核安全綜合知識(核能和核技術應用)-資料下載頁

　　

【正文】 素，其核素則多至二三百種。此外，還有對安全性也較為重要的氚。這些裂變產物核素除少部分是穩定的以外，大多具有極強的β/γ放射性。所幸其中相當多的核素半衰期極短，出反應堆后很快衰變成穩定核素。 乏燃料本身會發出各種極強的射線和中子，并由此伴隨放出熱量。此外，乏燃料中不少元素還具有相當強的生物毒性。以典型的輕水堆為例，當使用低富集度的UO2燃料、燃耗為33GWd/tU并冷卻150d后，其乏燃料的放射性比活度仍高達1.671017Bq/tU，發熱量為20kW/tU，其中钚含量接近1%，裂變產物總量約為3.5%，而鈾（富集度0.8－0.9%）仍剩有95.5%。 乏燃料貯存 輻照過的燃料從反應堆里卸出后必須存放一段時間，以使短半衰期的放射性核素絕大部分衰變掉。這一過程又稱為“冷卻”，其含意指乏燃料的放射性衰減，并帶走其衰變熱。冷卻的目的在于： ① 顯著降低其放射性水平 ② 確保轉換成易裂變物質 ③ 讓某些放射性很強的鈾同位素衰變,《核安全綜合知識》,乏燃料貯存、運輸與后處理 乏燃料貯存 按貯存設施的所在地可分為“在堆貯存”和“離堆貯存”兩種。前者指在反應堆現場，一般就是反應堆附設的燃料水池；后者則指將乏燃料運輸到遠離反應堆的地方（通常是設有后處理廠的廠址）集中貯存。 乏燃料貯存過程的安全主要考慮以下兩點：①水池結構的完整性。水池的結構應保證在現場發生地震的情況下仍能完好；而在卸料水池的底部要有良好的吸震性能，以免在吊裝乏燃料運輸容器時萬一發生容器墜落，水池的不銹鋼覆面仍不破損。②確保乏燃料處于次臨界狀態。為增加水池的貯存容量，應盡可能使乏燃料的排列緊密，這就會帶來核臨界安全的問題。 往池水中加入可溶性中子毒物和/或采用含有中子毒物的材料制成的貯存格架，都可使乏燃料貯存更加密集化。此外，還應考慮貯存乏燃料組件的格架在地震時可能發生的位移和傾倒。,《核安全綜合知識》,乏燃料貯存、運輸與后處理 乏燃料運輸 由于乏燃料的固有特征，給其運輸帶來了密閉、屏蔽、散熱、防核臨界等復雜問題，因而在運輸過程中一定要確保其安全。 ⑴ 運輸容器 ：運輸容器是確保運輸安全的關鍵裝備，必須具有足夠的機械強度，以抵御各種外力的作用。 常用的圓柱型容器由帶底的開口圓筒、內腔籃筐、頂蓋及O型密封圈等組成，保持嚴格的密閉性。運輸過程中，容器的兩端裝有防沖撞的減震器，并被安放在托架上。 容器的設計、制造和檢驗均有非常嚴格的規范和標準，且實行許可證制度。在研制過程中，容器要經受一系列極其苛刻的試驗，以模擬各種可信事故下容器的性能。 容器要做200m水深處的水壓密封試驗；跌落在1m高垂直金屬立棒上的貫穿試驗；從9m高處自由跌落在剛性平臺上；在800℃高溫下火燒半小時等。 為減少運輸次數以節省費用，運輸容器的容量應盡可能大。容器的重量一般為數噸至數十噸。目前最大的容器重量已達120t級，一次可裝運20多個PWR燃料組件。,《核安全綜合知識》,乏燃料貯存、運輸與后處理 乏燃料運輸 ⑵ 運輸方式 。乏燃料一般采用下列方式運輸： ① 公路運輸，具有“門到門”的優點，適于運距不太長和抵、離鐵路車站或水路碼頭接駁時采用，但對沿途的干擾大而且效率低、成本高； ② 鐵路運輸，適于中長距離，對沿途的影響較小，費用適中，但貨包的起運點和終點無鐵路通達時還須用汽車接駁； ③ 水路運輸，適于中長運距，安全性極好的專用船一次可裝運多個容器，成本低而效率高。 乏燃料運輸涉及重大安全和保衛問題，須由培訓過的專業人員實施。運輸過程要保證有最大的安全性，并有事故應急預案。