放射性废液预过滤直径

⑴ 城市放射性废物管理办法的第二章放射性

第五条 含人工放射性核素、比活度大于2×14Bq/kg（5×10 Ci/kg），或含天然
4 -6
放射袭森性核素、比活度大于7．4×10Bq/kg（2×10 Ci/kg）的污染物，应作为放射性废物看待。小于此水平的放射性污染物应妥善悔磨处置。
第六条表面污染水平超过国家辐射防护规定限值、又不进一步去污利用的污染物，视污染的具体情况，或作放射性废物送贮，或妥善处置。
第七条根据废物中所含核素的半衰期，将 城市放射 性废物分为三类：
短半衰期废物（T1/2≤60天）；
中等半衰期废物（60天<T1/2≤5．3年）；
长半衰期废物（T1/2>5．3年）。
第八条城市放射 性废物通常可分为下列六种形式：
一、各种污染材料（金属、非金属）和劳保用品；
二、各种污染的工具设备；
三、零星低放废液的固化物；
四、试验的动物尸体或植株；
五、废放射源；
六、含放射性核素的有机闪烁液（大于37Bq/L，1×10Ci/L）。
第九条设有焚烧炉的废物库，根据焚烧炉的具体拍前亩特点，应要求产生放射性废物的单位将可燃废物和不可燃废物分开收集。

⑵ 核电站中放废液转运方案的研究

【摘 要】 随着国内核电站的建设以及核安全标准的不断完善提高，新一代核电站中放射性废液处理系统已经由核岛分离出来，构成独立运行的废液处理中心，而核岛产生的中放废液通过管道输送至废液处理中心具有一定的局限性，逐渐成为新一代核电需要解决的问题。本文描述了一种机动灵活、安全性高的核电厂中放废液转运设计方案，可望有效的缓解这个难题。

【关键词】 核电站;中放废液;转运;罐车

【Abstract】 With the construction of nuclear power plants (NPP) and improvement on nuclear safety standard in domestic，the liquid waste treatment system has been separated from nuclear island (NI) and made an independent liquid waste treatment center. There are limitations exist in pipeline transportation for medium-level liquid waste transferred from NI to the center， which graally becomes a question to be considered in new generation NPP. The article describes a flexible and high safety conceptual design for liquid transfer in NPP， which is possibly an effective measure to solve the problem.

【Key words】 Nuclear power plant; Medium-level liquid waste; Transportation; Tank car

0 引言

近年来，我国核电站发展迅速，同时核安全也受到国家及民众的关注，核电技术标准也有很大的提高。新一代核电站中将放射性废液处理设施由核岛侍烂肢分离出来，建成独立的废液处理中心，在节省投资的同时，提高核岛的安全性。废液处理中心将集中处理核电站内所有设施产历橘生的放射性废液。因此，需要研发一种全新的放射性废液转运方案，在保障安全的情况下机动灵活的将不同设施产生的中放废液转运到废液处理中心。

1 中放废液转运方案研究

核电站产生的放射性废物种类较多，自然特性各不相同，针对不同的废物开发了不同的处理技术，处理系统的设备和运行费用昂贵，在机组数量少的情况下产生的废物量不够多，设备的利用率较低。由于提高设备利用率，控制投资等原因，核电站建设了废物处理中心，用于处理电厂内数个核电机组产生的废物[1]。废液处理系统作为废物处理的重要构成部分，脱离核岛厂房，在废物处理中心建设了废液处理中心(以下简称处理中心)。

现阶段核电站中采用管道老世输送方式将废液输送至处理设施，输送管道受到地理位置、地形的制约，且长期埋于地下，存在管道、阀门泄漏的风险，退役过程中还将产生大量的放射性废物。为了免除管道输送带来的各种弊端，同时增加废液转运的灵活性，拟用一套中放废液转运系统，包括一台可移动废液贮存装置——中放废液转运罐车、废液接收(排出)系统和冲洗系统，通过厂内车辆运输将废液由产生设施运送至处理中心。

