据德国联邦放射性废物公司（BGE）悲观的估计，德国政府原计划在2031年前确定核废料的储藏地，现在可能会推迟至2046年。2023年4月，德国关闭了最后三座核电站，核废料均被暂时储藏在16处临时设施内。截至 2019年，除俄罗斯和斯洛伐克外，欧洲储存了超过6万吨的核燃料（ 不包括采掘和加工的废料），其中大部分在法国。在欧盟国家，法国拥有的乏核燃料 约为25%, 德国（15%）和英国（14%）。

核废料泛指在核燃料采掘、生产、加工和乏燃料后处理核设施退役以及核反应堆用过的不再需要的并具有放射性的废物。通常所说的核废料包括低放射性核废料、中放射性核废料和高放射性核废料三类。第一种通常是核电站生产过程中被辐射过的一些物品及一些废气废液；第二种通常是发电过程中所产生的一些废液废物；第三种则是从堆芯中置换下来的乏燃料，因其利用率仅仅达到了百分之几，具有很高的放射性。

核废料的特征为放射性、射线危害及热能释放。

深埋地下的核废料中放射性核素在衰变过程中放射出衰变热，相当于在地下介质场附加了一个热源。热源的存在首先改变了地下介质场的温度分布，而温度变化通过影响流体黏度、流体密度而影响到流体的运移，也使一些物质的化学性质发生变化，从而直接影响到地下介质场之核素迁移。温度变化也可能造成裂隙之张开与闭合，即影响到地下应力场。因而热源的存在对环境影响较大，但主要集中在近场的局部地区。

另外废料固化体的核素可能从包装容器中浸出，随着地下水的迁移有可能进入生物圈，从而对人类环境造成影响。

核废料多种多样，分为放射性废气处理，放射性废液处理，固化处理和处理后或未处理的最终处置方法。

1、放射性废气处理

放射性废气通常以小液滴、气溶胶和挥发气体等形式存在。其主要来源于核反应堆的工艺系统和各厂房的排风系统。工艺系统中的废气主要是比放较高的惰性气体氖和碘，而厂房排风系统一般含有活化气体和气溶胶以及危害较大但量少的碘131。碘131属于长半衰期，尽管其含量较其他的很低，但其毒性较高，而且对人类具有浓集效应。所以要相当重视废气中碘131的处理。一般处理方法是先通过除尘器、冷凝器、硝酸汞除碘洗涤器和NOx吸收器进行处理，然后，再依次通过第二除碘洗涤器、含银沸石除碘吸收器和高效颗粒过滤器进行处理，最后经由100米以上的大烟囱排入大气。

2、放射性废液处理

放射性废液由于其易浸透、有腐蚀性、不易贮存等原因，它的处理最为重要。

一种方法是将含铀废水初步中和，与石灰乳在常温下进行搅拌，直至PH达到10.0～10.5为止。在中和过程中，沉淀作用进行很快，生成的不溶性氢氧化物，都会一起沉淀下来。此法能有效去除废液中铀、镭等有害物质。

而核电站的放射性废液处理系统常用的，是用离子交换树脂来处理工艺疏、排水。为了提高离子交换的使用寿命和净化效率，常在离子交换床之前和之后分别设预过滤器和后过滤器。预过滤器用以去除悬浮物和固体颗粒物；后过滤器用以阻挡树脂颗粒的流散。

电渗析处理低放废液方法，是通常分两步进行，第一步是将含盐较高的放射性废液先用电渗析法将盐的浓度降低到足够低的程度，第二步再用离子交换树脂除去剩余的盐分和放射性物质。

秦山第三核电站的独特之处是， 其采用了国外重水反应堆技术， 是我国第一座商用重水反应堆核电站， 在核废水的处理设计方面极为新颖， 特点显著。可以很大程度山减少二次废物的产生量， 很程度上减少了核电站的场地使用成本和废水处理代价。

秦山第三核电站中2个储存箱存放的中、高放废水， 3 个储存箱存放低放废水。如果储存箱中的废水位至一定高度时， 其中的短寿命放射性物质得到完全衰变， 这时候开启废液储存箱的循环泵， 使其持续运转超过1 小时， 这样就可以使储存箱中的废水混合充分。取样分析箱中的废水， 如果检测其中的各项指标达到排放标准， 则可以将其中废水直接排放外部。

放射性中等的废水经过处理后， 如果其不满足直接排放的标准， 则必须再次经过净化去污的处理流程。放射性废水的净化回路工艺流程如图1 所示。如果设备运行中， 系统的过滤器口的压差不正常时， 表明了过滤器中存在了堵塞， 这时候必须及时的替换系统滤芯。如果吸收材料失效时， 则需要更换材料， 取样分析是决定净化循环次数与净化效果的直接参考。

