核廢物處理:核廢物介紹,核廢物來源,核廢物特徵,處理原則,處理技術,地質處理,固化

核廢物處理是指運用各種處理技術對核燃料生產、加工和核反應堆用過的不再需要的並具有放射性的廢料進行處置。

基本介紹

中文名：核廢物處理
外文名：nuclear waste treatment
學科：核反應堆
原則：安全、經濟、淨化效率高
技術：地質處理、固化、後處理等
來源：反應堆、核工業、醫院等

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核廢物介紹

核廢物（nuclear waste material）,是指在核燃料生產、加工或核反應堆用過的，含有α、β和 γ 輻射的不穩定元素，並伴隨有熱產生的無用材料。核廢物含有一定放射性，可以對生物體細胞的分裂和生長造成影響，甚至殺死細胞。核廢物進入環境後，可以通過呼吸、飲食、皮膚接觸等途徑進入人體,當放射性輻射超過一定程度時，便可以損害機體的健康。研究表明，長年受放射性污染的人，癌症、白內障、失明、生長遲緩、生育力降低等病症的發病率要遠遠高於常人。

另外，如果母親在懷孕初期腹部受過 x 光照射,她們生下的孩子可能出現胎兒畸形、流產、死產等遺傳效應，而且與母親不受 x 光照射的孩子相比, 死於白血病的機率要大 50%。因此，核廢物具有極大的危害。

核廢物來源

核廢物是含有放射性核素或被放射性核素所污染，其放射性核素的濃度或活度大於審管機構確定的清潔解控水平並且預期不再使用的物質。生產、使用和操作放射性物質的部門和場所都可能產生核廢物，其基本來源有7個方面：

(1)鈾、釷礦山、水冶廠、精煉廠、濃縮廠、鈽冶金廠、燃料元件加工廠等，也稱核工業的前處理廠礦；

(2)各類反應堆(包括核電站、核動力船艦、核動力衛星等)的運行；

(3)乏燃料後處理工業活動；

(4)核廢物處理、處置過程；

(5)放射性同位素的生產、套用與核技術套用過程,包括醫院、大學和研究所的有關活動；

(6)核武器的研究、生產和試驗活動；

(7)核設施(設備)的退役活動。

核廢物特徵

1. 放射性。核廢物的放射性不能用任何的物理、化學和生物等人工方法消除，只能靠自身的衰變而減少，而其半衰期往往長達數千年、數萬年甚至幾十萬年。也就是說，在幾十萬年後!這些核廢物還能傷害人類和環境。

2.射線危害。核廢物放出的射線通過物質時，發生電離和激發作用，對生物體會引起輻射損傷。而且在這些射線當中，有相當一部分具有極強的穿透力，甚至能穿過幾十厘米厚的混凝土。

3.熱能釋放。核廢物中放射性核素通過衰變放出能量，當放射性核素含量較高時，釋放的熱能會導致核廢物的溫度不斷上升，甚至使溶液自行沸騰，固體自行熔融，比如福島核電站的堆芯就是這樣熔毀的。

處理原則

①改革不合理的工藝操作，防止不必要的污染並開展廢物的回收利用；

②對已產生的廢物分類收集，分別貯存、處理，處理方法要求安全、經濟、淨化效率高和簡單易行；

③儘量減小容積以節省運輸、貯存和處理費用；

④向環境稀釋排放時要按照“合理、可行、儘量低”的原則嚴格控制；

⑤以穩定的固化體形式貯存，以減少放射性核素遷移擴散（見放射性廢物固化）；

⑥廢物的最終處置必須做到同生物圈有效地隔離。

處理技術

地質處理

1.近地表埋藏處置法

近地表埋藏處置法是中低放廢物處置的主要方法,占處置法80%左右。它分為近地表簡易處置法、近地表工程處置法兩種,其中近地表工程處置法居主導地位。

（1）近地表簡易處置法

近地表簡易法是在地表挖掘數米深的溝、坑,將盛裝廢物的容器、無容器廢物固化體堆置其中,或將廢物直接固化其中,然後再用粘土或土回填夯實。此法只在低滲透性的粘土層或降水量非常少的地區效果較好,否則會嚴重影響處置效果,導致放射性廢物泄漏。這種處置方法對場址選擇要求較高,所以,只有美國、墨西哥、英國、瑞典、南非、巴基斯坦、印度、伊朗、日本等少數國家採用,一般是在核廢物處置的早期階段採用的較多。但有部分已停止運行或關閉。這樣近地表簡易處置法在世界各國的使用越來越少,這也是世界各國更加重視核廢物處置安全性的最好證據。

