放射性廢物處理方法。相信大家對放射性廢物並不陌生，這是對大自然有害的某種東西，國家需要妥善的處理掉這些放射性廢物。接下來就由小編帶大家詳細瞭解放射性廢物處理方法的相關內容。
放射性廢物處理方法1
介紹
爲了安全和經濟地進行放射性廢物最終處置而預先進行的改變放射性廢物的物理和化學狀態的操作過程，包括收集、濃縮、固化、貯存以及廢物的轉運等。
放射性廢物在處理過程中有時還會產生新的廢物，這種新產生的廢物被稱爲二次廢物。例如處理放射性廢液時，往往需要用絮凝沉澱、離子交換等方法多次處理，比活度才能達到允許排放的水平，而處理過程中產生的泥漿沉澱、廢樹脂等都是帶有放射性的二次廢物。這些廢物仍需要進一步處理。
放射性廢物的處理效果通常用去污係數和減容比表示。由於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，實質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，另一部分體積大但比活度（或放射性濃度）很低。後一部分的處理目標是使放射性達到允許標準，從而在下一步可作一般廢物對待，其處理效果常用去污係數衡量。去污係數也稱淨化係數，其定義是處理前後廢物的比活度（或放射性濃度）之比。對前一部分而言，由於其處理目標是儘量減小體積，以利於最終處置，其處理效果常用減容比衡量。減容比也稱減容係數，其定義是處理前後廢物體積之比。減容比通常多指固體廢物經壓縮處理或液體廢物經固化處理前後體積之比。
放射性廢物的收集
應在各種放射性廢物的產生場所就地分類收集，以不同的接受方式和輸送設備將各種廢物分門別類集中到暫時貯存設施中。分類收集是爲了便於用不同的方法分別進行處理和處置。通常首先將廢物按其物理狀態分成液體、固體和氣體廢物，還可進一步按廢物比活度（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單獨分類收集，如含氚廢物、超鈾廢物（見超鈾元素）等。對固體廢物還可劃分爲可燃廢物、不可燃廢物、可壓縮廢物等。
放射性廢物的減容
對放射性廢液採用濃縮減容，有絮凝沉澱、離子交換、吸附、蒸發等方法。根據廢液的比活度、化學組成、廢液量和處理要求可選用一種方法或幾種方法聯合使用。一般情況下，蒸發法、離子交換法和絮凝沉澱法處理放射性廢液的去污係數分別可達103～106、10～103和10～102。處理後原始廢液中的放射性核素則濃集在小量的蒸發殘渣、廢樹脂和沉澱泥漿內。對固體廢物的減容一般採用焚燒或壓縮處理。可燃廢物經焚繞後減容比可達40～100；不可燃的廢物採用切割和壓縮減容，減容比可達2～10。
放射性廢物的固化
爲了安全貯存，減少對環境的污染，須將放射性廢液或其濃縮物轉化爲固體。放射性廢物固化的基本要求是：固化體的物理化學性能穩定,有足夠的機械強度，減容比大，在水中的浸出率低；操作過程簡單易行，處理費用低等。針對不同類型的廢物可採用不同的固化方法，其中水泥固化、瀝青固化、塑料固化和玻璃固化等已實際應用。
放射性廢物的貯存
未經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，都應在固定地點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。如貯存鹼性中、低放廢液時一般採用碳鋼貯罐；貯存酸性高放廢液時須用雙層不鏽鋼罐。對貯存比活度高、釋熱量大的高放廢液的貯罐有特別嚴格的要求：材料要耐腐蝕，結構要牢固可靠，設有通風散熱裝置、檢漏系統和料液轉運裝置等，並須進行監測。
放射性廢物的轉運
放射性廢物轉運的關鍵是廢物的包裝容器，事先要做好安全檢驗，對容器的強度、屏蔽防護、密封系統、包裝的標誌等都有嚴格的規定。要求做到安全運輸，防止發生火災、容器顛覆及包裝破損而使放射性廢物泄漏，污染環境。
放射性廢物的分離回收
20世紀40年代末就開始了從高放廢液中分離回收裂變產物核素的研究。50年代末到60年代初，一些國家建立了分離回收裂變產物核素的中間工廠。分離工藝由早期的沉澱－萃取法發展爲以溶劑萃取和離子交換等法（特別是無機離子交換材料）爲主的流程。溶劑萃取法和離子交換法比沉澱法具有較高的回收率和較好的分離淨化效果，並且便於大規模的連續操作和遠距離控制。下面是各種常見放射性廢物的分離回收方法。
鍶 比較成熟的、用於生產的鍶分離提取工藝流程，是用有機萃取劑二（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 早期對高放廢液中的銫曾用沉澱－萃取分離工藝，但有機萃取劑的耐輻照性能不夠理想。用無機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點。
