放射性废物处理与处置-中国原子能科学研究院

放射性废物处理与处置

“三废”设施治理工程进展

张存平，杜洪铭

我院已落实的“三废”设施治理专项工程共有6个项目，它们分别是含氚废水空气载带排放站、放射性固体废物回取与整备处理示范设施、放射性排风中心治理工程、163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造。

2006年，工程部按计划完成了主要项目的计划节点。含氚废水空气载带排放站设备安装和交工验收；放射性固体废物回取与整备处理示范设施监理、建安和设备招投标，8月份，199子项基槽开挖，正式揭开了本项目施工建设，年底相继完成了160子项地下放射性管道拆除、放射性污染土清除处理、199子项土建安装、160子项±0.00以下土建施工及预埋件安装；放射性排风中心治理工程建设的监理、建安招投标工作，烟囱基础、室外地下管沟施工，部分非标净化装置及标准设备招投标工作；完成了163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造3个项目的初步设计，并上报中国核工业集团公司，其中，163号放射性废液暂存库的初步设计已于12月批复。

6个项目总投资为18 895.8万元，2006年总支出费用为2 502.4万元，总资金完成率为33.5%。各项目资金支出基本与各项目完成工作量相匹配。

2006年，在院、所领导下，工程部全体人员与各相关单位，齐心协力，努力工作，克服困难，保质保量完成了国防科工委考核目标：含氚废水空气载带排放站完成交工验收；放射性固体废物回取与整备处理示范设施于年底完成了4项考核指标（199子项土建、安装顺利完成，160子项±0.00以下土建施工及预埋件安装，完成到位资金60%）。

反向气相色谱法对模拟高放玻璃固化体的表面化学性能研究

张振涛，甘学英，苑文仪，施和平，王雷

高放玻璃固化体是高放废物深地质处置的核心屏障，它们在地下水浸泡下的蚀变行为是高放废物深地质处置的研究重点之一，因此，表征固体表面物理化学参数十分重要。目前，表征固体表面特征的技术主要是扫描电镜和透射电镜测量技术，这些电镜技术能够直观地给出固体表面的形貌、测量固体表面的晶体尺寸。但电镜测量技术局限性大，它们只能测量固体表面的物理参数，不能给出固体表面的物理化学参数比表面积和分子范围内的表面粗糙度。因此，需要建立新的表面测量技术，以对固体表面的物理化学参数进行系统测量，从而对固体表面性做系统评估。

反向气相色谱法是研究固体表面物理化学性能的技术，这项技术已在国外得到广泛应用。其原理为：将欲研究的材料填充于气相色谱柱内，然后向色谱柱注入探测分子，探测分子的物理化学性

质均为已知。当探测分子在固体表面迁移时，探测分子将与固体表面发生吸附-脱附作用，当吸附-脱附作用强时，探测分子在柱内停留时间长；当吸附-脱附作用弱时，探测分子在柱内停留时间短。这种由已知探测分子特性来确定未知固体表面特性的技术称之为反向气相色谱技术。玻璃的比表面积可用戊醇在玻璃表面的单层吸附量来计算，玻璃表面的粗糙度参数S f可用4-甲基庚烷和正辛烷在固体表面的吸附自由能之比表示。

高放玻璃为我国821厂模拟高放玻璃。根据PCT方法，在90和150 ℃的低氧条件下，用真实处置场址的地下水，将玻璃粉在不同时间段进行浸泡，玻璃粉粒径为100～120 m，玻璃粉与浸泡液的面体比为8 000 m－1。

图1和2分别是玻璃粉在150 ℃下浸泡后的比表面积和表面粗糙度随浸泡时间的变化趋势。

图1 玻璃比表面积随浸泡时间的变化趋势

玻璃被浸泡后，其表面的变化经历3个阶段，第一阶段为浸泡开始到浸泡了14 d，在这一阶段内，玻璃的比表面积逐渐增加，玻璃表面的粗糙度迅速增大，该阶段对应图1和2中的平台之前；第二阶段的浸泡时间为14～90 d，对应图1和2的平台，在这一阶段内，玻璃的比表面积和粗糙度维持不变；第三阶段，对应图1中的斜线部分，浸泡时间为90～350 d，在该阶段，玻璃的比表面积迅速增加，表面粗糙度缓慢增加。

图2 玻璃表面的粗糙度系数S f随浸泡时间的变化趋势

以上实验结果表明：反向气相色谱技术是一项有效的固体表面物理化学性能参数测量技术，该技术能够测量固体的比表面及在分子尺度范围表征固体表面的粗糙度。应用反向气相色谱技术，观测到了玻璃在地下水浸泡条件下的3个蚀变阶段。

高放废液和锕系核素玻璃-陶瓷固化技术研究简况

张振涛，王雷，甘学英，张华，张传智

高放废液在20世纪50年代出现后，人们首先想到的是将核素固定在晶体内。美国的阿贡实验室将高放废液用流化床煅烧成粉末，英国将放射性的铯交换到黏土上，加拿大则是将高放废物在1 350 ℃熔融，制成霞石，法国则是在1 300 ℃下制备云母，目的是将铯、锶固定在云母的晶体内，稀土元素置于晶体片层之间。之后很快，人们放弃了将核素固定在晶体的想法，转而将核素包容在玻璃内。从1960年在实验室将100 mL高放废液固化在玻璃体内到现在的工业规模的高放废液玻璃固化，已经存放了几十万罐的高放玻璃等待最终处置。目前，人们已经认识到玻璃固化高放废液的缺点：首先，玻璃是一种过冷过饱和固溶体，从热力学上讲，析晶必然发生，析出的晶体绝大多数是水溶性的，不利于最终深地质处置；其次，玻璃体对核素的包容量偏低，对锕系核素的包容量更低。美国尤卡山处置场只允许存放2 000罐左右的高放玻璃固化体，但汉福特产生的高放玻璃罐约几十万罐，玻璃固化体的包容量低、长期稳定性差成为高放废物最终处置的世界性难题。增加废物的包容量、提高固化体的长期化学稳定性是目前的研究方向。为此，人们又重新将锕系核素的固定转移到晶体上，但制备纯粹的晶体工艺复杂，而玻璃陶瓷制备简单，因此，玻璃陶瓷成为新的高放废液和锕系核素固化基材。

工业制备玻璃陶瓷有熔融法、烧结法和溶胶-凝胶法3种方法。熔融法的特点是熔制温度高、热处理制度严格，产品性能优异、致密度高，与高放废液玻璃固化工艺接近。采用熔融法工艺时，通常在原料中加入成核剂TiO2、ZrO2和P2O5等氧化物或Au、Ag、Pt、Cu等贵金属，将各种原料及添加剂混合均匀制成混合料，于1 400～1 600 ℃高温熔融，均匀化后将玻璃熔体成型，退火后在一定温度下进行核化和晶化，从而获得晶粒细小均匀且整体析晶的玻璃陶瓷制品。热处理是玻璃陶瓷生产的关键技术。最佳成核温度一般介于使黏度为1 011～1 012泊的温度范围之内，介于转变点T g和比它高50 ℃的温度之间。晶化温度上限应低于主晶相在一个适当的时间内重熔的温度，一般为25～50 ℃。

在高放废液和锕系核素的玻璃陶瓷固化研究方面，人们研究了玻璃-钙钛锆石、玻璃-磷灰石、铝硅酸盐玻璃-榍石、玻璃-烧绿石，玻璃-莫他石（murataite）等。钙钛锆石存在于自然界，锕系核素在它的晶格内已经稳定存在了几百万年。钙钛锆石作为人造岩石的主要矿相得到了广泛研究，因此，玻璃-钙钛锆石是目前研究最多的玻璃陶瓷。钙钛锆石CaZrTi2O7中Ca2+位可被三价锕系核素或稀土元素取代，为降低增加的阳离子电荷数，Ti位被Al3+取代，四价的锕系核素或稀土元素更倾向于占据Ti4+位。

