放射性废水活度器

① 想问一下正常的核污水是怎么处理的

核废水处理方法：

1、化学沉淀法

化学沉淀法是将沉淀剂与废水中微量的放射性核素发生共沉淀作用的方法。废水中放射性核素的氢氧化物、碳酸盐、磷酸盐等化合物大都是不溶性的，因而能在处理中被除去。

化学处理的目的是使废水中的放射性核素转移并浓集到小体积的污泥中去，而使沉积后的废水剩余很少的放射性，从而能够达到排放标准。

此法优点是费用低廉，对数放射性核素具有良好的去除效果，能够处理那些非放射性成分及其浓度以及流化相当大的废水，使用的处理设施和技术都有相当成熟的经验。

2、离子交换法

许多放射性核素在水中呈离子状态，特别是经过化学沉淀处理后的放射性废水，由于除去了悬浮的和胶体的放射性核素，剩下的几乎是呈离子状态的核素，其中大多数是阳离子。

并且放射性核素在水中是微量存在的，因而很适合离子交换处理，并且在没有非放射性离子干扰的情况下，离子交换能够长时间有效工作。

但是，该法存在一个较致命的弱点，当废液中放射性核素或非放射性离子含量较高时，树脂床很快会穿透而失效，而通常处理放射性废水的树脂是不进行再生处理的，所以一旦失效应立即更换。

离子交换法采用离子交换树脂，适用于含盐量较低的废液。当含盐量较高时，用离子交换树脂来处理所花的费用比选择性工艺要高。这主要是低选择性的树脂对放射性核素有很大的关联。在放射性废水净化中，利用电渗析的方法可以增加离子交换工艺的利用效率。

3、吸附法

吸附法是利用多孔性固态物质吸附去除水中重金属离子的一种有效方法。吸附法的关键技术是吸附剂的选择。常用的吸附剂有活性炭、沸石、高岭土、膨润土、黏土等。

4、蒸发浓缩

蒸发浓缩法具有较高的浓缩因子和净化系数，多用于处理中、高水平放射性废水。蒸发法的工作原理是：将放射性废水送入蒸发装置，同时导入加热蒸汽将水蒸发成水蒸气，而放射性核素则留在水中。

蒸发过程中形成的凝结水排放或回用，浓缩液则进一步进行固化处理。蒸发浓缩法不适合处理含有挥发性核素和易起泡沫的废水；热能消耗大，运行成本较高；同时在设计和运行时还要考虑腐蚀、结垢、爆炸等潜在威胁。

为了提高蒸汽利用率，降低运行成本，各国在新型蒸发器的研制方面一直不遗余力，如在蒸汽压缩式蒸发器、薄膜蒸发器、真空蒸发器等新型蒸发器方面都有显著成效。

5、膜分离技术

膜技术是处理放射性废水的比较高效、经济、可靠的方法。由于膜分离技术具有出水水质好、物料无相变、低能耗等特点，膜技术受到了积极的研究。

国外所采用的膜技术主要有：微滤、超滤、纳滤、水溶性多聚物-膜过滤、反渗透（RO）、电渗析、膜蒸馏、电化学离子交换、液膜、铁氧体吸附过滤膜分离及阴离子交换纸膜等方法。

6、生物处理法

生物处理法包括植物修复法和微生物法。植物修复是指利用绿色植物及其根际土著微生物共同作用以清除环境中的污染物的一种新的原位治理技术。

从现有的研究成果看,适用的生物修复技术类型主要有人工湿地技术、根际过滤技术、植物萃取技术、植物固化技术、植物蒸发技术。试验结果表明，几乎水体中所有的铀都能富集于植物的根部。

微生物治理低放射性废水是20世纪60年代开始研究的新工艺，用这种方法去除放射性废水中的铀国内外均有一定研究，但目前多处于试验研究阶段。

用微生物菌体作为生物处理剂，吸附富集回收存在于水溶液中的铀等放射性核素，效率高，成本低，耗能少，而且没有二次污染物，可以实现放射性废物的减量化目标，为核素的再生或地质处置创造有利条件。

7、磁-分子法

美国电力研究所（EPRI）开发出Mag-Mole-cule法，用于减少锶、铯和钴等放射性废物的产生量。该法以一种称为铁蛋白的蛋白质为基础，将其改性后，利用磁性分子选择性地结合污染物，再用磁铁将其从溶液中去除，然后被结合的金属通过反冲洗磁性滤床得到回收。

8、惰性固化法

美国宾夕法尼亚州立大学和萨凡纳河国家实验室，已开发出一种将某些低放射性废液处理成固化体以便安全处置的新方法。这一新工艺利用低温（< 90℃）凝固法来稳定高碱性、低活度的放射性废液，即将废液转化为惰性固化体。

科学家们将最终的固化体称作“ hydroceramic”（一种素烧多孔陶瓷）。他们称，最终的固化体硬度非常大，性质稳定持久，能够将放射性核素固定在其沸石结构中，这种制备过程类似于自然界中岩石的形成过程。

9、零价铁渗滤反应墙技术

渗滤反应墙(permeable reactive barrier,PRB)是目前在欧美等发达国家新兴起来的用于原位去除污染地下水中污染组分的方法。

PRB一般安装在地下蓄水层中,垂直于地下水流方向，当污染的地下水流在自身水力梯度作用下通过反应墙时，污染物与墙体中的反应材料发生物理、化学反应而被去除，从而达到污染修复的目的。