（2）近地表工程處置法

近地表工程處置法是在地表挖取幾米至數十米深的壕溝,大部分深度在10 m以內,高於地下水位,用混凝土或鋼筋混凝土加固壕溝的基底、側牆。為防降水或滲透水,構建了排水及監測系統。然後將封裝放射性廢物容器堆置其中,最後用土、粘土、瀝青、混凝土等充填物覆蓋封頂。另外,一些深度不超過50m的豎井和大口徑鑽孔等處置設施也屬於近地表工程處置法。此類設施可建在粘土、冰川沉積物、風化頁岩、風化凝灰岩、礫石、砂、粉砂等地質體中。

這種處置效果及安全性較好,被世界各國普遍採用。目前,世界上正在運行的、建設中的以及計畫造建的廢物處置庫絕大多數為近地表工程處置設施,但在歐美及前蘇聯國家有少量的此類設施已經停止運行或關閉。

2. 廢礦井處置法

廢礦井處置法是利用深度為60~100m的廢棄礦井,經過改造,作放射性廢物的處置場。作為處置場的廢礦井,必須符合一定的地質條件,如礦井內必須乾燥無水、圍岩的類型及特性等。世界上只有瑞士、瑞典、捷克共和國、芬蘭、挪威和克羅地亞等少數國家,採用或計畫採用這種方法, 例如,捷克共和國的理察Ⅱ礦坑,位於地下70~80 m,礦井很乾燥,地質體主要為石灰岩和泥灰岩,主要用來處置研究工作中產生的放射性廢物(大多數是短壽命的)。瑞典的SFR建於海底之下60m處的結晶岩中。針對不同的低放廢物類型、放射性劑量、物質組成和不同的處理需要,設計了不同的岩石硐室;50m深的彈筒狀礦坑,用水泥牆加固並增加了一個蒙脫石粘土緩衝帶和一套通風系統之後,將放射性活度最強的廢物容器置於其中。芬蘭的Olk-iluoto與瑞典的SFR相似,具有兩個彈筒狀深礦坑,一個處置低放廢物,另一個處置發熱的中放廢物,建於地下60~100m,用破碎的圍岩作回填材料,用水泥填封含水裂隙帶。

將低、中放廢物處置在地下廢礦井中，是一種較安全的處置方法。可供處置低、中放廢物的廢礦井有：鹽礦、鐵礦、鈾礦、石灰石礦等礦井。廢礦井處置可以利用礦山原有的採礦巷道採空區堆置廢物容器。廢礦井處置法的優點是：

①不占用大片土地；

②可充分利用礦山原有的豎井、地下採空區等，處置成本較低；

③處置空間大，據統計，按目前美國每年開採鹽礦的數量，只要利用其中1%的采空礦山，便可供處置全美國當年產生的所有核廢物；

④處置深度較大，安全性較好。

該法的局限性在於，廢礦井一般離核設施較遠，需長途運輸廢物，而低、中放廢物數量多，一般宜於就地處置。

（1）深岩硐地質處置法

深岩硐地質處置法[5]是在地表之下深數百米的穩定岩層中建造處置核廢物的設施,使放射性核素與生物圈長期隔離。此種處置方法既可以處置中低放廢物,也可以處置高放廢物。中低放廢物處置的深度一般為300~500m,高放廢物的處置深一般為500~1 000m。採用深岩硐地質處置中低放廢物效果好,最安全,但費用昂貴,只有少數國家採用。

（2）地下鹽穴處理核廢物的方法

利用鹽穴進行放射性工業廢料的填埋處理已經在國外得到很好的利用,具有安全性好、費用低、容量大、符合環保、節省地表面積等很多[6]。優點,隨著我國核軍事的發展和核能的開發利用,也不可避免的會產生相當的具放射性的工業廢料,利用鹽穴進行埋藏處理可以有效地減少放射性污染,保護生態環境。除了進行核廢物的埋藏處理外,各類難處理的工業廢料也都可以利用該項技術進行處理,利用鹽穴進行工業廢料的處理是一項具有廣泛前景的實用技術,值得在我國進行推廣。

