(25)--放射性核素的提取.ppt

第七章第七章 放射性核素的提取放射性核素的提取和放射性三废的管理和放射性三废的管理第一节第一节 裂片核素的提取和利用裂片核素的提取和利用第二节第二节 超铀核素的提取和利用超铀核素的提取和利用第三节第三节 放射性废物的类型、来源和特点放射性废物的类型、来源和特点第四节第四节 放射性废物的处理放射性废物的处理第五节第五节 放射性废物的最终处置放射性废物的最终处置第六节第六节 环境放射性环境放射性第一节第一节 放射性核素的提取和利用放射性核素的提取和利用在工业、农业、国防和医疗等方面得到广泛应用的在工业、农业、国防和医疗等方面得到广泛应用的放射性核素有四种来源放射性核素有四种来源（1）从天然矿物中提取（）从天然矿物中提取（226Ra、210Po）（2）经反应堆中子辐照产生（）经反应堆中子辐照产生（60Co、131I、198Au）（3）用加速器生产（）用加速器生产（85Sr、57Co、22Na）（4）从乏燃料中提取（）从乏燃料中提取（137Cs、90Sr、85Kr）从乏燃料中提取裂片核素的意义从乏燃料中提取裂片核素的意义（1）不需用反应堆或加速器生产放射性核素那）不需用反应堆或加速器生产放射性核素那样消耗中子和适用复杂设备，且产率高样消耗中子和适用复杂设备，且产率高（2）高放废液中回收了某些裂片核素后，废液）高放废液中回收了某些裂片核素后，废液的放射性水平大大降低，可使进一步处理和处置的放射性水平大大降低，可使进一步处理和处置过程得到简化过程得到简化从乏燃料中提取的有用裂片核素从乏燃料中提取的有用裂片核素核素核素射射线种种类T T1/21/2(a)(a)裂裂变产额主要用途主要用途来源来源氪8585KrKr-,10.710.71.51.5特种灯特种灯溶解器溶解器废气气锶9090SrSr-28285.65.6能源，能源，源，源，发光粉光粉高放高放废液液锝9999TcTc-2.12.110105 56.26.2防腐防腐蚀剂，合金元素，超，合金元素，超导体体高放高放废液液铑102102RhRh-,210d210d3.73.7工工业催化催化剂高放高放废液液钌106106RuRu-1 10.50.5源，源，电子工子工业高放高放废液液钯PdPd-稳定定1.51.5电子工子工业，催化，催化剂高放高放废液液氙氙XeXe-稳定定1.21.2特种灯特种灯溶解器溶解器废气气铯137137CsCs-,30306.26.2源，能源源，能源高放高放废液液铈144144CeCe-,285d285d5.65.6能源，能源，源源高放高放废液液钷147147PmPm-2.62.62.52.5源，源，X X射射线源，源，发光粉光粉高放高放废液液提取方法提取方法1、从溶解尾气中提取氪和氙、从溶解尾气中提取氪和氙溶解尾气中，除含有氪、氙外，还有大量溶解尾气中，除含有氪、氙外，还有大量的氮氧化物、空气、二氧化碳等的氮氧化物、空气、二氧化碳等氪和氙进一步分离和浓集有两种方法：氪和氙进一步分离和浓集有两种方法：活性碳吸附活性碳吸附低温分馏低温分馏2、从高放废液中提取、从高放废液中提取90Sr90Sr是纯是纯-放射体，它的子体是放射体，它的子体是90Y也是纯也是纯-放射放射体。体。T1/228.8 a，裂变产额，裂变产额5.6。是制备。是制备-辐射源和核电池能源的理想材料之一。辐射源和核电池能源的理想材料之一。（1）溶剂萃取法提取）溶剂萃取法提取90Sr（2）离子交换法精制）离子交换法精制90Sr 用阳离子交换法进一步除去夹带的稀土和铁等杂用阳离子交换法进一步除去夹带的稀土和铁等杂质元素质元素3、从稀土元素中分离、从稀土元素中分离144Ce和和147Pm（1）从稀土中分离）从稀土中分离144Ce144Ce衰变时同时放出衰变时同时放出-射线和射线和射线射线，T1/2285d，裂变产额裂变产额5.6。可作为。可作为辐射源或能辐射源或能源使用。源使用。Ce3+常用常用KMnO4、H2O2作氧化剂氧化成作氧化剂氧化成Ce4+，四价易于萃取。用四价易于萃取。用TBP和和D2EHPA作萃取剂萃取。作萃取剂萃取。（2）从稀土元素中分离）从稀土元素中分离147Pma.可用浓度大于可用浓度大于50的的TBP溶剂从浓溶剂从浓HNO3溶液中溶液中萃取分离稀土元素的方法实现萃取分离稀土元素的方法实现147Pm与其他稀土元素与其他稀土元素的分离。的分离。b.