由于玻璃并不是废物的包壳，裂变元素也并非和 玻璃形成混合体，而是成为玻璃的组成部分，因 此其放射性浸出率很低，还具有较高的抗化学腐 蚀能力和良好的耐辐照性与热稳定性。 但是，由于玻璃固化工作温度高，放射性核素挥 发量大，设备腐蚀极为严重，需要特殊的耐高温、 耐腐蚀材料和高效的尾气净化系统。 高放玻璃固化是在极高的辐射条件下工作，必须 进行高度自动化控制和维修，技术难度大，处理 成本很高。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离




国外应用情况 1978年法国马库尔AVM：处理能力40L/h， 为UP-1处理 2074m3高放废液，产生 11400罐玻璃固化体，4500t玻璃。 1989年拉阿格AVH-R7：处理能力100 L/h， 为UP-2，三条生产线，一条备用； 1989年拉阿格AVH-T7 ：处理能力100 L/h，为UP-3，三条生产线，一条备用；
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离



基础玻璃氧化物 网络生成体氧化物：SiO2、B2O3、P2O5 网络外体氧化物：Li2O、Na2O、CaO、 ZrO2 中间体氧化物：Al2O3、MgO、ZnO、 TiO2 表7-6 各种组分对玻璃体性能的影响
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离
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。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离




美国1996年建成萨凡那河玻璃固化厂，处理能力 225 L/h；西谷厂，处理能力150 L/h， 1999年已 处理2300m3高放废液，产生500t玻璃固化体。 德国卡尔斯鲁厄VEK处理能力10 L/h；WAK高放 废液70m3。 中国引进德国技术在821厂建立了1:1冷试台架电 熔炉装置，2000年和2003年进行了两轮冷试验。 优缺点：处理量大，熔炉寿命长；熔炉体积大。 电熔炉寿命：熔炉耐火材料腐蚀和电极腐蚀
放射性废物处理与处置
李全伟
西南科技大学国防科技学院 核废物与环境安全国防重点学科实验室
目录一



课程安排：48/36学时－8/6周 第一章 放射性废物管理内容和原则 第二章 放射性废物的分类 第三章 放射性废物的产生和废物最小化 第四章 气载和液体低中放废物的处理 第五章 废物的减容处理——焚烧和压实 第六章 低中放废物固化技术 第七章 高放废液的固化与分离
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离



煅烧-感应熔融两步法（图7-4） 工艺原理：第一步将高放废液加入回转 煅烧炉中，在那里蒸发、干燥和煅烧； 第二步将获得的煅烧物与基础玻璃分别 加入中频加热的金属熔炉中，在那里熔 融和澄清，最后由底部出料。 该工艺为连续加料和批式出料。 优缺点：连续生产，处理能力大；工艺 复杂，熔炉寿命比较短（1～6千小时）。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离



7.3高放废液的玻璃固化 玻璃是化学性质不活泼的物质，在高温状态有 液态性质，能溶解很多氧化物，使得高放废液 的核素能包容固定在玻璃网络结构中，范围为 15～30%（质量百分比）。 硼硅酸盐玻璃：主要成分二氧化硅及氧化硼， 熔铸温度一般为1100～1200℃。 50年开发的玻璃固化工艺：罐式法、煅烧-熔 融两步法、焦耳加热陶瓷熔炉法、冷坩埚法。
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。
陶瓷熔炉 玻璃固化 生产浇注
放射性废物处理与处置Fra bibliotek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


发展应用情况 西德首先在比利时Mol建成PAMELA，处理能力 30 L/h，1985年10月—1991年7月处理了958m3高 放废液，生产2200罐493t玻璃固化体。 前苏联1986年在马雅克建成电熔炉EP-500。 日本工程试验装置ETF，全规模冷试装置MTF， 热室中试验固化装置CPF，1994年建成东海村玻 璃固化工厂TVF，处理能力40 L/h；现正在北海 道6个所村建设规模更大的电熔炉玻璃固化工厂。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离


7.4玻璃固化配方和特性鉴定 玻璃 硅氧四面体的三维网络结构物（图711），排列是无序的，缺乏对称性和周 期性，表现短程有序和长程无序，玻璃 固化是将放射性核素包容固定在玻璃的 三维网络结构中。 玻璃固化是一种化学包容、核素浸出率 相当低。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离



监测和控制系统 辐射水平高，高温操作，安全风险大 严格监测运行参数；保障动力供给；加 强安全保卫。 遥控操作和自动维修，大大增加了技术 复杂性，提高了建造投资和运行费用。 重屏蔽增加了退役难度和退役费用。 产生二次废物（表7-5）
玻璃固化的特点
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 。
第七章 高放废液的固化与分离


国外贮存情况 美国3个军工核基地38万m3：萨凡那河12万m3 49个碳钢贮槽，12个泄露；汉福特24万m3 149 个碳钢单壁贮槽，67个泄露；爱达河1万m3。 1957年前苏联南乌拉尔高放废液贮罐爆炸事故： 冷却系统失控，温度升高，水蒸干后沉淀物温度 达330～350℃，引起爆炸，威力相当于70～ 100tTNT，污染面积1.5000～2.3万km2，撤走2.7 万人，仅次于切尔诺贝利核电站事故，属于6级 重大事故。
目录二



课程安排：48/36学时－8/6周 第八章 放射性污染的去污 第九章 核设施的退役 第十章 低、中放和极低放废物的处置 第十一章 高放废物处置 第十二章 核电站废物的处理 第十三章 核技术利用废物和废旧放射源的管理
放射性废物处理与处置



内容提要 7、高放废液的固化与分离（p127~158） 7.1高放废液的特性 7.2高放废液的贮存 7.3高放废液的玻璃固化 7.4玻璃固化配方和特性鉴定 7.5人造岩石固化 7.6分离一嬗变和分离一整备
玻璃固化配方 （1）保证固化工艺操作安全 黏度、电导率、析晶、相分离和挥发性 （2）保证固化体的处置安全 化学稳定性，机械稳定性、热稳定性和 辐照稳定性、固化体密度和均匀性

放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离


工艺安全：黏度 影响澄清和均化等 1150℃时，黏度约50dPa· s，950℃时约 500dPa· ，流动性变差；操作温度 s 1100℃时，黏度控制为100～400dPa· s。 分为3个区进行测定
硼酸盐玻璃固化流程
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离



罐式法——液体加料，批式生产工艺（图7-3） 工艺原理：高放废液和玻璃形成剂（又称基础玻 璃）加入到因科镍合金制的金属熔炉中，由中频 加热器分段加热和控制温度，废液在熔炉中蒸发、 干燥、煅烧、熔融和澄清，最后由底部出料。 优缺点：工艺简单。生产量小，熔炉寿命短，30 批料换罐。 1968年法国PIVER处理25m3HLW，生产12t玻璃。 中国70年代研究罐式法玻璃固化配方，钌行为， 硫走向等，80年代中转入电熔炉玻璃固化研究。
放射性废物处理与处置
第七章 高放废液的固化与分离



7.2高放废液的贮存 有严格和苛刻的要求：设计寿命15～20a 材料：特殊耐蚀的不锈钢 场址：抗震计算和试验 质量：严格的探伤检查 防护：足够的屏蔽厚度 结构：混凝土地下室 防漏：双壁或者托盘