放射性废物处置

放射性废物是来自放射性物质研究和生产过程中产生的废弃物。这些废物有气体、液体和固体。主要包括：①沾有放射性物质的用品和工具以及试验用的动、植物遗体；②铀矿山的矸石和尾矿；③核电站的放射性废物和乏燃料(核燃料的发电效率降低以后,剩余的高放射性物质称为“乏燃料”)等高放射性废物。

现代核工业的发展,给国防建设和经济建设提供了强大的动力。但同时,在核工业运行的每一步都可能产生永久性废弃物。现以发电量为1GW的压水型反应堆为例,说明从铀矿开采到反应堆发电所产生的放射性废物。

首先,铀矿开采和水冶中将产生的废石、尾矿、废水,其放射性相对低一些；其次在铀矿的湿法转化和氟化及扩散法浓缩过程中会产生低放射性的含²²⁶Ra和²³⁴Th的废液(镭不具有发电能力,所以在进入工厂进行铀的制备前后,镭必须作为“杂质”去除),UO₂燃烧制造中能产生20m³左右的固体废物；在压水堆电站生产中,包括洗衣房去污废水、树脂、过滤器芯子、滤渣和蒸残渣液、控制棒和其他低放固体废物等大约有3300m³的固体和液体废料。但主要核燃料产生的高放射性废料不多,这是因为乏燃料可以通过“后处理”工艺,使乏燃料“再生”,再次投入反应堆发电(见图0-1),这时仅需少量的补充即可提高它的发电效率。最后,在后处理工艺中的脱壳废物、废液等低、中、高放射性废物等也有2000m³以上。

我国现已运行的核电机组14个(见表0-1),现有装机容量达到1.13×10⁸kW在建核电机组26个,将建成核电容量2.87×10⁸kW。预计到2020年后每年将从反应堆卸出1000t乏燃料,其中残余的铀和钚回收后,即为待处理的高放射性废物。这些废物比起煤燃烧生成的粉尘和CO₂及汽油燃烧等生成有害气体来说,它的数量是很少的。

由项目一可知,放射性物质的放射性不受温度、压力、是否为化合物等物理化学条件的制约。也就是说,放射性物质不会像其他污染物那样通过焚烧、净化等普通手段而改变其放射性,尤其是其中的长寿命子体,即使把它烧成熔融体,也不可能改变其放射性。这就为放射性废物处理带来极大的困难。因此放射性废物必须采用专用方法处理。

放射性废物由于来源不同,其组成、性质和放射性水平差别很大。因此,处置和处理方法也应该不同。放射性废物分类没有统一的分类体系,主要考虑放射性比活度或放射性浓度、核素的半衰期及毒性等。我国参照国际上的基本分类原则,制定了GB9133放射性废物分类标准。其中固体废物分为超铀废物和非超铀废物。

(一)中低放射性废物处置

铀矿的开采方式有地下挖掘、露天开采和地下地浸三种。地浸就是将酸性溶液通过钻孔灌入地下溶解铀,再抽出溶液,达到采铀的目的。该方法的优点是成本低,污染主要在地下,应该严格控制灌入地下酸性溶液的数量。露天开采铀矿石剥离的废石量很大,这些废石或多或少都含有放射性物质。对于这些废石的处理办法是就地回填掩埋,然后覆土造田或植树造林。

一般每采出1t矿石,要从地下带出1～6t的矸石。目前我国堆积的铀矿山废石总量约2.8×10⁷t,占地2.5×10⁶m²。这些都属于低放射性废物,含铀量(1～3)×10^－4,比一般土壤高4～6倍；其表面氡的析出率为(7～200)×10^－2Bq/(m²·s),比地面高5～7倍。它们不断向大气排放氡和细粒状颗粒物。根据放射性废物分类标准,这些大多数处于低放射性废物标准的下限,按规定不算放射性废物,但应该作为特殊废弃物妥善保管。即对放射性比活度在(2～7)×10⁴Bq/kg的废石和尾矿应筑坝存放。超过上述放射性水平的应建库保存或回填矿井采空区。其他金属矿产(如锡矿)与放射性矿产共生的矿山废渣、尾矿等也参照上述放射性矿山的废弃物处置办法执行。

我国选矿产生的尾矿累计已有数千万吨。尾矿处置的关键在于尾矿库的选址和尾矿坝的建设,应该保证底不渗漏,坝(堤)不垮塌,不产生灾难性的事故,氡的析出率要低。一般要求稳定期至少保持100a,至少20a不维修,覆盖尾矿后氡的析出率平均不超过0.75Bq/(m²·h),地下水中放射性核素不超过国家规定。并且在其上部覆盖黄土1～1.5m,再植树造林或种草。