2011年5月第5期 《城市道桥与防洪》有一条低调的消息，一项可快速、高效吸附、过滤核污染废水的新技术在我国研制成功，可用于防治放射性物质碘一131及其他放射性碘同位素的扩散，可广泛应用于核事故应急、核废水处理、核设施防护、医疗放射性废水处理等方面。这种材料对碘一131的吸附效率之高是令人震惊的。将10g利用这一新技术制作的新材料— — 催化生物陶颗粒，浸泡在含有12 640 Bq／L的放射性碘一131的核废水中20 min，可以吸附固定高达99．97％ 的放射性物质碘一13l。检测显示，利用这种新材料过滤放射性高达185万Bq／L的碘一125废水，仅用5 rain，放射性碘一125去除率高达2％。

ALPS处理废水的原理核心，是通过活性炭 、钛酸盐 、亚铁氰化物、浸渍活性炭、氧化钛 、螯合树脂和树脂等 7 种吸附剂的吸附。有研究称，日本福岛核污染废水，即使经过去核素系统处理（ALPS）的水，也只能将放射性元素“氚”进行稀释，起不到任何去除的作用。韩国政府认为，福岛核污水即使处理后，污染数值仍超标2万倍，福岛核电站的多核素处理系统已发生多达8次故障。

3、放射性废液固化

放射性废液固化必须达到两个目的：一是要固定住废液，二是要能长期禁锢住放射性核素。为达到上述要求，固化产物应具有足够的耐破坏的性能。固化后便于运输、贮存和最终处置。通常以辐照稳定性，热稳定性，机械稳定性和化学稳定性来度量其性能。固化过程包括废液蒸发浓缩、脱硝、干燥、煅烧、熔融物固化和退火等工艺。方法包括水泥、塑料、沥青、玻璃及人造岩石固化。

1978 年世界上第一个工业规模连续操作的玻璃固化装置（AVM）在法国马库尔厂投入运行。AVM 已经处理了 2000 多 m³废液。运行经验证明，AVM 装置是成功的，不但其工艺完善，而且煅烧炉部件的寿期超过了 10000h。法国为了固化轻水堆氧化物燃料元件后处理产生的高放废液，又发展了一种 AVH 装置。AVH 与 AVM 流程相似，主要部件是参照 AVM 进行的按比例放大，主要差别之一是 UP-2 厂建造的 R7 玻璃固化厂，为降低钌的挥发，使用了不同的煅烧添加剂（R7 使用槽）。法国 UP3 厂和 UP2-800 厂的 T7 和 R7 各建造了 3 条玻璃固化生产线，采用 AVH 装置。实践已经证明玻璃固化有灵活性，因为乏燃料溶解时产生的细颗粒和熔剂处理时产生的碱性废液已被固化到玻璃体里去了。

英国研究了间歇式玻璃的坩埚固化方法，固化后坩埚作为玻璃体的贮存容器。这种方法利用这个坩埚的各个不同区段实现高放废液蒸发，浓缩物的煅烧，以及玻璃体熔炼，熔炼段的温度达 1050℃。后来英国决定采用法国的连续 AVM 工艺处理塞拉菲尔德的废物，建设 WVP 装置。

德国、美国和日本从 20 世纪 70 年代中期开始研究使用陶瓷熔炉固化法。在卡尔斯鲁厄建了两个固化装置，第一个陶瓷熔炉的处理能力为 20-40kg/h，第二个熔炉的处理能力为 100kg/h。废液与玻璃一道加入陶瓷熔炉，在炉中蒸浓废液，熔炼玻璃，并将玻璃浇注到容器中。

美国的实验结果证明，与玻璃工业所用熔炉相近的陶瓷熔炉具有广泛的应用前景。美国根据研究结果决定全部待建的固化装置均采用一步法陶瓷熔炉流程。美国在萨凡纳河基地建立了国防废物处置装置—高放废液玻璃固化装置，是世界上最大的玻璃固化装置。美国的西谷玻璃固化厂已将西谷后处理厂的 2300m³高放废液处理完毕，共生产了 250 个玻璃固化罐。

日本在试验研究了许多种玻璃固化高放废液方法之后，为固化东海后处理厂的废物优先选择了陶瓷熔炉玻璃固化法。

俄罗斯从 1974 年开始研究了两种液态废物的玻璃固化方法，称为两步法流程和一步法流程。1987 年，俄罗斯在马雅克建成玻璃固化设施 EP-500 焦耳加热陶瓷熔炉，已有 3 座熔炉投入运行，到 1999 年底已固化 12500m³高放废液。