玻璃-钙钛锆石陶瓷体的制备条件取决于钙钛锆石陶瓷体在玻璃-钙钛锆石陶瓷体中的组成。玻璃相占的比例越小，熔融温度越低，当玻璃相成分为零时，熔融温度达到最高。钙钛锆石陶瓷体制备工艺为：将按照矿相组成的氧化物混合物放到冷坩埚内，在1 600～1 700 ℃下熔融，保持温度2 h，便可得到钙钛锆石陶瓷体，其中，钙钛锆石体积占矿相总体积的50%～70%。如果制备玻璃-钙钛锆石陶瓷体，熔融温度可以降低。

法国在1 450 ℃熔制母玻璃，之后，在1 050 ℃保持2 h，再在1 200 ℃保持6 h，得到了玻璃-钙钛锆石。将制备的玻璃-钙钛锆石与UP2/UP3的R7T7玻璃进行了比较，发现玻璃-钙钛锆石的蚀变速率是R7T7玻璃蚀变速率的1/10。Leturcq研究了钙钛锆石晶体大小与熔融温度之间的关系，低温（1 050 ℃）下生成的晶体较小（几微米），高温（1 200 ℃）下生成的晶体较理想，晶体较大，尺寸在几十到几百微米之间。Xavier等进行了钚的玻璃-陶瓷固化研究，在铂铑坩埚内，将钚的硝酸盐

溶液与混合的氧化物充分混合，之后，解热、熔融。在1 200 ℃下保持6 h以便晶体充分生长，整个固化体为5 g，含氧化钚5%，晶体体积占整个样品体积的2/3，两种不同形状的晶体分布在两种不同区域，样品边缘区域，晶体为纤维状；样品的中心区域，晶体为松叶节瘤状，长度约200 m。这两种不同外观的晶体均属于钙钛锆石，晶体内富集了钚。

法国和澳大利亚对美国INEEL的高放废液的煅烧干粉进行冷坩埚玻璃陶瓷固化工程验证研究，固化体包容量（质量分数）为50%，冷坩埚直径为50 cm，为CEA的EREBU冷坩埚。冷坩埚熔融温度为1 260～1 300 ℃，在该温度下，保持3 h，之后，高温炉停止加热，并继续保持冷却，以模拟玻璃在玻璃罐内的中心冷却曲线，冷坩埚中心温度在900 ℃以上时的冷却速度为414 ℃/h。冷坩埚壁的冷却速度很快，中心较慢。完全固化冷却后，得到固化体50 kg，在不同的位置取样，得到不同冷却速度下的玻璃陶瓷体。微观分析结果显示：冷坩埚制备的玻璃陶瓷中的主要结晶相为钙钛锆石晶体，结晶相体积占总固化体体积的21%。

文献表明：玻璃-陶瓷复合体比玻璃固化体的核素包容量大、化学稳定性好；玻璃陶瓷制备工艺简单；冷坩埚-玻璃陶瓷是最有可能取代目前陶瓷炉-玻璃固化处理高放废液的工艺，玻璃从冷坩埚浇注到玻璃罐后，依靠自然冷却变可生成玻璃-陶瓷体。

沥青固化刮板蒸发器清洗液处理工程应用研究的工程预实验

姚军，张言，汪书卷

某厂低放废液沥青固化工程清洗废液已暂存330多桶（200 L钢桶），随着生产的不断进行，还将产生更多的低放废液有待处理。

根据三氯乙烯的高密度、低沸点以及易挥发性和毒性确定减压蒸馏作为这种低放废液的分离方法。目前，实验室规模研究已基本完成，包括调查了放射性清洗废液的来源及贮存状况，废液的组成、黏度、核素种类及放射性水平等；进行了实验室规模蒸发装置的加工调试以及工艺参数的选择和优化；完成了模拟料液的实验室研究；进行了真实料液的实验室验证。

所确定的实验设备及方案能够达到处理要求，减压蒸馏设备处理量可达到0.25 L/h；三氯乙烯的回收率可达到87.5%，高于85%的标准。模拟料液蒸残沥青固化物的软化点为61.8 ℃。模拟料液的分离情况列于表1。真实料液中尾气TCE含量列于表2。

表1 模拟料液的分离情况

组分时间/min 沸腾温度/℃沸程/℃真空度/kPa 回收率/%

三氯乙烯25 84.4 0.9 5.5 87.3 水215 94.4 0.7 5.5 95.8

表2 真实料液中尾气TCE含量

料液种类馏出物中三氯乙烯含量/(mg·L－1) 尾气中三氯乙烯含量/(g·L－1)

新刮板清洗液0.73 ＜5.0

旧刮板清洗液70.45 ＜5.0

后处理厂主工艺设备高效去污现场验证试验

谢为红，夏明旭，马梅花

我国核燃料后处理厂已开始退役去污工作，目前所采用的去污剂基本上是以酸、碱为主的常规去污剂。对经反复多次的浸泡或擦拭后的设备，酸碱常规去污剂的效果已不明显。而检测表明，主工艺系统中还明显存在剂量较高的热点。对于这种固定性污染，需要研制去污效果更好的高效去污剂，解决后处理厂退役工作中热点的去污。

针对上述情况，中国原子能科学研究院和北京核工程研究设计院共同研究开发了FL-AP去污工艺。该工艺的特点是去污效率高，经济适用。

该去污工艺的现场验证试验主要是在FL高效去污剂工艺预试验和去污工程台架试验装置应用研究的基础上，进行工艺参数、性能指标的验证和分析测量，以及对工艺、设备和操作参数进行必要的调整，并进一步确定最佳工艺条件，完成去污废液的合理贮存、处理和处置。

现场验证试验表明：采用FL-AP去污工艺，对后处理厂某料液槽进行4步去污，贮槽中原有低液位仪表杆套管样片的α累积去污系数DFα为368，β累积去污系数DFβ为32.4，均远大于技术指标（累积去污系数DF≥10）的要求；样片的α表面污染水平由47.8 Bq/cm2降至0.13 Bq/cm2；β表面污染水平由339 Bq/cm2降至10.5 Bq/cm2，均低于去污目标值。

现场验证试验证实，FL高效去污剂去污效果优良，FL-AP去污工艺流程设计合理，运行平稳，安全可靠。

S-119有机污物处理技术的现场验证实验

周惠，刘丽君，郄东生，姜耀忠，李宝军，徐建华，李扬

S-119有机污物是我国后处理厂产生的一种特殊固体有机废物。为便于处理，需将它其转化为液体状态。在前期研究的基础上，本工作对S-119有机污物液体处理技术进行现场验证实验，以验证先前的研究结果，并推荐溶解工艺参数。这项处理技术的目标是应适合S-119罐特定条件二次废液量尽可能少、有机污物溶解率大于95%、有很好的流动性、分解后的产物易分相，便于进一步处理和处置。

验证实验溶解条件为常温常压、AN1溶解剂、固液比1︰5、有机污物用量约100 g。共进行了5次验证实验，其中，3次为采用泵循环方式溶解的平行实验，2次为静止溶解实验。

3次平行实验中的溶解剂为一次性加入。将有机污物与溶解剂预先浸泡24 h后，循环0.5 h，澄清2 h后分相。实验结果表明，有机污物在溶解剂AN1中的溶解情况良好，溶解后的有机相和水相能够完全分相且流动性良好。

2次静止实验中的溶解剂分别为一次性加入和分批加入。在一次性加入的实验中，溶解时间为5 d，在分批加入实验中，每次加入溶解剂总量的1/3，将溶解剂与污物混合静置一段时间（约1 d）后，从容器底部分出溶液，再加入下一批溶解剂，溶解时间共计4 d。实验结果表明，无论是一次性加入还是分批加入，有机污物均能很好溶解。

