主题：为什么核废料很危险？一位核技术博士的简短解释 -- hwd99

首先感谢坐言起行网友。现在可以输入中文了。

用铅箱装核废料再扔入大海不是压一个好主意，第一核废料已经封入玻璃球内，用铅箱再装一遍没有必要。第二铅在水中的溶解度并不低，会很容易溶入海水中从而被海中生物吸收而进入食物链（深海底下并不能保证铅不会被带到海面，因为第一海底与海面水有对流，第二溶液本身会有高浓度向低浓度扩散）。我们都知道铅是一种重金属，会造成儿童智力低下，对肝功也有很大伤害（想想水银在剑鱼体内的富集）

作者：王某叉 from zhihu

核燃料的生产虽然是以从自然界获取的铀作为原料，但大量人工放射性的产生却是必然的。从核裂变中获取能量的必然代价就是，当富含中子的重核裂变之后，释放出中子和作为重核裂变碎片的新原子核，后者主要是相对于天然稳定同位素而言富含中子的放射性同位素，会通过衰变变成某些稳定核素；同时大量中子在反应堆中与核燃料和结构材料等堆内物质作用，产生感生放射性，其中不乏寿命较长并且放射性很强的新核素。这些新的放射性物质有着数秒到数十万年不等的半衰期，导致乏燃料当中含有巨大放射性总量，一座核电站内大约60吨核燃料的人工放射性大致需要一条长江的年径流量（万亿立方米的水）才能稀释到天然铀矿的水平。

乏燃料

乏燃料如果不后处理，可以3～10年的冷却后，中期（30~50年内）可以在干式或湿式设施中较经济的储存，由于核燃料的总量相对较少（全美核电运行至今的乏燃料总量约五万吨，理论上一个标准橄榄球场可以摆下），在可预见的未来内继续中间存储或者后处理都是经济的。如果不后处理，乏燃料需要地质处置很长时间，后处理可以大大缩小需要地质处置的放射性废物体积，回收可作为燃料利用的铀和钚，虽然在目前这种回收并不经济。

回收的铀虽然有0.9%左右的富集度，但由于含有中子毒物U236，因此浓缩相对于天然铀需要额外的分离功；这样核燃料后处理的成本主要由另一种产品钚来承担，所以由钚制成的MOX燃料价格昂贵，比新的低浓缩铀燃料还要贵；而不生产MOX燃料，储存钚价格也很贵。所以只有核燃料需求紧张，并且地质处置费用较高的欧洲国家和日本坚持核电乏燃料商用后处理。

后处理后的废物

乏燃料后处理之后还会得到放射性废液和固体废物，绝大部分钚和铀作为燃料被回收，部分后处理厂也回收镎，其中需要进行地质处置的主要是高放废物，放射性来自于裂变产物、锕系元素。一座100万千瓦的压水堆（PWR）电站，每年卸出乏燃料约25t；其中含有可循环利用的铀约23.75t, 钚约200kg,中短寿命的裂变产物(FPs)约1000kg；还有次锕系核素约20kg，长寿命裂变产物约30kg。

核设施运行退役、后处理过程除液体外，还产生固体放射性废物（活化金属、废树脂等等），中低固体放射性废物通常掩埋处置，产生高放射性废物（除高放废液固化物外，主要是燃料包壳）也需要地质处置。

对于环境而言，部分放射性较强的物质由于半衰期短在几年内会衰变完，而大部分裂变产物核素会在千年内衰变完，需要考虑是可靠排除其发热并长时间储存不至于泄漏的形式，目前核燃料循环工业所采用玻璃固化方法基本上可以解决这部分废物，通过可靠的长期地质储存而保证较长时间内不进入环境——目前认为可以保证在良好的地质处置场中1万年内（工程设施1000年左右，地质屏蔽10000年左右），玻璃或陶瓷固化体中的放射性物质不会大量进入环境，尤其是地下水。但万年尺度上，高放废物的储存很难确保不进入环境，这部分风险主要集中在长寿命裂变废物LLFP、次要锕系元素MA（除铀、钚以外的锕系元素）。

