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7核燃料循环及核废物处置_图文

核燃料循环及核废物处置
韩奎华

hkh@sdu.edu.cn
山东大学能源与动力工程学院 2010年5月

第七章

核燃料循环及核废物处置
? 7.1核燃料循环体系 ? 7.2核燃料循环前端 ? 7.3核燃料循环后端 ? 7.4核废物分类与来源 ? 7.5核废物的管理与处置 ? 7.6中国核废物处置进展

核燃料循环 Nuclear Fuel Cycle

7.1核燃料循环体系
Nuclear Fuel Cycle

前端

后端

Nuclear Fuel Cycle

核燃料循环系统
? ? ? ? ? ? ? 铀矿石开采和冶炼 铀转化 铀同位素浓缩 核燃料元件制造 核电站 乏燃料后处理 废物处理

前端

后端

核燃料的制造
冶炼 转化

矿石

黄饼

六氟化铀

浓缩

组装

烧结

芯块 组件

7.2 核燃料循环前端
? ? ? ? 世界铀资源 铀矿地质勘查 铀矿石开采和选冶 Mining 铀水冶
Uranium Ore Processing

? 铀化合物的转化
Conversion (UO2, UO3, UF4, UF6, U3O8, U)

? 铀的浓缩 Uranium Enrichment ? 核燃料元件制造
Fuel Fabrication (AGR, FBR, GCR, LWR, MAGNOX, MOX, PHWR, RBMK, Pellets)

世界铀资源
? ? ? ? 勘定储量:5Mt 推测储量:25Mt 包括海水中的铀:25Gt 世界上重要的铀矿资源国家
? ? ? ? ? 澳大利亚44% 哈萨克斯坦20% 加拿大18% 南非8% 美国、独联体、刚果、尼日利亚等

? 我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀

世界铀资源分布
加拿大 哈萨克斯坦

美国

价格

南非

澳大利亚

世界铀资源用于反应堆的产能效率
用于热中子反应堆

天然铀资源
勘定储量:5Mt 推测储量:25Mt 包括海水中的铀:25Gt
1t天然铀的产能值(MWd/t) 折算为标准煤吨数

不回收核 燃料

回收核燃料 并复用钚

复用钚

用于快中 子反应堆

81 405 40500 5500* 16225

118 590 59000 8000 * 23600

236 1180 11800 16000 *

8850 44250 442500 600000

按能值折算为标准煤单位:Gt标准煤
*: 分离工厂贫铀中U-235含量取0.2%

47200 1770000

铀矿地质勘查
? 地位和作用 ? 不属于核燃料循环 ? 提供铀矿储量信息 ? 铀矿种类和价值 ? 已发现170多种铀矿床及含铀矿物 ? 具有实际开采价值只有14-18% ? 一般铀含量0.1-0.3%, 水银的50倍,黄金的1000倍 ? 最高的含量21%,加拿大 ? 主要在花岗岩中 ? 影响铀矿床工业的主要因素 ? 矿石品位 ? 矿床储量 ? 开采条件 ? 普查勘探工作程序 ? 区域地质调查、普查和详查、揭露评价、勘探等 ? 地形测量、地质填图、原始资料编录等 ? 我国需要5年以上的时间

铀矿地质勘查

铀矿 野外勘探 遥感合成图

铀矿地质勘探
? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?

核工业地质局 核工业北京地质研究院 核工业航测遥感中心 核工业西北地质局二O八大队 核工业地质局二一六大队 核工业东北地质局二四三大队 核工业西北地质局二O三研究所 核工业中南地质局二三O研究所 核工业东北地质局二四O研究所 核工业华东地质局二七O研究所 核工业西南地质局二八O研究所 核工业华南地质局二九O研究所

核工业总公司

铀矿石
? 种类 ? 沥青铀矿 ? 钾钒铀矿 ? 铀含量 ? 铀矿石平均含铀品位为:0.15% ? 富矿:>0.4% ? 储量测量 ? 航空测量 铀矿石 ? ?谱仪 ? 铀储量 ? 探明储量:经过地质勘探,计算分析,得到的具体储量 ? 预测储量:铀的矿床、矿田和成矿区域中比较有利的地区,根 据这些地区的成矿条件推算出来的

