『壹』 核工業帶來的水污染，大氣污染，固體廢棄物污染，熱污染以及如何處理放射性廢物
放射性這個指標屬於最危險的廢物范疇，也是很難處理的。廢熱還是比較好處理的，放射性三廢是你最應該關心的。
技術路線都是必須把這些污染物質進行固定化。即把水中的、氣中的這些東西盡量的往固體形態去遷移，降低其流動性和移動能力後再處理。
當放射性物質被固定化後，則最長見的是採用硅酸鹽水泥固定法進行再包裹似的固定。基本技術都包括：壓實和焚燒技術，水泥固化技術，瀝青固化技術，聚合體固化技術，水力壓裂處置中放泥漿技術。以下是一些教材上的相關介紹，從放射性固廢再處理開始的。
去污受放射性沾污的設備、器皿、儀器等，如果使用適當的洗滌劑、絡合劑或其他溶液在一定部位擦拭或浸漬去污，大部分放射性物質可被清洗下來。這種處理，雖然又產生了需要處理的放射性廢液等，但若操作得當,體積可能縮小,經過去污的器物還能繼續使用。另外，採用電解和噴鍍方法也可消除某些被沾污表面的放射性。
壓縮將可壓縮的放射性固體廢物裝進金屬或非金屬容器並用壓縮機緊壓。體積可顯著縮小，廢紙、破硬紙殼等可縮小到1/3至1/7。玻璃器皿先行破碎，金屬物件則先行切割，然後裝進容器壓縮,也可以縮小體積,便於運輸和貯存。
焚燒可燃性固體廢物如紙、 布、塑料、木製品等，經過焚燒，體積一般能縮小到1/10至1/15，最高可達1/40。焚燒要在焚燒爐內進行。焚燒爐要防腐蝕，並要有完善的廢氣處理系統，以收集逸出的帶有放射性的微粒、揮發性氣溶膠和可溶性物質。焚燒後，放射性物質絕大部分聚積在灰燼中，殘余灰分和余燼要妥加管理以防被風吹散。已收集的灰燼一般裝入密封的金屬容器，或摻入水泥、瀝青和玻璃等介質中。焚燒法由於控制放射性污染面的要求很高，費用很大，實際應用受到一定限制。
埋藏選擇埋藏地點的原則是：對環境的影響在容許范圍以內;能經常監督;該地區不得進行生產活動；埋藏在地溝或槽穴內能用土壤或混凝土覆蓋等。場地的地質條件須符合：①埋藏處沒有地表水；②埋藏地的地下水不通往地表水；③預先測得放射性在土壤內的滯留時間為數百年,其水文系統簡單並有可靠的預定滯留期;④埋藏地應高於最高地下水位數米。
有些國家認為天然鹽層比較適宜作為這種廢物的貯存庫。理由是鹽層的吸濕性良好，對容器的腐蝕性較小，易於開挖，時間久了，有可能形成密封的整體，對長期貯存更為安全。德意志聯邦共和國正在一座廢棄的阿瑟鹽礦進行試驗，美國國立橡樹嶺實驗室 (ORNL)提出了理想的鹽穴貯藏庫的模型。
海洋處置近海國家採用桶裝廢物擲進深水區和大陸架以外海域的海洋處置法。要求盛裝容器具有足夠的下沉重量，能經受住海底的碰撞，能抵禦深水區的高壓作用，並能防止腐蝕和減少放射性的浸出量。經過實踐認為，處置區必須遠離海岸、潮汐活動區和水產養殖場。此法對公海會造成潛在危害，國際上頗有爭議。
放射性廢液轉化成的固體廢物的處置放射性廢液濃縮產物經過固化處理而轉化成的放射性固體廢物，一些國家傾向於採取埋藏的辦法處置，認為這樣能保證安全。依照所含放射性強度的自發熱情況，低水平廢物可直接埋在地溝內。中等水平的則埋藏在地下垂直的混凝土管或鋼管內。高水平固體廢物每立方米的自發熱量可達430千卡／小時以上，必須用多重屏障體系:第一層屏障是把廢物轉變成為一種惰性的、不溶的固化體，第二層屏障是將固化體放在穩定的、不滲透的容器中；第三層屏障是選擇在有利的地質條件下埋藏。
