放射性廢物處理
- 作者： 來源：江蘇新純江環(huán)保工程有限公司 時(shí)間：2017/8/3 點(diǎn)擊：2147
為了安全和經(jīng)濟(jì)地進(jìn)行放射性廢物最終處置而預(yù)先進(jìn)行的改變放射性廢物的物理和化學(xué)狀態(tài)的操作過程，包括收集、濃縮、固化、貯存以及廢物的轉(zhuǎn)運(yùn)等。
放射性廢物在處理過程中有時(shí)還會產(chǎn)生新的廢物，這種新產(chǎn)生的廢物被稱為二次廢物。例如處理放射性廢液時(shí)，往往需要用絮凝沉淀、離子交換等方法多次處理，比活度（見活度）才能達(dá)到允許排放的水平，而處理過程中產(chǎn)生的泥漿沉淀、廢樹脂等都是帶有放射性的二次廢物。這些廢物仍需要進(jìn)一步處理(見放射性廢物固化)。
放射性廢物的處理效果通常用去污系數(shù)和減容比表示。由于放射性只能靠放射性核素自身衰變而減弱，放射性廢物處理的過程，實(shí)質(zhì)上只是將放射性廢物分成兩部分的過程，一部分體積小但集中了原始廢物中絕大部分放射性物質(zhì)，另一部分體積大但比活度（或放射性濃度）很低。后一部分的處理目標(biāo)是使放射性達(dá)到允許標(biāo)準(zhǔn)，從而在下一步可作一般廢物對待，其處理效果常用去污系數(shù)衡量。去污系數(shù)也稱凈化系數(shù)，其定義是處理前后廢物的比活度（或放射性濃度）之比。對前一部分而言，由于其處理目標(biāo)是盡量減小體積，以利于最終處置，其處理效果常用減容比衡量。減容比也稱減容系數(shù)，其定義是處理前后廢物體積之比。減容比通常多指固體廢物經(jīng)壓縮處理或液體廢物經(jīng)固化處理前后體積之比。
放射性廢物的收集 應(yīng)在各種放射性廢物的產(chǎn)生場所就地分類收集，以不同的接受方式和輸送設(shè)備將各種廢物分門別類集中到暫時(shí)貯存設(shè)施中。分類收集是為了便于用不同的方法分別進(jìn)行處理和處置。通常首先將廢物按其物理狀態(tài)分成液體、固體和氣體廢物，還可進(jìn)一步按廢物比活度(或放射性濃度)分成高、中、低放射性水平的廢物，簡稱高、中、低放廢物。對某些特殊放射性核素也應(yīng)單獨(dú)分類收集，如含氚廢物、超鈾廢物（見超鈾元素）等。對固體廢物還可劃分為可燃廢物、不可燃廢物、可壓縮廢物等。
放射性廢物的減容對放射性廢液采用濃縮減容，有絮凝沉淀、離子交換、吸附、蒸發(fā)等方法。根據(jù)廢液的比活度、化學(xué)組成、廢液量和處理要求可選用一種方法或幾種方法聯(lián)合使用。一般情況下，蒸發(fā)法、離子交換法和絮凝沉淀法處理放射性廢液的去污系數(shù)分別可達(dá)10 ～10 、10～10 和10～10 [kg2] 處理后原始廢液中的放射性核素則濃集在小量的蒸發(fā)殘?jiān)�、廢樹脂和沉淀泥漿內(nèi)。對固體廢物的減容一般采用焚燒或壓縮處理�？扇紡U物經(jīng)焚繞后減容比可達(dá)40～100;不可燃的廢物采用切割和壓縮減容，減容比可達(dá)2～10。
放射性廢物的固化