铀矿石
放大10000倍

铀矿

中国第一块铀矿石

我国的铀资源
? 中国是铀矿资源不甚丰富 ? 我国铀矿探明储量居世界第10位之后,不能适应发 展核电的长远需要 ? 矿床规模以中小为主 ? 矿石品位偏低
? 一般在千分之一含量就要开采,成本较高 ? 开发堆浸、地浸技术,可降低成本

? 我国逐步发现了花岗岩型38%、火山岩型22% 、砂岩 型19.5%和碳硅泥岩型16%四大类型的铀矿床
? 北方铀矿区以火山岩型、砂岩型为主?地浸 ? 南方铀矿区以花岗岩型为主?堆浸

我国铀矿分布图

新疆 河北

陕西

江西
湖南 云南 广西 广东

浙江

我国的铀矿分布
? 已探明的铀矿 ? 大小铀矿床(田)200多个 ? 矿床以中小型为主 ? 主要分布 ? 江西、广东、湖南、广西,以及新疆、辽宁、云南、河北、内 蒙 古、浙江、甘肃等省(区) ? 主要的铀矿床 ? 相山铀矿田、郴县铀矿床、下庄铀矿田、产子坪铀矿田、青龙 铀矿田、腾冲铀矿床、桃山铀矿床、小丘源铀矿床、黄村铀矿 床、连山关铀矿床、蓝田铀矿床、若尔盖铀矿床、芨岭铀矿床、 伊犁铀矿床、白杨河铀矿床 ? 已经建成和新建的厂矿 ? 衡阳铀矿、郴州铀矿、大浦街铀矿、上饶铀矿、抚州铀矿、乐 安铀矿、翁源铀矿、衢州铀矿、澜河铀矿、仁化铀矿、本溪铀 矿、蓝田铀矿、伊犁铀矿等

铀矿石开采
? 地位和作用 ? 从地下矿床中开采出工业品位的铀矿石 ? 或将铀经化学溶浸,生产出液体铀化合物 ? 铀的开采 ? 露天开采:露天出入沟
? ? ? ? 用于埋藏较浅的矿体 方法剥离表土和覆盖岩石,使矿石出露,然后进行采矿 穿孔爆破、采装、运输和排土 机械化程度高、生产能力大、生产成本低、劳动条件好

? 地下开采:井巷掘进
? 用于埋藏较深的矿体 ? 凿岩爆破 ? 井巷工程:决定了矿山基建时间

? 原地浸出(地浸)
? 通过地表钻孔将化学反应剂注入矿带,通过化学反应选择性地溶 解矿石中的铀,并将浸出液提取出地表 ? 具有生产成本低,劳动强度小 ? 仅适用于具有一定地质、水文地质条件的矿床(砂岩型)

湖南彬州放射性选矿厂

特点 ? 中国第一个铀矿 ? 选矿厂位于矿附近 ?苏联技术 ? 建于1960年 ? 磁选分离

铀矿石的加工-冶炼
Uranium Ore Processing
? 铀含量 ? 铀矿石中的铀含量只有千分之二
? 铀矿石平均含铀品位为:0.15% ? 富矿:>0.4%

? 铀的矿冶工艺 ? 从铀矿中提取、浓缩、纯化精制天然铀产品的过程 ? 提炼方式 ? 铀的选矿
? 重力选矿、磁选选矿、放射性选矿

? 铀的水冶
? 将铀溶解的化学反应过程(用酸或碱的水溶液)

? 铀的纯化

? 从纯净的溶液中提取铀(浓缩和纯化使铀和杂质分开)?达到较高 和核纯级要求的产品 (天然铀)

? 产品 ? 固态铀化学浓缩物
? 铀水冶 ? 重铀酸铵(黄饼)、三碳酸铀铵 ? 纯化精制 ? 核纯度的铀氧化物( U O 黄饼)

铀矿开采与矿冶
铀矿开采 从铀矿中提取、浓缩、纯化精制天然铀产品

铀矿开采

浸出

提铀

核纯铀

形态

矿石

矿浆

粉末

陶瓷等 75%

铀含量

0.1%~0.2%

40%~70%

我国的铀矿开采和矿石提炼能力
? 中国有几十座矿山、铀水冶厂、铀开采联合企业 ? 中国的铀处理厂在矿山附近。主要在
? 广东、江西、湖南等

? 据IAEA信息,中国有1200tU/y的冶炼能力 ? 正在运行的矿石处理工厂
? 衡阳铀水冶厂,414厂,后改为272厂 (1000t/y) ? 抚州 hengjian铀水冶厂 (200t/y)

? 两个关闭
? xx ? 伊宁(新疆)

我国铀矿采冶企业
? ? ? ? ? ? ? ? ? ?

