2、去污效率K 处理过程废物中所含核素总活度的去除百分率，可用比活度及浓度来表示：3、减容比(体积浓缩倍数)处理前废物体积与处理后浓缩物体积之比值：,放射性废物的处理效果通常用去污系数和减容比表示。由于放射性只能靠放射性核素自身衰变而减弱，放射性废物处理的过程，实质上只是将放射性废物分成两部分的过程：一部分体积小但集中了原始废物中绝大部分放射性物质，其处理目标是尽量减小体积，以利于最终处置，其处理效果常用减容比衡量。另一部分体积大但比活度（或放射性浓度）很低。处理目标是使放射性达到允许标准，从而在下一步可作一般废物对待，其处理效果常用去污系数衡量。,放射性废物的处置,陆地处置(Shallow land burial,underground disposal)深层、浅层、洞穴处置,海洋处置（sea disposal,ocean disposal),宇宙处置（extraterrestrial disposal)卫星轨道、行星轨道、太阳系以外,核反应消除（nuclear incineration)利用反应堆或加速器产生的中子,与放射性废物管理相关的法规与标准,法规：中低水平放射性废物处置的环境政策,标准：放射性废物安全监督管理规定国家核安全局,1997 GB9133-1995 放射性废物的分类 GB14500-1993 放射性废物管理原则 GB9132-1988 低中水平放射性固体废物的浅地层处置规定 GB11928-1989低中水平放射性固体废物暂时贮存规定,10.2 放射性废水的管理 在铀矿开采、水冶、精制和235U的浓集，燃料元件的制造等一系列活动中，都有放射性废水的产生。工农业生产中使用的一些放射性物质也会产生一些放射性废水等。除乏燃料后处理第一循环其残液为高放射性废水外，一般为中、低放射性废水。,10.2.1 中、低放射性废水的净化处理 1、贮存衰变 有些放射性核素的半衰期较短，如医学上常用的32P、131I等，反应堆中运行产生的某些裂变产物及活化产物如93Y、92Sr等，这类放射性废水在贮槽中存放一段时间，它的放射性活度会降到一个很低的水平，可排入下水道或有控制地排入地面水体。净化效果：核素半衰期，贮存时间（一般按其含寿命最长的核素半衰期的10倍考虑）,2、絮凝沉淀和过滤 放射性核素及其它污染物质，常以悬浮固体颗粒、胶体或溶解离子状态存于废水中，除大颗粒的可静止沉降或过滤出去，其余的需往其中加入絮凝剂，常用作絮凝剂的有明矾、石灰、铁盐、磷酸盐等。废水中的酸碱度对絮凝的影响很大。根据需要可调节其pH值，使之产生絮凝沉淀，然后过滤沉淀，减少污染。,PH值对聚合铝去除水中各种放射性核素效率的影响,加速沉淀池示意图,3、离子交换 废水中的放射性物质以离子状态存在，要想除掉它们可采用离子交换法。离子交换有阳离子交换和阴离子交换两种，根据所要交换的放射性物质的离子状态而选用相应的离子交换树脂，进行离子交换，从而减少废水中的放射性物质。,4、蒸发 废水在蒸发器内加热沸腾，水分逐渐蒸发，除挥发性放射性核素外，其它的放射性物和杂质都留在浓缩液中，经固化后，便于放射性物质的废物管理。,5、电渗析与反渗透电渗析 电渗析装置采用的选择性渗透膜是一类离子交换膜。在电解质溶液中，阳离子交换膜上的活性基团发生电解，其正电荷扩散到溶液中，膜上形成负电场，因此，可以吸附溶液中的阳离子而排斥阴离子，在外电场的作用下可使阳离子通过从而使之与母液分离。反之可分离阴离子。根据放射性物质在废水中所呈的电性而选择相应的渗透膜，来分离放射性物质。,反渗透,反渗透装置采用的醋酸纤维膜是一类半渗透膜，插放在溶液中，由于渗透压的作用，水分子可由溶液杂质浓度低的一侧透过膜到达浓度较高的一侧，使膜两侧的杂质浓度趋于平衡。如在高浓度一侧施加大于渗透压的压力，就会出现反渗透现象，使高浓区杂质浓度越来越大，低浓区溶液可得净化。,10.2.2 低放射性废水的排放 低放射性废水经净化处理后，应排入专设的排放槽，根据主工艺参数和取样测量结果，确定槽内废水所含核素的种类、总量和浓度等参数。