為了減少對沿途公眾和環境的影響，運輸徑路應盡可能避開人口稠密的城市或區域。由于各國都有極其嚴格的規章制度和管理、實施措施，因此全世界的乏燃料運輸業務雖然繁忙，但至今尚未發生過一次放射性泄漏事故。,《核安全綜合知識》,乏燃料貯存、運輸與后處理 后處理的意義和特點 對反應堆中用過的乏燃料進行處理，以除去裂變產物和次錒系產物并回收易裂變材料和可轉換材料的過程稱為“后處理”。 ⑴ 后處理的意義。后處理的目的和任務是： ①回收和凈化乏燃料中殘剩的和新產生的易裂變材料； ②回收和凈化未發生核反應的可轉換材料； ③便于更安全地處理和處置放射性廢物。 后處理能充分利用核燃料資源。以壓水堆核電站為例，如果不對其乏燃料后處理，鈾資源的利用率僅為0.37%。如果實施后處理，回收的鈾與钚再循環一次，可省約25%的天然鈾；若返循環多次，則鈾的利用率可提高到約1%；尤其是，如果將后處理得到的钚用于快堆燃料循環，則此利用率可高達60%—70%，從而使鈾資源的利用期限由50a延長至約1000。 后處理對核廢物的長期安全管理也極為重要。乏燃料中某些具有極長半衰期（大于105a）的裂變產物（如99Tc）和次錒系產物(如237Np)，可通過后處理將其分離出來，隨后經嬗變使之轉化為適于近地表處置的中短壽命放射性核素，或轉化成可加以利用的核燃料，從而徹底消除人們對發展核電的疑慮。,《核安全綜合知識》,乏燃料貯存、運輸與后處理 后處理的意義和特點 ⑵ 后處理的特點。后處理的工業化過程具有以下特點： ①產品的回收率很高 ； ②產品的純度極高： a) β/γ放射性的裂變產物的去除 ，后處理工廠的總去污系數往往高達106－108； b) 鈾、钚產品的分離，用分離系數β（指兩種物質在分離前原料中含量的比值與分離后產品中含量的比值之比）來表征，一般在104－106量級； c) 化學雜質的去除，產品必須達到核級純度，即所有化學雜質的中子吸收截面最多只能相當于含10B 8106的中子吸收截面。 ③遠距離操作與控制 ④十分嚴格的安全要求,《核安全綜合知識》,乏燃料貯存、運輸與后處理 后處理工藝過程簡介 依據后處理工藝是否涉及水介質可分為水法和干法兩類。水法分離過程曾用過的沉淀法和離子交換法均已遭淘汰，而改為溶劑萃取法。干法中又有高溫冶金法、高溫化學法和氟化揮發法三種。 (1) 首端過程 ； 將乏燃料制備成可供溶劑萃取分離用的料液的過程。先將LWR的燃料組件集束剪切成能暴露出兩端芯體的5cm左右長的元件小段，掉落到溶解器的吊籃中。這一套機械剪切系統技術復雜，造價高昂，須布置在大型屏蔽熱室中，用遠距離操作和維修方式，還要解決剪切粉末回收、防止鋯屑自燃及氣溶膠處理等問題 ； 然后，往溶解器中加入硝酸，與元件芯體在稍低于沸點的溫度下發生化學反應使其溶解，而元件包殼則不起作用。溶解結束后，將包殼作為廢物處理。對于以鋁合金作包殼、以鋁（或鎂）與富集鈾金屬彌散體為芯體的研究堆輻照燃料，也可用硝酸一次性予以溶解。無核臨界限制的溶解器常為鍋式且分批操作；而須考慮核臨界安全的連續溶解器為幾何安全或幾何良好的圓柱狀。 溶解產品液首先經過過濾或靠離心的作用以除去其中極細微的不溶性顆粒。澄清所得料液還要加入化學試劑來調節鈾濃度、酸度和镎、钚的化學價態，最終制成合格的溶劑萃取料液。,《核安全綜合知識》,乏燃料貯存、運輸與后處理 后處理工藝過程簡介 ⑵ 溶劑萃取過程 ； 用與水基本不相互溶的有機溶劑從水相中選擇性地提取某種物質，使之與其余雜質分離的過程稱為溶劑萃取法。有機溶劑應具有選擇性好、化學穩定性和輻照穩定性好、與水相有一定的密度差而粘度較低、價格低廉且可回收以及毒性小、著火點高等特點。