离子交换排代法：将分配系数很接近的元素离子先离子交换排代法：将分配系数很接近的元素离子先与排代剂形成络合物后，再与阳离子交换树脂进行交与排代剂形成络合物后，再与阳离子交换树脂进行交换反应。此时相邻元素间的分离系数显著增大，进而换反应。此时相邻元素间的分离系数显著增大，进而达到分离的目的。达到分离的目的。4、从高放废液中提取、从高放废液中提取137Cs主要裂片同位素有主要裂片同位素有133Cs、134Cs、135Cs和和 137Cs。其中有实用价值的是半衰期为其中有实用价值的是半衰期为30a的的137Cs。一般制。一般制成成CsCl固体或铯玻璃作固体或铯玻璃作辐射源。辐射源。提取提取137Cs一般采用无机离子交换法。一般采用无机离子交换法。适用于从碱性溶液中提取铯的无机离子交换剂有天然适用于从碱性溶液中提取铯的无机离子交换剂有天然沸石、人造沸石或其它硅胶沸石、人造沸石或其它硅胶-矾土类物质。矾土类物质。适用于从酸性废液中提取铯的无机离子交换剂有磷酸适用于从酸性废液中提取铯的无机离子交换剂有磷酸锆或磷钼酸锆等。锆或磷钼酸锆等。第二节第二节 超铀核素的提取和利用超铀核素的提取和利用原子序数原子序数92的各类核素的总称的各类核素的总称93Np、94Pu、95Am、96Cm、97Bk、98Cf1、超铀核素的合成、超铀核素的合成国外已生产钚数十吨国外已生产钚数十吨公斤级：公斤级：238Pu、241Am、242Cm、244Cm克级：克级：252Cf（1）利用多次俘获中子及相应的）利用多次俘获中子及相应的-衰衰变（2）利用加速离子轰击重核）利用加速离子轰击重核第二种方法要使用大型加速器，生成的产物数量很第二种方法要使用大型加速器，生成的产物数量很小，主要供研究用，它对发现新的超重元素起着重小，主要供研究用，它对发现新的超重元素起着重要作用。要作用。第一种中子辐照合成法是目前制取常量超铀核素的第一种中子辐照合成法是目前制取常量超铀核素的主要途径。主要途径。2、超铀核素的提取和应用、超铀核素的提取和应用目前超铀核素主要从反应堆中子辐照后的核燃料或目前超铀核素主要从反应堆中子辐照后的核燃料或靶料中提取和分离。常用的方法仍然是靶料中提取和分离。常用的方法仍然是沉淀沉淀、萃取萃取和和离子交换离子交换。除除238Pu分离提取外，其它超铀核素的回收方法一分离提取外，其它超铀核素的回收方法一般有三步：般有三步：a.b.去除大部分硝酸根和裂变产物，使超钚核去除大部分硝酸根和裂变产物，使超钚核素初步浓集。素初步浓集。c.使超钚核素进一步净化并分离成单个元素使超钚核素进一步净化并分离成单个元素超铀核素中最有价值的是三种核素：超铀核素中最有价值的是三种核素：238Pu(237Np)、244Cm、252Cf（1）238Pu的应用和制取的应用和制取238Pu具有良好的核性能，具有良好的核性能，T1/2长（长（87.4a），比功率高），比功率高（0.56W/g），屏蔽要求低，在军事、医学和工业中均），屏蔽要求低，在军事、医学和工业中均得到广泛应用，是最重要的一种核素能源。得到广泛应用，是最重要的一种核素能源。人造卫星和宇宙飞船中的电池，除太阳能电池外，主要是人造卫星和宇宙飞船中的电池，除太阳能电池外，主要是238Pu核电池。最大的核电池可用几公斤核电池。最大的核电池可用几公斤238Pu制成，其制成，其电功率达几十瓦。电功率达几十瓦。238Pu还能用作心脏起博器电源，每个起博器用还能用作心脏起博器电源，每个起博器用150300mg 238Pu，可工作，可工作10a以上。以上。238Pu能源可用于海底电缆增音，浮标及遥控转播台能源可用于海底电缆增音，浮标及遥控转播台电源，深海潜水及宇航用热源。电源，深海潜水及宇航用热源。238Pu价格为价格为239Pu的的100倍左右，因此在后处理工倍左右，因此在后处理工厂回收厂回收237Np并从它进一步生产并从它进一步生产238Pu意义重大。意义重大。238Pu的制取方法的制取方法（a）从）从237Np制取制取（b）医用高纯）医用高纯238Pu(2)(2)241241AmAm、242242AmAm和和243243AmAm的制取和应用的制取和应用241241AmAm是一种性能较好的辐射源，是一种性能较好的辐射源，242m242mAmAm是一种易裂是一种易裂变核素，变核素，241241AmAm和和243243AmAm又是制备锔和锎的靶料，因又是制备锔和锎的靶料，因此这几种核素都有很大实用价值。此这几种核素都有很大实用价值。241241AmAm可以制作中子源、可以制作中子源、源、源、源和源和X X射线源。