最終處置放射性固體廢物管理的根本問題是最終處置。目前在探討中的高水平放射性廢物的最終處置方法有：將重要的放射性核素如(銫、(鍶、(氪和(碘等置於反應堆中照射，使之轉變成盡快衰變的短壽命核素或轉變成穩定性核素；利用遠程火箭將放射性物質運載到地球引力以外的太空中去；或是置於南極冰上，利用其釋放的熱能溶化冰塊形成一井穴而將廢物封錮等。這些設想，涉及國際條約,並且有技術和經濟上的困難,近期內難於實現。
『貳』 放射性廢液的處理方法有哪些
很專業的 可以網上查詢到很多書籍和學術文章專門介紹研究這方面的
伴隨著核工業的生產研究以及核技術應用的普及和擴大，全世界每年產生的核廢物或稱放射性廢物正逐步增加。按放射性水平分類核廢物可劃分為低放廢物中放廢物和高放廢物。目前已有較成熟的技術對低中放廢物進行最終安全處置，而對於高放廢物由於其含有毒性極大半衰期很長的放射性核素對其安全處置是一個世界性難題。
高放廢物的最終處置是發展核電與核工業急需解決的問題，近40年來，經過國內外多方面研究公認的是基於「多重屏障原理」的深地質處置方法。即設置一系列天然和人工屏障於廢物本身和生物圈之間，以增強處置的可靠性和安全性。這些屏障包括：廢物包裝(廢物,固化材料,廢物罐和可能的外包裝),工程屏障(處置庫工程建築物和回填材料)和天然屏障(主要指地質介質本身)。高放廢物的深地質處置實際上是將高放廢物固化體放入地下一定深度（200 ～1 5 00m）的空洞中，固化體周圍充填人工屏障（固化體包裝容器與緩沖回填材料）,利用人工屏障與天然屏障（天然地質介質）阻滯放射性核素遷移，達到不危害生物圈的目的。
安全處置高放廢物戰略重視保證核能工業可持續發展，保護人民健康，保護環境。它不僅提出了許多挑戰性的科學和技術課，而且在一個更高的層面上對國家核能核廢物國防和環境保護事業中大型科學研究的總體規劃和組織實施經費保障及工程建設等提出了立法和政策方面的要求。在利用深部岩石洞室作為永久儲存庫方面，雖然科學家為之奮鬥了幾十年，迄今未獲圓滿解決。因為放射性核廢物的地質處置是一個關繫到國計民生多學科交叉的綜合性問題，是一個涉及放射性化學、原子物理、水文地質學、水文地球化學、構造地質學、土木工程學多學科的復雜的系統工程。
參考文獻
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『叄』 中國是怎樣處理高放射性核廢料的
中國處理高放射性核廢料方法：目前是暫存在核電站的硼水池裡。
簡介：
中國將建設一座永久性高放射物質處置庫，設計壽命10000年，容量要能儲存100至200年間全中國產生的核廢料，在滿了之後就永久地封掉。即至少100年之後，大陸才會出現第二座永久性高放物處置庫。根據中國核電發展規劃，我國大約會在2015年至2020年左右，確定永久性高放射核廢料處置庫的庫址。
在核廢料處置庫建成之前，所有的高放射性核廢料只能暫存在核電站的硼水池裡。
『肆』 固體廢棄物的最常見處理方式是什麼
固體廢物處理指的是將固體廢物轉化成適於運輸、充分利用、存儲或最後處置的形態的過程。固體廢物處理的目的是實現固體廢物的減量化、資源化和無害化。固體廢物的處理方法有物理處理、化學處理、生物處理、熱處理、固化處理。
固體廢物處理
(1)物理處理物理處理是利用濃縮或相變化改變固體廢物的結構，使之變成方便運輸、存儲、充分利用或處置的形態。物理處理方法包含壓實、破碎、分選、增稠、吸附、萃取等。物理處理也常常是回收固體廢物中有價值物質的重要手段。
固體廢物處理方法
(2)化學處理化學處理是採取化學方法破壞固體廢物中的有害成分進而到達無害化，或將其轉變變成適於更進一步處理、處置的形態。因為化學反應條件繁雜、影響因素較多，故化學處理方法一般 只有在所含成分單一或所含幾種化學成分特性類似的廢物處理方面。對混合廢棄物化學處理也許達不到預期的目的。化學處理方法包含氧化、還原、中和、化學沉澱和化學溶出等。有一些有害固體廢物通過化學處理，還也許產生富含毒性成分的殘渣，還須對殘渣進行無害化處理或安全處置。