TBP（磷酸三丁酯）是最適宜的萃取劑，使用時通常用稀釋劑（如煤油）配制成30%（體積比）的濃度； TBP萃取鈾、钚是通過生成絡合物實現的，能較好地被萃取的只有UO2(NO3)2和Pu(NO3)4兩種形態，而Ⅲ價狀態的钚和絕大部分的裂變產物及其他超鈾元素（如镎、镅、鋦等）均難以被萃取，因而可實現它們之間的分離。 (3) 尾端過程 指由溶劑萃取獲得的鈾和钚的硝酸鹽溶液轉化成固體產品的過程。往硝酸钚溶液中加入草酸溶液，即生成草酸钚沉淀，經過濾、洗滌、煅燒得二氧化钚產品。在流化床設備中直接將硝酸鈾酰溶液脫硝即轉化成UO3產品。,《核安全綜合知識》,放射性廢物管理與核設施退役 核燃料循環各個環節、核技術應用、核設施退役及相關的研究活動都會產生放射性廢物。放射性廢物是含有放射性核素或被放射性核素所污染，其活度或濃度大于規定的清潔解控水平的廢棄物。按照國際原子能機構規定的放射性法廢物管理九條基本原則，放射性廢物管理應確保保護人類健康，保護環境，保護后代, 不給后代留下不適當負擔，實現廢物最少化等 ； 廢物最少化是把放射性廢物的量和活度減少到可合理達到的低的水平。這包括從核設施設計到退役的各個階段，減少廢物的產生，進行再利用和再循環，對一次廢物和二次廢物做適當處理等各種措施 。 放射性廢物處理 放射性廢物管理是與廢物分揀、分類、預處理、處理、整備、貯存、運輸和處置相關的各種行政與技術活動。 廢物預處理是廢物處理前進行的一種或全部操作 。 廢物整備是為了形成適于裝卸、運輸、貯存和處置的貨包而進行的操作。 放射性廢氣是含有放射性核素的氣載流出物。根據放射性水平不同，放射性廢氣應作不同凈化處理，檢測達到合格水平后排放。 放射性廢液是以液態形式存在的放射性廢物。 放射性固體廢物是以固態形式存在的放射性廢物 。,《核安全綜合知識》,放射性廢物管理與核設施退役 放射性廢物的另一種重要分類, 是根據放射性水平所作的分類，即： 低放廢物 放射性核素的含量或濃度較低，在正常操作和運輸過程中通常不需要屏蔽的廢物。 中放廢物 放射性核素的含量或濃度及釋熱量雖然均低于高放廢物，但在正常操作和運輸過程中需要采取適當屏蔽防護措施的廢物。 高放廢物 指乏燃料后處理第一溶劑萃取循環產生的含有錒系元素和大部分裂變產物的高放廢液及其固化體；被認定作為廢物的乏燃料；或其他有相似放射性特性的廢物。 α廢物 含半衰期大于30a的α發射體，其α放射性活度濃度在單個包裝中大于4106 Bq/kg（對于近地表處置設施，多個包裝的平均α活度大于4105 Bq/kg）的廢物。 極低放廢物 放射性水平極低，經審管部門批準, 可像一般廢物處置在不專為放射性廢物而設計的處置設施中的放射性廢物 免管廢物 按照豁免原則可以免除審管控制的廢物。,《核安全綜合知識》,放射性廢物管理與核設施退役 此外，放射性廢物還有許多其它分類法，例如常見到的一些名稱：工藝廢物，二次廢物等。 工藝廢物是指工藝過程所產生的廢物，例如：核電站產生的含硼廢物、廢樹脂、設備排污水等。 二次廢物是指廢物處理過程中產生的廢物。 放射性氣溶膠是放射性核素的微小的固體粒子或液滴在空氣或其它氣體中形成的分散系。 其他名稱： 廢氣處理 、碘過濾器 、衰變箱 、滯留床 、放射性廢液 、過濾 、蒸發 、離子交換 、減容處理 (焚燒 、壓實 )、固定 ； 固化 (水泥固化 、瀝青固化 、塑料固化 、玻璃固化 )、焦耳加熱陶瓷電熔爐 、冷坩堝熔爐 、人造巖石固化 ； 廢物包容量 、游離液體 、抗壓強度 、耐久性 、浸出率 、輻照穩定性 、生物降解 、黃相 ； 廢物容器應具有穩定、堅實、耐熱、耐輻照性及散熱好等特性，滿足裝卸、運輸和貯存的要求 。 