综合考虑S-119有机污物处理现场情况，分批加入溶解剂的静置实验更适合有机污物的处理。

Am在花岗岩中的吸附行为

贯鸿志，张振涛，龙浩骑，王波，苏锡光，曾继述

高放废物中的一些核素（237Np、99Tc、239Pu、241Am等）毒性大、半衰期长，处置不当将会严重危害人类生存环境。采用深地质处置，随着时间的延长，由于地下水的侵蚀以及不可预见情况的发生，废物库以及废物包装体的完整性将会被破坏，高放废物中的各种放射性核素将随着地下水而迁移到生物圈中，危害到人类的安全。因此，对放射性核素的迁移行为规律的研究是高放废物处置的一个十分关键的问题。高放废物中Am的几种同位素毒性极高，半衰期较长，是核素迁移研究的重点核素之一。国内外已有不少科研人员对241Am在膨润土、海岸砂、凝灰岩、黑土、黄土、红土等材料上的吸附做过研究。然而，关于Am在花岗岩上的吸附行为研究的报道尚不多见。

本工作采用北山地下水为介质，对Am在花岗岩及其成岩矿物上的吸附行为进行研究，实验观测到花岗岩颗粒度、pH（3～8）以及腐殖酸等多种因素对其吸附行为的影响，并初步探讨了其吸附机理。实验结果表明：

1）花岗岩对Am具有很强的吸附能力，其K d=2.4×104 mL/g，其中起关键作用的组分是磁黄铁矿和黏土矿物；

2）花岗岩颗粒度对Am的吸附行为影响不大，随着粒度增加，K d值有轻微减小的趋势；

3）溶液pH对Am在花岗岩上的吸附影响很大，在3～8范围内，随pH的增加，K d急剧增大；

4）腐殖酸的存在能够减弱Am在花岗岩上的吸附，且在0～10 mg/L浓度范围内，随着腐殖酸浓度的增加，K d值逐渐降低；

5）Am在花岗岩上的吸附主要为物理吸附。

由此可以看出，花岗岩能很好吸附Am，并能有效阻滞Am在地质环境中的迁移。这些数据为我国高放废物处置场的安全评价提供了依据。

泥炭土中腐殖酸的提纯和表征

王波，姚军，刘德军，龙浩骑，陈曦，苏锡光，曾继述，范显华

腐殖酸是一种天然存在的聚电解质物质，它广泛存在于土壤和水体中，且具有较高的表面活性、较强的配合能力和还原性，对核素在地下水中的化学行为及其溶解、吸附、扩散等迁移行为有很大影响。开展腐殖酸对核素的化学行为及迁移行为影响研究是我国高放废物深地质处置研究的一项重要内容。从土壤和水体中提纯腐殖酸，并对提纯产物进行表征是开展这一研究必需的物质准备工作和先决条件。

本研究参照国际腐殖酸协会（IHSS）推荐的从土壤中提纯腐殖酸的方法，以一种英国泥煤为原料，从中提取腐殖酸，并用元素分析法、傅里叶变换红外光谱法（FTIR）、紫外-可见光谱法（UV-Vis）和电位滴定法等对所得腐殖酸样品进行表征。通过一系列实验，研究了萃取剂种类、萃取剂浓度、不同提取氛围、HF浸泡,透析和非透析纯化等不同实验条件和方式对腐殖酸提取和纯化的影响，获得了所得腐殖酸的C、H、O、N元素含量、红外光谱、紫外-可见光谱、E4/E6值和酸性功能基含量等信息。通过以上研究，建立了从土壤中提纯腐殖酸的实验工艺，获得了所提取腐殖酸的一些基本物理化学参数。

按照以上提纯条件和工艺，对英国泥煤、辽宁新源泥煤及3种市售商品腐殖酸(Fluka、Alfa和Aldrich)进行提取和纯化，得到了纯度较高的5种不同来源的腐殖酸样品。还对从同一来源提取有

差异腐殖酸的可能性进行了探讨。实验观测到，对英国泥煤连续提取15次所得的15个组分和系列腐殖酸样品的某些表征参数存在一定差异；对腐殖酸的氢氧化钠溶液进行超滤（10 000 D）操作后再进行纯化处理的系列实验研究中观测到，经超滤后进行处理所得到腐殖酸的各种表征参数与未经超滤操作得到的腐殖酸的某些表征参数也存在一定差异。这些结果表明：除了从不同来源物质中获得有差异性的腐殖酸这一方法外，还可能通过连续提取和超滤两种操作，实现从同一来源物质中得到组成和结构上有一定差异性的腐殖酸样品，为进一步进行不同腐殖酸对核素迁移的影响研究提供实验材料。

99Tc在膨润土中吸附行为

宋志鑫，姚军，龙浩骑，王波，苏锡光，曾继述

长寿裂变产物99Tc是高放废物的主要成分之一。由于其毒性大，半衰期长，一直是研究的重点，在高放废物地质处置安全及环境评价中占有重要的地位。

本实验研究了大气条件下99Tc在Ca-型膨润土中的吸附行为。测定了99Tc在Ca-型膨润土上的K d 值，研究了溶液pH（3～10）、SO42－浓度、添加剂（FeO、Fe2O3、Fe3O4）等因素对99Tc吸附行为的影响。实验结果表明：在大气条件下，99Tc在膨润土的吸附很弱，K d＝1.01 mL/g；溶液pH值、SO42－浓度、Fe2O3和Fe3O4对99Tc在膨润土中的吸附基本无影响；加入FeO能大大提高99Tc在膨润土的吸附，FeO的加入量为0.030、0.15、0.30 mg，K d值分别为7.42、83.9、127 mL/g。

中国原子能科学研究院放射性废树脂的源项调查

甘学英，林美琼，陈慧

本工作是对中国原子能科学研究院（CIAE）的放射性废树脂的基本情况进行调查，目的是为下一步的废物回取、运输和处理提供指导或参考。调查的方法包括：咨询现场工作人员，查看内部文件和记录，勘察现场，现场取样分析。用到的仪器和装置有：低本地反康普顿γ射线谱仪，Quantulus 液闪谱仪和一套自制的取样装置。取样装置由真空泵、缓冲罐、树脂接受罐、取样管组成。在实际取样过程中，该装置从一个1.4 m(直径)×1.4 m(高)铅罐中20 min内取出了2 L的废树脂。我们参照国标GB 11743—89进行放射性γ核素分析，90Sr的分析参照James E. Martin的文章“通过契仑可夫法测90Y 来确定反应堆废物中90Sr的活度”（Appl Radiat Isot，1987，38（11）：953-957）。废树脂调查的结果和放射性核素的分析结果分别列于表1和2。

CIAE的废树脂主要来自3个核设施：重水研究堆（HWRR）,游泳池式轻水堆（SPR）和废物处理车间（WMP）。废树脂总量约25 m3。物理形态有阴、阳树脂混合的，也有单一类型的；有颗粒状的，也有粉末状的；放射性水平为中低放水平，其中，来自HWRR的废树脂的放射性水平最高，为1010 Bq/m3。这一部分树脂在整备时需要特殊防护。这项调查研究为下一步进行废树脂水泥固化奠定了基础。

表 1 CIAE 的废离子交换树脂的基本情况

核设施来源树脂类型累计量/ m3存放形式

重水反应堆（HWRR）重水净化系统颗粒状混合树脂，阴、阳比=2︰1 1 圆柱型铅罐游泳池反应堆（SPR）主回路净化系统混合树脂状，阴、阳比=2︰1 15～20 100 L桶中废物处理车间（WMP）冷凝水净化系统粉末状阳树脂 4 树脂柱中

粉末状阴树脂 4 树脂柱中

表 2 CIAE废离子交换树脂的放射性活度

放射性核素

放射性活度浓度/(Bq·m－3)