(3)生物處理生物處理是充分利用微生物分解固體廢物中可降解的有機物，進而到達無害化成綜合利用。固體廢物通過生物處理，在容積，形態、組成等方面均發生重大變化！
方便運輸、存儲、充分利用和處置。生物處理方法包含好氧處理、厭氧處理和兼性厭象處理。與化學處理方法相比較，生物處理在經濟上般相對比較便宜，應用也十分普遍.但處理過程所需時間較長，處理效率有時不太穩定。
(4)熱處理熱處理是利用高溫破壞和改變固體廢物的組成和結構，同時到達減量化、無害化和資源化的目的。熱處理方法包含焚燒、熱解、濕式氧化以及焙燒、燒結。焚燒法是充分利用燃燒反應使固體廢物中的可燃性物質發生氧化反應，進而到達減容並充分利用其熱能的目的。利用焚燒法能夠 消滅細菌和病毒，佔地面積小，還可充分利用其熱能發電等。現階段日本等發達國家的城市生活垃圾多採取焚燒法來處理。熱解處理指的是將固體廢物中的有機物在高溫下裂解，可獲取輕質燃料，如廢塑料、廢橡膠的熱解等。
(5)固化處理固化處理是採取一種惰性的固化基材將皮物固定或包裹起來以減低其對環境的危害，進而能較安全地運輸和處置的種處理過程。固化處理的對象主要是有害廢棄物和放射性廢棄物。因為處理過程需添加較多的固化基材，因而固化體的容積遠比原廢棄物的容積大。
『伍』 放射性廢物地質處置
9.3.3.1 概述
處置和處理是放射性廢物管理工作中的兩個密切相關而又有明確分工的組成部分。放射性廢物處置是指在無回收意向的條件下，將處理好的放射性廢物放置於建好的永久存放庫(稱為處置庫)或給定的安放場地，使其在預定的時期內與人類的生產、生活環境隔離。而處理是指減容、分離、焚燒、壓縮、固化、包裝、運輸等一系列環節。
地質處置就是從地質角度選擇合適的放置場地，利用地質體的環境屏障作用或地質體與處置工程建築的綜合屏障作用永久地存放和隔離放射性廢物的處置方法。地質處置方法不但在理論上已為人們普遍理解和接受，而且在自然環境中，成為無害物質保存在原地，有力地說明一定的地質體具備保存放射性廢物的環境能力。
放射性廢物處置問題的實質是用工程的和天然的多重屏障系統來有效地隔離影響人類健康與安全的放射性核素向環境遷移擴散。因此選擇安全可靠的處置場地和設計、建造貯存庫時，必須綜合考慮。
9.3.3.2高放廢物的地質處置
如何最終安全地處置在核燃料循環過程中產生和積累的高放廢物，是核工業發展中的一個重要問題，也是放射性廢物地質處置方法研究中的一個重要問題。目前，無論是高放固體廢物還是高放廢液，一般都是考慮在地殼深部進行處置。
(1)地質處置的影響因素
1)深度:固體放射性廢物地下貯存的原理簡單，且有一定的優勢。建造深650m或更深的地下貯存庫無技術困難，但需考慮各種地表作用與自然現象不至於影響所埋藏的廢物為准。
2)地下水流作用:地下水是埋藏的廢物最易接觸的溶劑與載體，故在選擇場地時，必須十分重視地下水環境，確保場址周圍不可能發生地下水的滲入或者入滲速度很低，在安全期限內不至於產生放射性溶質遷移到人類生活環境中的問題。選擇滲透性低的岩石、能使貯存庫環境主岩中的地下水流減少到最低限度。
3)區域地質穩定性:場址應盡可能選在構造穩定及地震活動微弱區域的岩石之中。另外，在構造活動性較強的地帶內，當這種構造作用並不影響擬定的貯存庫岩石及其中所埋藏的廢物時，也可以考慮在該地帶內選擇場址。場址應避開斷層及其他岩石裂隙。