鉕 從高放廢液中分離回收鉕的工藝流程是用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鉕。
貴金屬 主要採用離子交換法從中性或鹼性高放廢液中吸附鍀、銠、鈀等，然後再以不同的淋洗劑分別回收它們。
超鈾核素 高放廢液中的鎿 237可用萃取法或離子交換法分離提取。分離鎇和鋦等核素時，可在低酸條件下（pH爲1～2）用HDEHP與稀土核素共萃取,然後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。選擇處理方法應根據技術可行、經濟合理和規範許可而定。處理過程要防止環境污染，儘量減少二次廢物的產生量。此外，對放射性廢物應積極開展綜合利用。
放射性固體廢物處理和整備
放射性固體廢物種類繁多，可分爲溼固體（蒸發殘渣、沉澱泥漿、廢樹脂等）和幹固體（污染勞保用品、工具、設備、廢過濾器芯、活性炭等） 兩大類。核電廠固體廢物中40%以上是可燃或可壓縮的。爲了減容和適於運輸、儲存和最終處置，要對固體廢物進行焚燒、壓縮、去污、固化或固定等處理。
（1） 焚燒 焚燒是將可燃性廢物氧化處理成灰燼（或殘渣）。焚燒可獲得很大減容和減重（10～100倍），可使廢物向無機化轉變；免除熱分解、腐爛、發酵和着火等危險； 焚燒還可以回收鈈、鈾等有用物質。
焚燒可分爲兩大類， 即幹法焚燒 （如過剩空氣焚燒、控制空氣焚燒、裂解、流化牀、熔鹽爐等）和溼法焚燒（如酸煮解、過氧化氫分解等）。對放射性廢物焚燒，要求採用專門設計的焚燒爐，有足夠的防護措施，爐內維持一定負壓。經過焚燒，70%以上放射性物質進入爐灰中。對爐灰要進行固化處理或直接裝入高度整體性容器中進行處置。
（2） 壓縮 壓縮是依靠機械力作用， 使廢物密實化，減少廢物體積。雖然壓縮處理可獲得的減容倍數比較低（2～10），但和焚燒處理相比，壓縮處理操作簡單，設備投資和運行成本低， 所以壓縮處理在覈電廠應用相當普遍。現在各國採用的壓縮機種類很多，有的`在桶內壓縮，有的壓扁後裝桶。壓力有幾十噸、幾百噸，也有幾千噸壓力的高壓壓縮機， 可使金屬廢品壓縮到接近理論密度。
（3） 去污 去污是使不希望存在的放射性核素部>分或全部除去。去污可使沾污的設備或部件能被重新使用，或者當作非放射性廢物處置，以減少廢物體積；去污後可降低輻射水平，減少對人體的危害，使便於維修、事故處理或退役操作。核電廠去污活動包括迴路的定期、不定期去污， 事故去污和退役去污等。
去污方法很多，應該根據處理對象和要求、污染水平、客觀條件等選用不同的方法，常用的有：①化學法：選用酸、鹼、氧化-還原劑、絡合劑、表面活性劑和緩蝕劑配製成去污溶液、泡沫劑、糊膏等。去污工藝有浸泡法、循環漂洗法、噴塗法等。②機械法：包括真空吸塵、人工或機械人擦拭、噴射高壓水或蒸汽、噴射磨料（例如砂、鋼砂、氧化鋁、氧化硼、乾冰粒）、超聲波去污等。③電化學法：如電解去污。此外，廢金屬經過熔融處理，污染核素大部分進入爐渣中，這種熔融處理後的廢金屬經監測合格可以再利用。
（4）固化和固定 放射性廢液處理產生的泥漿、蒸發殘渣和廢樹脂等溼固體，焚燒爐灰等幹固體，都是彌散性物質，不適於安全運輸、長期儲存和最終處置，需要固化處理。固化產品應該是堅實的整體塊。抗壓、耐衝擊，牢固地包容放射性核素，抗浸出，耐輻照和衰變熱作用，不腐蝕包裝容器，不易受細菌侵蝕作用等。已開發研究的固化方法很多。此外，沾污的廢過濾器芯子，切割解體的沾污設備，裝在鋼桶或箱中，需要灌注水泥沙漿或熔融的瀝青，填充孔隙， 進行固定處理。
放射性廢物處理方法2
放射性廢物處置
基本原理
放射性廢物處置的基本原理是建造一種處置系統，使之能在一定的安全期內有效包容放射性廢物。即使放射性廢物會通過自然過程以多種擴散形式遷移並稀釋，但稀釋後的濃度不存在不可接受的危害。對鈾礦山廢石一般利用廢礦井就地回填處置，對短壽命中低放廢物一般採用近地表處置、巖洞處置或水力壓裂和深井注入等方式，處置系統的有效期爲300～500年；對高放廢物、d廢物、乏燃料和長壽命中低放廢物，提出了宇宙處置、深海處置、海牀處置、冰蓋處置、岩石熔化處置等方式，但公認的有效可行的方式是深地質處置，其處置系統的有效期應達到1萬～10萬年。
其他定義
廢物處置是指把廢物安放進經過批准的設施中，採用工程屏蔽和天然屏蔽相結合的多重屏蔽體系，爲被處置的廢物提供安全隔離，確保：
（1）包容的短壽命放射性核素衰減到無害化水平；
（2）包容的長壽命放射性核素和其他有毒物質的釋放量極低，進入環境的濃度處於可接受的水平。
廣義來說，處置也包括經批准的將氣載或液體流出物直接排入環境，如經過處理合格的廢水排入水體，經過處理合格廢氣排入大氣。
