课件：第七章高放废液的固化与分离一嬗变和分离一整备.ppt

放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 高放废液分离发展状况 美国首先研究分离-嬗变，已取得重要进展。 日本的研究 法国的研究 401所1997年开始研究用荚醚萃取分离锕系元素，已用模拟高放废液作流程实验； 清华大学2006年完成了生产堆高放废液全分离流程模拟试验：TRPO去除超铀元素，冠醚除锶，亚铁氰化钛钾除铯等。 清华大学高放废液分离流程试验台架 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 嬗变 通过中子/质子/光子人工核反应，使次锕元素（MA）和长寿命裂变产物核素（LIFP）转变成短寿命核素或稳定元素，以降低或消除高放废物的长期危害性。 （1）反应堆嬗变 热中子堆嬗变 快堆嬗变：一座快堆可消耗掉5座压水堆产生的MA。 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 （2）加速器嬗变 强流质子加速器嬗变：1020中子/(cm2·s) 强流电子加速器嬗变：Er≥10MeV的γ射线（γ，n）反应，诱发光致裂变（γ，f）反应进行嬗变； （3）加速器驱动次临界装置（ADS）嬗变：驱动器－散裂中子源－次临界反应堆 （4）聚变—裂变混合堆嬗变：概念设想阶段 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 嬗变的国际进展 美国洛斯阿拉莫斯国立实验室：计划建一座1.6GeV，125mA直线质子加速器（Pb-Bi靶），可供注5个焚烧靶室，同时嬗变电功率10GW压水堆所产生的废物（包括Pu、MA和LIFP），并提供电功率4200MW； 中国实验快堆（CEFR）：热功率65MW，电功率20MW； 中国先进研究堆（CARR）：热功率60MW 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 分离—整备（P-C技术） 分离：把高放废液分离小体积高放废液（把MA分出来，实现镧锕分离）和大体积低中放废液（把长寿命裂片元素分离出来）两部分。 整备： 超铀元素玻璃固化－地质处置 强放射性核素贮存衰变后固化－近地表处置 低中放废液直接固化后近地表处置 第七章完 THANK YOU SUCCESS * * 可编辑 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 冷坩埚法（图7-6、 图7-7） 工艺原理：采用高频（105～106Hz）感应加热。炉体外壁为水冷套管和感应圈，由于水冷套管中连续流过冷却水，在近套管的低温区域（＜200℃）就形成一层3～4cm厚的固态玻璃壳（冷壁），称为冷坩埚。不用耐火材料和电极加热。 优点：腐蚀性小，熔炉寿命长；炉温高达1600℃，可处理多种废物；退役废物少。 缺点：热效率低，熔铸仅占30%；以煅烧物进料。 没有工业运行记录（表7-3） 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 玻璃固化熔制过程： 进料—熔化—澄清均化—浇注 玻璃固化熔制工艺： 供料、熔炉、浇注、产品贮存、尾气处理和检测控制系统。 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 供料系统 高放废液和基础玻璃（玻璃珠或玻璃粉）或分别加入，或以玻璃粉加悬浮剂配成浆料加入。 严格控制供料；防止泄露、堵塞和外喷事故。 供料在玻璃池表面形成一层相对冷的壳层（“冷帽”），水分在冷帽的表面被蒸发、煅烧成氧化物，然后进入熔池中熔融，形成废物玻璃，经过一定时间澄清后，进行浇注。 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 熔炉系统 炉体上设进料管和排气管，炉体内装2～4对电极，提供熔融玻璃所需的电功率，电极通电后产生的焦耳热使高放废液在炉中蒸发、煅烧，与基础玻璃一起熔融、澄清，获得均匀玻璃产品。 碳化硅辅助加热电极（启动加热）。 炉体下设中频感应加热冷冻阀卸料口。 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 浇注系统 熔铸好的玻璃浇注到不锈钢贮罐内，每次只有部分熔融玻璃从熔炉内排出，运行结束时，需将熔炉排空。 贵金属沉积：Ru-Rh-Pd造成高黏度和高电导，导致短路降低生产能力，改平底为75°锥底。 完成浇注后，冷却贮罐表面温度＜100℃再焊接封盖，对贮罐外表面进行去污和检测。 陶瓷熔炉玻璃固化生产浇注 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 产品贮存系统 自释热每罐达几千瓦，固化体中心温度要维持在析晶温度之下（低于450℃），需要冷却30～50年后才能地质处置。 空气冷却：进气温度20℃，排气温度70℃；前期强制通风，几年后自然通风。 焦耳加热液体进料陶瓷熔炉玻璃固化产品贮存 放射性废物处理与处置第七章 高放废液的固化与分离 尾气处理系统 熔炉尾气：颗粒物、挥发物、放射性气溶胶、NOx，SOx，137Cs、90Sr和α放射性。 庞大和复杂的多级净化系统：湿法除尘器、冷凝器、喷淋洗涤器、NOx吸收塔、玻璃纤维过滤器、烧结金属过滤器、HEPA过滤器等组成。 总去污因子要达到1012～1014 。 放射