本方案中废液收集于高位贮槽中(贮槽高于罐车顶部)，中放废液通过自流方式进入罐车，罐车接收废液流程见图1。该系统可以分为废液接收系统和冲洗系统两部分，其中废液接收系统包括中放废液贮罐、阀门及相应的管道、快速接头及软管;冲洗系统由去污剂罐、阀门及相应的管道组成。废液产生设施与处理中心建设专用废液转运接口，可通过软管和快速接头与罐车实现连接。转运完后用去污剂对废液输送管道和转运软管进行冲洗，以便清除管道中残留的废液。

图2为罐车将废液转运至处理中心的流程图。软管连接后由中放扬液器采取抽真空方式将罐车内废液抽至处理中心，同样转运完成后利用冲洗系统对管道及软管进行冲洗。

2 转运设备—罐车设计

废液转运方案中用到中放废液转运罐车，根据《放射性物质运输规程》中相关规定，罐车应具有良好的屏蔽效果以及检漏设备，达到IP-2型货包的要求，以满足安全运输的需求。同时为满足工艺运输要求，拟采用的罐车包括：主体装置、辅助系统、安全系统等。

(1)主体装置作为罐车的基础构成部分，包括主体框架、屏蔽容器、罐车装卸料接口。

主体框架：作为罐车重要的组成部分，承载着屏蔽容器，并为其他系统的设备和管道提供安装空间及防护措施。由于屏蔽容器采用铸铅材料，重量较大，框架结构需满足承重及运输要求。

屏蔽容器：为中放废液提供辐射防护屏障，内部设压力容器存放废液，外部采用铸铅结构进行屏蔽。罐车表面剂量达到工作允许值(罐车表面剂量率≤2mSv/h，距离罐车表面2m远处剂量率≤0.1mSv/h);同时屏蔽容器能够承受真空系统和压空系统产生的正、负压力。

罐车装卸料接口：通过带有快速接头的连接软管，实现罐车与设施的快速连接，减少人员的操作时间。

(2)辅助系统为罐车实现自动装、卸料功能提供必要动力，包括真空系统、压缩空气系统、气体净化系统。

真空、压空系统：为罐车自动接收、排出废液及管道冲洗提供动力。

气体净化系统：对罐车的呼排气和真空系统排气进行处理，使其能够达到就地排放的限值。

(3)安全系统为罐车的安全运行提供保障，防止出现冒槽和泄漏事故，包括液位监测系统、泄漏报警系统、自动控制系统。

液位监测系统：监测罐车内废液的液位，防止溢出，达到一定液位停止接收废液，同时为控制系统提供参数。

泄漏报警系统：对屏蔽容器外侧环境进行监测，防止屏蔽层外积存废液。

自动控制系统：对罐车进行自动控制，连接软管后可自动完成罐车的装、卸料及冲洗功能，减少人员操作。

3 结语

罐车运输方式激动灵活，不受地震地质等条件影响，退役时清去污方便，产生的放射性废物量小，对周围环境潜在影响小。在发生如福岛核电站等事故产生放射性废液泄露的情况下，转运罐车也将能发挥其可移动灵活、操作方便、安全可靠等优点，及时将泄漏的放射性废液转运出去。即使存在管道输送前提下，罐车输送也可作为其补充应用手段，保障设施的安全，在核电站及核设施中有较大的应用前景。

【参考文献】

[1]张志银，严沧生，黄来喜，等.核电厂放射性废物最小化[M].中国原子能出版社，2013：31-32.

