核環(huán)境治理工程考綱(存儲(chǔ)版)
【正文】 巖石分裂、金剛石鋸、高壓水噴射切割、火焰噴槍切割等。核設(shè)施退役是指核設(shè)施服務(wù)期滿或按規(guī)定終止生產(chǎn)后，有計(jì)劃地采取必要措施使其永久退出現(xiàn)役的過程。（2）估計(jì)發(fā)生的概率，定量表示對(duì)處置系統(tǒng)的影響。（1）構(gòu)造地質(zhì)調(diào)查；（2）水文地質(zhì)調(diào)查（3）工程地質(zhì)調(diào)查；（4）地球化學(xué)調(diào)查（5）氣候/氣象調(diào)查；（6）人文/經(jīng)濟(jì)/社會(huì)調(diào)查主巖：花崗巖、凝灰?guī)r、巖鹽和黏土巖從處置孔中心往外形成一個(gè)由廢物體—廢物容器—縫隙—金屬套筒—回填材料—巖石組成的嚴(yán)密的阻滯和屏障系統(tǒng)。配合反應(yīng)：陰離子與核素的陽離子發(fā)生配合反應(yīng)，改變核素形態(tài)，影響它們遷移行為。年排放總量按季度控制，連續(xù)3個(gè)月內(nèi)不得超過排放目標(biāo)值的1/2，實(shí)際排放量向國(guó)家環(huán)境保護(hù)總局報(bào)告。廢源的處理與處置通常按半衰期長(zhǎng)短采取如下策略：半衰期很短的源→衰變貯存→運(yùn)輸 →一般填埋處置半衰期較短的源→整備 →運(yùn)輸 →近地表處置半衰期長(zhǎng)的源→ 整備→貯存 →運(yùn)輸→深地質(zhì)處置?！逗思夹g(shù)利用放射性廢物庫選址、設(shè)計(jì)與建造技術(shù)要求》對(duì)核技術(shù)利用放射性廢物庫設(shè)計(jì)的劑量目標(biāo)值作出了如下規(guī)定：（1）從事放射性廢物運(yùn)輸、檢查、檢測(cè)和貯存等放射性工作人員，年有效劑量不超過5mSv；.（2）進(jìn)行屏蔽厚度計(jì)算時(shí)，選用的劑量率值分別為：；； μSv/h（3）表面污染控制水平按GB18871規(guī)定執(zhí)行?！峨婋x輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB188712002）規(guī)定：不得將放射性廢液排入普通下水道，除非經(jīng)確認(rèn)滿足下列條件的低放廢液：（1）每月排放的活度不超過10ALImin ALI放射性核素的年懾入量限值 （2）每一次排放的總活度不超過1ALImin，并且每次排放后用不少于3倍排放量的水進(jìn)行沖洗。通常進(jìn)行水泥固化，硼酸根離子有緩凝作用，加入Ca(OH)2預(yù)處理；SO42有促凝作用，需要加入緩凝劑。擴(kuò)散系數(shù)Da（m2/s）：擴(kuò)散是由濃度差引起的，遵循費(fèi)克定律。（2）天然屏障：主巖和外圍土層等，構(gòu)成遠(yuǎn)場(chǎng)，即從處置庫近場(chǎng)一直延伸到地表生物圈的廣闊地帶。設(shè)置可移動(dòng)防雨帳房處置場(chǎng)關(guān)閉后的監(jiān)護(hù)一般為300a主動(dòng)監(jiān)護(hù)：防止侵?jǐn)_，適當(dāng)維修，適當(dāng)監(jiān)測(cè)非主動(dòng)監(jiān)護(hù)：限制進(jìn)入、限制土地使用、設(shè)立永久性標(biāo)志近地表處置的安全評(píng)價(jià)：定量預(yù)測(cè)處置系統(tǒng)的性能，對(duì)處置場(chǎng)運(yùn)行周期以及將來關(guān)閉之后的人類受照劑量和環(huán)境影響做出評(píng)價(jià)。退役過程中產(chǎn)生放射性和非放射性污染物，有輻射安全、核安全、一般工業(yè)安全和環(huán)境安全問題。退役策略立即拆除：40a，核燃料循環(huán)前后段工廠延緩拆除：50～100a，大型反應(yīng)堆就地埋葬退役工程立項(xiàng)通常要求編寫多種文件可行性研究報(bào)告（簡(jiǎn)稱可研報(bào)告）安全分析報(bào)告環(huán)境影響評(píng)價(jià)報(bào)告（簡(jiǎn)稱環(huán)評(píng)報(bào)告）和質(zhì)量保證大綱核設(shè)施退役需要做源項(xiàng)調(diào)查和監(jiān)測(cè)的內(nèi)容源項(xiàng)調(diào)查的目的：源項(xiàng)調(diào)查為確定退役政策、制定退役方案和計(jì)劃、優(yōu)選退役技術(shù)、預(yù)估退役費(fèi)用和受照劑量，以及確定廢物處理、處置方案，編寫可研報(bào)告、安全分析報(bào)告和環(huán)境影響評(píng)估報(bào)告等提供依據(jù)。