如何处理核废料？
核废料一般是指核燃料开采、生产、加工和乏燃料后处理后的核设施退役，以及核反应堆使用过的不需要的放射性废物。一般来说，核废料包括三种:低放射性核废料、中放射性核废料和高放射性核废料。第一类通常是核电站生产过程中受到辐照的一些物品和一些废气、液体；第二种通常是发电过程中产生的一些废液；第三种是从堆芯换下来的乏燃料，放射性很强，因为利用率只达到百分之几。
核废料的特点是放射性、辐射危害和热能释放。
深埋地下的核废料中的放射性核素在衰变过程中放出衰变热，相当于给地下介质场增加了一个热源。热源的存在首先改变了地下介质场的温度分布，温度变化通过影响流体的粘度和密度来影响流体的迁移，也改变了一些物质的化学性质，从而直接影响地下介质场的核素迁移。温度变化也可能导致裂缝开合，影响地下应力场。因此，热源的存在对环境影响很大，但主要集中在场区附近的局部区域。
此外，固化废物的核素可能从包装容器中浸出，并可能随着地下水的迁移进入生物圈，从而影响人类环境。
核废料种类繁多，分为放射性废气处理、放射性废液处理、固化处理以及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、气溶胶和挥发性气体的形式存在。主要来源于核反应堆的工艺系统和各车间的排气系统。工艺系统中的废气主要是比放射性高的惰性气体氖和碘，而厂房的排气系统一般含有活化气体和气溶胶，碘-131危害大但量少。碘-131半衰期很长。虽然它的含量比其他的低，但是毒性很大，对人有浓度效应。因此，应高度重视废气中碘-131的处理。一般经过除尘器、冷凝器、硝酸汞碘洗涤器、氮氧化合物吸收器处理，然后依次经过第二碘洗涤器、含银沸石碘吸收器、高效颗粒过滤器处理，最后通过100多米高的大烟囱排入大气。
2、放射性废液处理
由于放射性废液易浸泡、腐蚀性强、不易储存，其处理最为重要。
一种方法是将含油废水初步中和，在室温下用石灰乳搅拌，直到PH值达到10.0 ~ 10.5。在中和过程中，沉淀进行得很快，生成的不溶性氢氧化物会一起沉淀。这种方法可以有效地去除废液中的铀、镭等有害物质。
在核电站放射性废液处理系统中，常用离子交换树脂处理工艺排水和排水。为了提高离子交换的使用寿命和净化效率，通常在离子交换床的前后安装前置过滤器和后置过滤器。预过滤器用于去除悬浮物和固体颗粒；后置过滤器用于阻止树脂颗粒的分散。
电渗析处理低水平放射性废液的方法通常分两步进行。第一步是通过电渗析将含盐量高的放射性废液的盐浓度降低到足够低的水平，第二步是通过离子交换树脂去除残留的盐和放射性物质。
秦山三号核电站的独特之处在于，它采用了国外的重水堆技术，是中国第一座商用重水堆核电站，在核废水处理的设计上极其新颖和有特色。可以大大减少二次废物量，大大降低核电站的场地使用成本和废水处理成本。
在秦山第三核电站，两个储存箱储存中高水平放射性废水，三个储存箱储存低水平放射性废水。如果当废水水位达到一定高度时，储槽内废水中的短寿命放射性物质完全衰变，此时启动废水储槽循环泵保持运行1小时以上，使储槽内的废水得到充分混合。如果各项指标都达到排放标准，取样分析箱内的废水可以直接排放到室外。
中度放射性废水经处理后不符合直接排放标准的，必须重新净化去污。放射性废水净化回路的工艺流程如图1所示。如果在设备运行过程中，系统过滤口的压差异常，说明过滤器有堵塞，必须及时更换系统滤芯。如果吸收材料失效，就需要更换。取样分析是确定净化循环次数和净化效果的直接参考。