3.深度鑽孔

將核廢物埋入地下正成為最受推崇的處理方式之一，深度鑽孔這一解決方案仍處在計畫階段。深度鑽孔有其優勢一面，可以在距離核反應堆很近的地區進行鑽孔，縮短高放射性核廢物在處理前的運輸距離。然而，與將核廢物送入太空面臨的困難一樣，鈽回收也是一項挑戰—將核廢物埋入地下3英里（約合4.8公里）是一回事，安全回收則完全是另一回事。

4.深海床處置

高放廢物的深海床處置，是選擇底部沉積物為粘土的深海區，將高放廢物容器置入深海（4000~6000m）底部粘土沉積物深處（>20~30m），借海底未固結粘土和海水永久隔離核廢物。該方法與低、中放廢物海洋投棄的區別是，後者是將廢物容器投棄在海底沉積物表面，一般得不到海底沉積物屏障的保護。自開發研究以來，該方法是美國和歐洲一些臨海國家計畫將其作為今後處置高放廢物的方法之一。1972年倫敦傾廢公約明文規定，禁止向海洋投棄或向海底植入中、高放廢物，但是世界上大部分國家仍希望在共同協商和保證安全的前提下，有控制地將高放廢物處置於海底沉積物中。因此國際上對該處置方法尚有爭議。

5.冰凍處理

核廢物溫度很高。將核廢物球放入較為穩定的冰原，它們會隨著周圍凍的融化向下移動，之上的融冰則又再次凝固。這一想法遭到拒絕的原因很多，其中一個原因便是冰原會發生移動，導致放射性物質會像冰山一樣在海洋中漂浮。

6.使用液壓籠

如果在核廢物周圍建造一個類似三維壕溝的水籠，地下水便被賦予一條替代路徑，不會滲入放射性物質。未來的核廢物處理裝置應該可以做到防泄漏，而液壓籠的作用則是防止地下水污染這一最嚴重的情況發生。

7.送入太空

實際上，這一方案最早是由原蘇聯科學院院士卡比察於1959年提出的。30年後，美國著名物理學家施勒津熱爾也獨立提出了類似主張。但由於受當時國際形勢和技術條件的限制，各國對核廢物的處理基本上都流於應付。實際資料顯示，運載火箭的發射事故率通常在2%左右，為了解決由此而引發的核災難，專家們在設計建造密封容器方面頗費了一番精力，並決定用高強度的鈦鋼製作外殼。表面再敷以多層隔熱材料。但有些技術問題還沒有解決。

固化

固化主要是用來改善和後續處理相關的安全性，一般是用適當的材料把放射性核廢物包裹起來，防止放射性元素的泄漏。目前，水泥和混凝土作為固化介質套用比較廣泛，此外，也有人把瀝青和有機聚合物用於固化處理。相應的，放射性核廢物的處理方法也可以分為水泥固化、混凝土固化、瀝青固化、有機聚合物固化等。

放射廢物的固化處理包括水泥固化、瀝青固化、塑膠固化以及人造岩石固化等,它們的主要優缺點比較見右表：

1.水泥固化

水泥固化是放射性廢物處理的一種常用的方法,它為放射性廢物以安全穩定的固體狀態封存提供了一種經濟有效的辦法。

水泥固化處理的優點包括:

①處理過程簡單,低溫;

②加工技術良好;

③固化產品的熱穩定性(不易燃燒)、化學穩定性和生物化學穩定性良好;

④固化形式是可將放射性廢物包容在固化體中,也可通過澆注水泥將其封存起來。核電站水泥固化處理的放射性廢物包括:蒸殘液、泥漿、廢樹脂及用水泥固定的廢過濾器芯等。

2.玻璃固化技術

韓國開發出一種可將核電廠產生的廢物體積最多減少 80%的壓縮技術，並將在世界上首次實現商用化。

玻璃固化技術是指將放射性廢物和熔融狀態的玻璃混合後高溫加熱、縮小體積而製造出穩定的玻璃固體的技術。被玻璃化的放射性物質在極度惡劣的環境中也不會出現泄漏，因此，該技術可降低放射性泄漏危險。輻射安全組組長朴淵善透露：“如果使用玻璃固化技術，可將目前平均每個核電廠產生的 150 桶（1桶為 200L）中、低放廢物減少到 35 桶。”