目前，不但美国、俄罗斯、法国和英国都已建造了高放废液玻璃固化装置，日本、比利时和印度等国也都建造了这类设施。

4、处置方法

处置方法包括海洋倾倒、近地表处置、地质处置、太空处置等。

海洋倾倒已被国际原子能机构禁止，但日本敢为天下先了。 一家来自德国的海洋科学研究机构的计算结果显示，从排放之日起，57天内放射性物质就将扩散至太平洋大半区域，3年后美国和加拿大就将遭到核污染影响。

近地表处置的主要对象以中、低放射性废物为主，掩埋深度只需距地面十米以内即可。安全监管年限为300～500年。

地质处置的主要处置对象为高放废物和中放长寿命废物，将之深埋于地下数百米甚至上千米的地壳岩层中，但高放废物和中放长寿命废物的地质处置仍是世界性难题。

太空处置是将核废料置于运载火箭中，发射至太空，并永久存放在太空中。这一想法最初是由原苏联科学院院士卡比擦于1959年提出的。1989年，这一方案再次被美国著名物理学家施勒津热尔提出，并加有相关论证。实际资料显示，运载火箭的发射事故率通常在2%左右，为了解决由此而引发的核灾难，专家们在设计建造密封容器方面颇费了一番精力，并决定用高强度的钛钢制作外壳。表面再敷以多层隔热材料。按照设计，密封容器呈子弹头形状，高3.4米，内径为3米，分设三个隔离仓。但这种处置方式在目前情况下只是一种设想。

在早期，美国曾采用碳钢槽贮存碱性和中性高放废液。汉福特和萨凡纳河厂的183个碳钢槽，已发现有20多个泄漏了。中性废液会产生泥浆沉淀，这些泥浆载带有大部分的放射性核素。这种情况在汉福特厂、萨凡纳河厂和西谷厂都曾发生过。在汉福特厂用碳钢衬里的贮罐，直径为23m，深度为6-12m，容量为1800-3700m³。汉福特厂容许废液在贮罐内沸腾，衰变热由排气冷凝器除掉。如果允许自蒸发浓缩，则在贮罐内会进一步产生沉淀。这些固体沉在罐底，就使无内部冷却装置的贮罐产生崩沸。为解决崩沸的问题，汉福特厂采用内部空气提升进行搅拌的方法，来缓和废液满灌以后的崩沸。

美国、英国等国家贮存高放浓缩废液的经验已经证明，不锈钢槽贮存酸性高放废液是目前惟一获得大规模应用的中间贮存技术。为防止可能发生的泄漏事故，必须采取两种安全措施。一是贮罐必须安放在能够容纳整个贮罐的不锈钢覆面的地下设备室里。二是正在使用的贮罐要与一个空罐相连接，以备发生泄漏时转移出废液。为防止高放浓缩废液沸腾，并维持其温度在60℃以下，贮存装置必须配备有足够余量的冷却系统。冷却系统要与外部换热器相连。贮槽除了还设置压空搅拌系统、自动监测和控制系统。

纳米材料在核废料的治理中具有明显的优越性，在某些方面是常规材料无法代替的，相关方面都有待于进行系统深入的研究。

5、乏燃料管理

核废料中最难解决，同时危害最大、半衰期最长的就是乏燃料。

乏燃料很自然的成为核废料管理的重中之重。乏燃料一般都需要进行后处理才能最终处置。

乏燃料后处理也是保证核电可持续发展的重要环节。通过后处理可以从辐照后乏燃料中回收有用的铀和钚，再制成新燃料元件返回热堆或快堆使用，可以大大提高铀资源的利用率。

将来如果实现快堆核燃料闭路循环，铀资源利用率可提高 60 倍左右，这意味着本来能使用 50-60 年的天然铀可利用 3000 余年。对乏燃料进行后处理，既回收并循环使用了其中大量有用的铀、钚，也大大降低了需要处置的高放废物的毒性和体积。

乏燃料后处理技术已有 50 多年的历史，目前世界上从事商业后处理的国家包括法、英、俄罗斯、日本、印度等，法、英两国大型商业后处理的水平处于世界领先地位、1970 年代中期美国由于政治原因完全停止了商业后处理活动，但从未停止过有关后处理技术的研究，2006 年明确宣布重启了后处理计划。

目前正在运行的大型商业后处理厂有：法国的阿格工厂，其处理能力为 1700 吨重金属/年；英国的塞拉菲尔德后处理厂，年处理能力为 900 吨。目前正在热试中的后处理厂有日本的六个所村后处理厂，年处理能力为 800 吨。

五十多年的运行经验表明，Purex 是一种极好的后处理流程。随着 Purex 流程的日臻完善，现在已经可以设计出能够处理各种乏燃料，生产出满足各种纯度、浓度要求的产品。

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