1、核动力工程与辐射科学,（上）,匡 波上海交通大学 核科学与工程学院 2012年,第六章 核燃料循环 Nuclear Fuel Cycle,第六章 核燃料循环,6.1 核燃料循环体系 6.2 核燃料循环前端 6.3 堆内燃料循环 6.4 核燃料循环后端, 核工业是一个十分庞大的系统工程，其组成体系包括：铀矿勘探、铀矿开采、铀的提取、燃料元件制造、铀同位素分离、反应堆发电、乏燃料后处理、同位素应用；以及与核工业相关的建筑安装、仪器仪表、设备制造与加工、安全防护及环境保护。,核工业体系,6.1 核燃料循环体系 Nuclear Fuel Cycle,Nuclear Fuel Cycle, 核燃料循环概
2、念的产生是基于反应堆运行的下述两个特点： 核燃料在反应堆中不是一次就完全“燃烧”耗尽的（在热堆中，燃耗通常为1.53%；在快堆中燃耗可达10%）； 反应堆运行中产生次级易裂变核素（反应堆的中子作用于可转换核素238U、232Th，分别产生易裂变核素239Pu、233U)。载于堆内的燃料必须保持（或大于）临界质量，为在一定运行周期内发出额定功率，堆内需留有超过临界质量的易裂变燃料，使反应堆内具有后备反应性。当达到一定燃耗深度，由于燃料消耗以及运行期间产生并积累的毒化效应，待后备反应性接近消失时，虽然燃料中尚有相当数量易裂变材料，也得将其从堆内卸出并换料。换出的乏燃料中含有大量易裂变与可转换核素，
3、需对乏燃料进行化学处理，提取、回收易裂变与可转换核素，去除裂变产物，重新制成可用的燃料元件返回堆内复用。从而形成核燃料循环体系的重要组成部分（后端）。, 对经堆内中子辐照过的铀燃料的这种化学处理，常称为核燃料后处理（Nuclear Fuel Reprocessing），或称核燃料放化后处理。 以区别于核燃料进入反应堆前从铀矿石中提取铀的化学处理过程（即前处理）。 由于乏燃料放射性活度强，裂变产物不断衰变产热，故曾称为热铀处理(Hot Uranium Processing)，或辐照铀处理(Irradiated Uranium Processing)，现习惯称为乏燃料后处理（Spent Fuel
4、Reprocessing）。,核燃料循环体系, 铀矿石开采和冶炼 铀转化 铀同位素浓缩 核燃料元件制造 核电厂（反应堆） 乏燃料后处理 废物处理,核燃料循环及其组成, 核燃料循环是核工业体系中的重要组成部分。所谓核燃料循环是指：核燃料获得、使用、处理、回收利用的全过程。 核燃料循环通常分成两大部分，即前端与后端： 前端包括铀矿开采、矿石加工（选矿、浸出、沉淀等多种工序）、铀的提取、精制、转换、浓缩、元件制造等； 后端包括对反应堆辐照以后的乏燃料元件进行铀钚分离的后处理以及对放射性废物处理、贮存和处置。,6.2 核燃料循环前端, 铀矿地质勘探 铀矿石开采、选冶与 铀化合物的转化 铀的浓缩 Ura
5、nium Enrichment 核燃料元件制造 Fuel Fabrication,核燃料的“诞生”,铀矿地质勘探, 铀是核工业最基本的原料。 铀矿地质勘探的任务是：查明和研究铀矿床形成的地质条件；阐明铀矿床在时间上和空间上分布的规律，运用铀矿床形成和分布规律指导普查勘探，探明地下铀矿资源。 铀资源的分布特点： 铀主要集中分布于地壳中，往地幔、地核分布显著减少。 铀并不稀少，在地壳中平均含量为2.510-4%，即每吨岩石中含有2.5g铀，比砷、钨、钼、锑、汞、银、碘、铋、金等元素的平均含量还要高； 但是，铀的分布极其分散，这是铀资源分布的一个显著特点。, 地壳中的铀，以铀矿物、类质同象（形成含铀
6、矿物）和吸附状态形式存在。 铀的化学性质活泼，易与其他元素化合，所以不存在天然的纯元素。铀矿物主要是形成化合物。目前已发现的铀矿物和含铀矿物有170种以上，其中只有25-30种铀矿物具有实际的开采价值。 铀在自然界中主要以+4价与+6价两种价态化合物形式存在：4价铀的离子特征类似于钍等稀土元素，故常与这些元素共生；6价铀多以铀酰离子【(UO2)2+】形式存在，可与多种络阴离子形成铀酰络合物，或被层状构造矿物所吸附。 铀矿床是铀矿物的堆积体。铀矿床是分散在地壳中的铀元素在各种地质作用下不断集中而成的，也是地壳不断演变的结果。 中国已发现的59种铀矿物中，工业上重要的有：含+4价铀的晶质铀矿（含沥
7、青铀矿）、铀石、钛铀矿等；含+6价铀的硅钙铀矿、钒钙铀矿、钙铀云母、铜铀云母、钾钒铀矿等。,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矿,世界铀资源分布,世界铀资源用于反应堆的产能效率,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%,铀矿地质勘探,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
8、值只有1418%； 一般铀含量0.10.3% ； 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。,野外勘探,遥感合成图,铀矿地质勘探,铀矿,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 核工业西北地质局二三研究所 核工业中南地质局二三研究所 核工业东北地质局二四研究所 核工业华东地质
9、局二七研究所 核工业西南地质局二八研究所 核工业华南地质局二九研究所,中国核工业总公司,铀矿石, 种类 沥青铀矿；钾钒铀矿等 铀含量 铀矿石平均含铀品位为：0.15 富矿： 0.3% 储量测量： 航空测量 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,铀矿石,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
10、成本。 我国逐步发现了花岗岩型38%、火山岩型22% 、砂岩型19.5%，以及碳硅泥岩型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,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
11、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,铀矿石开采和选冶, 铀矿开采的地位和作用 从地下矿床中开采出工业品位的铀矿石(含铀千分之一左右的矿有开采价值)；或将铀经化学溶浸，生产出液体铀化合物。 铀矿的开采 露天开采 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 (目前世界各国大多采用此法) 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，化学采矿） 20