中核金原铀业有限公司 核工业第四研究设计院 核工业北京化工冶金研究院 核工业江西矿冶局 核工业湖南矿冶局 核工业广东矿冶局 核工业甘肃矿冶局 核工业新疆矿冶局 核工业云南矿冶公司 属地化以后,核工业集团另外保留了8个矿(负责采矿) 和1个工厂(衡阳272厂,承担铀的水冶任务)。

核工业总公司

我国铀矿石杂质分离的生产方式
? 堆浸
? 矿石开采后运至处理厂(mill)浸出 ? 主要以北方可地浸砂岩型矿床为主(新疆、东 北、内,蒙古地区)

? 地浸
? 直接在矿井中浸出 ? 以南方硬岩为主

堆浸提铀

矿石浸出
? 目的 ? 在一定的工艺条件下,借助于一些化学溶剂 或其它手段,将矿石中有价值的组份,选择 性地浸出或者浸取 浸出方式 ? 地浸 in situ leaching ? 直接在矿中浸出溶液的方式 ? 堆浸heap leaching ? 在矿地将矿石堆在一起,用溶液浸出的 方式 ? 原地爆破浸出工艺 ? 先将矿石原地爆破破碎后浸出的方式 ? 搅拌浸出(池浸) ? 将矿石运至水冶厂,在专用搅拌浸出池 中进行的方式 浸出液 ? 酸法:硫酸 ? 碱法:碳酸钠、碳酸氨、碳酸氢钠等 ? 细菌浸出法:将矿石中的硫化物变成硫酸 ? 浸出时间:3~10h, 几十小时不等 ? 浸出率:85%~97%(搅拌浸出), 5%~15%(堆浸) 浸出的矿浆 ? 经固液分离得到含铀的清液或稀矿浆
矿石

?

?

堆浸

黄饼

?

池浸

铀的提取和沉淀产出
? 目的
? 将浸出液中的铀与杂质分离 ? 使铀得到部分浓缩 ? 提取和沉淀方式 ? 离子交换法 ? 溶液萃取法 ? 加入沉淀剂使铀化学浓缩物沉淀 ? 将沉淀物洗涤、压滤、干燥 ? 原料 ? 含铀矿浆 ? 产品 ? 铀化学浓缩物(黄饼)
? 重铀酸钠 ? 重铀酸氨
黄饼yellow cake

? 含铀量40%~70% ? 仍含大量杂质

湖南衡阳铀水冶厂
? ? ? ? ? ? 中国第一座且最大的大型铀水冶纯化厂 又名414厂、272厂 建于1958年 容量:1100tU/y,正常产量:500tU/y 用 A/IX (acid leaching/ion exchange)处理方法,磁选分离 产品: U308 product

矿浆浓密池
浸出

磨矿
矿石准备

江西抚州铀矿和铀矿加工厂
? ? ? ? ? 中国两大铀矿之一 Hengjian铀矿加工厂 建于1976年 产品: U308 product 用 A/IX (acid leaching/ion exchange)处理方法, 磁选分离 ? 容量:200tU/y,正常产量:300tU/y

铀的精制
? 目的 ? 精制盐过程,生成核纯度的铀 铀精制厂 ? 转化成易于氢氟化的铀氧化物 ? 精制方式 ? 离子交换法 ? 溶液萃取法 ? 分布结晶法 ? 原料 ? 铀化学浓缩物(重铀酸钠、重铀酸氨) ? 产品 ? 铀氧化物(U3O8、UO2等)、四氟化铀(UF4)等 ? 煅烧 ? 制取U3O8或UO2陶瓷