具射线源。具有寿命长（有寿命长（T T1/21/2=458a=458a）、防护要求低、价格便宜、）、防护要求低、价格便宜、使用方便等特点。使用方便等特点。242m242mAmAm的最小临界质量只有的最小临界质量只有23g23g，有希望把它用于小，有希望把它用于小型核反应堆及小型氢弹引爆装置。型核反应堆及小型氢弹引爆装置。用从后处理厂回收的用从后处理厂回收的241241AmAm和和243243AmAm作靶料，进一步在作靶料，进一步在反应堆内照射，所得的镅同位素混合物经净化后可反应堆内照射，所得的镅同位素混合物经净化后可用电磁法提取用电磁法提取242m242mAmAm产品。产品。目前目前241241AmAm和和243243AmAm主要有两个来源：一是从钚含量较主要有两个来源：一是从钚含量较高的核燃料后处理废液中回收镅同位素混合物；二高的核燃料后处理废液中回收镅同位素混合物；二是重新处理贮存了较长时间的陈化钚（老钚），从是重新处理贮存了较长时间的陈化钚（老钚），从废液中提取废液中提取241241PuPu的衰变产物的衰变产物241241Am.Am.（3）252Cf的制取与应用的制取与应用252252CfCf是一种极其宝贵的超钚核素，价格为是一种极其宝贵的超钚核素，价格为239239PuPu的上百万倍。的上百万倍。特点：具有很高的自发裂变中子发射率和（特点：具有很高的自发裂变中子发射率和（，n n）反应率。）反应率。其中子束具有多方面的用途，如活化分析、现场制备短寿命其中子束具有多方面的用途，如活化分析、现场制备短寿命放射性示踪剂、癌症诊治、射线照相、非破坏性检验、地质放射性示踪剂、癌症诊治、射线照相、非破坏性检验、地质勘查等。勘查等。252252CfCf价格昂贵在于制备过程比较复杂。从价格昂贵在于制备过程比较复杂。从239239PuPu通过（通过（n,n,）反应生成反应生成252252CfCf要连续吸收要连续吸收1313个中子。只有专门建造超热中子个中子。只有专门建造超热中子比例高、共振俘获截面大的高通量堆，才能在不太长的辐照比例高、共振俘获截面大的高通量堆，才能在不太长的辐照时间内得到一定数量的时间内得到一定数量的252252CfCf。第三节第三节 放射性废物的类型、来源及特点放射性废物的类型、来源及特点放射性废物：指含有放射性废物：指含有放射性物质放射性物质或或被放射性物质污染被放射性物质污染而而不能回收再用或不值得回收再用的气体、固体和液体废不能回收再用或不值得回收再用的气体、固体和液体废物的总称。物的总称。放射性废物管理的任务：放射性废物管理的任务：a.努力减少废物产生量，减少废物体积努力减少废物产生量，减少废物体积b.将已经产生的废物转变成便于运输和安全贮存及处理的固化体。将已经产生的废物转变成便于运输和安全贮存及处理的固化体。废物管理包括对废物的废物管理包括对废物的处理、运输，暂时贮存，最终处处理、运输，暂时贮存，最终处置置的全部过程。的全部过程。一、放射性废物的分类方法一、放射性废物的分类方法1 1、按照放射性核素的浓度分类、按照放射性核素的浓度分类便于选择某些特殊的处理方法，如确定是否需要考虑辐射便于选择某些特殊的处理方法，如确定是否需要考虑辐射屏蔽，设备是否需要采取冷却措施屏蔽，设备是否需要采取冷却措施2 2、按照废物中所含放射性核素性质来划分、按照废物中所含放射性核素性质来划分主要考虑核素的衰变类型、半衰期和化学性质。其中对于主要考虑核素的衰变类型、半衰期和化学性质。其中对于长寿命的长寿命的发射体（主要是超铀元素）给予特别的重视。发射体（主要是超铀元素）给予特别的重视。3 3、按照废物的载体物理性质（废物存在状态）来分类、按照废物的载体物理性质（废物存在状态）来分类放射性废物可以分为放射性废物可以分为固态固态、液态液态和和气态气态三大类三大类放射性废液按其放射性强弱，进一步分为高放水平、中放射性废液按其放射性强弱，进一步分为高放水平、中放水平和低放水平三种。放水平和低放水平三种。