為了安全貯存，減少對環(huán)境的污染，須將放射性廢液或其濃縮物轉(zhuǎn)化為固體。放射性廢物固化的基本要求是:固化體的物理化學(xué)性能穩(wěn)定,有足夠的機(jī)械強(qiáng)度，減容比大，在水中的浸出率低；操作過程簡單易行，處理費(fèi)用低等。針對不同類型的廢物可采用不同的固化方法，其中水泥固化、瀝青固化、塑料固化和玻璃固化等已實(shí)際應(yīng)用。
放射性廢物的貯存
未經(jīng)固化處理的放射性廢液和濃縮物以及尚未選定最終處置方案的固化體等放射性廢物，都應(yīng)在固定地點(diǎn)貯存在專用的容器中，貯存過程中要注意安全，不能使放射性廢物泄漏。對各種比活度的廢物要求使用不同的貯罐。如貯存堿性中、低放廢液時(shí)一般采用碳鋼貯罐；貯存酸性高放廢液時(shí)須用雙層不銹鋼罐。對貯存比活度高、釋熱量大的高放廢液的貯罐有特別嚴(yán)格的要求：材料要耐腐蝕，結(jié)構(gòu)要牢固可靠，設(shè)有通風(fēng)散熱裝置、檢漏系統(tǒng)和料液轉(zhuǎn)運(yùn)裝置等，并須進(jìn)行監(jiān)測。
放射性廢物的轉(zhuǎn)運(yùn) 放射性廢物轉(zhuǎn)運(yùn)的關(guān)鍵是廢物的包裝容器，事先要做好安全檢驗(yàn)，對容器的強(qiáng)度、屏蔽防護(hù)、密封系統(tǒng)、包裝的標(biāo)志等都有嚴(yán)格的規(guī)定。要求做到安全運(yùn)輸，防止發(fā)生火災(zāi)、容器顛覆及包裝破損而使放射性廢物泄漏，污染環(huán)境。
放射性廢物的分離回收 20世紀(jì)40年代末就開始了從高放廢液中分離回收裂變產(chǎn)物核素的研究。50年代末到60年代初，一些國家建立了分離回收裂變產(chǎn)物核素的中間工廠。分離工藝由早期的沉淀－萃取法發(fā)展為以溶劑萃取和離子交換等法（特別是無機(jī)離子交換材料）為主的流程。溶劑萃取法和離子交換法比沉淀法具有較高的回收率和較好的分離凈化效果，并且便于大規(guī)模的連續(xù)操作和遠(yuǎn)距離控制。
鍶 較成熟的、用于生產(chǎn)的鍶分離提取工藝流程，是用有機(jī)萃取劑二（2－乙基己基）磷酸(hdehp)在酸性條件下從高放廢液中萃取，或用離子交換置換色譜法分離回收鍶。
銫 期對高放廢液中的銫曾用沉淀－萃取分離工藝，但有機(jī)萃取劑的耐輻照性能不夠理想。用無機(jī)離子交換材料如沸石、磷酸鋯等從高放廢液中分離提取銫的工藝流程，具有回收成本低、材料耐輻照性能好的優(yōu)點(diǎn)。
钷 從高放廢液中分離回收钷的工藝流程是用hdehp萃取分離出稀土核素和超鈾核素，再用離子交換置換色譜法從稀土核素中分離出钷。
貴金屬 主要采用離子交換法從中性或堿性高放廢液中吸附锝、銠、鈀等，然后再以不同的淋洗劑分別回收它們。
超鈾核素 高放廢液中的镎 237可用萃取法或離子交換法分離提取。分離镅和鋦等核素時(shí)，可在低酸條件下（ph為1～2）用hdehp與稀土核素共萃取,然后再用萃取法或離子交換置換色譜法與稀土核素分離。
放射性廢物處理是放射性廢物管理的重要措施。選擇處理方法應(yīng)根據(jù)技術(shù)可行、經(jīng)濟(jì)合理和規(guī)范許可而定。處理過程要防止環(huán)境污染，盡量減少二次廢物的產(chǎn)生量。此外，對放射性廢物應(yīng)積極開展綜合利用