4)主岩的環境特徵:環境主岩的礦物成分、化學成分及其放射性本底特徵是放射性廢物處置庫環境主岩的重要研究內容之一。具有低滲透性、高吸附性，與放射性廢物之間不會發生能引起放射性核素遷移反應的環境主岩，將成為處置庫外的可靠環境屏障。同時，埋藏廢物庫周圍的環境主岩要有足夠大的范圍。
5)工程地質特徵:鑒於岩石靜壓力隨深度而增大，故需選擇適當的埋藏深度，使岩石靜壓力不致危及貯存庫的坑道。岩石靜壓力在各處變化很大，所以對每個擬選場址都需查明其工程力學特徵，而且，處置庫的設計都需因地制宜。美國對田納西採石場的白雲石樣品進行注模試驗的結果表明，當岩石負荷達70MPa、溫度高至200℃時，岩石的變形很小。
6)自然資源環境:廢物貯存庫絕不應對自然資源產生強烈的影響。貯存庫中埋藏的放射性廢物和周圍的很大一部分環境主岩構成一個較完整體系，這一體系中的任何部分都不得以任何理由進行挖掘，影響其自然資源。
(2)高放廢物處置庫的岩石環境特徵
適用於高放廢物地質處置的環境岩石類型比較廣泛，涉及侵入岩、變質岩、噴出岩、沉積岩。例如;花崗岩、片麻岩、玄武岩、凝灰岩、流紋岩、頁岩、粘土、鹽岩等，世界上許多國家都分別作過研究。
高放廢物地質處置的環境岩石類型研究內容比較多，除地質學外，還有熱學、岩石力學等。具體的研究內容有:岩石待征、同位素地質年齡、孔隙度、滲透率、力學性質等。
(3)地質處置方案
對於長壽命、高水平放射性廢物的最終處置問題，最長遠的解決辦法是將其置入地殼深層中。這種處置的優點一是可按照地質年代計算的長時段中，從所有同人類接近或接觸的環境中消除了具有潛在危害的物質;二是有確實的保證，使這些物質在可能重返地表之前早已衰變掉。
目前，已經研究或擬研究的高放固體廢物地質處置方案有基岩礦坑處置、層狀鹽岩層處置、海底坑道處置等。
(4)廢液固化
為了解決高放廢液長期安全貯存的一些問題，一般以固態貯存較好。固態物更易於運往遠處，發生偶然事故或火災時釋出的危險較小，而且在地表或地下長期貯存之後滲入地下含水層的機會大為減少。
通常要求，任何一種將液體廢物轉化為固態物的處理方法，理論上應符合以下條件:體積顯著減小;工藝應比較簡單;生成物在所有預料的環境下均應具有化學穩定性;沒有自熱作用的損耗;生成物應不吸濕而且密實;工藝過程應適於遠距離操作和維修;方法應不太貴;生成物的形狀應易於運輸;最終產物應具有足夠強度，能經受跌落及其他偶然的撞擊;通過精心設計或採用有效的方法能夠保持低的放射性強度。
最重要的轉化和固化的方法是:瀝青化;水泥化和製成水泥塊;罐式般饒;流化床煅燒;噴霧固化;玻璃化;轉化成粘上燒結塊。目前，各國研究的適合高放廢液固化的四種主要方法是:罐式煅燒，噴霧固化，磷酸鹽玻璃化和硫化床煅燒。
9.3.3.3 中、低放固體廢物的地質處置
中、低放廢物包括液體、泥漿及多種材料，如防護服、動物迫骸、玻璃器皿、離子交換樹脂、管道閥門及紙張等。大多數中、低放廢物來自核電站、研究實驗室、醫院、工業設施和大學等。
中、低放固體廢物的地質處置方法主要有填溝法、包氣帶法、地面處置、地下坑道處置。
(1)填溝法
填溝法的優點主要是簡便易行，但廢物滲出的危險較大。從早期的實踐看，美國一般在天然地表挖掘淺溝掩埋處置低放廢物，有的用填溝法處理。大多數地溝的規模取決於地形、沉積物的類型、岩石特徵和其他局部條件。
(2)包氣帶法
一般說來，由於含水量的降低，包氣帶岩石的滲透系數比飽水帶大大降低，使放射性核素的遷移速度減小。因此，包氣帶處置是各國在處置中、低放廢物中重點研究的方法之一。
(3)地面處置
