專利名稱:核電站廢物處置方法
技術(shù)領(lǐng)域：
本發(fā)明涉及一種核廢物處理技術(shù)，具體為一種核電站廢物處置方法。
背景技術(shù)：
核電站在利用核能發(fā)電的同時要產(chǎn)生核廢液、核廢料、核垃圾等核廢物，這些核廢物帶有很強(qiáng)的放射性，對自然環(huán)境和生物具有強(qiáng)烈的破壞作用，所以如何有效地處理這些核廢物是安全利用核能的關(guān)鍵。目前國內(nèi)外處理核廢物的辦法主要有高放廢物，集中反應(yīng)；中低放廢物，固化處理，然后深埋或沉入深海。核廢物處理關(guān)鍵在于如何使其有效固化，現(xiàn)有固化一般采用玻璃固化、陶瓷固化、水泥固化等辦法。特別是水泥固化具有工藝簡單，即將核廢物與水泥混合澆鑄成一立方的塊體，這種辦法由于無須高溫，一次性投資少等優(yōu)點(diǎn)而得到廣泛使用，但是傳統(tǒng)的硅酸鹽水泥有對放射性核素(如90SR、137CS)吸附性能差、持久性差，而且由于其孔隙率高，一般在水灰比超過0.3后容易出現(xiàn)泌水現(xiàn)象，即核廢水容易滲出而造成核滲漏；特別是處理核樹脂，在普通的水泥固化核樹脂過程中，由于核樹脂本身發(fā)生一系列物理變化而導(dǎo)致核樹脂在普通的水泥塊體中收縮形變，水泥塊體容易發(fā)生破裂而滲漏，所以處理能力有限，導(dǎo)致水泥固化存在安全隱患的問題。

發(fā)明內(nèi)容
本發(fā)明為了解決現(xiàn)有技術(shù)中存在的普通水泥固化安全性差、浸出率低、核放射元素吸附能力差的問題而提供了一種核電站廢物處置方法。
本發(fā)明是由以下技術(shù)方案實(shí)現(xiàn)的一種核電站廢物處置方法，是將粒徑為100～400×10-9米的沸石按照5～30％的重量比例添加到水泥中，然后與核廢物混合澆鑄即可。
如果用來處置的核廢物為核廢液，則水灰比為的范圍為0.3～0.6。
如果用來處置的核廢物為核廢料或核垃圾，則水灰比的范圍為0.19～0.35，核廢料或核垃圾摻入到水泥石立方體積中占的量為15％～60％。
沸石最好為絲光沸石。由于其為火山巖漿噴發(fā)冷凝后的巖層，其內(nèi)表面積很大，能夠有效吸附鈾，特別是在水泥中的摻量5％時對吸附鍶有利，當(dāng)摻量達(dá)到5％以上時對固化銫有利。當(dāng)沸石達(dá)到納米量級后，在加工過程中該物質(zhì)性能產(chǎn)生變化，光磁效應(yīng)、隧道效應(yīng)，顆粒的內(nèi)能和表面能增大，當(dāng)其添加入水泥中后可加快水泥誘導(dǎo)期和加速期的水化反應(yīng)，使汽-液-固三相通過過飽和達(dá)到相應(yīng)的濃度梯度，改善了水泥凝固的三維結(jié)構(gòu)，同時改善水泥砼的堆積密度，既減表面水又減間隙率，使膠團(tuán)產(chǎn)生聚合再聚合的作用。新拌的水泥漿體主要有Ca(OH)2和C-S-H凝膠體組成，這兩種性質(zhì)對水化水泥漿體有舉足輕重的影響。Ca(OH)2在毛細(xì)管內(nèi)成核并生長，它的存在不僅使水泥石變酥變軟，而且促使不穩(wěn)定的C-S-H凝膠體分解，新攪拌水泥漿的微觀結(jié)構(gòu)表明C-S-H凝膠體的形成有助于系統(tǒng)強(qiáng)度提高而且增加其對核廢料的吸附和包容能力，其原因是它能夠縮小毛細(xì)孔孔徑而納米級別的沸石恰恰能與水泥漿體中25％的Ca(OH)2反應(yīng)，其產(chǎn)物是C-S-H凝膠，1nm厚度延成106nm，同時改善水泥中硅鈣比例(從2.2降至0.9左右)，增加了硅酸鹽鏈長(從2.6增加到3.2左右)?？s小了水泥砼的空隙率，將其從75000降低到100(占75％)，而水分子直徑為250左右，空氣分子為160左右，故有效地降低了核廢水的浸出率，同時阻隔外部水的侵入。
在處理核電站產(chǎn)生的核廢液方面的有益效果，在非放材料的實(shí)驗(yàn)中，不添加本發(fā)明中所述的沸石材料后水泥固化塊水灰比超過0.32就出現(xiàn)泌水現(xiàn)象，(目前大亞灣采用的水灰比為0.32)而采用本發(fā)明所述的方法后，水灰比可達(dá)到0.56～0.6，浸出率和抗壓強(qiáng)度均符合國家標(biāo)準(zhǔn)，這樣一來按照每立方米1240公斤水泥計(jì)算，利用本發(fā)明可以比傳統(tǒng)的水泥固化多處理364～374公斤的核廢液，每立方米固化體可節(jié)省處置存放費(fèi)1～3萬元。