铀水冶产品--黄饼
? 水冶后的固态铀化学浓缩物 ? 重铀酸铵,黄饼 ? 精制后的铀氧化物产品 ? U3O8,黄饼 ? UF4 ? 天然铀的原料 ? 直接上国际市场 ? 国际价格 ? 20~100$/kg U3O8

yellow cake

铀转换 conversion
将水冶产品铀浓缩物中的铀转换成核纯级铀金属或六氟 化物(UF6)的全部物理-化学 过程

黄饼

六氟化铀
铀转化工厂

中国有三座铀转化厂,主要集中在中国的西北地区
即将建成在四零四厂的中国最大的集中铀转化厂,是我国规模 最大的六氟化铀生产厂

铀化合物的转化
? 铀的多形态化合物
? 铀氧化物、碳化铀、氮化铀、氢化铀、卤化物、六氟化 物 ? 热中子堆燃料常见:铀的氧化物、铀的卤化物

? 铀化合物转换
? 将水冶产品铀浓缩物中的铀转换成核纯级铀金属或六氟 化物的全部物理-化学过程

? 核纯标准
? 以硼当量的百万分之几的基准计算 ? 当核燃料中有俘获中子的“杂质”时,将会降低核燃料 的效能

铀浓缩 enrichment
U235

天然铀 (0.7%U235)

低浓缩铀 (3~5%U235)

铀-235同位素的浓度 天然铀:0.712%(CANDU)

铀浓缩

铀浓缩 --同位素分离

浓缩铀:2(轻水堆)~10%,低浓缩铀、高浓缩铀
贫料铀:0.2%(未料)

铀同位素分离扩散机群
Gaseous diffusion

铀同位素离心级联
Ultracentrifugation

日本的浓缩厂

青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附

铀同位素分离扩散机群 Gaseous diffusion

铀的浓缩
? 用于大多数核电站 ? 动力反应堆铀燃料的主要形式:UO2 ? 铀-235同位素的浓度 ? 天然铀:0.712%(CANDU) ? 浓缩铀:2(轻水堆)~10%,低浓缩铀、高浓缩铀 ? 贫料铀:0.2%(未料) ? 因为同位素有几乎相同的化学特性,不易用化学分离 ? 铀的浓缩是精炼油的物理过程 ? 利用微小质量差分离U238和U235 ? 需首先将氧化物转换成六氟化铀气体:UF6 ? 浓缩厂的最终产品为UF6

铀的浓缩方法
? 气体扩散法 ? 最成功、最经典的方法 ? 轻同位素气态时移动较快,通过多孔分离膜 抽取,如3%浓、0.2%贫,需要3900级 ? 美国、法国等使用 气体离心法 ? 通过重力和离心场,重的在外 ? 单位分离功耗电只是气体扩散法的5%,成本 下降了75% ? 日本、欧洲等 气体喷嘴法 ? 高速吹向凹型壁,惯性和离心力使重物近壁 面 激光分离法 ? 利用吸收光的能级不同,用激光进行选择性 的激发,并使其离子化,几乎可以达到同位 素完全分离,是最有希望的分离方法 ? 商业上尚未得到试验验证 ? 美国、日本在研究

?

? ?

世界各地的铀浓缩厂

美国 法国 意大利 西班牙 伊朗

气体扩散法

气体扩散法

英国 德国

燃料元件制造

化工过程(将UF6转化为UO2)?压制过程(陶瓷)?元件 总装?组件组装

燃料芯块
压水堆燃料组件 重水堆燃料组件

核燃料元件制造 fuel fabrication
? 核燃料特性
? 高热导率 ? 抗辐照能力
? 避免肿胀、开裂、蠕变引起的变形

? 化学稳定性
? 防止与冷却剂的化学反应

? ? ? ? ?

高的熔点 易加工的物理、力学性能 低膨胀系数 含较高浓度易裂变物资 不含中子吸收截面大的其它物质

?