这是一种被动式修复技术，很少需要人工维护、费用很低。Fe0-PRB技术作为PRB技术的一个重要分支，在许多国家和地下水污染处理的众多方面得到了研究和发展

② 钢筋混凝土放射性废水衰变池如何做防辐射处理

常用的方法是前三种。放射性废水的处理效果，通常用去污系数(DF)和浓缩系数(CF)表示。前者的定义是废水原有的放射性浓度C0与其处理后剩余放射性浓度C之比，即DF=C0/C；后者的定义是废水的原有体积与其处理后浓缩产物的体积之比，即CF=V原水/V浓缩。蒸发法、 离子交换法和化学沉淀法的代表性去污系数的数量级分别为104～106、10～103和10。
化学沉淀法使沉淀剂与废水中微量的放射性核素发生共沉淀作用的方法。最通用的沉淀剂有铁盐、铝盐、磷酸盐、 高锰酸盐、石灰、苏打等。对铯、钌、 碘等几种难以去除的放射性核素要用特殊的化学沉淀剂。例如，放射性铯可用亚铁氰化铁、亚铁氰化铜或亚铁氰化镍共沉淀去除；也可用粘土混悬吸附──絮凝沉淀法去除。放射性钌可用硫化亚铁、仲高碘酸铅共沉淀法等去除。放射性碘可用磺化钠和硝酸银反应形成碘化银沉淀的方法去除；也可用活性炭吸附法去除。沉淀污泥需进行脱水和固化处理。最有效的脱水方法是冻结-融化-真空或压力过滤。
离子交换法放射性核素在水中主要以离子形态存在，其中大多数为阳离子，只有少数核素如碘、磷、碲、钼、锝、氟等通常呈阴离子形式。因此用离子交换法处理放射性废水往往能获得高的去除效率。采用的离子交换剂主要有离子交换树脂和无机离子交换剂。大多数阳离子交换树脂对放射性锶有高的去除能力和大的交换容量；酚醛型阳树脂能有效地除去放射性铯，大孔型阳树脂不仅能去除放射性阳离子，还能通过吸附去除以胶体形式存在的锆、铌、钴和以络合物形式存在的钌等。
无机离子交换剂具有耐高温、耐辐射的优点，并且对铯、锶等长寿命裂变产物有高度的选择性。常用的无机离子交换剂有蛭石、沸石（特别是斜发沸石）、凝灰岩、锰矿石、某些经加热处理的铁矿石、铝矿石以及合成沸石、铝硅酸盐凝胶、磷酸锆等。
离子交换剂以单床（一般为阳离子交换剂床），双床（阳树脂床→阴树脂床串联）和混合床（阳、阴树脂混装的床）的形式工作。
蒸发法用蒸发法处理含有难挥发性放射性核素的废水可以获得很高而稳定的去污系数和浓缩系数。此法需要耗用大量蒸发热能。所以主要用于处理一些高、中水平放射性废液。用的蒸发器有标准型、水平管型、强制循环型、升膜型、降膜型、盘管型等。蒸发过程中产生的雾末随同蒸汽进入冷凝液,使其中的放射性增强,因此需设置雾末分离装置，如旋风分离器、玻璃纤维填充塔、线网分离器、筛板塔、泡罩塔等。此外还要考虑起沫、腐蚀、结垢、爆炸等潜在危险和辐射防护问题。
用上述方法处理后的放射性废水，排入水体的可通过稀释，排入地下的可通过土壤对放射性核素的吸附和地下水的稀释等作用，达到安全水平。

③ 常见的放射性废水处理方法有哪些

放射性废水的主要去除对象是具有放射性的重金属元素，与此相关的处理技术，简单地可分为化学形态改变法和化学形态不变法两类。

放射性废水处理方法：

其中化学形态改变法包括：

1、化学沉淀法；

2、气浮法；

3、生化法。

化学形态不变法包括：

1、蒸发法；

2、 离子交换法；

3、吸附法；

4、 膜法。

化学沉淀法是向废水中投放一定量的化学絮凝剂，如硫酸钾铝、硫酸钠、硫酸铁、氯化铁等，有时还需要投加助凝剂，如活性二氧化硅、黏土、聚合电解质等，使废水中的胶体物质失去稳定而凝聚何曾细小的可沉淀的颗粒，并能于水中原有的悬浮物结合为疏松绒粒。改绒粒对水中的放射性元素具有很强的吸附能力，从而净化水中的放射性物质、胶体和悬浮物。引起放射性元素与某种不溶性沉渣共沉的原因包括了共晶、吸附、胶体化、截留和直接沉淀等多种作用，因此去除效率较高。

化学沉淀法的优点是：方法简便、费用低廉、去除元素种类较广、耐水力和水质冲击负荷较强、技术和设备较成熟。缺点是：产生的污泥需进行浓缩、脱水、固化等处理，否则极易造成二次污染。化学沉淀法适用于水质比较复杂、水量变化较大的低放射性废水，也可在与其他方法联用时作为预处理方法。

蒸发浓缩法处理放射性废水：除氚、碘等极少数元素之外，废水中的大多数放射性元素都不具有挥发性，因此用蒸发浓缩法处理，能够使这些元素大都留在残余液中而得到浓缩。蒸发法的最大优点之一是去污倍数高。使用单效蒸发器处理只含有不挥发性放射性污染物的废水时，可达到大于10的4次方的去污倍数，而使用多效蒸发器和带有除污膜装置的蒸发器更可高达10的6次方到8次方的去污倍数。此外，蒸发法基本不需要使用其他物质，不会像其他方法因为污染物的转移而产生其他形式的污染物。

尽管蒸发法效率较高，但动力消耗大、费用高，此外，还存在着腐蚀、泡沫、结垢和爆炸的危险。因此，本法较适用于处理总固体浓度大、化学成分变化大、需要高的去污倍数且流量较小的废水，特别是中高放射性水平的废水。

新型高效蒸发器的研发对于蒸发法的推广利用具有重大意义，为此，许多国家进行了大量工作，如压缩蒸汽蒸发器、薄膜蒸发器、脉冲空气蒸发器等，都具有良好的节能降耗效果。另外，对废液的预处理、抗泡和结垢等问题也进行了不少研究。

离子交换法处理放射性废水的原理是，当废液通过离子交换剂时，放射性离子交换到离子交换剂上，使废液得到净化。目前，离子交换法已广发应用于核工艺生产工艺及放射性废水处理工艺。