HWRR SPR WMP

阴树脂阳树脂90Sr 5.48×1088.20×105 1.96×105 4.03×104 137Cs 1.49×1098.87×106 1.32×106 3.81×105 60Co 3.99×1010 1.41×108 1.26×105 1.69×104 152Eu 8.57×105

54Mn 4.58×107 1.83×106

65Zn 1.15×108 4.12×106

134Cs 4.60×107 3.90×105

放射性废物处理方案

放射性废物处理方案 放射废物处理预案 1 、范围 本标准规定了对医用放射性废物管理的放射卫生防护要求。 本标准适用于医学实践中医用放射性废物的管理,不包括远距离治疗用量级以上废弃密封放射源的管理。 2 、规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单，不包括勘误的内容，或修订版均不适用于本标准,然而,鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件,其最新版本适用于本标准。 8703 辐射防护规定 9133 放射性废物的分类 3、术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3.1 医用放射性废物 以下简称废物。系指在应用放射性核素的医学实践中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物。 3.2 废物管理 在废物处理或处置中所涉及的技术活动和管理制度。 3.3 贮存室

供放射性废物在处理或处置前临时存放的房间。 4、废物管理一般防护要求 4.1 根据8703废物管理原则和9133,确定各类医用废物的处理或处置方法。废物分类标准参见9133。 4.2 必须区分临床医用放射性废物不医学研究中产生的放射性废物,不可混同处理。医学常用的放射性核素见附录A，资料性附录，。 4.3 必须区分放射性废物不非放射性废物,不可混同处理。应力求控制和减少放射性废物产生量。 5 、液体废物的管理 5.1 放射性废液 5.1.1 使用放射性核素量比较大,产生污水比较多的核医学单位,必须有废水与用处理装置或分隔污水池轮流存放和排 放废水。污水池必须恰当选址,池底和池壁应坚固、耐酸碱腐蚀和无渗透性,应有防止泄漏措施。 5.1.2 产生放射性核素废液而无废水池的单位,应将废液注入容器存放10个半衰期,排入下水道系统。如废液含长半衰期核素,可先固化,然后作固体废物处理。 5.1.3 下列低放废液可以直接排 入流量大于10倍排放流量的普通下水道:每月排放总活度不超过10.,每一次排放活度不超过1,丏每次排放后进行冲洗,医学常用放射性核素见附录B，规范性附录，。 45.1.4 放射性浓度不超过1×10的废闪烁液,或仅含有 5浓度不超过1×10的3H或14C的废闪烁液不按放射性废物处理。

放射性废物处理方案

放射废物处理预案 1 、范围 本标准规定了对医用放射性废物管理的放射卫生防护要求。 本标准适用于医学实践中医用放射性废物的管理，不包括远距离治疗用GBq量级以上废弃密封放射源的管理。 2 、规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB8703 辐射防护规定 GB9133 放射性废物的分类 3、术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3.1 医用放射性废物

以下简称废物。系指在应用放射性核素的医学实践中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物。 3.2 废物管理 在废物处理或处置中所涉及的技术活动和管理制度。 3.3 贮存室 供放射性废物在处理或处置前临时存放的房间。 4、废物管理一般防护要求 4.1 根据GB8703废物管理原则和GB9133，确定各类医用废物的处理或处置方法。废物分类标准参见GB9133。4.2 必须区分临床医用放射性废物与医学研究中产生的放射性废物，不可混同处理。医学常用的放射性核素见附录A（资料性附录）。 4.3 必须区分放射性废物与非放射性废物，不可混同处理。应力求控制和减少放射性废物产生量。 5 、液体废物的管理 5.1 放射性废液 5.1.1 使用放射性核素量比较大，产生污水比较多的核医学单位，必须有废水专用处理装置或分隔污水池轮流存放和排

放废水。污水池必须恰当选址，池底和池壁应坚固、耐酸碱腐蚀和无渗透性，应有防止泄漏措施。 5.1.2 产生放射性核素废液而无废水池的单位，应将废液注入容器存放10个半衰期，排入下水道系统。如废液含长半衰期核素，可先固化，然后作固体废物处理。 5.1.3 下列低放废液可以直接排入流量大于10倍排放流量的普通下水道：每月排放总活度不超过10ALImin.，每一次排放活度不超过1ALImin，且每次排放后进行冲洗，医学常用放射性核素ALImin见附录B（规范性附录）。 5.1.4 放射性浓度不超过1×104Bq/L的废闪烁液，或仅含有浓度不超过1×105Bq/L的3H或14C的废闪烁液不按放射性废物处理。 5.1.5 放射性浓度小于或等于“公众导出食入浓度”DIC（公众）的废液作非放射性废液处理，可排入下水道系统。医学常用放射性核素DIC（公众）值见附录B（规范性附录）。 5.1.6 放射性废液中含有两种以上放射性核素时，相应的”公众导出食入浓度“DICmin（公众）值的计算见附录B（规范性附录）。 5.2 注射过或服用过放射性药物的病人的排泄物

放射性废物的处理

题目放射性废物的处理最新进展姓名胡家刚 班级地质0901

摘要： 环境污染是人类面临的一大公害，放射性污染对人类生命安全和地球上生物的生存有严重的威胁，所以特别为人们所关注。和平利用原子能，为人类造福不浅，但是核废物处置不好，又将对人类是一大危害。放射性废物如何处置为好，必须进行科学论证。 所以处理放射性废物的发展特别引起我们的关注，新方法新技术的引入将更好的处理这些废物所带来的问题。 关键词：放射性废物，新方法，处理

1．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。 1.1放射性废物的来源大致可分为四类： 1.1.1核燃料生产过程：主要包括铀矿开采、冶炼和燃料元件加工等。 1.1.2反应堆运行过程：反应堆中生成的大量裂变产物，一般情况下保留在燃料元件包壳内，当发生元件包壳破损事故时，会有少量裂变产物泄漏到冷却循环水中。 1.1.3核燃料后处理过程：大量裂变产物是核燃料后处理过程的主要废物。 1.1.4 其他来源核工业部门退役的核设施，核武器生产和试验以及其他使用放射性物质的部门如医院、学校、科研单位、工厂等产生的各种废物。 1.2放射性废物的分类 1.2. 1 放射性废物radioactive waste 为审管的目的，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 1.2.2 放射性气载废物 radioactive gaseous waste 含有放射性气体和气溶胶，其放射性浓度超过国家审管部门规定的排放限值的气态废弃物。 1.2.3 放射性液体废物 radioactive liquid waste 含有放射性核素，其放射性浓度超过国家审管部门规定的排放限值的液态废弃物。

《放射性固体废物贮存和处置许可管理办法》环境保护部令第25号

环境保护部令 部令第25号 放射性固体废物贮存和处置许可管理办法 《放射性固体废物贮存和处置许可管理办法》已于2013年12月5日由环境保护部部务会议审议通过，现予公布，自2014年3月1日起施行。 环境保护部部长 2013年12月30日附件 放射性固体废物贮存和处置许可管理办法 目录 第一章总则 第二章许可证申请 第三章许可证审批 第四章法律责任 第五章附则 第一章总则 第一条为加强放射性固体废物贮存和处置活动的监督管理，规范放射性固体废物贮存和处置许可,根据《中华人民共和国放射性污染防治法》和《放射性废物安全管理条例》，制定本办法。 第二条本办法适用于放射性固体废物贮存和处置许可证的申请和审批管理。 第三条在中华人民共和国境内专门从事放射性固体废物贮存、处置活动的单位,应当依照本办法规定取得放射性固体废物贮存许可证（以下简称“贮存许