需要说明的是如果高放废液不进行固化，就比较麻烦，一来后处理废液中大部分是硝酸盐，强放射性会产生氢气有爆炸可能，二来后处理废液多是酸性，腐蚀性严重，三来发热量大，液体散热不良会沸腾，并且由于可裂变物质的浓缩可能会临界。所以大部分后处理场会将高放射性废液和固体废物固结在玻璃体中（通常是硼硅酸盐或磷酸盐玻璃），目前也有在研究陶瓷固化的。中放废液可以浓缩，或通过水泥，沥青进行固化，但应当减少其中的钚等锕系废物残留。低放射性废物则通常直接稀释后排放。核燃料后处理过程设计上尽量减少放射性废物的产生，所以某些工厂低放废液会循环利用。

后处理过程中还会释放大量的放射性气体，主要是惰性气体氪、氙的同位素，还有氚和碳14。放射性碘也会以气态形式释放，后处理厂通常通过延长储存期减少半衰期短的放射性碘释放，即使如此剩余的绝大部分碘需要以被化学方法回收，但在核电站或后处理厂事故中极为棘手，尤其是半衰期更短的碘131，通常以滞留为主要手段阻止严重事故下的大规模释放。氚排放总量巨大（由链式反应中的三分裂，锂硼等反应堆化学、反应性控制物质的核反应产生），但易于稀释；碳14放射性较弱，惰性气体难以形成内照射，一般也是稀释后排放，当然目前部分后处理设施也会回收半衰期较短的放射性氪，以减少放射性排放。

地质处置场

出于地质处置场的提供1万年的隔离能力的需要，地质处置场/库的选址、设计、建造、性能评价就极为复杂。通常是花岗岩、凝灰岩、粘土岩或岩盐几类岩石的完整岩体，岩体的地质稳定性、孔隙度、地下水类型、化学热学和力学性能均有严格要求，在一定深度（300~1000m）上建设硐室，将固化物封装金属容器中，在容器和硐室间填充膨润土作为工程屏障。直接储存乏燃料的处置场，还需要考虑取回。

最主要问题是深部处置场均处于地下水的饱和带，难以避免漫长的时间内地下水不进入处置场，一旦地下水进入，膨润土、金属、固化物迟早会失效。当然工程远远没有这么简单，实际上还需要考虑如何选择符合条件的场址、如何评价场址的适宜性、如何选择隔离高放废物的工程屏障材料、如何设计和建造处置库、如何评价上万年甚至更长的时间尺度下处置系统的安全性能等一系列重大科学和技术难题。重大科学问题还包括处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下(中(高)温、地壳应力、水力作用、化学作用和辐射作用等)深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为以及处置系统的安全评价等。这些项目多数是跨学科、需要长期性研究的问题，总而言之，需要持之以恒的在这一系列问题上烧钱。

分离嬗变策略

MA当中大部分核素兼具重金属的化学毒性和放射性，并且半衰期长，多在数万年甚至数十万年。主要是钚、镎、镅、锔，钚可以作为燃料，MA都是重核，可以在快中子谱的反应堆中嬗变，但目前没有成熟技术分离MA核素，并且MA会引入正反应性，造成嬗变堆和能源用快堆在设计上区别很大，安全性堪忧，而加速器驱动的次临界反应堆（ADS）由于中子能谱更硬，通量更高，安全性更加好，更适合嬗变MA。

主要的LLFP比如锝99，碘129，硒79，锡126，铯135，半衰期都比较长。其中前两种核素锝99，碘129半衰期长，性质活泼，并且易在生物体中富集，并且中子截面较大，是分离嬗变策略的主要研究对象。硒79，锡126中子截面较小，铯135由于需要同位素分离，所以是否进行分离嬗变是有争论的。

将LFFP和MA从高放废液中分离嬗变，缩短放射性废物地质处置停留时间的燃料循环策略，是闭式循环燃料体系的进一步发展方向。一般认为可以将需要进行地质处置的放射性废物体积减少到原来的1/20，放射性毒性降低两个数量级，但在技术上离成熟有相当长的距离。

国际法与海洋的总容量

不向海洋倾倒核废物主要是出于国际法考虑。《防止倾倒废物及其他物质污染海洋的公约》通常简称“1972年伦敖倾废公约”或“伦敦公约”，规定禁止向大洋倾倒放射性废物。伦敦倾废公约出台前，俄国人甚至向海洋直接排放高放废液（核武器原料钚生产过程需要后处理大量生产堆乏燃料），同时期西方国家只向海洋排放中低废液，巴伦支海、白海、喀拉海因此受到污染，当然苏联更多的是直接将高放废液注入地下。苏联向自然环境直接排放的放射性废物达到约17亿居里，其中16亿多被注入了地下深井，余下的被排放在海洋和内陆湖泊中，这些排放大约是切尔诺贝利事故即时排放值（8000万居里）的20多倍。