⑶ 放射性废物的分级

放射性废物，按其物理性状分为气载废物、液体废物和固体废物三类。放射性气载废物按其放射性浓度水平分为不同的等级。放射性浓度以Bq/m3（Bq/L）表示。
放射性固体废物首先按其所含核素的半衰期长短和发射类型分为五种，然后按其放射性比活度水平分为不同的等级。放射性比活度以Bq/kg表示。 第Ⅰ级（低放废气）：浓度小于或等于4×107Bq/m3。
第Ⅱ级（中放废气）：浓度大于4×107Bq/m3。 第Ⅰ级（低放废液）：浓度小于或等于4×106Bq/L。
第Ⅱ级（中放废液）：浓度大于4×106Bq/L，小于或等于4×1010Bq/L。
第Ⅲ级（高放废液）：浓度大于4×1010Bq/L。 放射性固体废物中半衰期大于30a的α发射体核素的放射性比活度在单个包装中大于4×106Bq/kg（对近地表处置设施，多个包装的平均α比活度大于4×105Bq/kg）的为α废物。
除α废物外，放射性固体废物按其所含寿命最长的放射性核素的半衰期长短为分四种。
含有半衰期小于或等于60d（包括核素碘-125）的放射性核素的废物，按其放射性比活度水平分为二级。
第Ⅰ级（低放废物）：比活度小于或等于4×106Bq/kg 。
第Ⅱ级（中放废物）：比活度大于4×106Bq/kg 。
含有半衰期大于60d、小于或等于5a（包括核素钴-60）的放射性核素的废物，按其放射性比活度水平分为二级。
第Ⅰ级（低放废物）：比活度小于或等于4×106Bq/kg。
第Ⅱ级（中放废物）：比活度大于4×106Bq/kg。
含有半衰期大于5a、小于或等于30a（包括核素铯-137）的放射性核素的废物，按其放射性比活度水平分为三级。
第Ⅰ级（低放废物）：比活度小于或等于4×106Bq/kg。
第Ⅱ级（中放废物）：比活度大于4×106Bq/kg、小于或等于4×1011Bq/kg，且释热率小于或等于2 kW/m3。
第Ⅲ级（高放废物）：释热率大于2 kW/m3，或比活度大于4×1011Bq/kg。
含有半衰期大于30 a的放射性核素的废物（不包括α废物），按其放射性比活度水平分为三级。
第Ⅰ级（低放废物）：比活度小于或等于4×106Bq/kg。
第Ⅱ级（中放废物）：比活度大于4×106Bq/kg，且释热率小于或等于2 kW/m3。
第Ⅲ级（高放废物）：比活度大于4×1010Bq/kg，且释热率大于2 kW/m3。 放射性废物不恰当的管理会在现在或将来对人来健康和环境产生不利影响，放射性废物管理必须履行旨在保护人类健康和管理的各项措施。国际原子能机构（IAEA）在征集成员国意见的基础上，经理事会批准，于1995年发布了放射性废物管理九条基本原则。
1、保护人类健康
放射性废物管理必须确保对人来健康的保护达到可接受水平。
2、保护环境
放射性废物管理必须提供环境保护达到可接受水平。
3、超越国界的保护
放射性废物管理必须考虑对人体健康和环境的超越国界可能的影响。
4、保护后代
放射性废物管理必须保证对后代预期的健康影响不大于当今可接受的有关水平。
5、不给后代造成不适当负担
6、纳入国家法律框架
7、控制放射性废物产生
8、兼顾放射性废物产生和管理各阶段间的相依性
9、保证废物管理设施安全 1、安全分析和环境影响评价
2、安全文化
3、质量保证
4、研究和开发
5、文件化和数据库
6、人员培训和资格认定
7、应急计划 ①改革不合理的工艺操作，防止不必要的污染并开展废物的回收利用（见放射性废物利用）；
②对已产生的废物分类收集，分别贮存、处理，处理方法要求安全、经济、净化效率高和简单易行；
③尽量减小容积以节省运输、贮存和处理费用；
④向环境稀释排放时要按照“合理、可行、尽量低”的原则严格控制；
⑤以稳定的固化体形式贮存，以减少放射性核素迁移扩散（见放射性废物固化）；
⑥废物的最终处置必须做到同生物圈有效地隔离。 包括对放射性排出物的控制处置（稀释处置）和废物的最终处置。放射性排出物（液体、气体）向环境中稀释排放时必须控制在正式规定的排放标准以下。放射性废物最终处置意味着不再需要人工管理，不考虑将废物再回取的可能。因此，为防止放射性废物对自然环境和人类的危害，须将它与生物圈很好地隔离。 最终处置的主要对象是高放废物和超铀废物。

