放射性廢物整備是指形成一個適於裝卸、運輸、貯存和/或處置的貨包，而進行的操作，包括廢物轉化為固態廢物體、把廢物封裝在容器中和必要時提供外包裝，其目標是把廢物轉變成符合後續過程廢物接受準則要求的廢物體或廢物包，保證搬運、運輸、貯存和處置過程中的安全。
基本介紹
- 中文名：放射性廢物整備
- 外文名：radioactive waste conditioning
- 功能：處理、處置放射性廢物
- 本質：一種操作
基本簡介,廢液固化,方法分類,方法特點,整備要求,
基本簡介
整備是放射性廢物處置前的一個重要步驟。放射性廢物處置是把放射性廢物放置在一個經批准的專門設施中，不再回取，使之與人類生存環境永久隔離的行政和技術活動的總稱，它是核燃料循環的最後一個環節。
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放射性廢物處置的基本原理是建造一種處置系統，使之能在一定的安全期內有效包容放射性廢物。即使放射性廢物會通過自然過程以多種擴散形式遷移並稀釋，但稀釋後的濃度不存在不可接受的危害。對鈾礦山廢石一般利用廢礦井就地回填處置，對短壽命中低放廢物一般採用近地表處置、岩洞處置或水力壓裂和深井注入等方式，處置系統的有效期為300～500年；對高放廢物、α廢物、乏燃料和長壽命中低放廢物，提出了宇宙處置、深海處置、海床處置、冰蓋處置、岩石熔化處置等方式，但公認的有效可行的方式是深地質處置，其處置系統的有效期應達到1萬～10萬年。
廢液固化
放射性廢液在處置之前都應轉化為某種穩定、牢固、惰性的固體形態，以避免由於自然過程而造成的放射性核素的遷移或擴散，從而實現安全處置。目前關於放射性廢液的整備，世界上大多數國家都在大力研究和套用固化的方法。
方法分類
放射性廢液固化方法很多，有水泥固化、瀝青固化、聚合物固化、玻璃固化、人造岩石固化等等。使用最多的是水泥固化，最有發展前景的是玻璃固化。水泥固化、瀝青固化、聚合物固化通常用於固化低於中水平的放射性廢液、化學泥漿、蒸殘液和廢物樹脂等。玻璃固化主要用於固化高放廢液，人造岩石固化主要用於固化錒系核素廢物。不同類型廢物應選用不同固化方法，綜合考慮安全性、可行性和經濟性。
方法特點
放射性廢液的固化對固化體的導熱性能、機械強度、浸出性能、化學穩定性、耐輻照性能、抗浸泡性能、抗凍融性能以及固化過程的減容比都有一定的要求。
（1）水泥固化，具有設備和工藝簡單，操作方便、安全；固化材料易得、價低，能耗小、成本低；固化體機械強度高，耐熱性好抗輻照能力強；自禁止性能好的特點。
（2）瀝青固化，固化體穩定性好，但工藝和設備複雜，適用於處理放射性水平較高的廢物；但易於燃燒爆炸。
（3）玻璃固化，玻璃固化時，大部分放射性核素在高溫下以氧化物形式和玻璃形成劑熔製成均勻的玻璃體，從而使放射性核素有效地固定。固化體具有較高的抗化學介質侵蝕的能力和良好的輻照穩定性、熱穩定性和機械穩定性。不足之處是玻璃是一種自由能較高的亞穩態物質，它有通過析出晶體，釋放能量而到達穩定態的自發傾向。析出晶體的玻璃體在抗水浸出等性能上有所下降。
（4）放射性廢物陶瓷固化，使放射性核素作為晶體的組成部分而固定的固化方法,主要有玻璃-陶瓷固化體（合適組成的硼矽酸鹽玻璃固化體經熱處理而部分析晶的產物）、過煅燒陶瓷固化體（廢液與矽、鋁、鍶等添加劑一起轉化為煅燒物後再經高溫處理的產物）、交換劑熱壓陶瓷固化體（用特製的水合氧化物型無機離子交換劑吸附放射性核素後再經熱壓燒結的產物）等；
硼矽酸鹽玻璃固化體穩定性較好、工藝簡單，但有可能析出晶體，改變玻璃性質，影響長期貯存的安全性。陶瓷固化體和複合固化體穩定性好，但工藝複雜，技術上要求較高。
整備要求
對於放射性固體廢物的整備我國國家有關要求如下： （1）埋置或包封固體廢物時應選用合適的介質材料，以保證廢物體儘可能均勻和密實。特別要考慮
某些金屬廢物(如AI,Mg,Zr)與鹼性水反應產生氫氣的可能影響。
（2）各類廢物應選用合適的包裝(必要時包括外包裝)才能進行貯存、運輸和處置廢物容器應符合
GB11506和其他有關包裝容器標準的規定。廢物包裝的材料和結構應滿足貯存、運輸和處置的廢物接
受準則的要求。
（3）應儘可能採用標準包裝容器(如廢物容器、禁止容器、運輸容器或外包裝)，以便於裝卸、運輸、
貯存和處置。
（4） 應充分考慮a廢物包裝容器的密閉性。採用高整體容器時，應考慮長期輻照對廢物體及容器的
影響。
（5）廢物整備設施的營運者應定期對其廢物體和廢物包的長期安全性進行評估，以保證在搬運、貯
存、運輸和處置的正常土作條件下和設定的事故工況下能包容放射性物質。廢物體和廢物包裝的技術特
性應根據評估的結果加以改進 。
（6）廢物包裝容器應由具有製造許可證的單位生產，並按相應標準規定的要求進行檢驗和驗收。