可证”）或者放射性固体废物处置许可证（以下简称“处置许可证”），并按照许可证规定的种类、范围和规模从事放射性固体废物贮存或者处置活动。 同时从事放射性固体废物贮存和处置活动的单位，应当分别取得贮存许可证和处置许可证。 核设施营运单位利用与核设施配套建设的贮存设施，贮存本单位产生的放射性固体废物的，不需要申请领取贮存许可证；贮存其他单位产生的放射性固体废物的，应当依照本办法的规定申请领取贮存许可证。 第四条贮存许可证和处置许可证，由国务院环境保护主管部门审批、颁发。 第五条持有贮存许可证或者处置许可证的单位（以下简称“持证单位”）应当依法承担其所贮存或者处置的放射性固体废物的安全责任。 第六条从事放射性固体废物贮存或者处置活动的人员，应当通过有关放射性废物管理、辐射防护或者环境监测专业知识的培训和考核。 第二章许可证申请 第七条申请从事放射性固体废物贮存活动的单位，应当具备下列条件： （一）有法人资格； （二）有能保证贮存设施安全运行的组织机构，包括负责贮存设施运行、安全防护（含辐射监测）和质量保证等部门； （三）有三名以上放射性废物管理、辐射防护、环境监测方面的专业技术人员，其中至少有一名注册核安全工程师； （四）有符合国家有关放射性污染防治标准和国务院环境保护主管部门规定的放射性固体废物接收、贮存设施和场所。同时从事放射性废物处理活动的，还应当具有符合国家有关放射性污染防治标准和国务院环境保护主管部门规定的处理设施； （五）有符合国家有关放射性污染防治标准和国务院环境保护主管部门规定的放射性检测、辐射防护和环境监测设备； （六）建立记录档案制度，记录所贮存的放射性固体废物的来源、数量、特征、贮存位置、清洁解控或者送交处置等相关信息； （七）有健全的管理制度以及符合核安全监督管理要求的质量保证体系，包括贮存操作规程、质量保证大纲、贮存设施运行监测计划、辐射监测计划、应急预案等。

核废物处理与处置期末复习

核废物处理与处置期末复习 第一章放射性废物内容与原则 1.放射性废物：含有放射性核素或被放射性核素污染，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。 2.放射性废物治理的基本方法：分散稀释（废气排放、废液排放）、浓集隔离（沉淀、过滤、吸附、蒸发、固化、埋藏）。 3.放射性废物管理体系图： 4.放射性废物管理模式： 5.放射性废物管理的基本原则：保护人类健康、保护环境、超越国界的保护、保护后代、不给后代造成不适当的负担、纳入国家法律框架、控制放射性废物产生、兼顾放射性废物产生和管理各阶段间的相依性、保证废物管理设施安全。 6.实践：为了某种有益目的，增加照射的人类活动。 7.干预：减少业已存在的照射的人类活动。 8.放射性废物的处理与处置和核设施的退役，涉及职业照射、公众照射、潜在照射、应急照射和持续照射。 9.《电离辐射防护与辐射源安全的基本标准》：实践的正当性、防护与安全最优化、个人剂量与限值、干预的正当性和干预措施最优化。 10.放射性元素的衰变的特点：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）、电磁场等物理变放射性化，

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。 只能通过自身衰变或核反应嬗变降低。 第二章放射性废物的分类 1.放射性废物的分类方法： 按废物的物理化学形态：气载废物、液体废物、固体废物。 按放射性水平：低放废物、中放废物、高放废物。 按废物来源：核燃料循环废物、核技术利用废物、退役废物、铀（钍）伴生矿脉废物。 按半衰期：长寿命废物、短寿命废物。 按辐射类型：β/γ放射性废物、α废物。 按处置方式：免管废物、可清洁解控废物、近地表处置废物、地质处置废物。 按毒性：低毒组废物、中毒组废物、高毒组废物、极毒组废物。按释热性：高发热废物、低发热废物、微低热废物。 2.放射源对人体健康和环境的潜在的危害程度分类：由Ⅰ到Ⅴ五类： 极度危险源：放射性同位素热电发生器、辐射装置。 高度危险源：工业β照相源。 危险源：固定工业测量源。 低危险源：骨密度仪、静电消除器源。

《安全环境-环保技术》之放射性废物的收集与处理

放射性废物的收集与处理 在核医学实践过程中，产生固体、液体、气载三种放射性废物，他们的收集与处理方式各不相同。首先射性废物管理需要注意的三个问题：①注意必须区分临床医用放射性废物与医学研究中产生的放射性废物，不可混同处理；②必须区分放射性废物与非放射性废物，不可混同收集和处理；③应力求控制和减少放射性废物产生量，即废物的最小量化。核医学实践的良好计划，包括放射性核素的半衰期、射线的种类、活度等选择，考虑操作的数量和制备的材料、污染的风险性等良好工作程序，都将减少放射性废物的体积。在放射性废物产生的地方，应当备有各种收集容器，分别分类存放，容器必须适合目的（体积、屏蔽、防渗漏）要求。并在标明核素名称、物理性状、活度和外照射剂量率。由于核医学实践中的放射性核素的半衰期多数小于一周，因此可以把放射性废物收集起来后放在特定的容器里衰变，直至达到规定的豁免水平。不同性质的放射性废物贮存和处理的方式有所不同。固体放射性废物收集与处理首先应按废物分类标准和废物的可燃与不可燃、有无病原体和毒性分开收集废物于具有外防护层和电离辐射标志的污物桶内，其内应放置专用塑料袋直接收纳废物，放置地点应避开工作人员作业和经常走动的地方。注意装满后的废物袋及时转送特殊贮存室，其建造结构应符合放射卫生防护要求，且具有自然通风条件或安装通风设备，出入处设电离辐射标志；废物袋或废物包、废物桶及其他存放废物的容器必须在显著位置标有废物类型、核素种类、比活度范围和存放日期的说明；内装注射器及碎破璃等物品的废物袋应附加外套。最后处理废物，一般根据规定，比活度小于或等于7.4×104Bq/kg（2μCi）的医用废物或经过存放衰变，比活度降低到7.4×104Bq/kg以下可作为非放射性废物处理。注意：1、GBq量级以下且失去使用价值的废弃密封放射源必须在具备足够外照射屏蔽能力的设施里存放和待处理。2、可燃固体废物必须在具备焚烧放射性废物条件的焚化炉内进行；同时污染有病原体的固体废物，必须先消毒、灭菌，然后按固体放射性废物处理。对于含有放射性核素的动物尸体，应防腐、干化、灰化，

浅淡AP1000放射性废物处理

浅淡AP1000放射性废物处理 Brief Discussion on Radwaste Disposal of APl000 Nuclear Power Plants 杨洋 (三门核电有限公司，浙江三门317112) 摘要：APl000核电厂的放射性废物处理，采用核岛废物处理系统与厂址废物处理设施相结合的处理模式，并运用多项国外先进成熟工艺，不仅简化了系统、设备，也降低了核电厂的投资、运行及维护成本，更重要的是降低了工作人员职业照射，减少了厂外放射性释放，保障了环境和公众安全，也保障了电厂安全、经济、可靠、高效运行。 关键词：反应堆冷却剂流出液；化容下泄；硼回收系统；厂址废物处理设施 Abstract：The radwaste treatment of APl000 NPP adopts the mode of combination between nuclear island waste treatment system and Site waste treatment facilities，and applies many foreign advanced processes，which not only simplifies systems and equipments，but also reduces nuclear power plant investment，operation and maintenance costs，and more importantly, lowers occupational personnel exposures and reduces offsite radioactive releases，and ensures the environmental and public safety and safe，economic，reliable and hi efficient of eration of the plant． Key words：Reactor Coolant Effluent，CVS Letdown，Boron Recycle System，Site Radwaste Treatment Facility 在各种运行工况下核电厂均会产生放射性废物，按自然形态主要可划分为液体废物、气体废物和固体废物。APl000核电厂放射性废物的处理基于先进的设计理念，采用单台机组核岛废物处理系统与多台机组公用的厂址废物处理设施(SRTF)相结合的模式分类收集、分类处理、集中储存、分批处置各类放射性废物。其中，电厂正常运行及预期瞬态产生的放射性废液由放射性废水疏排系统(WRS)和核岛废液系缴(WLS)收集、处理，含氢放射性废气由气体废物系统(WGS)收集、