⑷ 放射性废物地质处置

9.3.3.1 概述

处置和处理是放射性废物管理工作中的两个密切相关而又有明确分工的组成部分。放射性废物处置是指在无回收意向的条件下，将处理好的放射性废物放置于建好的永久存放库(称为处置库)或给定的安放场地，使其在预定的时期内与人类的生产、生活环境隔离。而处理是指减容、分离、焚烧、压缩、固化、包装、运输等一系列环节。

地质处置就是从地质角度选择合适的放置场地，利用地质体的环境屏障作用或地质体与处置工程建筑的综合屏障作用永久地存放和隔离放射性废物的处置方法。地质处置方法不但在理论上已为人们普遍理解和接受，而且在自然环境中，成为无害物质保存在原地，有力地说明一定的地质体具备保存放射性废物的环境能力。

放射性废物处置问题的实质是用工程的和天然的多重屏障系统来有效地隔离影响人类健康与安全的放射性核素向环境迁移扩散。因此选择安全可靠的处置场地和设计、建造贮存库时，必须综合考虑。

9.3.3.2高放废物的地质处置

如何最终安全地处置在核燃料循环过程中产生和积累的高放废物，是核工业发展中的一个重要问题，也是放射性废物地质处置方法研究中的一个重要问题。目前，无论是高放固体废物还是高放废液，一般都是考虑在地壳深部进行处置。

(1)地质处置的影响因素

1)深度:固体放射性废物地下贮存的原理简单，且有一定的优势。建造深650m或更深的地下贮存库无技术困难，但需考虑各种地表作用与自然现象不至于影响所埋藏的废物为准。

2)地下水流作用:地下水是埋藏的废物最易接触的溶剂与载体，故在选择场地时，必须十分重视地下水环境，确保场址周围不可能发生地下水的渗入或者入渗速度很低，在安全期限内不至于产生放射性溶质迁移到人类生活环境中的问题。选择渗透性低的岩石、能使贮存库环境主岩中的地下水流减少到最低限度。

3)区域地质稳定性:场址应尽可能选在构造稳定及地震活动微弱区域的岩石之中。另外，在构造活动性较强的地带内，当这种构造作用并不影响拟定的贮存库岩石及其中所埋藏的废物时，也可以考虑在该地带内选择场址。场址应避开断层及其他岩石裂隙。

4)主岩的环境特征:环境主岩的矿物成分、化学成分及其放射性本底特征是放射性废物处置库环境主岩的重要研究内容之一。具有低渗透性、高吸附性，与放射性废物之间不会发生能引起放射性核素迁移反应的环境主岩，将成为处置库外的可靠环境屏障。同时，埋藏废物库周围的环境主岩要有足够大的范围。

5)工程地质特征:鉴于岩石静压力随深度而增大，故需选择适当的埋藏深度，使岩石静压力不致危及贮存库的坑道。岩石静压力在各处变化很大，所以对每个拟选场址都需查明其工程力学特征，而且，处置库的设计都需因地制宜。美国对田纳西采石场的白云石样品进行注模试验的结果表明，当岩石负荷达70MPa、温度高至200℃时，岩石的变形很小。

6)自然资源环境:废物贮存库绝不应对自然资源产生强烈的影响。贮存库中埋藏的放射性废物和周围的很大一部分环境主岩构成一个较完整体系，这一体系中的任何部分都不得以任何理由进行挖掘，影响其自然资源。

(2)高放废物处置库的岩石环境特征

适用于高放废物地质处置的环境岩石类型比较广泛，涉及侵入岩、变质岩、喷出岩、沉积岩。例如;花岗岩、片麻岩、玄武岩、凝灰岩、流纹岩、页岩、粘土、盐岩等，世界上许多国家都分别作过研究。