1500tU/a后处理厂产生的各类废物的数量后处理厂产生的各类废物的数量废物物类别每年每年产生生废物的放射性或体物的放射性或体积气气态废物物 3 3T T 14 14C C 85 85KrKr 129 129I I液液态废物高放（物高放（浓缩物）物）中放中放 低放低放固固态废物高放（包壳）物高放（包壳）中低放中低放 中低放中低放有机有机废物物 （液（液态）3.33.310101616BqBq3.73.710101313BqBq4.84.810101717BqBq2.22.210101212BqBq700m700m3 37000m7000m3 3150000m150000m3 3600m600m3 33000m3000m3 3100m100m3 3900m900m3 3二、放射性废物的来源及其特点二、放射性废物的来源及其特点1、含有超铀核素的高放废物（、含有超铀核素的高放废物（HLW）一般指后处理过程中一般指后处理过程中1A萃取循环产生的萃余液萃取循环产生的萃余液1AW或者放射性水平相当的第二、第三循环萃或者放射性水平相当的第二、第三循环萃余液的浓缩液。余液的浓缩液。HLW是一种含有绝大部分非挥发性裂变产物和是一种含有绝大部分非挥发性裂变产物和超铀核素的硝酸水溶液。超铀核素的硝酸水溶液。2、中、低放废物、中、低放废物（1）含超铀核素的中放废物）含超铀核素的中放废物所含长寿命的所含长寿命的放射体放射体370Bq/L，放射性水放射性水平达到需要采用屏蔽和遥控处理技术的一类废物。平达到需要采用屏蔽和遥控处理技术的一类废物。这类废物只能从后处理厂产生。这类废物只能从后处理厂产生。有两种形态：液态和固态有两种形态：液态和固态液态废物的主要来源液态废物的主要来源a.a.燃料溶解尾气洗涤液燃料溶解尾气洗涤液b.b.焚化炉尾气清洗液焚化炉尾气清洗液c.c.去污溶液去污溶液d.d.污溶剂（污溶剂（TBPTBP洗涤液）洗涤液）e.HLWe.HLW除雾洗涤溶液除雾洗涤溶液f.f.操作区污水操作区污水固态废物：用过的离子交换树脂、硅胶、固态废物：用过的离子交换树脂、硅胶、沸石、可燃性垃圾（手套、纸等）、不可沸石、可燃性垃圾（手套、纸等）、不可燃性垃圾（工具、玻璃器皿等）、废设备燃性垃圾（工具、玻璃器皿等）、废设备和过滤器等和过滤器等（2）不含超铀核素的中放废物）不含超铀核素的中放废物所含长寿命的所含长寿命的放射体放射体370Bq/L，但其，但其放射性放射性水平达到需要采用屏蔽和遥控处理技术的一类废物。水平达到需要采用屏蔽和遥控处理技术的一类废物。废物来自反应堆和乏燃料的贮存设施废物来自反应堆和乏燃料的贮存设施（3 3）含超铀核素的低放废物）含超铀核素的低放废物所含长寿命的所含长寿命的放射体放射体370Bq/L，但其放射性活，但其放射性活度低到不附加屏蔽就能进行处理的废物。度低到不附加屏蔽就能进行处理的废物。废物来自后处理厂把纯化后的硝酸钚转化为废物来自后处理厂把纯化后的硝酸钚转化为PuO2的的过程和燃料元件制造厂把混合氧化物燃料加工成元件过程和燃料元件制造厂把混合氧化物燃料加工成元件的过程中。的过程中。（4）不含超铀核素的低放废物）不含超铀核素的低放废物所含长寿命的所含长寿命的放射体放射体370Bq/L，其，其放射性水平低到不需附加屏蔽设施就可放射性水平低到不需附加屏蔽设施就可以直接处理的废物以直接处理的废物。废物处理过程产生的二次废水，纯化后的废物处理过程产生的二次废水，纯化后的铀转化为铀转化为UF6加工过程。加工过程。3、燃料组件及结构材料废物、燃料组件及结构材料废物 指乏燃料溶芯后的包壳切片（几厘米长），燃料组指乏燃料溶芯后的包壳切片（几厘米长），燃料组件及其定位架及燃料管等。件及其定位架及燃料管等。4、乏燃料、乏燃料 辐照后从反应堆堆内卸出且不再在该堆中使用的核辐照后从反应堆堆内卸出且不再在该堆中使用的核燃料。燃料。5、包含挥发性核素的气体废物、包含挥发性核素的气体废物反应堆运行过程中产生一些半衰期较长、有较高产率的反应堆运行过程中产生一些半衰期较长、有较高产率的挥发性核素，其中值得注意的是挥发性核素，其中值得注意的是I(135I、129I)，T(3H)、C(14C)、Kr(85Kr)。第四节第四节 放射性废物的处理放射性废物的处理一、高放废液的处理一、高放废液的处理高放废液处理过程包括四个操作工序：高放废液处理过程包括四个操作工序：料液准备、固化、固化废液的包装、二次废液的处理料液准备、固化、固化废液的包装、二次废液的处理料液的准备包括料液的准备包括液体液体HLW的脱硝、蒸发浓缩和暂时贮存过的脱硝、蒸发浓缩和暂时贮存过程。程。废液固化有不同方法。废液固化有不同方法。固化后废液可以装入直径为固化后废液可以装入直径为3060cm，长为，长为13m的金属圆筒中。的金属圆筒中。