放射性物质的废液如何处理

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．放射性“三废”处理效果的评价指标：一是浓缩倍数；二是去污倍数或净化倍数。（1）浓缩倍数：放射性废物的原有体积与处理后放射性浓集物体积之比。浓缩倍数越大，说明浓缩后的体积越小，贮存也就越经济、越安全。（2）去污倍数或净化倍数：放射性废物的原有放射性浓度与处理后的剩余放射性浓度之比。去污倍数越大，说明处理后废物中剩余放射性浓度越低，排放、贮存就越安全。2．放射性废液的处理（1）稀释排放：低活度的放射性废水，稀释至限值以下排入下水道。（2）放置衰变：对于短半衰期的低活度放射性废液，放置10个半衰期后，作一般废液排放。（3）浓缩贮存：对于长半衰期高活度的废液，以化学沉淀、离子交换、蒸发等方法，将放射性物质浓集，缩小体积，以利长期贮存。（4）固化贮存：经浓缩处理后的放射性残渣，可与水泥、沥青等融合成固态废物，再以贮存。3．放射性固体废物的处理：主要有放置衰变和压缩贮存等方法。 4．放射性废气的处理：主要有稀释排放和净化排放等方法。

很专业的 可以网上查询到很多书籍和学术文章专门介绍研究这方面的 伴随着核工业的生产研究以及核技术应用的普及和扩大，全世界每年产生的核废物或称放射性废物正逐步增加。按放射性水平分类核废物可划分为低放废物中放废物和高放废物。目前已有较成熟的技术对低中放废物进行最终安全处置，而对于高放废物由于其含有毒性极大半衰期很长的放射性核素对其安全处置是一个世界性难题。 高放废物的最终处置是发展核电与核工业急需解决的问题，近40年来，经过国内外多方面研究公认的是基于“多重屏障原理”的深地质处置方法。即设置一系列天然和人工屏障于废物本身和生物圈之间，以增强处置的可靠性和安全性。这些屏障包括：废物包装(废物,固化材料,废物罐和可能的外包装),工程屏障(处置库工程建筑物和回填材料)和天然屏障(主要指地质介质本身)。高放废物的深地质处置实际上是将高放废物固化体放入地下一定深度（200 ～1 5 00m）的空洞中，固化体周围充填人工屏障（固化体包装容器与缓冲回填材料）,利用人工屏障与天然屏障（天然地质介质）阻滞放射性核素迁移，达到不危害生物圈的目的。 安全处置高放废物战略重视保证核能工业可持续发展，保护人民健康，保护环境。它不仅提出了许多挑战性的科学和技术课，而且在一个更高的层面上对国家核能核废物国防和环境保护事业中大型科学研究的总体规划和组织实施经费保障及工程建设等提出了立法和政策方面的要求。在利用深部岩石洞室作为永久储存库方面，虽然科学家为之奋斗了几十年，迄今未获圆满解决。因为放射性核废物的地质处置是一个关系到国计民生多学科交叉的综合性问题，是一个涉及放射性化学、原子物理、水文地质学、水文地球化学、构造地质学、土木工程学多学科的复杂的系统工程。 参考文献 1. 英n.a.查普曼. the geological disposal of nuclear waste. 核废物的地质处置. 1992年 2. 王驹、陈伟明等. 高放废物地质处置及其若干关键科学问题. 岩石力学与工程学报.2006 3. 温志坚. 中国高放废物深地质处置的缓冲材料选择及其基本性能. 岩石矿物学杂志.2005 4. 王青海、李晓红等. 放射性废物处置中的地质学问题及研究现状. 重庆大学学报.2003 5. 崔玉军、陈宝. 高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展. 岩石力学与工程学报.2006 6. 郭永海、王驹、金远新等. 高放废物深地质处置及国内研究进展. 工程地质学报.2000