高放废物地质处置的环境岩石类型研究内容比较多，除地质学外，还有热学、岩石力学等。具体的研究内容有:岩石待征、同位素地质年龄、孔隙度、渗透率、力学性质等。

(3)地质处置方案

对于长寿命、高水平放射性废物的最终处置问题，最长远的解决办法是将其置入地壳深层中。这种处置的优点一是可按照地质年代计算的长时段中，从所有同人类接近或接触的环境中消除了具有潜在危害的物质;二是有确实的保证，使这些物质在可能重返地表之前早已衰变掉。

目前，已经研究或拟研究的高放固体废物地质处置方案有基岩矿坑处置、层状盐岩层处置、海底坑道处置等。

(4)废液固化

为了解决高放废液长期安全贮存的一些问题，一般以固态贮存较好。固态物更易于运往远处，发生偶然事故或火灾时释出的危险较小，而且在地表或地下长期贮存之后渗入地下含水层的机会大为减少。

通常要求，任何一种将液体废物转化为固态物的处理方法，理论上应符合以下条件:体积显著减小;工艺应比较简单;生成物在所有预料的环境下均应具有化学稳定性;没有自热作用的损耗;生成物应不吸湿而且密实;工艺过程应适于远距离操作和维修;方法应不太贵;生成物的形状应易于运输;最终产物应具有足够强度，能经受跌落及其他偶然的撞击;通过精心设计或采用有效的方法能够保持低的放射性强度。

最重要的转化和固化的方法是:沥青化;水泥化和制成水泥块;罐式般饶;流化床煅烧;喷雾固化;玻璃化;转化成粘上烧结块。目前，各国研究的适合高放废液固化的四种主要方法是:罐式煅烧，喷雾固化，磷酸盐玻璃化和硫化床煅烧。

9.3.3.3 中、低放固体废物的地质处置

中、低放废物包括液体、泥浆及多种材料，如防护服、动物迫骸、玻璃器皿、离子交换树脂、管道阀门及纸张等。大多数中、低放废物来自核电站、研究实验室、医院、工业设施和大学等。

中、低放固体废物的地质处置方法主要有填沟法、包气带法、地面处置、地下坑道处置。

(1)填沟法

填沟法的优点主要是简便易行，但废物渗出的危险较大。从早期的实践看，美国一般在天然地表挖掘浅沟掩埋处置低放废物，有的用填沟法处理。大多数地沟的规模取决于地形、沉积物的类型、岩石特征和其他局部条件。

(2)包气带法

一般说来，由于含水量的降低，包气带岩石的渗透系数比饱水带大大降低，使放射性核素的迁移速度减小。因此，包气带处置是各国在处置中、低放废物中重点研究的方法之一。

(3)地面处置

地面处置一般采用土丘式或工程结构式方案。该方案适用于半衰期很短的放射性核素如日本、法国采取这种方案，但美国人认为这是一种灵活适用但费用昂贵的管理方法。

(4)地下坑道处置

地下洞室和矿坑等均作为地下坑道的同等概念。在地质条件不适合于浅埋方案处置中、低放废物的地区，可以考虑地下坑道处置方案。它适合于处置固体或固化废液和半衰期范围较宽的要求高度隔离的中、低放射性废物。

9.3.3.4 放射性废液的地质处置

放射性废液深井处置是目前研究的方案之一，地下槽贮则是一种非永久性的过渡性地质处置方式，水力压裂法处置放射性废液是一种液入固存的地质处置方案。

⑸ 矿泉水中铯137的标准

矿泉水中放射性核素 137Cs 指导水平： 10 Bq/L
铯-137，核素符号 137Cs，半衰期为 30.167 1a。主要来源于核武器试验、核反应堆的放射性正举废物、核燃料后处理厂的放射性废液等。监测方法举好碧包括γ能谱法、离子交换法、袜轿沉淀法、萃取法和人体内污染监测方法等。

⑹ 放射性废物处理方法

放射性废物处理方法

放射性废物处理方法。相信大家对放射性废物并不陌生，这是对大自然有害的某种东西，国家需要妥善的处理掉这些放射性废物。接下来就由我带大家详细了解放射性废物处理方法的相关内容。