《城市路桥与防洪》5月第5期有个低调的消息，2011。我国研制成功一种快速高效吸附过滤核污染废水的新技术，可用于防止放射性物质碘-131等放射性碘同位素的扩散，可广泛应用于核事故应急、核废水处理和核设施防护。这种材料对碘-131的吸附效率之高令人震惊。用这种新技术制成的10g新材料——催化生物陶瓷颗粒，在含12640bq/L放射性碘-131的核废水中浸泡20 min，可吸附固定高达99.97%的放射性碘-13l。试验表明，这种新材料可用于过滤放射性高达1.85万Bq/L的碘-125废水，仅用5次雨水，放射性碘-125的去除率高达2%。
ALPS废水处理的原理核心是活性炭、钛酸盐、亚铁氰化物、浸渍活性炭、氧化钛、螯合树脂、树脂等七种吸附剂的吸附。有研究认为，日本福岛的核污染废水即使通过核素去除系统(ALPS)处理过的水，也只能稀释放射性元素“氚”，没有任何去除效果。韩国政府认为，福岛核污水经过及时处理后，污染值仍超标2万倍，福岛核电站的多核素处理系统出现了多达8次故障。
3.放射性废液的固化
放射性废液的固化必须达到两个目的:一是固定废液，二是长期囚禁放射性核素。为了满足上述要求，固化产品应具有足够的耐损伤性。固化后便于运输、储存和最终处置。其性能通常用辐射稳定性、热稳定性、机械稳定性和化学稳定性来衡量。固化过程包括废液蒸发浓缩、脱氮、干燥、煅烧、熔融固化和退火。该方法包括水泥、塑料、沥青、玻璃和人造岩石的固化。
1978世界首台工业规模连续玻璃固化装置(AVM)在Makor投产。AVM已经处理了超过2000 m？废液。运行经验证明，AVM装置是成功的，不仅工艺完善，而且煅烧炉部件寿命超过10000h·h，为了固化轻水堆氧化物燃料元件后处理产生的高放废物，法国研制了AVH装置。AVH的工艺与AVM相似，主要部件参照AVM按比例放大。主要区别之一是UP-2厂建设的R7玻璃固化厂使用不同的煅烧添加剂(R7使用罐体)来减少钌的挥发。法国UP3工厂和UP2-800工厂T7和R7各建三条玻璃固化生产线，采用AVH设备。实践证明，玻璃固化是柔性的，因为乏燃料溶解产生的细颗粒和熔剂处理产生的碱性废液已经固化到玻璃体内。
英国研究了配合料玻璃的坩埚固化法，固化后的坩埚作为玻璃体的储存容器。该方法利用坩埚的不同截面实现高放废液蒸发、精矿煅烧和玻璃熔化，熔化截面温度达到65438±0050℃。后来，英国决定使用法国的连续AVM工艺处理塞拉菲尔德的废物，并建造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炉固化的方法。卡尔斯鲁厄建造了两个固化设备。第一个陶瓷炉的处理能力为20-40kg/h，第二个陶瓷炉的处理能力为100kg/h..将废液和玻璃加入陶瓷熔化炉中，废液在炉中蒸发，玻璃熔化，玻璃倒入容器中。
美国的实验结果证明，类似于玻璃工业中使用的陶瓷熔窑具有广阔的应用前景。根据研究结果，美国决定对所有待建固化装置采用一步陶瓷炉工艺。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，这是世界上最大的玻璃固化装置。美国西固玻璃固化厂已经把2300m？经过高放射性废液的处理，* * *生产了250个玻璃固化罐。
在研究了日本高放废液的多种玻璃固化方法后，选择了陶瓷熔炼炉玻璃固化法来固化东海后处理厂的废物。
从1974开始，俄罗斯研究了两种废液的玻璃固化方法，称为两步法和一步法。1987年，俄罗斯在玛雅克建设了玻璃固化设施EP-500焦耳加热陶瓷熔窑，目前已有3座熔窑投入运行。到1999结束，已经固化了12500m？高放废液。
目前，不仅美国、俄罗斯、法国和英国建造了高放废液玻璃固化装置，日本、比利时和印度等国也建造了这种设施。
4.处置方法
处置方法包括海洋倾倒、近地表处置、地质处置和空间处置。