1、向地面水体排放的控制原则 各类核素的排放总量不应超过相应的归一化排放量管理限值，根据审管机构核准的对核设施废水排放规定的剂量管量限值，确定废水的许可排放量限值。,2、免管排放的控制原则 当废水中含有多种放射性核素时,免管排放应按下述原则控制：每月排放的各种核素的总活度应满足：一次排放的活度不超过1107Bq，且满足：,10.2.3 放射性废液的贮存 乏燃料后处理流程中，第一循环所产生的高放废物中含有大量的裂变产物，残留的钚及铀同位素和相当量的超铀元素，其活度水平很高，其中90Sr、137Cs、238-242Pu、241,242Am、242-244Cm等核素的半衰期为13年至38万年，对公众的辐射危险将长达几百年以至几十万年。所以要采取多重屏障等5项措施。,10.2.4 放射性废物的固化或固定 拟固定或固化废物包括中、高放射性浓缩液，中、低放射性泥浆，废树脂，水过滤器芯子等。1、废物的脱水减量 离心机等都可以用于泥浆的脱水减容，浓缩液常用流化床干燥器进行干化。2、中低放射性废物的固化 有水泥固化和沥青固化等。3、高放射性废液的玻璃固化 玻璃固化具有良好的抗浸出、抗辐射和抗热性能。但技术复杂，成本高。,10.3 气载放射性废物的管理10.3.1 气载放射性污染物的分类 铀矿开采及水冶所带来的矿粉、222Rn及其子体气溶胶；反应堆正常工况运行时燃料元件中产生的气态及颗粒态裂变产物等。可分四种类型：惰性气体、放射性粉尘和气溶胶、碘同位素等挥发性核素、氚化氢气或氚化水蒸气等。,10.3.2 粉尘与气溶胶的分离,1、除尘 分三个阶段：粗净化，经这一级净化，除去粒径大于60m的粉尘，常用的装置为降尘室和旋风分离器；中净化，除去粒径在1060m的粉粒，常用泡沫除尘器；细净化，除去粒径小于10m的粉粒，常用布袋、填料及油过滤器。,2、气溶胶的过滤 放射性气溶胶颗粒的平均几何直径为0.020.7m，且质量很小，通常为10-3mgm-3量级，大部分低效过滤器对这样的物质的效率为5%左右，通常空气调节与通风系统中使用的性能最好的过滤器，对它能达到8085%。最有效的过滤器为高效微粒空气(HEPA)过滤器，能达到99.9%。,10.3.3 碘同位素和放射性气体的去除 去除的方法有：活性炭吸附器、活性炭滞留床、液体吸收装置、低温分馏装置等。活性炭吸附器 活性炭吸附元素碘（物理吸附）活性炭经浸渍剂（碘化钾或三乙烯二胺）处理吸附甲基碘（同位素交换和化学反应）,活性炭滞留床 通过活性炭的吸附作用，使气载废物中的惰性气体在活性炭滞留床中滞留一定的时间，可使其在流出炭床时，惰性气体核素衰变到所要求的水平。,例：工艺废气的处理 工艺废气主要来自反应堆冷却剂系统上的稳压器的卸压罐、化学及容积控制系统的容积控制罐、硼回收系统上的脱气塔、冷却剂脱气以及核岛排气。工艺废气在衰变罐中经60-100天衰变后，废气中的短寿命的氪、氙和碘的同位素已衰变掉99.9%以上，衰变后废气中的放射性同位素主要是85Kr和133Xe，一般来说，通过排风中心有控制的稀释排放是安全的，133Xe进入大气后很快就会衰变掉。处理85Kr比较适用的方法是用低温活性炭吸附，其流程是：先将含有85Kr的氢、氮混合气体中微量的氧经催化与氢生成水，除去水分后将气体降到-170以下，然后通过活性炭床。活性炭在深冷条件下对惰性气体有相当大的吸附能力，对85Kr的吸附效率可达99%，处理后的干净尾气排往大气。,10.4 固体放射性废物的管理 铀矿冶产生的废石和尾矿，反应堆乏燃料元件，中、低放射性废水净化处理过程产生浓缩废液的固化体，废弃的密封辐射源、金属或塑料容器、管道、工作服等。,10.4.1 固体放射性废物的去污和处理 1、表面去污 采用清洗、加热、机械、化学或电化学方法去除固体物质表面的放射性沾染。2、减容 可燃性废物可通过焚烧进行减容，松散的固体废物可通过压缩进行减容。