放射性废物处理方法1

介绍

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。

放射性废物在处理过程中有时还会产生新的废物，这种新产生的废物被称为二次废物。例如处理放射性废液时，往往需要用絮凝沉淀、离子交换等方法多次处理，比活度才能达到允许排放的水平，而处理过程中产生的泥浆沉淀、废树脂等都是带有放射性的二次废物。这些废物仍需要进一步处理。

放射性废物的处理效果通常用去污系数和减容比表示。由于放射性只能靠放射性核素自身衰变而减弱，放射性废物处理的过程，实质上只是将放射性废物分成两部分的过程，一部分体积小但集中了原始废物中绝大部分放射性物质，另一部分体积大但比活度（或放射性浓度）很低。后一部分的处理目标是使放射性达到允许标准，从而在下一步可作一般废物对待，其处理效果常用去污系数衡量。去污系数也称净化系数，其定义是处理前后废物的比活度（或放射性浓度）之比。对前一部分而言，由于其处理目标是尽量减小体积，以利于最终处置，其处理效果常用减容比衡量。减容比也称减容系数，其定义是处理前后废物体积之比。减容比通常多指固体废物经压缩处理或液体废物经固化处理前后体积之比。

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。

放射性废物的减容

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103～106、10～103和10～102。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。

放射性废物的转运

放射性废物转运的关键是废物的包装容器，事先要做好安全检验，对容器的强度、屏蔽防护、密封系统、包装的标志等都有严格的规定。要求做到安全运输，防止发生火灾、容器颠覆及包装破损而使放射性废物泄漏，污染环境。

放射性废物的分离回收

20世纪40年代末就开始了从高放废液中分离回收裂变产物核素的研究。50年代末到60年代初，一些国家建立了分离回收裂变产物核素的中间工厂。分离工艺由早期的沉淀－萃取法发展为以溶剂萃取和离子交换等法（特别是无机离子交换材料）为主的流程。溶剂萃取法和离子交换法比沉淀法具有较高的回收率和较好的分离净化效果，并且便于大规模的连续操作和远距离控制。下面是各种常见放射性废物的分离回收方法。

锶 比较成熟的、用于生产的锶分离提取工艺流程，是用有机萃取剂二（2－乙基己基）磷酸（HDEHP）在酸性条件下从高放废液中萃取，或用离子交换置换色谱法分离回收锶。

铯 早期对高放废液中的铯曾用沉淀－萃取分离工艺，但有机萃取剂的耐辐照性能不够理想。用无机离子交换材料如沸石、磷酸锆等从高放废液中分离提取铯的工艺流程，具有回收成本低、材料耐辐照性能好的优点。

钷 从高放废液中分离回收钷的工艺流程是用HDEHP萃取分离出稀土核素和超铀核素，再用离子交换置换色谱法从稀土核素中分离出钷。

贵金属 主要采用离子交换法从中性或碱性高放废液中吸附锝、铑、钯等，然后再以不同的淋洗剂分别回收它们。

超铀核素 高放废液中的镎 237可用萃取法或离子交换法分离提取。分离镅和锔等核素时，可在低酸条件下（pH为1～2）用HDEHP与稀土核素共萃取,然后再用萃取法或离子交换置换色谱法与稀土核素分离。

放射性废物处理是放射性废物管理的重要措施。选择处理方法应根据技术可行、经济合理和规范许可而定。处理过程要防止环境污染，尽量减少二次废物的产生量。此外，对放射性废物应积极开展综合利用。

放射性固体废物处理和整备

放射性固体废物种类繁多，可分为湿固体（蒸发残渣、沉淀泥浆、废树脂等）和干固体（污染劳保用品、工具、设备、废过滤器芯、活性炭等） 两大类。核电厂固体废物中40%以上是可燃或可压缩的。为了减容和适于运输、储存和最终处置，要对固体废物进行焚烧、压缩、去污、固化或固定等处理。

（1） 焚烧 焚烧是将可燃性废物氧化处理成灰烬（或残渣）。焚烧可获得很大减容和减重（10～100倍），可使废物向无机化转变；免除热分解、腐烂、发酵和着火等危险； 焚烧还可以回收钚、铀等有用物质。