3.瀝青固化

瀝青固化是使放射性廢物均勻地包裹在瀝青中，得到抗浸出性好的固化產品[1]。瀝青固化適用於固化化學泥漿、蒸發殘液等低、中放廢物。瀝青固化的廢物包容量高，固化產品均勻，核素浸出率低。瀝青固化工藝有多種，主要有兩種：螺桿擠壓法和薄膜蒸發法。由於瀝青是可燃性有機物，不能承受較高溫度和較強輻射，所以瀝青固化不適於固化釋放熱率高和輻射強的廢物，不適宜固化氧化劑含量高的廢物。

4.塑膠固化

塑膠固化是把放射性廢物均勻包容在熱塑性或熱固性塑膠物質中。熱塑性塑膠固化工藝類似於瀝青固化，需要加熱熔融。熱固性塑膠固化工藝類似於水泥固化。廢液含水量有限制，需要預處理脫水，或者加入乳化劑攪拌乳化。已經開發的塑膠固化工藝比較多，主要有一下幾種：聚乙烯固化、聚氯乙烯固化、聚苯乙烯固化、聚酯固化、環氧樹脂固化和聚合物浸漬混凝土等。塑膠固化包容量高，核素浸出率低，這對實現長期安全隔離有重要意義，但塑膠固化成本較高。

5.人造岩石固化核廢物處理法

使核廢物中包含放射性元素的原子進入礦相的晶格位置,或者鑲嵌於晶格的孔隙之中,與基質礦物形成均勻的固溶體。這種方法主要包括基料和核廢液混合、鍛燒、冷壓、熱壓、退火、裝桶等步驟。

後處理

後處理主要是把乏燃料經過酸溶解後分解出鈾等裂變產物，這是一個特殊的化學分離過程、經過後處理後，可以把核廢物中的裂變元素分離出來進入再循環，這個技術在20世紀70年代起就在若干個國家運行，目前已經是公認的比較安全的技術"經過後處理後，放射性元素的回收比例可以高達98.5%~99%。這不僅可以減少核廢物處理的壓力，減小核廢物污染的可能性，也可以提高天然資源的利用率，符合可持續發展的要求。目前最常用的核廢物後處理方法是用水溶法萃取，又稱普雷克斯法。

需要注意的是，核廢物後處理並不能完全取代其它核廢物處理方法。這是因為雖然後處理可以提取絕大多數的放射性元素，但仍有部分元素殘留在核廢物中而不能被收回。而且這些元素多數為長周期性的，此外，後處理過程本身也會產生大量的低放核廢物。因此，核廢物的後處理並不能稱為核廢物處理的最終解決方法，必須與其它處理途徑相配合才能達到防止核廢物擴散、維護核安全的目的。

自由電子雷射

用自由電子雷射進行核廢物處理的原理是，當用不同波長的雷射激發分子時，可以導致化學反應差異。目前已經實現了紫外準雷射分子實現錒系離子在溶液中的選擇性單光子與雙光子還原，因此可以把光氧化還原反套用來分離核廢物的金屬，把溶液中鑭系和錒離子的雷射化學反套用來進行核燃料再處理以及高級核廢物的分配"若可以把金屬離子氧化還原，則可以實現金屬離子與溶液的分離"此外，經過熱分子的雙光子吸收也可以套用在核廢物處理中。

嬗變

對於長壽命的婀系元素只有通過核裂變才能使其轉換為短壽命或穩定的核素。採用擅變技術(Transmutation)就是把高放廢物中婀系核素、長壽命裂變產物和活化產物核素分離出來,製成燃料元件送到反應堆去燃燒或者製成靶子放到加速上去轟擊散裂,轉變成短壽命核素或穩定同位素。這樣減小了高放廢物地質處置負擔和長期風險,並可能更好地利用鈾礦資源。擅變原理主要通過(n,γ),(n,2n)反應將長壽命裂變產物或婀系核廢物擅變成穩定的短壽命核素。