地面處置一般採用土丘式或工程結構式方案。該方案適用於半衰期很短的放射性核素如日本、法國採取這種方案，但美國人認為這是一種靈活適用但費用昂貴的管理方法。
(4)地下坑道處置
地下洞室和礦坑等均作為地下坑道的同等概念。在地質條件不適合於淺埋方案處置中、低放廢物的地區，可以考慮地下坑道處置方案。它適合於處置固體或固化廢液和半衰期范圍較寬的要求高度隔離的中、低放射性廢物。
9.3.3.4 放射性廢液的地質處置
放射性廢液深井處置是目前研究的方案之一，地下槽貯則是一種非永久性的過渡性地質處置方式，水力壓裂法處置放射性廢液是一種液入固存的地質處置方案。
『陸』 含放射性物質的固體廢棄物如何處理
迄今採用的處理含鈾尾礦渣的方法是堆放棄置
『柒』 放射性廢物處置
放射性廢物是來自放射性物質研究和生產過程中產生的廢棄物。這些廢物有氣體、液體和固體。主要包括：①沾有放射性物質的用品和工具以及試驗用的動、植物遺體；②鈾礦山的矸石和尾礦；③核電站的放射性廢物和乏燃料(核燃料的發電效率降低以後,剩餘的高放射性物質稱為「乏燃料」)等高放射性廢物。
現代核工業的發展,給國防建設和經濟建設提供了強大的動力。但同時,在核工業運行的每一步都可能產生永久性廢棄物。現以發電量為1GW的壓水型反應堆為例,說明從鈾礦開採到反應堆發電所產生的放射性廢物。
首先,鈾礦開采和水冶中將產生的廢石、尾礦、廢水,其放射性相對低一些；其次在鈾礦的濕法轉化和氟化及擴散法濃縮過程中會產生低放射性的含226Ra和234Th的廢液(鐳不具有發電能力,所以在進入工廠進行鈾的制備前後,鐳必須作為「雜質」去除),UO2燃燒製造中能產生20m3左右的固體廢物；在壓水堆電站生產中,包括洗衣房去污廢水、樹脂、過濾器芯子、濾渣和蒸殘渣液、控制棒和其他低放固體廢物等大約有3300m3的固體和液體廢料。但主要核燃料產生的高放射性廢料不多,這是因為乏燃料可以通過「後處理」工藝,使乏燃料「再生」,再次投入反應堆發電(見圖0-1),這時僅需少量的補充即可提高它的發電效率。最後,在後處理工藝中的脫殼廢物、廢液等低、中、高放射性廢物等也有2000m3以上。
我國現已運行的核電機組14個(見表0-1),現有裝機容量達到1.13×108kW在建核電機組26個,將建成核電容量2.87×108kW。預計到2020年後每年將從反應堆卸出1000t乏燃料,其中殘余的鈾和鈈回收後,即為待處理的高放射性廢物。這些廢物比起煤燃燒生成的粉塵和CO2及汽油燃燒等生成有害氣體來說,它的數量是很少的。
由項目一可知,放射性物質的放射性不受溫度、壓力、是否為化合物等物理化學條件的制約。也就是說,放射性物質不會像其他污染物那樣通過焚燒、凈化等普通手段而改變其放射性,尤其是其中的長壽命子體,即使把它燒成熔融體,也不可能改變其放射性。這就為放射性廢物處理帶來極大的困難。因此放射性廢物必須採用專用方法處理。
放射性廢物由於來源不同,其組成、性質和放射性水平差別很大。因此,處置和處理方法也應該不同。放射性廢物分類沒有統一的分類體系,主要考慮放射性比活度或放射性濃度、核素的半衰期及毒性等。我國參照國際上的基本分類原則,制定了GB9133放射性廢物分類標准。其中固體廢物分為超鈾廢物和非超鈾廢物。
(一)中低放射性廢物處置
鈾礦的開采方式有地下挖掘、露天開采和地下地浸三種。地浸就是將酸性溶液通過鑽孔灌入地下溶解鈾,再抽出溶液,達到采鈾的目的。該方法的優點是成本低,污染主要在地下,應該嚴格控制灌入地下酸性溶液的數量。露天開采鈾礦石剝離的廢石量很大,這些廢石或多或少都含有放射性物質。對於這些廢石的處理辦法是就地回填掩埋,然後覆土造田或植樹造林。