為方便搬運、運輸、貯存或處置作業，廢物貨包分為：特殊貨包； 工業貨包； A型貨包；B型貨包。 用于貯存高放廢液的槽罐，應有攪拌、冷卻、防爆、排氣、監測液位和報警等措施。,《核安全綜合知識》,放射性廢物管理與核設施退役 放射性廢物處置 放射性廢氣、廢液和固體廢物，經過預處理、處理和整備，以兩種方式進入終態： (1)大體積廢氣和廢液向大氣或水體排放； (2)濃集在小體積中的放射性核素，形成放射性固體廢物，或者作近地表處置(低中放固體廢物) 或者作地質處置(高放廢物、α廢物和長壽命低中放廢物)。 對于放射性廢物的處置，必須執行由審管部門制定或經審管部門批準的廢物接收標準, 包括：廢物活度、核素種類、廢物體和廢物包的要求等 。 為確定處置場（庫）址的適用性， 應評價其長期安全性， 進行水文、地質、地震、巖性、氣候、氣象及地球化學等各項調查活動。 處置場是用于處置廢物的設施，分為近地表處置場、地質處置庫等。 近地表處置 、地質處置 、水力壓裂 、工程屏障 ； 地質處置(近場、遠場) 、生物圈 、放射性核素遷移 、環境影響評價、主動控制 、被動控制 、自然類比研究 、分離—嬗變 ； 環境影響評價指評價處置庫對自然、生態、文化、社會和經濟的影響。 自然類比研究是對與處置系統特征類似的自然現象或人造古物進行研究。 分離—嬗變技術是將高放廢物中的次錒系元素、長壽命裂變產物和長壽命活化產物分離出來，制成燃料元件或靶件置于反應堆內輻照， 或將靶件放到加速器上去轟擊散裂，使之轉變成短壽命核素或穩定元素，以降低高放廢物地質處置的負擔和長期危險性，并可更好地利用核燃料資源。,《核安全綜合知識》,放射性廢物管理與核設施退役 核設施的退役 退役是核設施使用期滿或因其它原因停止服役后所采取的行動，以便使工作人員和公眾以及環境不受放射性和非放射性的危害，場址可以開放并再利用。 退役策略分為立即拆除、延緩拆除和就地埋葬等三種形式。 退役要對核設施作源項調查，要作去污、切割解體和拆除，要對污染土壤和建筑物作清污。 源項調查是查清放射性污染物的數量，掌握放射性核素的種類和數量以及污染的分布。調查方法包括文檔調查（包括與當事人談話）、物料衡算和現場檢測等方式。 去污指去除或降低放射性污染。去污是退役活動不可缺少的措施，人們常把去污和退役聯系在一起，稱為D amp。 D（Decontamination and Decommissioning）。 去污率是去污除去的放射性占去污前污染的放射性的份數。 去污因子是去污前放射性活度與去污后放射性活度之比，常用DF來表示。 放射性污染分為附著性污染、弱固定性污染和強固定性污染。退役核設施的污染一般為強固定性污染。 熱點指放射性污染區域中遠高于平均污染水平的部分。 去污方法很多，可分為機械—物理法、化學法、熔煉法、生物法等。 切割解體有手工操作、遠距離操作和遙控操作等方式。 經檢測達到審管部門規定水平的物料可以再循環或再利用；達到解控水平的建筑物可再利用或拆毀。 核設施退役達到審管要求后，場址和建筑物可以有限制或無限制的開放或使用。,《核安全綜合知識》,放射性廢物管理與核設施退役 放射性廢物管理與核設施退役的核安全問題 放射性廢物是一種電離輻射源和環境污染源。放射性廢物安全管理除遵循一般有毒、有害物質的管理要求外，還要遵循電離輻射源的管理要求，執行輻射防護三原則，即實踐正當性、輻射防護最優化和個人劑量限值。 放射性廢物管理以安全為核心，處置為目標，以優化方式實行全