从液体从液体HLW固化过程产生的二次废液的处理，包括硝酸固化过程产生的二次废液的处理，包括硝酸的浓缩和回收、尾气中夹带固体颗粒的洗涤以及尾气中的浓缩和回收、尾气中夹带固体颗粒的洗涤以及尾气中半挥发性碘和可能存在的钌化物的去除。半挥发性碘和可能存在的钌化物的去除。1、高放废液的蒸发浓缩、高放废液的蒸发浓缩高放废液的蒸发浓缩是为了减少废液体积，高放废液的蒸发浓缩是为了减少废液体积，降低后续过程的费用。降低后续过程的费用。2、高放废液蒸残液的贮存、高放废液蒸残液的贮存高放废液经蒸发浓缩后，贮存于不锈钢贮槽高放废液经蒸发浓缩后，贮存于不锈钢贮槽中，贮存于地下，是目前大规模采用的一种中，贮存于地下，是目前大规模采用的一种HLW管理技术。管理技术。3、高放废液的固化、高放废液的固化一般采用一般采用二、中、低放废物的处理二、中、低放废物的处理1、减小中、低放废物体积的处理方法、减小中、低放废物体积的处理方法（1）不可燃固体废物的处理）不可燃固体废物的处理这类废物包括废弃的手套箱、机器、管道、玻璃这类废物包括废弃的手套箱、机器、管道、玻璃器皿及其它废料等。器皿及其它废料等。缩小这类废物体积的方法：缩小这类废物体积的方法：a.去污去污b.机械拆卸机械拆卸c.压碎压碎d.熔化熔化e.溶解溶解（2）不可燃液体废物的处理不可燃液体废物的处理通常含有各种盐类和放射性核素的废液，缩小通常含有各种盐类和放射性核素的废液，缩小这类废物体积的方法有：这类废物体积的方法有：a.蒸发蒸发b.使用膜技术进行浓缩使用膜技术进行浓缩c.过滤或离心分离过滤或离心分离d.离子交换离子交换（3）可燃性中、低放废物的处理）可燃性中、低放废物的处理可燃性中低放废物的处理主要采用焚烧法，把可燃性中低放废物的处理主要采用焚烧法，把废物焚烧成灰渣，再进行固化处理。废物焚烧成灰渣，再进行固化处理。2、中、低放废液的固化方法中、低放废液的固化方法中、低放废液固化的设备要求比高放废液固中、低放废液固化的设备要求比高放废液固化低的多，采用水泥固化法、沥青固化法和化低的多，采用水泥固化法、沥青固化法和塑料固化法。塑料固化法。三、三、燃料组件及结构材料废物的处理燃料组件及结构材料废物的处理1、预处理、预处理（1）分类）分类a.对于金属类型的燃料组件及结构材料，将对于金属类型的燃料组件及结构材料，将Fe-Ni-Cr和锆合金分开。和锆合金分开。b.在后处理将燃料元件切开之前，把不含超铀核素的废料与乏燃料分开，在后处理将燃料元件切开之前，把不含超铀核素的废料与乏燃料分开，以便分别处理。以便分别处理。（2）表面清洗）表面清洗指大部分燃料物质被指大部分燃料物质被HNO3溶解后，清除包壳上沾污的放溶解后，清除包壳上沾污的放射性物质的过程。射性物质的过程。2、处理过程、处理过程包装后直接处理包装后直接处理浇注基体浇注基体压实压实熔融熔融转化为稳定化合物转化为稳定化合物四、放射性废气的处理四、放射性废气的处理1、碘的处理、碘的处理用水溶液洗涤或用含银吸收剂吸收用水溶液洗涤或用含银吸收剂吸收2、氚的处理、氚的处理氧化挥发法或同位素交换法氧化挥发法或同位素交换法含氚废液的固化处理含氚废液的固化处理3、14C的处理的处理NaOH或或Ca(OH)2洗涤，分子筛吸附和液体碳氟化物吸收等，洗涤，分子筛吸附和液体碳氟化物吸收等，把碳转化为把碳转化为CaCO3固体。固体。4、惰性气体的处理、惰性气体的处理把惰性气体贮存在加压钢瓶中，或者将惰性气体扩散进入沸石空把惰性气体贮存在加压钢瓶中，或者将惰性气体扩散进入沸石空穴中，进行穴中，进行“沸石封存沸石封存”第五节第五节 放射性废物的最终处置放射性废物的最终处置放射性废物的最终处置方法取决于废物的放射性废物的最终处置方法取决于废物的类型。对于长寿命的高放废物是埋藏到具类型。对于长寿命的高放废物是埋藏到具有稳定地质构造的深地层中。有稳定地质构造的深地层中。对于含超铀核素的对于含超铀核素的放射性废物，具有与放射性废物，具有与HLWHLW相似的潜在危害，可用处置相似的潜在危害，可用处置HLWHLW相同的相同的方式来进行处置。方式来进行处置。一、浅层地下埋藏一、浅层地下埋藏放射性废物浅层地下埋藏是指把废物放置放射性废物浅层地下埋藏是指把废物放置在地下水位之上的浅地层沟壕中。在地下水位之上的浅地层沟壕中。用来处置低、中放废物。用来处置低、中放废物。坑底具有坑底具有12的倾斜度的倾斜度坑底铺上一层沙子或卵石坑底铺上一层沙子或卵石坑内挖一个抽水槽，使渗入坑内挖一个抽水槽，使渗入坑内的水尽快抽出坑内的水尽快抽出二、深层地质处置二、深层地质处置把放射性废物放置在很深（把放射性废物放置在很深（1000m）的）的陆地岩中。