许多放射性元素在水中呈离子状态，其中大多数是阳离子，且放射性元素在水中是微量存在的，因此很适合离子交换出来，并且在无非放射性粒子干扰的情况下，离子交换能够长时间的工作而不失效。

离子交换法的缺点是，对原水水质要求较高；对于处理含高浓度竞争离子的废水，往往需要采用二级离子交换柱，或者在离子交换柱前附加电渗析设备，以去除常量竞争离子；对钌、单价和低原子序数元素的去除比较困难；离子交换剂的再生和处置较困难。除离子交换树脂外，还有用磺化沥青做离子交换剂的，其特点是能在饱和后进行融化-凝固处理，这样有利于放射性废物的最终处置。

吸附法是用多孔性的固体吸附剂处理放射性废水，使其中所含的一种或数种元素吸附在吸附剂的表面上，从而达到去除的目的。在放射性废液的处理中，常用的吸附剂有活性炭、沸石等。

天然斜发沸石是一种多孔状结构的无机非金属矿物，主要成分为铝硅酸盐。沸石价格低廉，安全易得，处理同类型地放射性废水的费用可比蒸发法节省80%以上，因而是一种很有竞争力的水处理药剂。它在水处理工艺中常用作吸附剂，并兼有离子交换剂和过滤剂的作用。

当前，高选择性复合吸附剂的研发是吸附法运用中的热点。所谓“复合”是指离子交换复合物（氰亚铁盐、氢氧化物、磷酸盐等）在母体（多位多孔物质）上的某些方面饱和，所以新材料结合天然母体材料的优点，具有良好的机械性能、高的交换容量以及适宜的选择性。

离子浮选法属于泡沫分离技术范畴。该方法基于待分离物质通过化学的、物理的力与捕集剂结合在一起，在鼓泡塔中被吸附在气泡表面而富集，借泡沫上升带出溶液主体，达到净化溶液主体和浓缩待分离物质的目的。例子浮选法的分离作用，主要取决于其组分在气-液界面上选择性和吸附程度。所使用捕集剂的主要成分是，表面活性剂和适量的起泡剂、络合剂、掩蔽剂等。

离子浮选法具有操作简单、能耗低、效率高和适应性广等特点。它适用于处理铀同位素生产和实验研究设施退役中产生的含有各种洗涤剂和去污剂的放射性废水，尤其是含有有机物的化学清洗剂的废水，以便充分利用该废水易于起泡的特点而达到回收金属离子和处理废水的目的。

膜处理作为一门新兴学科，正处于不断推广应用的阶段。它有可能成为处理放射性废水的一种高效、经济、可靠的方法。目前所采用的膜处理技术主要有：微滤、超滤、反渗透、电渗析、电化学离子交换、铁氧体吸附过滤膜分离等方法。与传统处理工艺相比，膜技术在处理低放射性废水时，具有出水水质好，浓缩倍数高，运行稳定可靠等诸多优点。

不同的膜技术由于去除机理不同，所适用的水质与现场条件也不尽相同。此外，由于对原水水质要求较高，一般需要预处理，故膜法处理法宜与其他方法联用。

如铁凝沉淀-超滤法，适用于处理含有能与碱生成金属氢氧化物的放射性离子的废水。

水溶性多聚物-膜过滤法，适用于处理含有能被水溶性聚合物选择吸附的放射性离子的废水。

化学预处理-微滤法，通过预处理可以大大提高微滤处理放射性废水的效果，且运行费用低，设备维护简单。

④ 放射性污染的监测方法

9.3.2.1 核事故污染的监测

核事故往往造成的污染范围很大，而且给人民生命和国民经济带来巨大的损失，引起全世界的关注。针对核事故的地球物理监测工作大体上可分为两大部分:一是在核事故发生后开始的大区域快速监测工作，及时了解逐日的污染扩散范围和方向并采取相应的防范对策;二是对所有核设施的长年监测工作，以便一旦发生事故时，能够了解原有的放射性背景以及追踪事故后污染逐步消除的过程。

(1)切尔诺贝利核事故监测

早在核电站建成之前，苏联的乌克兰科学院从20世纪60年代初期就通过在基辅的监测站对基辅周围地区(包括切尔诺贝利地区)进行长期放射性环境监测。监测的参数包括γ辐射背景值(用辐射仪测量)、散落物的放射性活度测量(用面积40cm×40cm的平底盘采集，盘底铺一张浸泡过甘油的滤纸，采集持续两周，采集的样品放在瓷坩埚内在电热炉中加温到500℃灰化，然后测定其β辐射强度)、土壤放射性污染检测(在地表下5cm深处用正方形取样器10cm×10cm取样，样品风干、磨碎、过筛后，测定其β辐射强度)。

事故发生前，γ辐射剂量率为10～12μR/h(背景值)，1986年4月26日发生事故后，4月30日升高到5mR/h，比背景值高约500倍。在随后几天内γ辐射值变化强烈，与放射性物质的继续泄漏和天气变化有关。5月9日在反应堆再次爆炸后，γ辐射也再次出现高峰。1986年底，γ辐射降低到50μR/h，1992年(监测经过公布前)再次降低为16～18μR/h，接近事故前的背景值。

土壤中的β放射性活度(按土壤质量计)在事故前为550～740Bq/kg，事故后升高到29600Bq/kg。事故前放射性⁹⁰Sr的质量活度为3.7～22.2Bq/kg，事故后升高了10倍。

为了了解污染的区域分布，瑞典地质调查所动用了两架地球物理专用飞机，在150m的高度上进行了航空γ能谱测量，1986年5月1～6日的测量结果如图9.12所示。在Gavle附近发现明显的高值。后几天的调查重点移向瑞典南部，以了解是否可以允许奶牛吃该地春天新生的牧草。5月5～8日在瑞典其他地区用100km线距的东西向测线覆盖，发现污染区不断向瑞典－挪威边界的方向扩大。从5月9日～6月9日整个瑞典用50km线距的航空测量覆盖，在一些异常区测线加密到2km。苏联在1986年4月28日以后，在国内面积为527400km的区域内进行过比例尺为1∶10万、1∶20万、1∶50万的航空γ能谱测量，以监测放射性污染弥散的区域。