放射性废物处理方案[1]

放射性废物处理 1 、范围 本标准规定了对医用放射性废物管理的放射卫生防护要求。 本标准适用于医学实践中医用放射性废物的管理，不包括远距离治疗用GBq量级以上废弃密封放射源的管理。 2 、规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB8703 辐射防护规定 GB9133 放射性废物的分类 3、术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3.1 医用放射性废物 以下简称废物。系指在应用放射性核素的医学实践中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物。 3.2 废物管理

在废物处理或处置中所涉及的技术活动和管理制度。 3.3 贮存室 供放射性废物在处理或处置前临时存放的房间。 4、废物管理一般防护要求 4.1 根据GB8703废物管理原则和GB9133，确定各类医用废物的处理或处置方法。废物分类标准参见GB9133。 4.2 必须区分临床医用放射性废物与医学研究中产生的放射性废物，不可混同处理。医学常用的放射性核素见附录A（资料性附录）。 4.3 必须区分放射性废物与非放射性废物，不可混同处理。应力求控制和减少放射性废物产生量。 5 、液体废物的管理 5.1 放射性废气、物 使用放射性核素量，产生废弃物O3和NO X通风排放，排入大气，臭氧50分钟后自动分解为氧气。 6 固体废物的管理 6.1 废物收集 6.1.1剩余粒子源由提供粒子源公司回收处置；其他固废作普通医疗废物处置。

放射性废物处理与处置

放射性废物处理与处置 “三废”设施治理工程进展 张存平，杜洪铭 我院已落实的“三废”设施治理专项工程共有6个项目，它们分别是含氚废水空气载带排放站、放射性固体废物回取与整备处理示范设施、放射性排风中心治理工程、163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造。 2006年，工程部按计划完成了主要项目的计划节点。含氚废水空气载带排放站设备安装和交工验收；放射性固体废物回取与整备处理示范设施监理、建安和设备招投标，8月份，199子项基槽开挖，正式揭开了本项目施工建设，年底相继完成了160子项地下放射性管道拆除、放射性污染土清除处理、199子项土建安装、160子项±0.00以下土建施工及预埋件安装；放射性排风中心治理工程建设的监理、建安招投标工作，烟囱基础、室外地下管沟施工，部分非标净化装置及标准设备招投标工作；完成了163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造3个项目的初步设计，并上报中国核工业集团公司，其中，163号放射性废液暂存库的初步设计已于12月批复。 6个项目总投资为18 895.8万元，2006年总支出费用为2 502.4万元，总资金完成率为33.5%。各项目资金支出基本与各项目完成工作量相匹配。 2006年，在院、所领导下，工程部全体人员与各相关单位，齐心协力，努力工作，克服困难，保质保量完成了国防科工委考核目标：含氚废水空气载带排放站完成交工验收；放射性固体废物回取与整备处理示范设施于年底完成了4项考核指标（199子项土建、安装顺利完成，160子项±0.00以下土建施工及预埋件安装，完成到位资金60%）。 反向气相色谱法对模拟高放玻璃固化体的表面化学性能研究 张振涛，甘学英，苑文仪，施和平，王雷 高放玻璃固化体是高放废物深地质处置的核心屏障，它们在地下水浸泡下的蚀变行为是高放废物深地质处置的研究重点之一，因此，表征固体表面物理化学参数十分重要。目前，表征固体表面特征的技术主要是扫描电镜和透射电镜测量技术，这些电镜技术能够直观地给出固体表面的形貌、测量固体表面的晶体尺寸。但电镜测量技术局限性大，它们只能测量固体表面的物理参数，不能给出固体表面的物理化学参数比表面积和分子范围内的表面粗糙度。因此，需要建立新的表面测量技术，以对固体表面的物理化学参数进行系统测量，从而对固体表面性做系统评估。

放射性废物安全管理条例

中华人民共和国国务院令 第612号 《放射性废物安全管理条例》已经2011年11月30日国务院第183次常务会议通过，现予公布，自2012年3月1日起施行。 总理温家宝 二○一一年十二月二十日 放射性废物安全管理条例 第一章总则 第一条为了加强对放射性废物的安全管理，保护环境，保障人体健康，根据《中华人民共和国放射性污染防治法》，制定本条例。 第二条本条例所称放射性废物，是指含有放射性核素或者被放射性核素污染，其放射性核素浓度或者比活度大于国家确定的清洁解控水平，预期不再使用的废弃物。 第三条放射性废物的处理、贮存和处置及其监督管理等活动，适用本条例。

本条例所称处理，是指为了能够安全和经济地运输、贮存、处置放射性废物，通过净化、浓缩、固化、压缩和包装等手段，改变放射性废物的属性、形态和体积的活动。 本条例所称贮存，是指将废旧放射源和其他放射性固体废物临时放置于专门建造的设施内进行保管的活动。 本条例所称处置，是指将废旧放射源和其他放射性固体废物最终放置于专门建造的设施内并不再回取的活动。 第四条放射性废物的安全管理，应当坚持减量化、无害化和妥善处置、永久安全的原则。 第五条国务院环境保护主管部门统一负责全国放射性废物的安全监督管理工作。 国务院核工业行业主管部门和其他有关部门，依照本条例的规定和各自的职责负责放射性废物的有关管理工作。 县级以上地方人民政府环境保护主管部门和其他有关部门依照本条例的规定和各自的职责负责本行政区域放射性废物的有关管理工作。 第六条国家对放射性废物实行分类管理。

根据放射性废物的特性及其对人体健康和环境的潜在危害程度，将放射性废物分为高水平放射性废物、中水平放射性废物和低水平放射性废物。 第七条放射性废物的处理、贮存和处置活动，应当遵守国家有关放射性污染防治标准和国务院环境保护主管部门的规定。 第八条国务院环境保护主管部门会同国务院核工业行业主管部门和其他有关部门建立全国放射性废物管理信息系统，实现信息共享。 国家鼓励、支持放射性废物安全管理的科学研究和技术开发利用，推广先进的放射性废物安全管理技术。 第九条任何单位和个人对违反本条例规定的行为，有权向县级以上人民政府环境保护主管部门或者其他有关部门举报。接到举报的部门应当及时调查处理，并为举报人保密；经调查情况属实的，对举报人给予奖励。 第二章放射性废物的处理和贮存 第十条核设施营运单位应当将其产生的不能回收利用并不能返回原生产单位或者出口方的废旧放射源(以下简称废旧放射源)，送交取得相应许可证的放射性固体废物贮存单位集中贮存，或者直接送交取得相应许可证的放射性固体废物处置单位处置。 核设施营运单位应当对其产生的除废旧放射源以外的放射性固体废 物和不能经净化排放的放射性废液进行处理，使其转变为稳定的、标准化