一般每采出1t礦石,要從地下帶出1～6t的矸石。目前我國堆積的鈾礦山廢石總量約2.8×107t,佔地2.5×106m2。這些都屬於低放射性廢物,含鈾量(1～3)×10－4,比一般土壤高4～6倍；其表面氡的析出率為(7～200)×10－2Bq/(m2·s),比地面高5～7倍。它們不斷向大氣排放氡和細粒狀顆粒物。根據放射性廢物分類標准,這些大多數處於低放射性廢物標準的下限,按規定不算放射性廢物,但應該作為特殊廢棄物妥善保管。即對放射性比活度在(2～7)×104Bq/kg的廢石和尾礦應築壩存放。超過上述放射性水平的應建庫保存或回填礦井采空區。其他金屬礦產(如錫礦)與放射性礦產共生的礦山廢渣、尾礦等也參照上述放射性礦山的廢棄物處置辦法執行。
我國選礦產生的尾礦累計已有數千萬噸。尾礦處置的關鍵在於尾礦庫的選址和尾礦壩的建設,應該保證底不滲漏,壩(堤)不垮塌,不產生災難性的事故,氡的析出率要低。一般要求穩定期至少保持100a,至少20a不維修,覆蓋尾礦後氡的析出率平均不超過0.75Bq/(m2·h),地下水中放射性核素不超過國家規定。並且在其上部覆蓋黃土1～1.5m,再植樹造林或種草。
放射性研究、應用和生產中的低放射性廢物雖然量少但比活度大,尤其是核電站產生的中低放射性廢物,包括受污染的廢棄設備、化學試劑、樹脂、過濾器芯子、防護品及其他雜物等。通常對廢液體進行蒸發收取殘渣,對固體進行焚燒、壓縮縮小體積,然後裝入容器進行地下深埋(儲存於近地表的土壤層中),稱之為地層處理。
地層埋藏固體中低放射性廢物地段稱為處置場。處置場可以設置若干個單元,每個單元之間是分離的,可以是地上墳堆式或地下壕溝式的,如圖7-1所示。要有地表排水系統、滲濾液收集系統、檢測井和覆蓋層,這些設施均應滿足環保要求。
圖7-1 低放射性固體廢物處置單元剖面圖
按照我國《低中放射性固體廢物的淺地層處置規定》(GB9132—88)要求,淺地層是指50m深度以上的地層。例如,應在300～500a內,埋藏的放射性物質不向外環境中擴散,對公眾個人的年有效劑量當量不大於0.25mSv。
處置場的選擇,首先是進行區域地質調查,主要是地質穩定性調查,包括地震的可能性、地質構造、工程地質、水文地質及氣象條件和經濟、人文社會條件的調查。然後進行試驗性測試,確定是否符合建廠要求。
對進入處置場的廢物有嚴格的監督檢驗。放射性廢物半衰期應小於30a；比活度小於3.7×1010Bq/kg；不產生有毒氣體,不腐蝕,不爆炸,包裝要有足夠的機械強度,符合規定的體積等。
處置場按照設計進行埋藏,達到負荷後進行關閉。處置場在運行和關閉的相當長的時間內都要進行定期的監督、管理,保證環境安全。
(二)高放射性廢物的深地質處理
高放射性廢物主要是指乏燃料的後處理過程中產生的高放射性廢物及其固化體,其中含有99%以上的鈾裂變產物和超鈾元素。這些元素比活度高、釋放熱量的能力較強、半衰期長、生物毒性大、成分復雜,處理的思路是必須將這些最危險的廢物封閉起來,使之永遠與人類的生存環境長期的嚴格地隔離起來,使其衰變降到無害程度。過去有人提出過多種處置辦法,如宇宙處置、冰川處置、深海處置、岩漿熔融處置等；也有人提出分離與嬗變處置,即將高放射性物質中的超鈾元素分離出來,送入反應堆或加速器照射,使長壽命的子體和有毒子體分解,降低它的半衰期和毒性以後與短壽命子體一起進行簡單處理。以上的這些處理方法都因這樣那樣的問題而使處理成本太高或不安全。比如太空處理,要把它放在不落回地面的宇宙中,其處理成本必然很高；放在據地面500km以內的低空時,要維持其不落回地面的成本更高,一旦讓它落回地面必將造成很大的生態災難(回到地面時會與空氣劇烈摩擦而變為高放射性塵埃)；又如深海處置是否會對海洋生態(魚類資源)造成損害等也是個很棘手的問題,迴旋加速器處理方案成本很高,並且仍不安全。