图9.12瑞典航空γ射线照射量率等值线图 (照射量率单位为μR/h)

(2)追踪核动力卫星

由于卫星在进入大气层后解体成多个碎片，因此监测工作要在降落轨道周围广阔地区内进行，主要依靠航空γ能谱测量，发现异常后再进行地面检查。

苏联的用核反应堆作动力的宇宙－954卫星1977年底～1978年初在加拿大西北部陨落。1978年初加拿大国防部和美国能源部合作，追踪卫星陨落的碎片在加拿大的散落位置。首先根据计算机预测的卫星陨落轨道，划出一条长800km、宽50km陨落区域，由大奴湖东端至哈德逊湾附近的贝克尔湖，并将其分为14段。用4架C－130Heracles(大力神)飞机，以1.853km的线距、500m的离地高度作了航空γ能谱测量。加拿大地质调查所的能谱系统首先在大奴湖东端冰上的一号地段探测到放射源，到1月31日对全区作了普查，发现所有放射性碎片落在一个10km宽的带内，在该带内又以500m线距和250m离地高度作了详查。鉴于大力神飞机的飞行高度不可能再进一步降低，还采用了一套直升机探测系统，在9号地段的冰上发现许多弱的放射源，它们都是在大力神的飞行高度上所不能发现的，后来对这些小片的分析表明它们是反应堆芯的一部分。此后，直升机系统又在沿大奴湖南岸一带发现了更多的放射性碎片(图9.13)，这些碎片随北风飘向预订轨道的南侧。到3月底又在大奴湖的冰上作了一次系统的直升机γ能谱测量，数据分析进一步证明反应堆芯在进入大气层后已全部解体。同年夏天，加拿大原子能监控管理局做了进一步的监测和清理工作，以保证清除所有的有害物质，共回收约3500枚碎片，最远的在卫星轨道以南480km。

9.3.2.2矿山探采和选冶污染的监测

除了铀矿床外，许多有色金属、贵金属、稀有金属、稀土元素和磷矿床等也都伴生有大量放射性元素，对这些矿床的勘探、开采、选矿和冶炼都会导致放射性污染。为了清除这些污染，了解清除的效果，都需要进行监测。

(1)尾矿场地的污染与监测

在地质勘探阶段，矿床虽未交给工业部门开采，但是在勘探过程中使用了水平巷道、竖井和浅井等工程，使矿区受到天然放射性元素的污染。在矿床开采过程中，矿石和废石的堆放与运输造成更大面积的污染，选冶过程中产生的尾矿和炉渣也是不可忽视的污染源。

图9.13大奴湖地区由宇宙－954卫星放射性碎片引起的γ射线总计数的分布

1979～1980年美国能源部在盐湖谷作了航空放射性测量，以便划定尾矿场地范围，并指导地面调查。测量系统安装在直升机上，探测器由20个NaI晶体组成，每个体积645.7cm³，航高46m，线距76m。根据测量数据绘出了照射量率等值线图，如图9.14(a)所示和高于背景值的²²⁶Ra含量分布范围图，如图9.14(b)所示。背景照射量率变化于430～645fA/kg(1μR/h=71.667fA/kg)之间。尾矿堆的照射量率最高超过1×10⁵fA/kg。在尾矿堆以北有两个照射量率偏高的突出部分，西面的一个据认为是由尾矿受风吹动造成的，东面的一个沿铁路分布，可能由测量时正在运输的放射性物质或由沿铁路运输散落的矿石或尾矿引起。沿铁路的其他辐射异常据推测也是由散落物引起的。

利用此次航空放射性测量数据，盐湖城卫生局和犹他州卫生厅划定出14个此前未知的放射性异常区，地面检查发现9个地点属于铀选矿厂的尾矿、1个是铀矿石、3个是放射性炉渣，还有1个是储存的选矿设备。在20世纪80年代初查出的这些污染地段都得到了清理。

(2)采煤和燃煤的污染及监测

许多重要的采煤区在采煤过程中形成大面积的放射性污染。例如，德国的鲁尔矿区发现，由煤矿抽向地面的水中²²⁶Ra含量所导致的活度浓度达13kBq/m³，流入地下坑道中的水达63kBq/m³。鲁尔区所有煤矿每年抽出的水含²²⁶Ra导致的总活度共37GBq。在地面上放射性污染的分布在很大程度上与水的化学成分有关，共有两类含镭的水，A类含硫酸盐甚少或不含硫酸盐，但含Ba²⁺离子;B类水含大量硫酸盐，但不含Ba²⁺离子。在B类水中镭不沉淀，而A类水中的镭，当其与硫酸盐混合后，镭与钡同时沉淀，形成放射性沉积物。很多煤矿已采煤百年以上，在矿山废水流经之处形成很厚的沉积层，质量活度达150kBq/kg，并导致土壤和植物的污染，土壤质量活度由0.2～31kBq/kg，在水道两侧的新鲜植物中含²²⁶Ra，其质量活度达1kBq/kg。

目前世界上许多发展中国家都以煤作为主要能源，因此粉煤灰成为一种量大面积的放射性污染源。据联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)的统计，一个每天烧煤10t的热电厂，向大气释放的²³⁸U放射性活度达1850kBq，一个1000MW的热电厂每年排放粉煤灰5×10⁵t，其中1.4×10⁵t排入大气。调查表明，在热电厂周围由于粉煤灰放射性引起的癌症死亡率比在核电站周围高30倍。