核燃料元件制造 燃料元件的种类
? 陶瓷型
? UO2,轻水堆动力反应堆 ? UO2-PuO2,混合燃料(MOX燃料),
液态金属冷却快中子反应堆

? 铀金属(生产裂变Pu-239的堆) ? 弥散型 ? 棒状、板状、球状 ? 制造工艺 ? 准备过程
? 化工过程:将UF6转化为UO2,有干法、湿法,为主要经济过程之一 ? 压制过程:将UO2制成粉末、压制并烧结成芯块,研磨、成品检查 ? 总装:将芯块组合成套,组装成燃料元件

? 元件包壳管和端塞的准备:如检验、探伤、加工、检查、焊接 ? 燃料组件组装用零件的准备、套配:如外壳、管座、定位格架、连 杆 ? 燃料组件的组装,台架检验

我国的核燃料元件制造企业
? 核工业第五研究设计院(核燃料设计) ? 四川宜宾核燃料元件厂(建中化工总公司)
? 主要生产压水堆核电站燃料元件 ? 包括30万、60万、90万、100万千瓦 ? 具备年产200吨燃料组件的能力

? 包头正在建设核燃料元件厂(光华化学工业 公司)
? 主要生产重水CANDU堆核电站燃料元件

全球燃料循环相关设施统计
Status Facility Type
AFR Dry SFS AFR Wet SFS Conversion Enrichment Fuel Fabrication - MOX Fuel Fabrication - U Heavy Water Production Reprocessing U Recovery from Phos. U Ore Processing Zircaloy Tubing Zirconium Alloy In Under Avaiting Stand By Shutdown Planned Operation Construction License 36 37 32 22 10 47 10 12 1 46 14 6 273 35 5 6 14 1 1 1 1 2 4 2 1 10 4 2 7 4 5 2 37 1 1 76 2 34 6 1 2 1 1 1 1 18 8 1 2 49 1 2 23 1 8 16 1 2 1 3 2 2 1 1 1 1 1 1 8 4 3 2 4 3 5 5 2 9 15 3 8 1 50 1 1 95 18 11 2 2 3 4 1 8 4 3 2 Other Cancel. Decommi Decommi Under Deferred ssioning ssioned Study Total 67 43 54 43 33 82 19 60 16 175 17 11 620

Total

?IAEA- IAEA-Nuclear Fuel Cycle Information System (NFCIS) 统计数据 2003

铀价格
? 无公认的国际市场铀价格,铀价格的弹性很大 ? 黄饼(U3O8) ? 20~100$/kg U3O8 (燃油30$~200$/t) ? 一个900MWe的轻水堆核电站每年约需160t天然铀 ? 铀转换 ? 提供六氟化铀状态的金属铀 ? 铀的浓缩 ? 价格在核燃料循环中具有很重要的地位 ? 铀同位素的分离费:分离功的价格 ? 与原料浓度、浓缩铀产品浓度、贫铀浓度有关 ? 贫铀浓度与决定了价格的升降:最优化贫铀浓度,0.2~0.4% ? 燃料元件组件的加工成本 ? 以铀金属重量计算,约300$/kgU。

7.3核燃料循环后端
? 乏燃料回收 Reprocessing
? 将乏燃料中的铀和钚分别提纯出来作为新的核燃料使用
? MOX燃料 ? 再浓缩后利用

? 放射性废物的处理和储存 ? 中间储存 ? 放射性废物的处理
? 固化 ? 深地层压裂技术(中放废物) ? 分离-嬗变法(高放废物最终处理方法)

? 低放废物 ?中放废物 ?高放废物

? 放射性废物的的最终处置
? 地表处置 ? 深地层埋藏处置

? AFR Spent Fuel Storage (Wet or Dry)

乏燃料管理
对乏燃料进行处理,对铀、钚回收,并重返燃料循环

后处理厂检修大厅

机械设备实验大厅

中国第一座动力堆乏燃料元件后处理中间试验厂 (中试工程),兰州404厂
设计能力为日处理100公斤乏燃料

燃料后处理和再循环
乏燃料的处理, spend fuel ? Pool storage, 池内储存 ? Shearing, 切割 ? Dissolution, 分解 ? Vitrification, 玻璃化