陆地岩中。废弃矿井处置废弃矿井处置采掘溶液矿处置采掘溶液矿处置深层基岩钻孔处置深层基岩钻孔处置水力压裂法处置水力压裂法处置深井注入法深井注入法各种岩石熔融处置法各种岩石熔融处置法高放废物处置的方法高放废物处置的方法 高放废物处置的方法高放废物处置的方法 唯一可行的处置方案 深地质处置深地质处置 地质处置库的特征地质处置库的特征 处置库是安全处置高放废物的矿山式地下工处置库是安全处置高放废物的矿山式地下工程，距地表程，距地表500-1000 500-1000 米深米深 由多重屏障组成由多重屏障组成,有效阻挡高放废物中放射有效阻挡高放废物中放射性核素的迁移，确保安全性核素的迁移，确保安全多重屏障之一：工程屏障多重屏障之一：工程屏障废废物体、废物罐、物体、废物罐、外包装、和缓冲材料膨润土外包装、和缓冲材料膨润土多重屏障之二多重屏障之二:天然屏障天然屏障经过精心选择的经过精心选择的位于稳定地质体中的岩石位于稳定地质体中的岩石,如花岗岩、粘土岩如花岗岩、粘土岩等等处置巷道远场生物圈废物罐水平巷道竖 井地下水流场 高放废物地质处置库概念模型处置库处置库高放废物深地质处置库处置巷道示意图高放废物深地质处置库处置巷道示意图 高放废物地质处置：科学挑战高放废物地质处置：科学挑战 处置库中的废物：处置库中的废物：放射性强放射性强毒性大毒性大半衰期长半衰期长处置库的寿命至少要达到处置库的寿命至少要达到1 1万年。这一要求是万年。这一要求是 目前任何工程所没有的。目前任何工程所没有的。并且要求有科学、可信的手段评价处置库是并且要求有科学、可信的手段评价处置库是 安全的安全的SF(spent fuel乏燃料)managementOpen cycle:no further use of the SF consideredClosed cycle:SF is reprocessed for further use国际乏燃料后处理及处置现状国际乏燃料后处理及处置现状Some Figures69 countries have research reactors25 countries have disposal facilities for short lived wastes0 repositories for high level waste or spent fuelSource:IAEA.H.Forsstrm,2006SF managementOpen cycle:no further use of the SF consideredtemporary storage facilities until definite disposalin principle,temporary storage for 40-50 years.Some countries consider 100 years or moreNPPTemporary storageDeep Geological DisposalSF managementClosed cycle:SF is reprocessed to recover mainly U and PuPreparation of MOX for use in thermoelectric nuclear reactorsProduction of vitrified wastetemporary storage facilities until definite disposal NPPReprocessing plantDGDMOX fabricationTemporary storageNPP-MOXTemporary storageMultibarrier systemlEngineering barrierswastemetallic containersBuffer and backfill(回填)materials lNatural barriersGeosphereBiosphereDeep Geological DisposalMultibarrier systemlEngineering barrierswastemetallic containersBuffer and backfill materials lNatural barriersGeosphereBiosphereDeep Geological