图9.14盐湖谷航空放射性测量

(3)石油开采及运输中的放射性污染和监测

石油开发过程中的放射性污染主要来自放射性测井。在测井中使用的放射性物质主要有中子源、同位素等，如镅铍(²⁴¹Am－Be)中子源，¹³⁷Cs，²²⁶Ra，¹³¹Ba，¹³¹I，¹¹³Sn，¹¹³In伽马源等。测井过程中的放射性污染主要是因操作不当造成的，如:由于操作不慎，配置的活化液溅入外环境;在开瓶分装、稀释及搅拌过程中，有¹³¹I气溶胶逸出，造成空气污染;在向注水井注入¹³¹I活化液时，由于操作不当，造成井场周围的表面污染;测井过程中玷污井管和井下工具等。

在石油化工生产中，承压设备(如锅炉炉管、液化气球罐、液化气槽车、承压容器、管线等)的探伤、液位控制、液位测量、密度测定、物料剂量、化学成分分析及医疗中的透视、拍片、疾病治疗等，广泛地采用了放射技术。在料位、液面、密度、物料剂量、化学成分分析方面的放射性同位素源的剂量、活度一般是几个毫居里(mCi)，很少超过1000mCi。不过，在正常工作情况下，不论是从事工业探伤的人员还是同位素仪表操作人员，身体健康均不会受到放射性损伤。

油田上放射性污染面积大的地方，甚至可以在1∶50万的航空γ能谱测量中反映出来，污染物以镭及其衰变产物为主，铀、钍含量不超过土壤的背景值。该企业用路线汽车能谱测量在斯塔夫罗波尔边区测过的40个油气田，其地表全被放射性废料污染，发现300多个污染地段，γ射线照射量率为60～3000μR/h，其中大部分在100～1000μR/h范围内。

(4)磷肥的放射性污染及监测

在天然环境中磷和铀之间有着稳定的共生关系，磷肥的原料———磷矿石含有偏高的铀，磷肥的副产品中则含有较多的铀衰变产物，这些都会给磷肥厂周围的环境造成放射性污染。

在西班牙西南部奥迭尔河和廷托河汇合入海处附近有一个大型磷酸厂，用于制造磷酸盐肥料，其原料为磷灰岩，含有大量铀系放射性核素。在西班牙生产磷酸的方法是用硫酸来处理原岩，在此过程中形成硫酸钙沉淀(CaSO₄·2H₂O)，称为磷石膏，这种副产物或者直接排入奥迭尔河，或者堆在厂房周围。因此，需要估算该厂每年排入周围环境的核素数量。此外，还测定了西班牙西南部几种商品肥料的放射性元素含量，以估计其对农田的放射生态影响。

所有的调查工作均基于测定固体和液体样的U同位素、²²⁶Ra和²¹⁰Po及⁴⁰K的含量。知道每年产出的磷石膏量及其中U，²²⁶Ra，²¹⁰Po的质量活度平均值，得出工厂附近每年排出的U同位素总活度约0.6TBq，²¹⁰Po总活度为1.8TBq，²²⁶Ra总活度为1.8TBq，各种放射性核素总量的80%存留在磷石膏堆中，其他直接排入奥迭尔河，存放的磷石膏也逐渐被水溶解流入河中。到达廷托河的水²³⁸U活度浓度为40Bq/L，²²⁶Ra为0.9Bq/L，²¹⁰Po为9Bq/L。为研究河流的污染，还取了水系沉积物样，样品湿重数千克，烘干、磨碎、混合后在高纯锗探测器上测量，探测器覆盖10cm厚的铅屏，内有2mm的铜衬，以便测得较低的质量活度。

磷肥厂的环境放射性污染在我国亦有发现。核工业总公司在上海市郊进行航空γ能谱测量时，曾发现10×10^－6的铀异常，是背景值的45倍，经查是由化肥厂的磷矿粉引起的。

9.3.2.3建筑材料的放射性污染及监测

除了房屋地基的岩石、土壤会逸出氡外，建筑材料中也可能含有某些放射性元素，因此也可能成为放射性污染源。当建筑材料中镭的质量活度高于37Bq/kg时，会成为室内空气中氡的重要来源。有些地方用工业废料作为制造建筑材料的原料，可能将工业废料中的放射性污染物带入室内。例如利用粉煤灰或煤渣制造建筑材料曾被认为是废物利用的好办法，但是当煤的放射性元素含量偏高时，会导致严重的后果。我国核工业总公司曾经对石煤渣所建房屋的室内吸收剂量率做过调查，发现石煤渣砖房屋的γ辐射吸收剂量率比对照组的房屋高出3～9倍。我国用白云鄂博尾矿、矿渣做原料制造水泥的工厂，用其生产的水泥建造的房屋时室内氡的浓度比对照组高出4～6倍。而美国对常用建筑材料放射性的调查结果表明，木材辐射出的氡最少，混凝土最多。

我国居民住宅多用砖作建筑材料，其中放射性⁴⁰K质量活度最高为148Bq/kg，Ra为37～185Bq/kg，钍为37～185Bq/kg。对于天然建筑材料，建材行业标准(JC518－93)将其分三类，见表9.4。

表9.4我国天然建筑材料核辐射分级标准

俄罗斯勘探地球物理研究所提出用以下参数对建筑材料的辐射室内居民辐射剂量进行监测。

9.3.2.4 核废料处理场地的选址和勘察

各国根据自己的条件来选择适于储存核废料的地质体，但迄今研究得最多的是两种:盐体和深成结晶岩体。盐体被认为是储存核废料得最好地质介质，其优点是未经破坏的盐层干燥，盐体中产生的裂隙易于愈合，盐比其他岩石更易吸收核废料释放的热，盐屏蔽射线的能力强，盐的抗压强度大，而且一般位于地震活动少的地区。而另外一些国家，因为各自的地质条件，主要研究利用深成结晶岩储存核废料。如加拿大和瑞典等国家，大部分领土属于前寒武纪地质，它们研究的对象包括片麻岩、花岗岩、辉长岩等。这些岩体能否储存核废料主要取决于其中地下水的活动情况。由于结晶岩中地下水的唯一通道是裂隙，所以圈定裂隙带并研究其含水性是重要的任务。在具体选择储存场地时考虑以下几个条件:地势平坦、因而水力梯度小，主要裂隙带不要穿过场地，小裂隙带应尽可能少，要避开可能有矿的地点。