法国有三分之一核电站用MOX燃料

MOX燃料:混合铀/钚氧化燃料 Mixed uranium and plutonium Oxides fuel

铀燃料的利用和再处理
乏燃料的成分 ? 裂变产物:3% ? 钚: 1% ? 铀235: 1% ? 铀238: 95%

MOX燃料 ? 混合铀/钚氧化燃料 ? 铀:钚=1:1 再浓缩燃料
? 铀235: ? 铀238: 3% 97%

日本的燃料再处理厂

青森県上北郡六ヶ所村大字尾駮字野附

世界核燃料的再处理工厂

法国

英国
俄罗斯 日本 印度

MOX燃料
天然铀
U235
低浓铀(发电前) 低浓铀(发电后) MOX燃料

Pu239

U238

U238等

FP

核燃料的裂变比例比较
铀燃料堆芯

MOX燃料堆芯






燃耗


燃耗

我国404厂的核燃料处理能力

放射性废物管理

将后处理中产生的高、中、低放射性废物浓缩之后 进行处理和中间储存,最后进行最终处置

西北废物处置场(首期废物容 量为2万立方米)

广东北龙废物处置场 ( 8800立方米,远期规划 容量24万立方米)

? 中国已经建成两座中低放废物处置场 ? 高放废物管理技术也在积极地研究中 ? 中核清原公司负责全国的低、中放固体废物处置场 的选址、设计、建设和运行

核废料的来源和特性
? 核废料是核电站运行所产生的无法再回收使 用,必須丟弃的废弃物 ? 具有很强的辐射性和长效放射性特征
? 有些元素(如钚)其半衰期可达数万年以上, ? 即使是低放射性的核废料,半衰期也有达500到600年的

? 据估计,目前全世界核废料估计有900多吨

放射性废物的处理和处置
? 稀释和弥散入环境
? 低放物

? 浓缩、包容和隔离 ? 废物的分类
? 高水平放射性废物(HLW),4% ? 中等水平的放射性废物(MLW) ? 低水平放射性废物(LLW)

气 态 液 态 固 态

? 废物的处理和处置

低放射性废料的来源
? 核能电厂在维护、除污作业、或运转过程中所产生 受放射性物质污染的
? 废树脂、浓缩液、衣物、手套、工具及废弃的零组件, 设备,或是净化水系统所产生的残渣

? 核能电厂运转寿命终了时
? 各项废弃核设施拆除过程中,所产生之废弃物

? 医疗院所、农业、工业及学术研究单位使用放射性 同位素过程中
? 所产生的废弃物与使用过但仍具相当辐射强度之辐射源

核电厂放射性的来源(1)
? 放射性腐蚀产物 ? 被活化了的结构材料的辐射产物 ? 净化系统废物 ? 被污染物 ? 电厂废弃的零组件 ? 受污染的衣物、手套、工具等 ? 气体废料 ? 冷却水经堆心照射后形成活化气体 ? 废料焚化或熔融处理时产生的气态

残渣

低放废料

废水

腐蚀产物
净化系统
树脂

低放射性废料的处理
? 低阶放射性废料的处理流程
? ? ? ? 废料体积的缩小(减容) 废料的固化 废料的运输 废料的最终处置

? 减容与固化
? 将放射性废料转变为较稳定的 形态 ? 使其所含的放射性核素,无法 自废料中释出

? 最终处置场堆存
? 将包装处理后的放射性废料送 往最终处置场堆存

压缩

放射性废料的固化及装桶
? 放射性废料必须固化 ? 水泥固化方法处理
? 核电厂所产生的硫酸钠浓缩液及粉状树脂与过 滤残渣的处理方法

? 玻璃固化方法处理

装桶

固化

低放物质的固化

气体放射性废料的处理流程

汽体放射性物质的处理

低浓度的液态放射性废料的处理流程

固态放射性废料的減容
? 焚化方式处理
? 可燃性废料 ? 废料的体积可以减少20至25倍

? 压缩方式处理
? 非燃性放射性废料

焚化炉

? 等离子焚化熔融(未来)
? 可将废料体积减少2倍到10倍 ? 熔融所得的熔岩抗压强度大于每平方公分1,000公 斤

固态放射性废料的处理流程

减容中心

装桶

搬运

压缩

处理

放射性废物的运输
核废料运输器械

低放射性废料的运输和储存

低放射性廢料運輸船

贮存场壕沟内废料桶排列情形

可埋设的低放射性废物

低放射性废料的最终处置
最终处置场 ? 避免或减少因地下水等媒 介将放射性核种迁移至人 类生活圈 ? 多重障壁之设计来阻滞放 射性核种的迁移 ? 确保长期置放的过程中, 不致对环境 质量与人类生 活安全造成不良之影响 ? 全球约有73座低放射性废 弃物最终处置场,分属32 个国家