10.4.2 固体放射性废物的包装、贮存和运输,10.4.3 固体放射性废物的处置 1、铀、钍矿冶的废物处置 尽量把废石和尾矿回填入废旧巷或采空区，减少地面堆存量。回填后剩余的废石和尾矿集中堆放在废石场或尾矿库中，且采取必要的护坡和加固措施，防治发生坍塌或废物流失事故；采取措施防治有害物质渗入地下水或随地下水迁移而污染水源和农田；设置监测井对地下水和渗出水进行监测；退役后进行稳定化处理或覆土植被等。,2、中、低放射性固体废物的处置：经包装后可采用近地表处置或地质处置等。,2002年修订的放射性废物管理规定（GB14500）重申了低、中水平放射性固体废物采取区域处置的方针。目前我国已建设的区域处置场有北龙中、低放废物处置场和西北中、低放废物处置场。,低、中水平放射性固体废物:其隔离期要求不应少于300年，根据GB14500-2002放射性废物管理规定，对场址的基本要求是：（1）地质构造简单、稳定，岩性均匀，面积广，岩体厚，有较好的吸附和阻滞核素迁移性能；（2）水文地质条件简单，地下水位较深，无影响地下水长期稳定的因素；（3）工程地质状况稳定；（4）距地表水和饮用水源有一定距离；（5）人口密度低、开发前景小，没有重要的自然和人文资源；（6）尽可能远离飞机场、军事试验场地和危险品仓库。,3、高放射性固体废物的处置：经一定时期的贮存后，将放置在地表以下几百米深处稳定地质层中的处置库中作永久性保存。为确保环境安全和人类健康，废物需与人类社会环境隔离10000年以上。高水平放射性固体废物采取全国集中处置的方针。（GB14500-2002）,10.5 核设施退役10.5.1 核设施退役 核设施服役期满关闭，或因计划改变、发生事故等原因而提前关闭后，为保证工作人员和公众免受设施内剩余放射性物质和周围环境中残留放射性污染所导致的长期慢性照射及其他潜在的危害，应有计划地采取一些必要的措施，确保其安全、永久地退役。制定退役方案，对污染物进行分类处理，放射性废物按规定进行处理。,退役：关闭后立即进行，或安全关闭一定时期后再行退役。核设施的设计、运行和关闭阶段，应采取措施为退役创造条件。核设施运行寿期结束后的安全关闭应为退役创造条件，应取出反应堆燃料，排空并冲洗反应堆及辅助设施的工艺系统，拆除并适当处置严重污染的设备，尽可能地清除设施内的工艺物料。,10.5.2 核设施退役过程1、退役目标 核设施退役主要的安全目标是控制设施关闭后可能存在的放射性及非放射性潜在危险，保护环境和公众的健康，并限制其对后代可能造成的负担。,2、退役深度 根据核设施退役后所达到的实际状态，相应的监控要求及场地的可利用程度，退役深度可分为3级。一级退役：核设施就地有监督地全部封存；二级退役：核设施部分封存；三级退役：污染的设施去污，清污至可接受的水平或核设施全部拆除等。,核设施退役深度的确定应充分考虑有关因素：,3、退役的准备 初步调查、进行环评、编制退役计划等。4、退役废物的管理 表面去污、处理和整备、包装运输和处置等。,10.5.3 核设施退役的环境管理1、核设施退役的环境管理程序 运行单位先向国家有关部门提交退役申请并提交退役计划和初步环境影响报告书，主管部门审批，提交实施过程中报告等。,2、退役过程中的环境管理标准 退役过程中环境管理的主要目标：控制退役作业产生的放射性及非放射性流出物向环境的释放。每座核电厂退役向环境释放的放射性物质对公众成员造成的年有效剂量不应超过0.25mSv，其中气载流出物所致的剂量不应超过0.1mSv。退役作业事故对公众造成的照射剂量则按运行事故的剂量限值控制，一次事故所致的有效剂量不得超过5mSv，甲状腺剂量不超过50mSv。,3、核设施退役的辐射环境影响评价 包括退役可行性研究阶段及退役终态的环境影响评价。评价范围据不同阶段取值，退役作业期间与正常运行时的评价范围相同（主要排放点为中心半径80km）。退役终态可根据未来场址的用途结合地下水的走向和放射性核素迁移规律等条件取一定的范围。,核设施退役环境影响报告的内容有：,