焚烧可分为两大类， 即干法焚烧 （如过剩空气焚烧、控制空气焚烧、裂解、流化床、熔盐炉等）和湿法焚烧（如酸煮解、过氧化氢分解等）。对放射性废物焚烧，要求采用专门设计的焚烧炉，有足够的防护措施，炉内维持一定负压。经过焚烧，70%以上放射性物质进入炉灰中。对炉灰要进行固化处理或直接装入高度整体性容器中进行处置。

（2） 压缩 压缩是依靠机械力作用， 使废物密实化，减少废物体积。虽然压缩处理可获得的减容倍数比较低（2～10），但和焚烧处理相比，压缩处理操作简单，设备投资和运行成本低， 所以压缩处理在核电厂应用相当普遍。现在各国采用的压缩机种类很多，有的在桶内压缩，有的压扁后装桶。压力有几十吨、几百吨，也有几千吨压力的高压压缩机， 可使金属废品压缩到接近理论密度。

（3） 去污 去污是使不希望存在的放射性核素部>分或全部除去。去污可使沾污的设备或部件能被重新使用，或者当作非放射性废物处置，以减少废物体积；去污后可降低辐射水平，减少对人体的危害，使便于维修、事故处理或退役操作。核电厂去污活动包括回路的定期、不定期去污， 事故去污和退役去污等。

去污方法很多，应该根据处理对象和要求、污染水平、客观条件等选用不同的方法，常用的有：①化学法：选用酸、碱、氧化-还原剂、络合剂、表面活性剂和缓蚀剂配制成去污溶液、泡沫剂、糊膏等。去污工艺有浸泡法、循环漂洗法、喷涂法等。②机械法：包括真空吸尘、人工或机械人擦拭、喷射高压水或蒸汽、喷射磨料（例如砂、钢砂、氧化铝、氧化硼、干冰粒）、超声波去污等。③电化学法：如电解去污。此外，废金属经过熔融处理，污染核素大部分进入炉渣中，这种熔融处理后的废金属经监测合格可以再利用。

（4）固化和固定 放射性废液处理产生的泥浆、蒸发残渣和废树脂等湿固体，焚烧炉灰等干固体，都是弥散性物质，不适于安全运输、长期储存和最终处置，需要固化处理。固化产品应该是坚实的整体块。抗压、耐冲击，牢固地包容放射性核素，抗浸出，耐辐照和衰变热作用，不腐蚀包装容器，不易受细菌侵蚀作用等。已开发研究的固化方法很多。此外，沾污的废过滤器芯子，切割解体的沾污设备，装在钢桶或箱中，需要灌注水泥沙浆或熔融的沥青，填充孔隙， 进行固定处理。

放射性废物处理方法2

放射性废物处置

基本原理

放射性废物处置的基本原理是建造一种处置系统，使之能在一定的安全期内有效包容放射性废物。即使放射性废物会通过自然过程以多种扩散形式迁移并稀释，但稀释后的浓度不存在不可接受的危害。对铀矿山废石一般利用废矿井就地回填处置，对短寿命中低放废物一般采用近地表处置、岩洞处置或水力压裂和深井注入等方式，处置系统的有效期为300～500年；对高放废物、d废物、乏燃料和长寿命中低放废物，提出了宇宙处置、深海处置、海床处置、冰盖处置、岩石熔化处置等方式，但公认的有效可行的方式是深地质处置，其处置系统的有效期应达到1万～10万年。

其他定义

废物处置是指把废物安放进经过批准的设施中，采用工程屏蔽和天然屏蔽相结合的多重屏蔽体系，为被处置的废物提供安全隔离，确保：

（1）包容的短寿命放射性核素衰减到无害化水平；

（2）包容的长寿命放射性核素和其他有毒物质的释放量极低，进入环境的浓度处于可接受的水平。

广义来说，处置也包括经批准的将气载或液体流出物直接排入环境，如经过处理合格的废水排入水体，经过处理合格废气排入大气。

⑺ 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。

⑻ 放射性固体废物的处理方法

放射性固体废物的处理方法

放射性固体废物的处理方法，具有放射性的固体，一般对环境的污染是很大的，所以需要掌握好正确的处理方法。下面就由我为大家解答一下放射性固缓举体废物的处理方法这问题吧，希望大家一起来了解一下吧！