西班牙El Cabril 低放射性废料 最终处置场

美国邦威尔(Barnwell)低放射性废料最终 处置场

最终处置场处置沟

处置作业

? 哥伦比亚市近郊 ? 浅地掩埋方式进行处置
? 废料桶在处置沟内放置定位后, 3呎厚 之砂层覆盖其上,并填满其间之空隙 ? 处置沟全部填满后,其上方再覆盖2呎 之覆盖材质,并以振动压土机压实, 使其压密达到原有体积之90% ? 约一年后,其上再覆盖1呎之表土

已完成处置作业之绿地

法国Centre de l’Aube低放射性废料最终 处置场

最终处置场鸟瞰图

運轉情形

? 位于巴黎东方约200公里之一片 森林中 ? 1981年开始计划执行到1992年正 式启用约花了11年 ? 处置场拥有100万立方公尺容量
設施外觀

日本六个所村低放射性废料最终处置场
最终处置场实景

? 日本青森县上北郡六个所村 ? 第一阶段容量为40,000立方公尺 (约为200,000桶) ? 处置设施规划为40个处置坑(pit), 每一个处置坑为24公尺长、24公 尺宽、6公尺深,划分为16个处置 槽,每一个处置槽分为8层,每层 8列、5行,可容纳320桶废料桶 (每桶55加仑),每一处置坑可容纳 5,120桶。

低放射性废物掩埋工厂(日本)

AECL的乏燃料地面贮存

高放废料的处理
? 乏燃料 ? 三个阶段管理的处理方式
? ? ? ? 厂内燃料池内冷却贮存(一年以上) 再处理或中期贮存(40-70年) 深地层最终处置 即使采用再处理,再处理过程中所产生的高放射性废料 须以玻璃固化方法处理,但亦需进行深地层最终处置

? 厂内燃料池贮存 ? 乏燃料中期贮存
? 采用混凝土护箱∕水平混凝土模块进行干式中期贮存, 一般贮存50年

美国Surry核电厂的干式贮存法

Surry核电厂乏燃料金属贮存

Surry核电厂乏燃料自池中移 至金属贮存罐之作业情形

Surry核电厂乏燃料中期 贮存露天贮存场

核废料的最终处理
? 核废料的最终处理方法
? 海洋处理 ? 陆地处理 ? 多数国家采取的是海洋处理方法,即将核废料 桶投入到选定的海域4000米以下的海底去

废物的储存和运输
废物储存库

检查装置

表面汚染密 度測定

废物运输

低放射性废物管理仓库概略图

低放射性物体的长期存储

在废物体之间充填材料 充填

覆盖

盖土(4m以上)

混凝土(2m以上)

高放废液贮存厂房

Waste Storage Facilities in the United States

Waste storage

Yucca Mountain Project 美国Yucca山核废物处置研究计划

内华达
永久性核废料贮藏所

7.4核废物分类与来源
? 核废物,也称放射性废物,是指任何含有放射性核 素或被其污染的物质,其中放射性核素的浓度或活 度水平超过主管部门确定的豁免值,并且这些物质 在可以预见的将来不再被利用(不包括未处理的乏 燃料)。 ? 分类原则,依据:物理状态、放射性水平、来源及 所含放射性核素的半衰期。如按物理状态不同,可 将核废物分为固体核废物、液体核废物和气载核废 物三类。按放射性水平不同,核废物可被划分为高 放废物、中放废物、和低放废物。

核废物的危害
? 核废物由于具有放射性及放射毒性,进入环 境后可造成大气、水和土壤污染并可能通过 多种途径进入人体。放射性元素产生的电离 辐射能杀死生物体的细胞,妨碍正常的细胞 分裂和再生,并且引起细胞内遗传信息的突 变。受辐射的人在数年或数十年后,可能出 现白血病、恶性肿瘤、白内障、生长发育迟 缓、生育力降低等远期躯体效应;还可能出 现胎儿性别比例变化、先天性畸形、流产、 死产等遗传效应。