海洋倾倒已被国际原子能机构禁止，但日本敢为天下先。来自德国的一家海洋科研机构的计算结果显示，放射性物质会在排放之日起的57天内扩散到太平洋的大部分地区，三年后美国和加拿大也会受到核污染的影响。
近地表处置的主要对象以中低水平放射性废物为主，埋深仅距地面10米以内。安全监督期为300 ~ 500年。
地质处置的主要处置对象是深埋于地下数百米甚至数千米的地壳岩层中的高放废物和中放长寿命废物，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。
太空处理是将核废料放入运载火箭，发射到太空中，并永久储存在太空中。这一思想由前苏联科学院院士卡比扎于1959年首次提出。1989年，这一方案再次由美国著名物理学家施莱辛格提出，并附有相关论证。根据实际数据，运载火箭的发射事故率通常在2%左右。为了解决由此引发的核灾难，专家们花费了大量精力设计和建造密封容器，并决定用高强度钛钢制造外壳。表面涂有多层隔热材料。按照设计，密封容器呈子弹形，高3.4米，内径3米，分为三个隔离仓。但这种处置方式在目前情况下只是一种想法。
早期美国用碳钢罐储存碱性和中性高放废液。汉福德和萨凡纳河工厂的183碳钢储罐中有20多个已经发现泄漏。中性废液会产生泥浆沉淀，泥浆沉淀中携带大部分放射性核素。这种情况发生在汉福德、萨凡纳河和西固工厂。汉福德工厂使用的碳钢衬里储罐直径为23m，深度为6-12m，容量为1800-3700m？。汉福德工厂允许废液在储罐中沸腾，衰变热通过排气冷凝器排出。如果允许自蒸发浓缩，储罐中会发生进一步的沉淀。当这些固体沉入罐底时，没有内部冷却装置的储罐将会坍塌。为了解决沸腾问题，汉福德厂采用内部空气提升搅拌的方法来缓解废液灌装后的沸腾。
美、英等国贮存高放浓废液的经验证明，不锈钢罐是目前唯一得到广泛应用的中间贮存技术。为了防止可能的泄漏事故，必须采取两项安全措施。首先，储罐必须放置在地下设备间，不锈钢包层可以容纳整个储罐。第二，使用中的储罐应与空罐连接，以防泄漏，以转移废液。为了防止高放废液沸腾并使其温度保持在60℃以下，贮存装置必须配备有足够裕度的冷却系统。冷却系统应与外部热交换器相连。储罐还配备有气动混合系统和自动监控系统。
纳米材料在核废料处理方面具有明显的优势，在某些方面是常规材料无法替代的，相关方面需要进行系统深入的研究。
5.乏燃料管理
乏燃料是核废料中最难解决、危害最大、半衰期最长的。
乏燃料自然成为核废料管理的重中之重。乏燃料通常需要在最终处置前进行后处理。
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过的乏燃料中回收有用的铀和钚，然后制成新的燃料元件用于热堆或快堆，可以大大提高铀资源的利用率。
未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，也就是说原本可以用50-60年的天然铀可以用3000年以上。乏燃料后处理不仅回收了大量有用的铀和钚，还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有法国、英国、俄罗斯、日本、印度等。法国和英国的大规模商业后处理水平处于世界领先地位。在1970年代中期，美国出于政治原因完全停止了商业后处理活动，但从未停止对后处理技术的研究。2006年明确宣布重启后处理计划。
目前运行的大型商业化后处理厂有:法国阿格厂，处理能力为每年1700吨重金属；英国的塞拉菲尔德后处理厂年处理能力为900吨。目前在日本寿村有6个后处理厂，年处理能力800吨。
50多年的运行经验表明，Purex是一种优秀的后处理工艺。随着Purex工艺的改进，现在可以设计出能够处理各种乏燃料的产品，并生产出满足各种纯度和浓度要求的产品。