放射性废物处理处置-西南科技大学-考试重点

放废考点 1.放射性废物是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。 2.放射性废物的治理办法：分散稀释；浓集隔离 3.放射性废物管理是包括废物的产生、预处理、处理、整备、运输、贮存和处置在内的所有的行政和技术活动。 4.放射性废物管理以“安全”为目的，“处置”为核心。 5.废物最小化应作为放射性废物管理必须遵守的宗旨和努力目标 6.放射性废物管理的辐射防护与安全：实践的正当性、防护与安全最优化、个人剂量与危险限值、干预的正当性 和干预措施的最优化 7.放射性废物的分类方法：按废物的物理、化学形态分类(气载、液体、固体废物)；按放射性水平分类(低.中.高 废物)；按毒性分类(低毒组废物：天然铀、H；中毒组废物：137Cs、14C；131I；高毒组废物：90Sr、60Co；极毒组废物：210Po、226Ra、239Pu)；按释热性分类(高、低、微发热废物)。 8.根据放射源对人体健康和环境的潜在的危害程度分为I类源极度危险源(放射性同位素热电发生器、辐射装 置)II 高度危险源(工业γ照相源)III危险源(固定工业测量仪源：料液测量、挖泥测量)IV低危险源(骨密度仪、经典消除器源)V 极低危险源(植入人体源、医疗诊断用99mTc、治疗用131I) 9.低中放废物：对公众成员年剂量高于0.01mSv，释热率低于2kW/m3 10.高放废物：释热率高于2kW/m3，且长寿命放射性核素的比活度高于短寿命低中放废物的限值 11.α废物：单个货包中长寿命α辐射放射性核素的Am＞4*106Bq/kg，平均每个货包的Am＞4*105免管废物：对 公众成员年剂量低于0.01mSv，对公众的年集体年剂量不超过1人·Sv的含极少放射性核素的废物 12.排除：是指有些辐射是不必受控制的，如人体内的40K，到达地球表面的宇宙射线所引起的照射，排除在审管 控制之外 13.豁免：是指将确认符合规定的豁免准则或豁免水平的辐射实践活动和(或)其一个涉及的辐射源，经审管部门同 意后免予遵循辐射防护和辐射源安全标准及规章 14.豁免准则：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 15.解控(解除审管控制)：是指经过去污、清污、熔炼等措施，低于或达到审管机构所规定的活度浓度限值之后， 从核审管控制中解脱出来 16.极低放废物：是放射性水平比豁免(免管)水平略高的低放废物，其放射性污染水平虽然超过审管机构规定的清 洁解控水平，但因为放射性水平很低，不需要用低放废物那种标准去处置，可以放宽要求，采用简易包装和简易填埋，可以处置在浅土地填埋场中，覆土压实之后，监控比较短的时间(一般是30年)，场址就可以开放使用。 17.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％以上反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％以上的放射性核素计入后处理所产生的高放废液中。

放射性废物的处理

放射性废物的处理 2011152113 苗冲 我国的原子能事业从50年代起步以来，为加强我国的国防力量做出了不可估量的贡献，原子能和平利用还为我国的国民经济、文教卫生和科学事业的振兴发展发挥了巨大作用。但是，由于经济、技术等多种原因，核工业系统及其他部门30多年来遗留的放射性废物的处置问题没有得到彻底解决，现在核电站运行又将产生新的废物。放射性废物的处置已是环境保护面临的重大问题之一。为了安全和经济地进行放射性废物最终处置而预先进行的改变放射性废物的物理和化学状态的操作过程，包括收集、浓缩、固化、贮存以及废物的转运等。 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。 放射性废物的浓缩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。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。一般情况下，蒸发法、离子交换法和絮凝沉淀法处理放射性废液的去污系数分别可达10 ～10 、10～10 和10～10 [kg2] 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。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40～100;不可燃的废物采用切割和压缩减容，减容比可达2～10。 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。

核燃料及核燃料循环(11)_放射性废物处理与处置

核燃料及燃料循环
——放射性废物处理与处置
黄群英
中国科学技术大学 核科学技术学院 中国科学院 等离子体物理研究所
Tel：5593328 E-mail: qyhuang@https://www.wendangku.net/doc/d16247505.html, https://www.wendangku.net/doc/d16247505.html,
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中科大硕士课程 ?

裂变能面临的重要问题
? 核废料
一座 1000MW 核电站每年产生约数百吨的 核废料；其中高放废料约27吨。 ? 要用 1.2×1010万吨水稀释后，才能 达到排放标准！ ? 相当于整条长江136年的水流量！
? 核废物的危害
? 含有放射性物质：不能消除，只能靠 自身的衰变而减少。 ? 射线危害：核素释放的射线通过电离 和激发，对生物体造成辐射损伤。 ? 热能释放：衰变放出的能量，会导致 废液的温度不断上升甚至自行沸腾。

提 纲
1 放射性废物的基本概念 2 放射性废水的处理和处置 3 放射性废气的处理和处置 4 放射性固体废物的处理和处置

? 基本概念
放射性废物的处理和处置
? 放射性废物指放射性核素含量超过国家规定限 制的固体、液体和气体废弃物。 ? 放射性废物的主要来源是乏燃料后处理厂；
? 卸出的核燃料中新产生的放射性物质，有99%以上最 后都存在于后处理厂的废物里，而且绝大部分存在 于高放废物中。
? 后处理厂为了保持周围区域的地面、地表水、空气中的放射性水平低于有关的 限值，需对放射性废物进行必要的处理和处置。
? 放射性废物的种类
? 按比活度与半衰期区分：高放长寿命、中放长寿命、低放长寿命、中放短寿 命、低放短寿命五类； ? 通常认为放射性半衰期长于30年为长寿命放射性核素；

医用放射性废物管理制度

医用放射性废物管理制度 根据卫生部公布的《GBZ133-2002医用放射性废物管理卫生防护标准》我院影像与核医学科对医用放射性废物管理作出以下规定。 一、医用放射性废物 系指在核医学工作中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物。应根据废物的性状、体积以及所含核素的种类、半衰期、比活度选择相应的处理方法，使之不致在工作场所造成不必要的电离辐射危害，不致造成环境污染。 二、液体废物的管理 1.放射性废液 方法：核医学单位应具有废水专用处理装臵或分隔污水池轮流存放和排放废水。污水池必须恰当选址，池底和池壁应坚固、耐酸碱腐蚀和无渗透性，应有防止泄漏措施。 而无废水池的单位，应将废液注入容器存放10个半衰期，排入下水道系统。如废液含长半衰期核素，可先固化，然后作固体废物处理。 标准：将废液的降至放射性浓度不超过1×104Bq/L的废闪烁液，或仅含有浓度不超过1×105Bq/L的3H或14C的废闪烁液不按放射性废物处理。放射性浓度小于或等于”公众导出食入浓度”DIC(公众)的废液作非放射性废液处理，可排入下水道系统。 2.注射过或服用过放射性药物的病人的排泄物 必须为使用放射性药物病人提供有防护标志的专用厕所，对病人排泄物实施统一收集和管理。将其排泄物贮存10个半衰期后排入下水道系统。池内沉渣如难于排出，可进行酸化，促进排入下水道系统。注射或服用131I病人的排泄物处理，必须同时加入NaOH或10%KI溶液后密闭存放待处理。 三、固体废物的管理 1.废物收集 (1)按废物的可燃与不可燃、有无病原体毒性分开收集废物。 (2)供收集废物的污物桶应具有外防护层和电离辐射标志。污物桶放臵点应避开工作人员作业和经常走动的地方。 (3)污物桶内应放臵专用塑料袋直接收纳废物。装满后的废物袋及时转送贮存室。

GB14500-2002放射性废物管理规定

GB14500-2002放射性废物管理规定 前言 本标准的全部技术内容均为强制性的。 本标准是Gl314500-1993的修订版。除r按(;RATI.} 1999的规定对标准格式作厂相应修改 外，新版作1如下主要修改: 'T',新编呀了“废物管理的目标和要求”和“废物管理的从本原则”两章.强调T可持续发展、废物最少 化、优化管理和设1/:废物管理设施必须“三同时”的原则，其中也包含了国际原子能机构出版的i放射性 废物怜理的原则》ill-F号安全丛书中的主要内容;增加了“废物的特性鉴定”、“气态和液态废物的排 放”、铀·‘、针伴生矿放射性废物的管理”和“退役和环境整治”四章;按照放射性废物管理的几个基本步骤 重新组织改写r“废物的预处理”、“废物的处理”、“废物的整备”和“废物的处置”各章，并根据近年来废 物管理方面的发展，补充了“免管废物的管理”、“废物的贮存”和“废物的运输”三章的内容:删去“低于低 放废物的管理”和“管理职责”两章;对“引用标准”和“定义”作一r相应的修改 本标准山全国核能标准化技术委员会辐射防护分技术委员会提出。 本标准山全国核能标准化技术委员会辐射防护分技术委员会归口 本标准起草单位:中核清原环境技术工程公司。 本标准主要起草人:孙东辉、陈式、糕凤官 1 范围 本标准规定了放射性废物的产生、收集、预处理、处理、整备、运输、贮存、处置与排放等各个阶段以 及退役和环境整治等有关活动的管理目标和基本要求。 本标准适用于核燃料循环各环节和核技术应用与铀、针伴生矿开发利用所产生的放射性废物的管 理。其他实践所产生的放射性废物的管理亦可参照执行