在國際上普遍被接受的可行性最終處置方案是深地質處置,即把高放射性物質深埋在地下400～1000m的地質體中,使之永遠與人類的生存環境隔離。埋藏高放射性廢物的地下工程稱為高放射性物質處置庫。處置庫採用多重屏障系統設計。一般廢物先用玻璃固化後,裝入儲存罐中,入庫後外面充填緩沖材料(一般採用膨潤土)。處置地層主要考慮結構穩定的不透水層,如美國選擇凝灰岩,德國選擇岩鹽,大多數國家選擇花崗岩,但比利時因國土面積所限只能選擇黏土岩。
處置庫的壽命至少要1×104a。這種處置是一個復雜的實施過程。迄今為止,世界范圍內尚未建成一座地下處置庫。處置庫仍然處於研究階段,主要是進行岩石受熱機械性能研究、核素遷移研究、固化體浸出研究等。
我國高放射性深地質處置從1985年開始選址研究,已有近30a時間。這些研究屬於未來高科技研究的熱門研究,主要進行區域地質調查、水文地質調查和地球物理調查。國家計劃在西北地區的花崗岩中建設處置庫,很可能選擇在沙漠地區的地下,因為這里地廣人稀,放在地下1000m處就可以遠離人類的生存環境,不會對公眾的生存環境造成危害。
我國計劃在2015年完成預選,確定地下實驗室場址；2035年建設地下實驗室,進行現場實驗研究,以後擇機建設處置庫。
『捌』 常見的放射性廢水處理方法有哪些
放射性廢水的主要去除對象是具有放射性的重金屬元素，與此相關的處理技術，簡單地可分為化學形態改變法和化學形態不變法兩類。
放射性廢水處理方法：
其中化學形態改變法包括：
1、化學沉澱法；
2、氣浮法；
3、生化法。
化學形態不變法包括：
1、蒸發法；
2、 離子交換法；
3、吸附法；
4、 膜法。
化學沉澱法是向廢水中投放一定量的化學絮凝劑，如硫酸鉀鋁、硫酸鈉、硫酸鐵、氯化鐵等，有時還需要投加助凝劑，如活性二氧化硅、黏土、聚合電解質等，使廢水中的膠體物質失去穩定而凝聚何曾細小的可沉澱的顆粒，並能於水中原有的懸浮物結合為疏鬆絨粒。改絨粒對水中的放射性元素具有很強的吸附能力，從而凈化水中的放射性物質、膠體和懸浮物。引起放射性元素與某種不溶性沉渣共沉的原因包括了共晶、吸附、膠體化、截留和直接沉澱等多種作用，因此去除效率較高。
化學沉澱法的優點是：方法簡便、費用低廉、去除元素種類較廣、耐水力和水質沖擊負荷較強、技術和設備較成熟。缺點是：產生的污泥需進行濃縮、脫水、固化等處理，否則極易造成二次污染。化學沉澱法適用於水質比較復雜、水量變化較大的低放射性廢水，也可在與其他方法聯用時作為預處理方法。
蒸發濃縮法處理放射性廢水：除氚、碘等極少數元素之外，廢水中的大多數放射性元素都不具有揮發性，因此用蒸發濃縮法處理，能夠使這些元素大都留在殘余液中而得到濃縮。蒸發法的最大優點之一是去污倍數高。使用單效蒸發器處理只含有不揮發性放射性污染物的廢水時，可達到大於10的4次方的去污倍數，而使用多效蒸發器和帶有除污膜裝置的蒸發器更可高達10的6次方到8次方的去污倍數。此外，蒸發法基本不需要使用其他物質，不會像其他方法因為污染物的轉移而產生其他形式的污染物。
盡管蒸發法效率較高，但動力消耗大、費用高，此外，還存在著腐蝕、泡沫、結垢和爆炸的危險。因此，本法較適用於處理總固體濃度大、化學成分變化大、需要高的去污倍數且流量較小的廢水，特別是中高放射性水平的廢水。
新型高效蒸發器的研發對於蒸發法的推廣利用具有重大意義，為此，許多國家進行了大量工作，如壓縮蒸汽蒸發器、薄膜蒸發器、脈沖空氣蒸發器等，都具有良好的節能降耗效果。另外，對廢液的預處理、抗泡和結垢等問題也進行了不少研究。