放射性固体废物的处理方法1

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。

放射性废物的减容

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103～106、10～103和10～102。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友轮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。

放射性废物的转运

放射性废物转运的关键是废物的包装容器，事先要做好安全检验，对容器的强度、屏蔽防护、密封系统、包装的标志等都有严格的规定。要求做到安全运输，防止发生火灾、容器颠覆及包装破损而使放射性废物泄漏，污染环境。

放射性固体废物的处理方法2

1、 焚烧

焚烧是将可燃性废物氧化处理成灰烬或残渣、。焚烧可获得很大减容和减重10～100倍、，可使废物向无机化转变；免除热分解、腐烂、发酵和着火等危险； 焚烧还可以回收钚、铀等有用物质。

焚烧可分为两大类， 即干法焚烧 如过剩空气焚烧、控制空气焚烧、裂解、流化床、熔盐炉等、和湿法焚烧如酸煮解、过氧化氢分解等、。对放射性废物焚烧，要求采用专门设计的焚烧炉，有足够的防护措施，炉内维持一定负压。经过焚烧，70%以上放射性物质进入炉灰中。对炉灰要进行固化处理或直接装入高度整体性容器中进行好哪信处置。

2、 压缩

压缩是依靠机械力作用， 使废物密实化，减少废物体积。虽然压缩处理可获得的减容倍数比较低2～10、，但和焚烧处理相比，压缩处理操作简单，设备投资和运行成本低， 所以压缩处理在核电厂应用相当普遍。现在各国采用的压缩机种类很多，有的在桶内压缩，有的压扁后装桶。压力有几十吨、几百吨，也有几千吨压力的高压压缩机， 可使金属废品压缩到接近理论密度。

3、 去污

去污是使不希望存在的放射性核素部>分或全部除去。去污可使沾污的设备或部件能被重新使用，或者当作非放射性废物处置，以减少废物体积；去污后可降低辐射水平，减少对人体的危害，使便于维修、事故处理或退役操作。核电厂去污活动包括回路的定期、不定期去污， 事故去污和退役去污等。

去污方法很多，应该根据处理对象和要求、污染水平、客观条件等选用不同的方法，常用的有：化学法：选用酸、碱、氧化-还原剂、络合剂、表面活性剂和缓蚀剂配制成去污溶液、泡沫剂、糊膏等。去污工艺有浸泡法、循环漂洗法、喷涂法等。机械法：包括真空吸尘、人工或机械人擦拭、喷射高压水或蒸汽、喷射磨料例如砂、钢砂、氧化铝、氧化硼、干冰粒、、超声波去污等。电化学法：如电解去污。此外，废金属经过熔融处理，污染核素大部分进入炉渣中，这种熔融处理后的废金属经监测合格可以再利用。

4、固化和固定

放射性废液处理产生的泥浆、蒸发残渣和废树脂等湿固体，焚烧炉灰等干固体，都是弥散性物质，不适于安全运输、长期储存和最终处置，需要固化处理。固化产品应该是坚实的整体块。抗压、耐冲击，牢固地包容放射性核素，抗浸出，耐辐照和衰变热作用，不腐蚀包装容器，不易受细菌侵蚀作用等。已开发研究的固化方法很多。此外，沾污的废过滤器芯子，切割解体的沾污设备，装在钢桶或箱中，需要灌注水泥沙浆或熔融的沥青，填充孔隙， 进行固定处理

⑼ 核磁共振废水怎么处理

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。
2、离子交换法
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。
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。
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。
7、磁-分子法
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
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。
9、零价铁渗滤反应墙技术
渗滤反应墙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。

⑽ 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。