放射性研究、应用和生产中的低放射性废物虽然量少但比活度大,尤其是核电站产生的中低放射性废物,包括受污染的废弃设备、化学试剂、树脂、过滤器芯子、防护品及其他杂物等。通常对废液体进行蒸发收取残渣,对固体进行焚烧、压缩缩小体积,然后装入容器进行地下深埋(储存于近地表的土壤层中),称之为地层处理。

地层埋藏固体中低放射性废物地段称为处置场。处置场可以设置若干个单元,每个单元之间是分离的,可以是地上坟堆式或地下壕沟式的,如图7-1所示。要有地表排水系统、渗滤液收集系统、检测井和覆盖层,这些设施均应满足环保要求。

图7-1 低放射性固体废物处置单元剖面图

按照我国《低中放射性固体废物的浅地层处置规定》(GB9132—88)要求,浅地层是指50m深度以上的地层。例如,应在300～500a内,埋藏的放射性物质不向外环境中扩散,对公众个人的年有效剂量当量不大于0.25mSv。

处置场的选择,首先是进行区域地质调查,主要是地质稳定性调查,包括地震的可能性、地质构造、工程地质、水文地质及气象条件和经济、人文社会条件的调查。然后进行试验性测试,确定是否符合建厂要求。

对进入处置场的废物有严格的监督检验。放射性废物半衰期应小于30a；比活度小于3.7×10¹⁰Bq/kg；不产生有毒气体,不腐蚀,不爆炸,包装要有足够的机械强度,符合规定的体积等。

处置场按照设计进行埋藏,达到负荷后进行关闭。处置场在运行和关闭的相当长的时间内都要进行定期的监督、管理,保证环境安全。

(二)高放射性废物的深地质处理

高放射性废物主要是指乏燃料的后处理过程中产生的高放射性废物及其固化体,其中含有99%以上的铀裂变产物和超铀元素。这些元素比活度高、释放热量的能力较强、半衰期长、生物毒性大、成分复杂,处理的思路是必须将这些最危险的废物封闭起来,使之永远与人类的生存环境长期的严格地隔离起来,使其衰变降到无害程度。过去有人提出过多种处置办法,如宇宙处置、冰川处置、深海处置、岩浆熔融处置等；也有人提出分离与嬗变处置,即将高放射性物质中的超铀元素分离出来,送入反应堆或加速器照射,使长寿命的子体和有毒子体分解,降低它的半衰期和毒性以后与短寿命子体一起进行简单处理。以上的这些处理方法都因这样那样的问题而使处理成本太高或不安全。比如太空处理,要把它放在不落回地面的宇宙中,其处理成本必然很高；放在据地面500km以内的低空时,要维持其不落回地面的成本更高,一旦让它落回地面必将造成很大的生态灾难(回到地面时会与空气剧烈摩擦而变为高放射性尘埃)；又如深海处置是否会对海洋生态(鱼类资源)造成损害等也是个很棘手的问题,回旋加速器处理方案成本很高,并且仍不安全。

在国际上普遍被接受的可行性最终处置方案是深地质处置,即把高放射性物质深埋在地下400～1000m的地质体中,使之永远与人类的生存环境隔离。埋藏高放射性废物的地下工程称为高放射性物质处置库。处置库采用多重屏障系统设计。一般废物先用玻璃固化后,装入储存罐中,入库后外面充填缓冲材料(一般采用膨润土)。处置地层主要考虑结构稳定的不透水层,如美国选择凝灰岩,德国选择岩盐,大多数国家选择花岗岩,但比利时因国土面积所限只能选择黏土岩。

处置库的寿命至少要1×10⁴a。这种处置是一个复杂的实施过程。迄今为止,世界范围内尚未建成一座地下处置库。处置库仍然处于研究阶段,主要是进行岩石受热机械性能研究、核素迁移研究、固化体浸出研究等。

我国高放射性深地质处置从1985年开始选址研究,已有近30a时间。这些研究属于未来高科技研究的热门研究,主要进行区域地质调查、水文地质调查和地球物理调查。国家计划在西北地区的花岗岩中建设处置库,很可能选择在沙漠地区的地下,因为这里地广人稀,放在地下1000m处就可以远离人类的生存环境,不会对公众的生存环境造成危害。

我国计划在2015年完成预选,确定地下实验室场址；2035年建设地下实验室,进行现场实验研究,以后择机建设处置库。