目前實現擅變的裝置有①快堆,②熱中子堆,③強流加速器,④加速器驅動的次臨界裝置,⑤聚變擅變堆。

1. 快中子堆

利用快中子堆對核廢物進行擅變,是因為快堆中子能量大都在1MeV範圍內。快中子堆可使次婀系元素有效焚燒。另外快堆中的熱中子通量很低,不能進行(n,γ)反應對長壽命裂變產物擅變,同時對於要求中子能量閡值較高(>10MeV)的核素,快堆也不能對其進行擅變。同時次鋼系元素捕獲中子後將使K_eff上升,這影響快中子堆的運行安全。故對次婀系元素的裝載量必須嚴格進行限制,這也影響了擅變的效率。據估算一個1GW的金屬鈉冷快堆,每年可焚燒329kg次婀系元素,相當於10個1GW輕水堆一年卸出的次鋼系元素量。

2. 聚變擅變堆

聚變擅變堆利用托卡馬克(Tokamak)堆芯件D-T聚變反應所產生的14MeV高能中子在包層內使次婀系核素裂變或使其中子俘獲產物裂變而“燃燒”掉,同時也可使長壽命裂變產物發生中子俘獲反應而生成短壽命或低毒性核素,並且也可利用中子與包層中的Li的反應增殖氖來維持堆芯D-T反應所消耗的氛。

由於長壽命裂變產物一般有較大的熱中子吸收截面,相對較易擅變處理;而中等壽命裂變產物(⁹⁰Sr,³⁷Cs)由於有極小截面,對其擅變需很高的中子通量,但經特別設計的混合堆則有此優勢。考慮有效空間利用率和時間利用率後,包層每年可燒掉次婀素元素約400kg,核變廢物約30kg,包層總熱功率約為750Mw。

3.加速器

使用加速器驅動的廢物擅變(ATW)系統來處理長壽命裂變產物,將廢物的自然衰變時間從1萬年縮短到1000年以內。基本原理是:由直線加速器產生的質子轟擊靶,靶在受到轟擊後會產生中子,使廢物擅變成穩定的或低放射性物質的過程能夠持續進行。

由於是在亞臨界條件下運行,ATW系統非常適於焚燒具有以下特點的核廢物:在反應堆中擅變效率很低或根本不擅變的核廢物;具有潛在不穩定性和危險的反應性回響的核廢物;反應堆中不能被分離和放置的核廢物。

擅變可將高放廢物中絕大部分長壽命核素轉變為短壽命,甚至變成非放射性核素,可以減小深地質處置的負擔,但不可能完全代替深地質處置。分離-擅變處理的關鍵在分離技術,因為完全分離是很難達到的,加上還要產生二次廢物。所以高放廢物的分離一擅變是一項難度大、耗資巨大、涉及多學科的系統工程。分離一擅變技術現在只是開發的初級階段,少數已開發國家尚在做概念設計和探索試驗,距離實際處理高放廢物還很遠。

中低放的處置

中低放廢物不含或只含極少量長壽命超鈾核素。例如核電站廢物所要考慮的主要核素是 Sr-90 和 Cs-137，隔離 300-600 年就足以衰減到安全水平。因此，與高放廢物相比，中低放廢物的處置技術要求相對較低，但其數量龐大，處置任務更加繁重。目前，國外中低放廢物處置主要採用淺地層埋藏、廢礦井或洞穴埋藏的方法。

淺地層埋藏是目前國外套用最普遍的處置方法之一。淺地層埋藏一般是把廢物整齊堆放在混凝土構築物內，以溝壕最為普遍。美國、法國、英國、前蘇聯和加拿大等國的實踐表明，淺地層埋藏簡單易行，投資少，是處置中低放廢物的最有效方法之一。廢礦井或洞穴埋藏處置在國土小、人口密度大的歐洲國家用得較多。通常，廢礦井深度較大，對於人類活動和自然環境干擾影響小，安全性比較好。但是礦井是從開採礦石角度來進行設計的，水文地質情況複雜，往往存在裂隙和地下水。原有坑道和洞室一般不宜埋藏廢物，需要經過整治和安全評價後方能使用。洞穴處置是利用天然洞穴或人工挖掘的洞穴來埋藏中低放廢物。人工洞穴根據處置場標準和規範進行設計建造，成本比較高，但安全性較好。

核廢物處理