2 引用标准 F列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均 为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。 GB4792-1984放射卫生防护基本标准 GB8703-1988辐射防护规定 GB9132-1988低、中水平放射性固体废物的浅地层处置规定 GB9133-1995放射性废物的分类 GB11806-1989放射性物质安全运输规定 GB13600-1992低、中水平放射性固体废物的岩洞处置规定 GB16933--1997放射性废物近地表处置的废物接收准则 3 定义 本标准采用下列定义。 3.1放射性废物 radioactivewaste 来自实践或干预的、预期不会再利用的废弃物(不管其物理形态如何)，它含有放射性物质或被放射 性物质污染，并且其活度或活度浓度大于审管部门规定的清洁解控水平。 3.2放射性废物管理 radioactivewastemanagement 包括放射性废物的预处理、处理、整备、运输、贮存和处置在内的所有行政管理和运行活动通常把 有潜在利用价值的放射性污染设备与材料的管理和退役与环境整治也包括在放射性废物管理范Ill内 13核燃料循环 nuclearfuelcycle 与核能生产有关的所有活动，包括铀或牡的采矿、选冶、加工和富集，核燃料制造，核反应堆运行，核 燃料后处理，退役和放射性废物管理等各种活动，以及与上述各种活动有关的任何研究与开发活动 3.4核技术应用放射性废物radioactivewastefromapplicationofnucleartechnologies 通常指放射性同位素生产和应用过程中产生的放射性废物(包括废放射源)，以及某些射线装置(如

放射性废物处理方案

放射性废物处理 1、范围 本标准规定了对医用放射性废物管理的放射卫生防护要求。 本标准适用于医学实践中医用放射性废物的管理，不包括远距离治疗用GBq量级以上 废弃密封放射源的管理。 2、规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB8703辐射防护规定 GB9133放射性废物的分类 3、术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3.1医用放射性废物 以下简称废物。系指在应用放射性核素的医学实践中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物

3.2废物管理 在废物处理或处置中所涉及的技术活动和管理制度。 3.3贮存室 供放射性废物在处理或处置前临时存放的房间。 4、废物管理一般防护要求 4.1根据GB8703废物管理原则和GB9133,确定各类医用废物的处理或处置方法。废物分 类标准参见GB9133, 4.2必须区分临床医用放射性废物与医学研究中产生的放射性废物，不可混同处理。医学常用的放射性核素见附录A （资料性附录）。 4.3必须区分放射性废物与非放射性废物，不可混同处理。应力求控制和减少放射性废物产生量。 5、液体废物的管理 5.1放射性废气、物 使用放射性核素量，产生废弃物03和NO x通风排放，排入大气，臭氧50分钟后自动分解为氧气。 6固体废物的管理 6.1废物收集

6.1.2按第4.1条废物分类标准和废物的可燃与不可燃、有无病原体毒性分开收集废物 6.1.3供收集废物的污物桶应具有外防护层和电离辐射标志。 6.1.4污物桶放置点应避开工作人员作业和经常走动的地方。 6.1.5污物桶内应放置专用塑料袋直接收纳废物。装满后的废物袋及时转送贮存室。 6.2废物存放 6.2.1贮存室建造结构应符合放射卫生防护要求，且具有自然通风条件或安装通风设备，出入处设电离辐射标志。 6.2.2废物袋或废物包、废物桶及其他存放废物的容器必须在显着位置标有废物类型、核素种类、比活度范围和存放日期的说明。 6.2.3内装注射器及碎破璃等物品的废物袋应附加外套。 6.3废物处理 6.3.1焚烧可燃固体废物必须在具备焚烧放射性废物条件的焚化炉内进行。 6.3.2同时污染有病原体的固体废物，必须先消毒、灭菌，然后按固体放射性废物处理。 6.3.3 GBq量级以下且失去使用价值的废弃密封放射源必须在具备足够外照射屏蔽能力的设施里存放和待处理。 6.3.4比活度小于或等于 7.4X 104Bq/kg的医用废物可直接作非放射性废物处理

放射性废物处理方案精编WORD版

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放射性废物处理 1 、范围 本标准规定了对医用放射性废物管理的放射卫生防护要求。 本标准适用于医学实践中医用放射性废物的管理，不包括远距离治疗用GBq量级以上废弃密封放射源的管理。 2 、规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB8703 辐射防护规定 GB9133 放射性废物的分类 3、术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3.1 医用放射性废物 以下简称废物。系指在应用放射性核素的医学实践中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物。

3.2 废物管理 在废物处理或处置中所涉及的技术活动和管理制度。 3.3 贮存室 供放射性废物在处理或处置前临时存放的房间。 4、废物管理一般防护要求 4.1 根据GB8703废物管理原则和GB9133，确定各类医用废物的处理或处置方法。废物分类标准参见GB9133。 4.2 必须区分临床医用放射性废物与医学研究中产生的放射性废物，不可混同处理。医学常用的放射性核素见附录A（资料性附录）。 4.3 必须区分放射性废物与非放射性废物，不可混同处理。应力求控制和减少放射性废物产生量。 5 、液体废物的管理 5.1 放射性废气、物 使用放射性核素量，产生废弃物O3和NO X通风排放，排入大气，臭氧50分钟后自动分解为氧气。 6 固体废物的管理 6.1 废物收集

放射性废物处理办法

放射性废物处理1、范围 本标准规定了对医用放射性废物管理的放射卫生防护要求。 本标准适用于医学实践中医用放射性废物的管理，不包括远距离治疗用GBq量级以上废弃密封放射源的管理。 2、规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB8703辐射防护规定 GB9133放射性废物的分类 3、术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3.1医用放射性废物 以下简称废物。系指在应用放射性核素的医学实践中产生的放射性比活度或放射性浓度超过国家规定值的液体、固体和气载废物。 3.2废物管理 在废物处理或处置中所涉及的技术活动和管理制度。 3.3贮存室

供放射性废物在处理或处置前临时存放的房间。 4、废物管理一般防护要求 4.1根据GB8703废物管理原则和GB9133，确定各类医用废物的处理或处置方法。废物分类标准参见GB9133。 4.2必须区分临床医用放射性废物与医学研究中产生的放射性废物，不可混同处理。医学常用的放射性核素见附录A（资料性附录）。 4.3必须区分放射性废物与非放射性废物，不可混同处理。应力求控制和减少放射性废物产生量。 5、液体废物的管理 5.1放射性废气、物 使用放射性核素量，产生废弃物O3和NO X通风排放，排入大气，臭氧50分钟后自动分解为氧气。 6固体废物的管理 6.1废物收集 6.1.2按第4.1条废物分类标准和废物的可燃与不可燃、有无病原体毒性分开收集废物。 6.1.3供收集废物的污物桶应具有外防护层和电离辐射标志。 6.1.4污物桶放置点应避开工作人员作业和经常走动的地方。 6.1.5污物桶内应放置专用塑料袋直接收纳废物。装满后的废物袋及时转送贮存室。 6.2废物存放