其他研究的地质体还有粘土、玄武岩、凝灰岩、页岩、砂岩、石膏，碳酸盐也是可以考虑的目标。一般来说，碳酸盐岩是不适合的，但由不透水岩石包围的碳酸盐岩透镜体是值得研究的。除了陆地上的地质体外，对海底岩石的研究也已经开始。

(1)盐体选址勘察中的地球物理工作

A.盐体普查

为了储存核废料，首先要了解盐层的深度、厚度和构造，圈出适合储存的盐体，一般倾向于把核废料储存在盐丘里。

重力测量。重力法对盐丘能进行有效的勘察。盐的密度稳定，为2.1×10³kg/m³，往往低于围岩(2.2×10³～2.4×10³kg/m³)，在盐丘上可测到n×10～n×100g.u.的重力低。当盐丘上部有厚层石膏时，由于石膏密度大，结果形成弱重力低背景上的重力高。当盐丘为致密火成岩环绕(火成岩在盐丘形成过程中侵入)时，则在重力低的边缘出现环状重力高。盐丘表面起伏可用高精度重力和地震测量综合研究。当盐丘地区的重力场非常复杂时(重力场为盐上、盐下层位、盐层和基底的综合反映)，采用最小化法进行解释:首先根据地质－地球物理资料提出模型，然后自动选择与观测重力异常最吻合的模型曲线，使两者偏差的平方和等于最小值。

电法测量。盐比围岩电阻率高，是电性基准层，以往盐层构造用直流电测深研究，近年来则愈来愈多地采用大地电流法和磁大地电流法。采用大地电流法确定盐体埋藏深度时，利用大地电流平均场强与盐层深度之间的统计关系，因此要掌握少量钻探和地震资料。平均场强的高值区对应于盐丘和盐垣，这样圈出的局部构造很多已被地震或钻探所证实。

地震测量。在构造比较简单的沉积岩区地震反射和折射法探测盐层起伏是很有效的。例如丹麦为储存核废料选择的莫尔斯盐丘，其位置和形态就是根据反射面的分布确定的。在某些情况下地面地震法只能确定盐丘顶部平缓部分的位置。而侧壁的形态和位置难以确定，这可以采用井中地震。

总之，在选址时，为了研究盐层构造，一般先利用重力和电法，两者结合起来能更详细地确定盐层构造在平面上的大小和形态。根据重力和电法结果布置地震测网，通过地震法可准确确定盐体深度，而利用井中地震则可准确确定盐体侧壁的位置和形态。

B.研究盐体的内部结构

为了确定盐体是否适应于储存核废料，必须研究盐体内部结构，即其所含杂质(夹层)数量、含水性和裂隙发育程度。

确定杂质(夹层)的数量。盐的相对纯度是影响其能否储存核废料的一个重要因素，杂质的出现会使盐层的抗压强度减小，屏蔽射线的能力降低。盐体所含杂质包括泥质组分、石膏等，泥质组分有的形成单独的夹层，有的与盐混在一起，形成泥盐。美国得克萨斯州的帕洛杜罗盆地用天然γ测井和密度γ－γ测井评价了中上二叠系盐层的纯度。γ射线强度与泥质含量有关，因为泥质组分中的钍量较高。γ－γ测井求得的密度则与石膏的百分含量之间存在着线性相关关系。计算了每个钻孔每个盐层的γ强度平均值。不到30ft的夹层，其γ强度与盐层一起平均，当夹层厚于30ft时，就把盐层作为两个单独的层处理，据此编制了不同旋回的γ射线强度的等值线图，它实质上就是泥质含量分布图，从中可以选择泥质含量最低的地区作为储存核废料的地点。

在美国盐谷地区还曾利用垂直地震剖面法，根据波速的不同划分盐中的夹层。而在丹麦的莫尔斯盐丘则用井中重力研究了盐内的夹层。

研究含水性。盐体含水对建立核废料是一个潜在的危险，它使部分盐溶解成为卤水，减小盐的机械强度并腐蚀废料容器。测量盐体的含水量可以采用中子测井，以²⁵⁵Cf为中子源。试验表明，在释放的γ射线谱线上氢本身的峰很弱，不能用作评价含水量的尺度，但可利用快中子与Na和Cl原子核的相互作用，以下列参数衡量含水量:Na中子非弹性散射峰与Cl中子俘获峰的比值。非弹性散射是指Na的原子核吸收一个中子并放出一个中子和γ射线，γ射线峰的位置在138keV;中子俘获是指Cl的原子核俘获一个中子并放出γ射线，其峰的位置在789keV。上述比值与水的含量呈正比。美国曾利用瞬变电磁法来确定卤水的位置，在实际探测时发现，卤水的位置与瞬变电磁法一维反演的低阻层位置相当吻合。

了解裂隙发育程度。为了保证核废料库的安全，必须了解盐层的裂隙发育程度。主要方法为井中电法(特别是无线电波法)和声波测井。盐的电阻率高，电磁波传播的损耗小，无线电波法的探测距离大，夹层或裂隙的电阻率或介电常数与盐不同，这些都是应用无线电波法的有利条件。无线电波法包括透视和反射法，透视法测孔间信号的衰减，而反射法的发射和接收天线位于同一孔内，测电磁脉冲的走时和反射层的特征。均匀的盐不会产生明显反射，裂隙增多则反射亦增多。无裂隙的盐电阻率高、衰减小，多裂隙的盐则电阻率低、衰减大。因此，衰减小、反射少的盐体更适于储存核废料。