DisposalVery low solubility of actinides under reducing conditions乏燃料芯块乏燃料芯块Multibarrier systemlEngineering barrierswastemetallic containersBuffer and backfill materials lNatural barriersGeosphereBiosphereDeep Geological DisposalMetallic containers provide,besides mechanical isolation,prevention against oxidation Multibarrier systemlEngineering barrierswastemetallic containersBuffer and backfill materials lNatural barriersGeosphereBiosphereDeep Geological DisposalThese materials have very low hydraulic(水力水力)conductivity,in the case of bentonite,the clay has swelling capacity,what facilitates the sealing(密封密封)of the porosity(多孔多孔),and thus reduction of the hydraulic conductivity.Concrete provides mechanical stability besides hyperalkaline(高碱性高碱性)conditions,what reduces the solubility of the radionuclides Multibarrier systemlEngineering barrierswastemetallic containersBuffer and backfill materials lNatural barriersGeosphereBiosphereDeep Geological DisposalCrystalline rockClay rockThe GeosphereEnsuring long-term integrity of the engineering barriers,physico-chemical and mechanical stabilityEnsuring low,slow and stable water circulationImmobilising or retarding RN migration processes between the repository and the biosphereProtecting the repository against human intrusion（侵入）Clays（粘土矿）（粘土矿）Crystalline rocks（结晶岩）（结晶岩）Salt domes（岩盐）（岩盐）Clays(France,Belgium,Switzerland)Very low hydraulic conductivitySolute transport by diffusionHigh retention capacityHigh PlasticityLow thermal conductivityLow mineral solubilityMineralogical(矿物学)and chemical homogeneityHighly saline porewatersCrystalline rocks(Finland,Sweden,)Low hydraulic conductivityResistance to mechanic and chemical alterationVariable retention capacity and high redox capacityTechtonic（地壳构造）stabilityModerate thermal conductivityLow mineral solubiltiySolute transport diffusive-adversative in the matrix（脉石）,and in the fractures（裂缝）Salt rocks(Germany)Low hydraulic conductivityHigh thermal conductivityHigh plasticity:no fracturesLow retention capacityHigh mineral solubiltyLow water contentl该该 处处 置场置场 为为 西西 班班 牙牙 的的 低低 中中 放放 废废 物物 处处 置置 中中 心。