這些分子趨向于遷移到水油界面，那里極性基將被吸引至水相，而烴殘留物則仍留在油相。堿性高錳酸鹽被廣泛用于處理不銹鋼?；瘜W(xué)法化學(xué)去污原理：用濃的或稀的化學(xué)溶劑與污染的部件相接觸，以溶解帶有放射性核素的污染物、油漆涂層或氧化膜層，達(dá)到去污目的。去污因子：去污前污染物放射性活度與去污后放射性活度之比，DF用K表示：污染形成機(jī)制：沉積和附著作用：附著性污染，分子力作用，容易去污；表面靜電作用：弱固定性污染，物理吸附，較易去污；吸附和離子交換作用：弱固定性污染，化學(xué)反應(yīng)或離子交換，較難去污；擴(kuò)散滲透作用：強(qiáng)固定性污染，擴(kuò)散，滲入到基材，很難去污；選擇原則：安全性、經(jīng)濟(jì)性和可實(shí)現(xiàn)性去污技術(shù)有四種基本工藝類型：機(jī)械－物理法、化學(xué)法、電化學(xué)法、熔煉法。黃相富集137Cs、90Sr，使玻璃浸出率提高。玻璃固化熔制過程：進(jìn)料—熔化—澄清均化—澆注玻璃固化熔制工藝：供料、熔爐、澆注、產(chǎn)品貯存、尾氣處理和檢測(cè)控制系統(tǒng)。需要完善的問題：大體積固化體中心溫升過高，容易產(chǎn)生溫差裂縫，導(dǎo)致固化體質(zhì)量不能滿足技術(shù)要求。熱固性塑料固化（脲醛樹脂、聚酯、酚醛樹脂、環(huán)氧樹脂）：熱固性有機(jī)單體和經(jīng)過粉碎處理的廢物充分混合，在助凝劑和催化劑的作用下產(chǎn)生聚合以在廢物顆粒的周圍形成不透水的保護(hù)膜。高放廢物的固化應(yīng)能進(jìn)行遠(yuǎn)距離控制和維修。減容因子廢物的減容因子（VRF）為廢物壓縮前后體積之比：桶內(nèi)壓實(shí)法：分幾次加入廢物，幾次壓實(shí)，VRF 2～6，設(shè)備和操作簡(jiǎn)單，中小型核設(shè)施普遍采用。旋風(fēng)爐懸浮燃燒：高速氣流載帶廢物碎塊切向送入爐中，在高速旋轉(zhuǎn)氣流的強(qiáng)烈湍動(dòng)中燃燒，強(qiáng)化了傳質(zhì)和傳熱過程，燃燒在較短時(shí)間和較小空間內(nèi)完成。有機(jī)廢液的處理：塑料固化，熱解焚燒，TBP回收，吸收劑吸收后處理，有機(jī)廢液水泥固化。離子交換劑是不溶解的固體物質(zhì)，壓水堆核電站一次性使用。高放廢液比活度高，一般只經(jīng)過蒸發(fā)濃縮后貯存在雙壁不銹鋼貯槽中。液體吸收裝置：利用各種氣體成分在溶劑中的溶解度不同，使用氟利昂吸收溶解度較高的惰性氣體85Kr和133Xe，再用洗滌法凈化和分別回收惰性氣體。來自核電廠運(yùn)行和乏燃料后處理裂變產(chǎn)物，廢氣中碘量較大，對(duì)人體的危害較大。核燃料循環(huán)后段廢物乏燃料后處理（1）回收鈾和钚。Sv/a的含極少放射性核素的廢物。豁免廢物：，對(duì)公眾的集體劑量不超過1人核燃料循環(huán)前段的每一個(gè)階段生產(chǎn)的產(chǎn)品是什么？廢氣氡及氡子體、放射性氣溶膠、鈾塵措施：除塵降氡，建立良好通風(fēng)系統(tǒng)，采取濕式作業(yè)鈾轉(zhuǎn)化：六氟化鈾的生產(chǎn)和轉(zhuǎn)化鈾的富集元件制造產(chǎn)生的廢物：含鈾固渣，制造混合氧化物燃料元件（MOX）所產(chǎn)生的钚污染廢物，要作長(zhǎng)壽命放射性廢物處置。第4章 氣載和液體低中放廢物的處理 放射性廢氣中通常含有放射性粉塵、氣溶膠、惰性氣體和揮發(fā)性核素等碘：鹵族元素，125I（T1/2＝60d）、129I（T1/2＝107a）、 131I（T1/2＝8d）?；钚蕴繉?duì)85Kr、133Xe有良好的吸附性能。核工業(yè)放射性工藝廢液一般需要多級(jí)凈化處理，低、中放廢液常用的處理方法有絮凝沉淀、蒸發(fā)、離子交換（或吸附）和
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