12、世纪70年代中期在美国试验成功，并迅速推广应用； 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,铀矿石的加工选冶, 铀含量 铀矿石中铀含量只有千分之几左右： 铀矿石平均含铀品位为：0.15；富矿： 0.3% 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：
13、酸法、碱法） 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) 冶炼产品：固态铀化学浓缩物 铀水冶： 铀化学浓缩物（黄饼） 纯化精制： 核纯级的铀精制产品（U3O8、重铀酸铵等，易于氢氟化） 还原为金属铀（或转化为UF6）,浸出,铀矿开采,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,提铀,矿石开采,铀的提取,矿石浸出,铀含量,0.1%0.2%,形态,矿石,矿浆,粉末,铀的精制,核纯铀,40%70%,陶瓷等,75%,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： 铀处理厂主要在广东、江西、湖南等
14、地 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）抚州铀水冶厂 （200t/y）等。 两个已关闭。,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）。,中国核工业总公司,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浸出； 主要以北方可地浸砂岩型矿床为主（新疆
15、、东北、内，蒙古地区） 地浸 in situ leaching (ISL) 直接在矿井中浸出； 以南方硬岩为主。,堆浸提铀,目的 在一定工艺条件下，借助一些化学溶剂或其它手段，将矿石中有价值的组份，选择性浸出或者浸取 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：310h，几
16、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,矿石浸出,堆浸,池浸,矿石,黄饼,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 含铀量40%70% 仍含大量杂质！,黄饼 yellow cake,中国第一座且最大的大型铀水冶纯化厂； 又名414厂，后名272厂； 建于1958年； 容量：1100tU/y，正常产量：500tU/y； 用 A/IX
17、 (acid leaching酸法浸出/ion exchange离子交换)处理方法，磁选分离； 产品： U3O8。,湖南衡阳铀水冶厂,磨矿 矿石准备,矿浆浓缩池 浸出,江西抚州铀矿和铀矿加工厂,中国两大铀矿之一 铀矿加工厂建于1976年 产品： U3O8 用 A/IX (acid leaching 酸法浸出/ ion exchange离子交换) 处理方法，磁选分离 容量：200tU/y，正常产量：300tU/y,铀的精制,目的 精制过程，生成核纯度的铀 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
18、、UO2等)、四氟化铀（UF4）等 煅烧 制取U3O8或UO2陶瓷,铀水冶产品-黄饼 yellow cake,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 20100$/kg U3O8,铀转化,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,铀转化工厂,六氟化铀,黄饼,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
19、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,铀的浓缩, 以同位素分离为目的，提高铀-235浓度的处理即为浓缩。 通过浓缩获得满足某些反应堆所要求的铀-235丰度的铀燃料。现代工业上采用的浓缩方法是气体扩散法和离心分离法。浓缩处理是以六氟化铀形式进行。此外，还有激光法、喷嘴法、电磁分离法、化学分离法等。对铀同位素进行分离，使铀-235富集。 分离后余下的尾料，即含铀-235约0.3的贫化铀可作为贫铀弹的材料等,铀浓缩
20、enrichment,天然铀（0.7%U235）,低浓缩铀（35%U235）,U235,铀同位素分离扩散机群 Gaseous diffusion,铀同位素离心级联 Ultracentrifugation,铀浓缩,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 贫铀： 0.2%（末料）,铀浓缩 -同位素分离,日本的浓缩厂,青森県上北郡六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(
21、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
22、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,核燃料元件制造,经过提纯或同位素分离后的铀，还不能直接用作核燃料，还要经过化学，物理、机械加工等复杂而又严格的过程，制成形状和品质各异的燃料元件，才能供各种反应堆作为燃料来使用。这是保证反应堆安全运行的一个关键环节。按组分特征，可分为金属型、陶瓷型和弥散型三种；按几何形状分，有柱状、棒状、环状、板状、条状、球状、棱柱状元件；按反应堆分，有试验堆元件，生产堆元件，动力堆元件（包括核电站用的核燃料组件）。,燃料元件制造,燃料芯块,压水堆燃料组件,重水堆燃料组件,化
23、工过程(将UF6转化为UO2)压制过程(陶瓷)元件总装组件组装,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 含较高浓度易裂变材料 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）， 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，为主要过程之一 压制过程：将UO2制成粉末、压制
24、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,IAEA- IAEA-Nuclear Fuel Cycle Informati
25、on 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） 20100$/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，0.20.4% 燃料元件组件的加工成本 以铀金属重量计算，约300$/kgU。,6.4 核燃料循环后端, 乏燃料的后处理 放射性废物处理与处置,乏燃料的后处理,辐照过