心。早早 期，期，西西 班班 牙牙 的的 低低 中中 放放 废废 物物 处处 置置 于于 该该 中中 心心 的的 废废 矿井矿井 中。中。从从 196 1 年年 到到 199 2 年年 共共 贮贮 存存 2 5 0 0 m3。1989 年，年，该该 中中 心心 采采 用用 法法 国国 的处的处 置置 技技 术，术，开开 始始 建建 造造 工工 程程 屏屏 障障 地地 表表 设设 施，施，199 2 年年 开开 始始 运运 营。营。该该 设设 施施 处处 置置 容容 量量 为为 5 0 0 0 0m3 未未 整整 备备 废废 物。物。虽虽 然然 其其 容容 量量 不不 大，大，但但 与与 西西 班班 牙牙 核核 工工 业（业（座座 发发 电电 堆）堆）规规 模模 相相 匹匹 配。配。l该该 中中 心心 占占 地地 1 1 0 0 公公 顷，顷，工工 业业 利利 用用 面面 积积 2 0 公公 顷，顷，处处 置置 库库 本本 身身 占占 地地 2 公公 顷。顷。西西 班班 牙牙 埃埃 尔尔 博博 布布 里（里（El Cabril)处处 置场置场法法 国国 芒芒 什什(Manche)处处 置置 中中 心心 l该该 中中 心心 位位 于于 法法 国国 阿阿 格格 商商 业业 后后 处处 理理 厂厂 附附 近，近，1969 年年 投投 入入 运运 行（也行（也 有有 报报 道道 为为 1968 年），年），1994 年年 处处 置置 容容 量量 达达 到到 饱饱 和和 而而 关关 闭。闭。早早 期期 主主 要要 接接 受受 后后 处处 理理 厂厂 的的 废废 物，物，7 0 年年 代代 中中 期期 后，后，核电核电 站站 产产 生生 的的 废废 物物 逐逐 渐渐 占占 了了 更更 大大 比比 例。例。该该 中中 心心 占占 地地 约约 1 2 公公 顷，顷，运运 行行 的的 2 5 年年 中中 共共 接接 受受 废废 物物 5 5 0 0 0m3（有（有 报报 道道 为为9 0 万万 个个 容容 器）。器）。在在 运运 营营 过过 程程 中，中，该该 中中 心心 不不 断断 改改 进进 和和 完完 善善 处处 置技置技 术，术，为为 法法 国国 第第 二二 个个 处处 置置 中中 心（奥心（奥 布）布）以以 及及 其其 它它 国国 家（如家（如 西西 班班 牙）牙）的的 低低 中中 放放 处处 置场置场 的的 设设 计计 建造建造 提提 供供 了了 宝宝 贵贵 经经 验。验。目目 前前 该该 中中 心心 正正 过过 渡渡 到到3 0 0 年年 监监 控控 期。期。法法 国国 奥奥 布（布（Aube)处处 置置 中中 心心l是是 法法 国国 替替 代代 关关 闭闭 的的 芒芒 什什 中中 心心 的的 第第 二二 个个 低低 中中 放放 废废 物物 处处 置置 中中 心。心。199 2 年年 开开 始始 运运 营，营，占占 地地9 5 公公 顷，顷，实实 际际 处处 置置 区区 占占 地地3 0 公公 顷，顷，处处 置置 能能 力力 为为 1 0 0 0 0 0 0m3 废废 物，物，按按 每每 年年 接接 受受3 5 0 0 0m3 计计 算，算，可可 运运 营营3 0 年。年。MorvilliersMorvilliers 中心又称中心又称TFA（法语（法语“极低放射性极低放射性”）中心，它）中心，它将接收三类放射性废物：水泥、沙砾和土壤等惰性废物；来将接收三类放射性废物：水泥、沙砾和土壤等惰性废物；来源于核设施被划入源于核设施被划入“普通普通”类的废物，如通风管和轻度污染类的废物，如通风管和轻度污染的管道系统；以及来源于非核设施的类似所谓的管道系统；以及来源于非核设施的类似所谓“特别特别”种类种类的废物。的废物。该处置中心位于法国该处置中心位于法国Morvilliers，是世界惟一的此类设施。，是世界惟一的此类设施。