表7-1国际原子能机构的核废物分类

核废物的来源

? 热功率1GW的反应 堆,每年换下乏燃料 元件35吨,乏燃料后 处理产生废液15m3。

7.5核废物的管理与处置
? 核废物的管理是指核废物的收集、处理、整备、运 输、贮存和处置所涉及的行政管理和操作上的一切 事项。其中对核废物的收集、分类、化学调制和去 污等,实现核废物流的最佳分配过程称为核废物的 前处理。核废物处理的整备包括将放射性废物转换 成适于进行运输、贮存和处置的形态的相关活动, 包括固定、固化、包装等。核废物的贮存是指核废 物最终处置前在控制条件下的各种形式可回取短期 贮存。核废物的处置是将放射性废物在处置设施中 放置、封闭等项活动。

核废物处置前环节
? ? ? ? ? ? 1 2 3 4 5 6 .放射性废气和废液的净化、浓缩 .放射性固体废物的压缩、焚烧 .放射性废物的固化 .核废物的包装 .核废物的暂存 .核废物的运输

核废物地质处置
? 核废物地质处置的多重屏障体系 ? 在核废物管理中,屏障是指能阻滞或阻止放 射性核素从处置单元迁移到周围环境的工程 设施或天然物质。核废物安全处置的最主要 威胁来自地下水。流动的地下水会将核废物 中的有害放射性核素浸出、扩散、迁移至生 物圈。

? 核废物处置体系功能为: ① 物理屏障作用:限制和阻止 地下水接近、进人废物处置 库;减弱和屏蔽核废物发出 的α 、β 、γ 射线对生态环 境的影响; ② 化学屏障作用: 通过化学作用阻滞放射性核 素向生物圈迁移; ③ 机械屏 障作用:废物容器和回填材 料能安全、稳妥地包容废物, 吸收巨大的地应力(岩石静 压力、地质应力等),为处 置状态的废物体提供机械支 撑。

? ? ? ?

低、中放废液的地下渗滤处置 深井注入处置 水力压裂处置 海洋投弃

低、中放废物的地质处置
陆地浅埋处置
低、中放废物的陆地浅埋 处置是指核废物在地表或 地下,具有防护覆盖层、 有工程屏障或没有工程屏 障的浅埋处置,其埋深一 般不超过 50m 。在美国 从 1944 年开始采用,这 是全世界最早被采用的一 种处置方法。该技术现已 较为成熟,并被世界各国 普遍采用。

废矿井处置 深地质处置 滨海底处置 海岛处置

高放废物的地质处置
? ? ? ? ? ? 深地质处置 废矿井处置 深钻孔处置 岩石熔融处置 深海床处置 核嬗变处理

核嬗变处理
核嬗变过程(nuclear transmutation),即人 工核反应是指原子核受中子、质子、α粒子、重粒 子(例如原子核)等轰击而形成新核 。 高放核废物的嬗变处理过程,利用核反应装置(加 速器、核反应堆、受控热核反应等)使核废物中长 寿命的超铀核素(主要为锕系元素),受中子诱发 火化、裂变生成短寿命同位素或稳定同位素,以此 将高毒性废物转变为低毒性或无毒性核废物。

7.6中国核废物处置进展
? 我国核设施分布广泛,如果将低、中放废物集中处置, 无论从运输的安全性考虑,还是从经济方面考虑都不 适合。中国的废物管理专家们于 1983 年首次提出了 中国低、中放废物处置宜采取“区域处置”的方针。 所谓区域处置场就是在国家统一规划下,全面考虑安 全、经济、技术,及社会诸因素和地理、交通等条件, 尽可能靠近现有或计划的大型核废物处置场。根据 “区域处置”的原则,中国从 1988 年起开始区域性 的低中放废物处置场的选址调查,调查范围集中在甘 肃、广东、浙江、四川等省。位于甘肃省的西北处置 场已于 1999 年 9 月开始试运行,位于广东省的北 龙处置场正处于建造阶段。


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