離子交換法處理放射性廢水的原理是，當廢液通過離子交換劑時，放射性離子交換到離子交換劑上，使廢液得到凈化。目前，離子交換法已廣發應用於核工藝生產工藝及放射性廢水處理工藝。
許多放射性元素在水中呈離子狀態，其中大多數是陽離子，且放射性元素在水中是微量存在的，因此很適合離子交換出來，並且在無非放射性粒子干擾的情況下，離子交換能夠長時間的工作而不失效。
離子交換法的缺點是，對原水水質要求較高；對於處理含高濃度競爭離子的廢水，往往需要採用二級離子交換柱，或者在離子交換柱前附加電滲析設備，以去除常量競爭離子；對釕、單價和低原子序數元素的去除比較困難；離子交換劑的再生和處置較困難。除離子交換樹脂外，還有用磺化瀝青做離子交換劑的，其特點是能在飽和後進行融化-凝固處理，這樣有利於放射性廢物的最終處置。
吸附法是用多孔性的固體吸附劑處理放射性廢水，使其中所含的一種或數種元素吸附在吸附劑的表面上，從而達到去除的目的。在放射性廢液的處理中，常用的吸附劑有活性炭、沸石等。
天然斜發沸石是一種多孔狀結構的無機非金屬礦物，主要成分為鋁硅酸鹽。沸石價格低廉，安全易得，處理同類型地放射性廢水的費用可比蒸發法節省80%以上，因而是一種很有競爭力的水處理葯劑。它在水處理工藝中常用作吸附劑，並兼有離子交換劑和過濾劑的作用。
當前，高選擇性復合吸附劑的研發是吸附法運用中的熱點。所謂「復合」是指離子交換復合物（氰亞鐵鹽、氫氧化物、磷酸鹽等）在母體（多位多孔物質）上的某些方面飽和，所以新材料結合天然母體材料的優點，具有良好的機械性能、高的交換容量以及適宜的選擇性。
離子浮選法屬於泡沫分離技術范疇。該方法基於待分離物質通過化學的、物理的力與捕集劑結合在一起，在鼓泡塔中被吸附在氣泡表面而富集，借泡沫上升帶出溶液主體，達到凈化溶液主體和濃縮待分離物質的目的。例子浮選法的分離作用，主要取決於其組分在氣-液界面上選擇性和吸附程度。所使用捕集劑的主要成分是，表面活性劑和適量的起泡劑、絡合劑、掩蔽劑等。
離子浮選法具有操作簡單、能耗低、效率高和適應性廣等特點。它適用於處理鈾同位素生產和實驗研究設施退役中產生的含有各種洗滌劑和去污劑的放射性廢水，尤其是含有有機物的化學清洗劑的廢水，以便充分利用該廢水易於起泡的特點而達到回收金屬離子和處理廢水的目的。
膜處理作為一門新興學科，正處於不斷推廣應用的階段。它有可能成為處理放射性廢水的一種高效、經濟、可靠的方法。目前所採用的膜處理技術主要有：微濾、超濾、反滲透、電滲析、電化學離子交換、鐵氧體吸附過濾膜分離等方法。與傳統處理工藝相比，膜技術在處理低放射性廢水時，具有出水水質好，濃縮倍數高，運行穩定可靠等諸多優點。
不同的膜技術由於去除機理不同，所適用的水質與現場條件也不盡相同。此外，由於對原水水質要求較高，一般需要預處理，故膜法處理法宜與其他方法聯用。
如鐵凝沉澱-超濾法，適用於處理含有能與鹼生成金屬氫氧化物的放射性離子的廢水。
水溶性多聚物-膜過濾法，適用於處理含有能被水溶性聚合物選擇吸附的放射性離子的廢水。
化學預處理-微濾法，通過預處理可以大大提高微濾處理放射性廢水的效果，且運行費用低，設備維護簡單。
『玖』 對於高放射性的固體廢物，主要採用什麼法進行固化處理
固體廢物是指在社會的生產、流通、消費等一系列活動中產生的一般不再具有原使用價值而被丟棄的以固態和泥態賦存的物質。 為了便於環境管理，國際上也將容器盛裝的易燃、易爆、有毒、腐蝕等具有危險性的廢液、廢氣，從法律角度上定為固體廢物，執...