用声波测井确定裂隙带的位置时可以利用不同的参数，如反射波幅度、声波速度和区间时间。

(2)深成结晶岩体选址和勘察中的地球物理工作

核废料拟储存于花岗岩深成结晶岩体500～1000m深度上类似于矿山的处理洞穴中。在深成结晶岩体的选址和勘察过程中，地球物理工作分为三个阶段，即场地筛选、场地评价和洞穴开挖过程中的勘察。

A.场地筛选

首先开展区域普查来筛选几个地区，作为候选的处理场地，每个地区的面积可达上千平方千米。在筛选过程中，了解深成岩体的形态和深度、周围地质环境、主要不连续面的位置和走向，盖层的特征、岩石的完整性等都是很重要的。由于场地筛选是区域性调查，涉及面积很大，所以要选用快速普查性的地球物理方法，尤其是航空地球物理方法。航空磁测曾被用来确定深成岩体的边界以及岩体中的岩石与构造界面，一般与航空磁测同时开展的航空γ能谱测量也可用于划分花岗岩体的边界，花岗岩体铀的含量可达8×10^－6，而围岩往往低于2×10^－6。航空电磁法用来填绘裂隙带在近地表的投影以及覆盖层的特征。湖区的裂隙带则可采用船载声呐设备圈定。岩石的完整性可以通过测量岩石的整体电阻率来评价，采用的方法有大地电磁法(MT)、音频大地电磁法(AMT)、瞬变电磁法(TEM)和直流电阻率法等。

地面重力法曾被用来确定深成岩体的形态和深度及其地质环境。图9.15显示一条南北向跨过岩基的39km长的重力剖面，图上包括实测和模型重力曲线以及根据当地常见岩石单元作出的解释剖面。与岩基有关的100g.u.的重力低非常明显，叠加在重力低上的局部重力高很可能是由高密度的包裹体引起。

B.场地评价

场地评价是在经过筛选的较小区域内进行更详细的调查，每个区域的面积可达100km²，总的目标是圈定主要裂隙带，确定其几何形态，进行岩性填图并了解覆盖层的特征。

应用高分辨率地震反射法了解裂隙带的深部情况以及发现深埋的裂隙带。可以探测到宽于地震波主波长1/8的目标，例如在P波速度约5500m/s的花岗岩中，若采用150Hz左右的工作频率，就可以探测到5m宽的裂隙带。但是要求探测离地表1000m以内的反射体意味着有用的反射包含在地震记录的第1s内，然而对高分辨率地震常用的炮检距来说，在这一时间段内也有地滚波到达，为了减小地滚波的影响，需要采用频率滤波、f－k滤波、减小炸药量以保留信号的高频成分，并且选择适当的检波器距使地滚波在叠加时尽量减小。

目前还提出了三种应用地球物理方法估算裂隙的水压渗透性的途径:一是利用裂隙空间的电导率;二是利用裂隙内声波能量的损耗;三是利用地震波通过时钻孔对裂隙压缩的响应。

对于准备开挖的场地来说，层析方法的作用更大，因为在这样的地点钻孔的数目要控制在最低限度，以防在岩体中形成新的地下水通道。

C.开挖阶段的勘察工作

开挖储存核废料洞穴的工作开始以后，需要了解洞穴周围岩体的水文地质条件和地质力学条件。由于本阶段研究的目标减小，所以要采用高分辨率，因而是高频的地球物理方法。雷达、超声波和声辐射方法都曾得到有效的应用。

图9.15跨过岩基的一条南北向重力剖面图和二维重力模型(右侧为北)

利用超声波可以确定开挖破坏带的厚度。利用声辐射测量可以监测开挖的安全性，声辐射参数的变化可以用来预测可能产生的岩爆并确定其位置。此外，声辐射测量还用于追踪向裂隙带内灌浆的进程，这时在裂隙带附近的一系列钻孔内放置加速度计，在灌浆过程中记录的声辐射强度是同灌浆的进展相关的。

总之，在深成结晶岩地区核废料处理场地选址和勘察工作中，地球物理方法既能快速而经济地做到对大片区域的地质构造进行全面的了解，又能对候选场地进行详细评价和勘察。表9.5将各个阶段的地球物理工作加以总结。但在各个阶段的工作中，除地球物理方法外，还应综合应用其他方法，尤其是水文地质、地球化学、地质和岩石力学方法等。由于地球物理方法在解释上的多解性，还应通过钻探来验证。

表9.5深成结晶岩区核废料地质处理中的地球物理工作

⑤ 放射性废弃物如何处理

放射性废弃物如何处理

放射性废弃物如何处理，很多工厂制造完产品以后，剩下来都是废物，还都是带有放射性的，这都是有危害的对我们身体，我和大家一起来看看放射性废弃物如何处理的相关资料，一起来看看吧。

放射性废弃物如何处理1

01、放射性液体的处理

（1）放射性废液：需利用放射性废水专用处理装置或分隔污水池轮流存放和排放放射性废液。放射性浓度小于或等于“公众导出食入浓度”DIC（公众）的废液可作非放射性废液处理，排入下水道系统。

此外，也可将废液注入容器存放10个半衰期后，排入下水道系统。如废液中含有长半衰期核素，可先固化，然后作固体废物处理。

（2）患者排泄物的处理：使用放射性药物的患者在诊疗期间应使用有辐射防护标志的专用卫生间，对患者排泄物实施统一收集和管理。

02、放射性固体废物的处理

（1）放射性固体废物收集：按废物可燃与不可燃、有无病原体毒性分类收集废物。收集废物的污物桶应具有外防护层和电离辐射标志。污物桶放置点应避开工作人员作业和经常出入的地方。污物桶内应放置专用塑料袋直接收纳废物。装满后及时转送贮存室。