26、的燃料元件从堆内卸出时，无论是否达到设计的燃耗深度，总是含有一定量裂变燃料（包括未分裂和新生的）。回收这些裂变燃料（铀-235，铀-233和钚）以便再制造成新的燃料元件或用做核武器装料，是后处理的主要目的。此外，所产生的超铀元素以及可用作射线源的某些放射性裂变产物（如铯-137，锶-90等）的提取，也有很大的科学和经济价值。 乏燃料后处理具有放射性强，毒性大，有发生临界事故的危险等特点，因而必须采取严格的安全防护措施。,后处理工艺可分下列几个步骤： 冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件包壳，溶解燃料芯块等。 化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将
27、铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。 通过化学转化还原出铀和钚。 通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二氧化钚)。,目前世界各国乏燃料后处理现状, 俄罗斯、法国、英国、日本、印度等国家采用后处理方式，年处理能力分别是400、1650、2710、900、600MTW/a ； 德国、乌克兰、芬兰和西班牙等国已经停止和将停止后处理 ； 美国、加拿大、捷克、罗马尼亚、南非和立陶宛等国直接处置乏燃料，不进行后处理 ； 还有一些国家，如巴西、阿根廷和巴基斯坦等国还没有决定是进行后处理还是直接处理。,放射性废物处理与处置,在核工业生产和核科学研究过程中，会产生一些具有不同程度放射性的
28、固态、液态和气态的废物，简称为“三废”。在放射性废物中，放射性物质的含量很低，但带来的危害较大。由于放射性不受外界条件（如物理、化学、生物方法）的影响，在放射性废物处理过程中，除了靠放射性物质的衰变使其放射性衰减外，无非是将放射性物质从废物中分离出来，使浓集放射性物质的废物体积尽量减小，并改变其存在的状态，以达到安全处置之目的。对“三废”区别不同情况，采取多级净化、去污、压缩减容、焚烧、固化等措施处理、处置。这个过程称为“三废”处理与处置。例如，对放射性废液，根据其放射性水平区分为低、中、高放废液，可采用净化处理、水泥固化或沥青固化、玻璃固化。固化后存放到专用处置场或放入深地层处置库内处置，使
29、其与生物圈隔离。,燃料循环后端-后处理,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） 放射性废物的的最终处置 地表处置（低放） 深地层埋藏处置 AFR Spent Fuel Storage (Wet / Dry),低放废物中放废物高放废物,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,后处理厂检修大厅,机械设备实验大厅,乏燃料管理,对乏燃料进行处
30、理，对铀、钚回收，并重返燃料循环,燃料后处理和再循环,MOX燃料：混合铀/钚氧化燃料 Mixed uranium and plutonium Oxides fuel,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,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: 3铀238： 97,日本的燃料再处理厂,青森県上北郡六所村大字尾駮
31、字野附,世界核燃料的再处理工厂,法国,英国,俄罗斯,印度,日本,MOX燃料,天然铀,低浓铀（发电前）,低浓铀（发电后）,MOX燃料,U235,U238,Pu239,FP,U235、8等,核燃料的裂变比例比较,铀,铀,钚,钚,燃耗,燃耗,铀燃料堆芯,MOX燃料堆芯,我国404厂的核燃料处理能力,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,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,广东北龙废物处置场（ 8800立方米，远期规划容量万立方米）,西北废物
32、处置场（首期废物容量为万立方米）,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） 废物的处理和处置,气态 液态 固态,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
33、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,腐蚀产物,残渣,净化系统,树脂,废水,低放废料,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
34、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,气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 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
35、于每平方公分1,000公斤,焚化炉,固态放射性废料的处理流程,减容中心,压缩,装桶,搬运,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,贮存场壕沟内废料桶排列情形,低放射性廢料運輸船,可埋设的低放射性废物,低放射性废料的最终处置,西班牙El Cabril 低放射性废料最终处置场,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,美国邦威尔(Barnwell)低放射性废料最终处置场,哥伦比亚市近郊 浅
36、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,处置作业,已完成处置作业之绿地,最终处置场处置沟,法国Centre de lAube低放射性废料最终处置场,設施外觀,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,最终处置场鸟瞰图,日本六个所村低放射性废料最终处置场,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,
37、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。,最终处置场实景,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
38、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,盖土(4m以上),混凝土(2m以上),覆盖,充填,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,