在處理核電站產(chǎn)生的核廢物或核垃圾方面的有益效果，以廢樹脂為例，本發(fā)明開創(chuàng)了以純水泥處理核廢料的先例，采用本發(fā)明所述的技術(shù)后對核廢物包容量可以打到50～60％的體積比例。檢測顯示固化體表面和內(nèi)部無游離液體，固化體抗沖擊性、抗浸泡性、抗凍融性合格；抗壓強(qiáng)度大于19.0MPa(而國內(nèi)標(biāo)準(zhǔn)大于7MPa即為合格，鈾浸出率小于5×10-8cm/d，積累浸出分?jǐn)?shù)小于1×10-5cm，均滿足淺地層處置標(biāo)準(zhǔn)鈾浸出率低于5×10-5cm/d的要求。試塊浸泡90天后，抗壓強(qiáng)度沒有降低或變松散，仍然保持在22～38MPa且浸出率均符合國家標(biāo)準(zhǔn)，創(chuàng)造性地解決了純水泥固化核電站中的核廢料，特別是廢樹脂固化體耐水性差的難題。
具體實(shí)施方式
實(shí)施例1一種核電站廢物處置方法，是將粒徑為100×10-9米的沸石按照5％的重量比例添加到水泥中，然后與核廢物混合澆鑄即可。
如果用來處理的核廢物為核廢液，則水灰比為的范圍為0.3。如果用來處理的核廢物為核廢料或核垃圾，則水灰比的范圍為0.19，核廢料或核垃圾摻入到水泥石立方體積中占的量為15％。
實(shí)施例2一種核電站廢物處置方法，是將粒徑為400×10-9米的沸石按照30％的重量比例添加到水泥中，然后與核廢物混合澆鑄即可。
如果用來處理的核廢物為核廢液，則水灰比為的范圍為0.6。如果用來處理的核廢物為核廢料或核垃圾，則水灰比的范圍為0.35，核廢料或核垃圾摻入到水泥石立方的體積中占的量為60％。
實(shí)施例3一種核電站廢物處置方法，是將粒徑為327.7×10-9米的沸石按照10％的重量比例添加到水泥中，然后與核廢物混合澆鑄即可。
如果用來處理的核廢物為核廢液，則水灰比為的范圍為0.4。如果用來處理的核廢物為核廢料或核垃圾，則水灰比的范圍為0.25，核廢料或核垃圾摻入到水泥石立方體積中占的量為40％。
實(shí)施例4一種核電站廢物處置方法，是將粒徑為200×10-9米的沸石按照20％的重量比例添加到水泥中，然后與核廢物混合澆鑄即可。
如果用來處理的核廢物為核廢液，則水灰比為的范圍為0.5。如果用來處理的核廢物為核廢料或核垃圾，則水灰比的范圍為0.30，核廢料或核垃圾摻入到水泥石立方體積中占的量為50％。
權(quán)利要求
1.一種核電站廢物處置方法，其特征在于是將粒徑為100～400×10-9米的沸石按照5～30％的重量比例添加到水泥中，然后與核廢物混合澆鑄即可。
2.根據(jù)權(quán)利要求
1所述的核電站廢物處置方法，其特征在于如果用來處理的核廢物為核廢液，則水灰比為的范圍為0.3～0.6。
3.根據(jù)權(quán)利要求
1所述的核電站廢物處置方法，其特征在于如果用來處理的核廢物為核廢料或核垃圾，則水灰比的范圍為0.19～0.35，核廢料或核垃圾摻入到水泥石立方體積中占的量為15％～60％。
4.根據(jù)權(quán)利要求
1所述的核電站廢物處置方法，其特征在于沸石為絲光沸石。
5.根據(jù)權(quán)利要求
1或4所述的核電站廢物處置方法，其特征在于沸石的粒徑為327.7×10-9米。
6.根據(jù)權(quán)利要求
1或2所述的核電站廢物處置方法，其特征在于水灰比為的范圍為0.56～0.6。
7.根據(jù)權(quán)利要求
1或3所述的核電站廢物處置方法，其特征在于水灰比的范圍為0.25～0.30，核廢料或核垃圾摻入到水泥石立方體積中占的量為15％～50％。
專利摘要
本發(fā)明涉及一種核廢物處理技術(shù)，具體為一種核電站廢物處理方法。解決了現(xiàn)有技術(shù)中存在的普通水泥固化安全性差、浸出率低、核放射元素吸附能力差的問題。是將粒徑為100～400×10
文檔編號G21F9/00GKCN101030456SQ200710061676
公開日2007年9月5日 申請日期2007年4月5日
發(fā)明者歷炳祥, 李建勝, 賈鵬宙, 范新民, 王清亮, 陳建虎, 雷震 申請人:王芳導(dǎo)出引文BiBTeX, EndNote, RefMan