（2）放射性固体废物存放：

放射性固体贮存应符合放射卫生防护要求，放射性贮存间安装通风设备，出入口有电离辐射标志。

废物袋、废物桶及其他存放容器必须在显著位置，标注废物类型、核素种类、比活度范围和存放日期等。

注射器及碎玻璃等物品的废物袋外应附加外套。

（3）放射性固体废物处理：

放射性固体废物按半衰期长短分类收集，置放射性贮存室内自然衰变。污染有病原体固体废物，必须先消毒、灭菌，然后按固体放射性废物处理。

短半衰期核素（半衰期＜15天）存放10个半衰期，放射性比活度降低与7.4×104Bq/kg后，作为非放射性废物处理；长半衰期放射性废物暂存放衰变室，交由专门机构回收处理。

GBq量级以下废弃密封放射源必须存放在足够外照射屏蔽能力的设施里待处理。

放射性废物存放需标明名称、放置日期以及处理日期，并进行登记。外送前需测定放射性活度，达到排放规定水平后用红色胶袋密封包装；交接时需登记交接日期、废物名称、重量、生产科室、经手人、交接单位。由专人放置医院废物存放点。

03、放射性气载废物的处理

（1）凡使用133Xe诊断检查患者的场所，应具备回收患者呼出气中133Xe的装置，不可直接排入大气。

（2）放射性浓度小于或等于“公众导出空气浓度”DAC（公众）的气载废物为非放射性废气，可以直接排放。

放射性废弃物如何处理2

放射性废物处理指使放射性废物适于最终处置（包括往大气或水体排放）的一切操作实践，例如收集、分类、浓缩、焚烧、压缩、去污、固化、包装、储存和运输等。废物处理的目标是尽量减少放射性废物的体积，以减少储存、运输和处置的费用;并尽可能回收或复用，减少向环境的`排放。排放的放射性总量和浓度必须符合有关规定。废物必须分类收集和存放，分别处理，防止交叉污染或污染的扩散。

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。

⑥ 衰变池处理放射性污水的原理是

通过放射性衰变，使得放射性废水中短半衰期的核素衰变掉，降低废水活度浓度。这个专方法通常用于处理属含有大量短半衰期核素的废水。同样的方法，也可以用来处理废气。

其实核电厂的乏燃料水池就有类似的功能，不过处理对象是乏燃料，水有冷却和屏蔽的作用。通过衰变去除短半衰期的核素，当然，乏燃料这样堆放在水池里还有一个作用，就是让一些锕系元素衰变成钚，从而可以提高钚回收效率。

⑦ 中国的核污水是怎么处理的

中国对中低放射性核废料的处理，按国家标准和国际原子能机构的要求处理，不论是固体核废料还是液体核废料，都要进行固化处理，然后装在200升的不锈钢桶里，放在浅地层的处置库里。

目前，中国已建有两座中低放射核废料处置库，并准备再建两座，但还没有一座高放射处置库。已建成两座中低放射核废料处置库，分别位于甘肃玉门和广东大亚湾附近的北龙。

甘肃玉门西北处置场位于原核工业404厂厂区内，该厂为我国最早的核工业基地之一。广东北龙处置场始建于1998年，于2000年建成，位于大鹏半岛排牙山东侧的一条低缓的小山梁上，距大亚湾核电站5公里，锯岭澳核电站4公里。占地近21公顷，设计总处置容量为8万立方米，工程造价约8000万元。主要接收和处置广东省核电站产生的低中水平的放射性固体废物。

对于广泛采用的压水堆核电厂，各类废水的处理工艺如下：

（一）工艺废水。主要为冷却剂相关系统(设备、管道和阀门)的疏水和引漏水。根据其放射性水平和盐含量的不同，可采用预过滤、离子交换、蒸发等方法处理。

（二）设备去污废水。主要为放射性设备去污产生的去污废水，其盐含量较高，一般采用蒸发处理。

（三）地面冲洗废水、淋浴水和洗衣房水。这类废水的放射性水平很低，可经过滤后排放，或采用蒸发处理或膜过滤（反渗透、纳滤或超滤等）处理。如废水含有洗涤剂，蒸发时则需添加消泡剂，或预先分解洗涤剂。核电厂产生的放射性废液属于中、低放，经过净化、浓缩后采用塑料、环氧树脂等固化在金属桶内；对于低放废液经过上述净化处理后，经检测符合规定值稀释排放。

⑧ 放射性活度的活度计

1、设置核素区100个，可测量全部核医学常用核素（如99mTc、113mIn、131I、125I、67Ga、201Tl等）。
2、 可测量核医学体内治疗核素153Sm、90Y、188Re、89Sr以及正电子核素18F、11C、13N、15O等。
3、按键自动扣除环境辐射本底，无须调零。
4、置入样品，自动进行测量及量程转换；测量快速、精确，测量范围可达10居里。
5、 键盘修改及固化核素刻度系数，无须开发工具。
6、专用热敏打印机输出核素活度测量报告。
7、计算机可在中文Windows9X平台上完全接管活度计的功能操作。

⑨ 放射性物质的废液如何处理

．放射性“三废”处理效果的评价指标：一是浓缩倍数；二是去污倍数或净化倍数专。（1）浓缩倍数：放射属性废物的原有体积与处理后放射性浓集物体积之比。浓缩倍数越大，说明浓缩后的体积越小，贮存也就越经济、越安全。（2）去污倍数或净化倍数：放射性废物的原有放射性浓度与处理后的剩余放射性浓度之比。去污倍数越大，说明处理后废物中剩余放射性浓度越低，排放、贮存就越安全。2．放射性废液的处理（1）稀释排放：低活度的放射性废水，稀释至限值以下排入下水道。（2）放置衰变：对于短半衰期的低活度放射性废液，放置10个半衰期后，作一般废液排放。（3）浓缩贮存：对于长半衰期高活度的废液，以化学沉淀、离子交换、蒸发等方法，将放射性物质浓集，缩小体积，以利长期贮存。（4）固化贮存：经浓缩处理后的放射性残渣，可与水泥、沥青等融合成固态废物，再以贮存。3．放射性固体废物的处理：主要有放置衰变和压缩贮存等方法。 4．放射性废气的处理：主要有稀释排放和净化排放等方法。