如果抛开伦敦倾废公约，最早是设想将放射性废物地质储存在深海底部，后来则考虑由类似地下处置场的密闭容器储存在海床的深海沉积物乃至洋壳中钻孔内，后者曾经被认为是一种比较安全的地质处置策略。

海洋中自然放射性元素钾40，铷87的总放射性约为4400亿居里。轻水堆乏燃料（33GWd燃耗）卸出冷却半年后，放射性总活度约300～400万居里/吨，十年后下降至约30万居里左右。而全寿期为60年代百万千瓦级核电站在其寿期中至少要卸出1500吨乏燃料。以海洋的容量之大，现有人类核利用累计产生的核废料（全球仅商业核电站就积存近20万吨乏燃料）总的放射性与之海洋天然放射性总量已经只有一个数量级上差距了。而且由于海洋倾倒的不均匀性和放射性核素可能发生的生物富集，向海洋直接排放放射性物质作为放射性物质的最终处置方案显然是不可行的。

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作者：郭明莙

链接：https://www.zhihu.com/question/26831146/answer/34509637

来源：知乎

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1.后处理是一个旨在分离裂片元素、回收铀钚的化学工艺过程，它针对的对象是乏燃料，属于高放废物。

2.而地质处置是对放射性物质进行整备后，用符合要求的容器贮存到地下的过程。不同条件的处置场可以收贮不同程度放射性的废物。

如我答评论中所述，404是一个中试规模的后处理厂，它的技术基础是基于萃取化学，它有一整套化工生产线和分析系统，目前乏燃料的年处理量约60吨。可以把它想象为你们见过的化工厂。

西北中低放处置场是一个地质处置的场址，它的设计寿命300年，它的地址和建造设计，允许它接收中低放射性的废物，但不可以存乏燃料，具体什么样可以存，查《 低中水平放射性固体废物的浅地层处置规定GB9132》。可以把它想象为你们里见过的地下仓库。

这两个设施地理位置上紧挨着，地图上很难分清。但它们是两个不同法人的不同单位来运营的。

很多初入行的核工业人也以为他们是一个单位，所以常问：到底接不接高放，接不接乏燃料？怎么才300年？

分清这两个单位的运作内容就知道啦。

另外，你们问的可以存上万年、深度500~1000米、可以接收乏燃料这样的高放废料的深地质处置场，在我国还没建好，还在选址决策和研究实验阶段，还得好几十年等。

你们问的每年能处理几百吨乏燃料的后处理大厂，也没建好。可能自主建，可能和阿海珐合作建，也可能404扩建，很快要着手建了。

两者是不一样的。不知道我说清了没。

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术业有专攻，涉核领域其实很广，有核物理，放射化学，反应堆工程，辐射防护、探测、放射性药物、加速器、核物质运输等等，每个方向下面也有很多分支。这些分支间也会有隔行如隔山的感觉。

答主对于辐射的生物效应，核设施选址，堆结构等问题实在是外行

一是，难以自然降解成无害物质，半衰期太长；

二是，难以人工无害处理，缺乏可行的人工转化手段；

三是，难以人工控制，一旦泄露无法有效防止其扩散，从而污染环境（土壤，水源和空气）；

四是，难人工防治，人或其他生物一旦遭到核辐射和核沾染基本上就等于判了死刑。

因而，出现核污染地区就只能变成无人区，否则居住生活在该地区的人要么等死，要么期望自己能辐射突变成奥特曼或超人。

哪个国家哪种堆型，这么好？

前苏联是暴力处理，密封水泥块中间加铅板，中间核废料，直接扔巴伦支海

德国也是类似储藏，不过地点是巴伐利亚阿尔卑斯山的巨大溶洞里。

法国是付费用委托德国储藏。

老美是在沙漠中间方圆几百公里荒芜人烟的地方建仓库。

好像能解决题主的问题，并且好像这个研究年前在国内有了实质性的发展。

不明觉厉的项目。

加速器驱动的次临界系统——ADS嬗变系统，可以使长寿命高放核废料嬗变为短寿命低放核废料，同时减小体积，对于解决“核废料安全处置”问题具有重要意义，目前国际上尚未有ADS嬗变系统工程化应用的先例，该装置将为ADS嬗变系统工程化研究提供关键实验数据。

该装置是ADS研发第二阶段的重要成果。此前，零功率装置“启明星I号”在国家973项目支持下，于2005年7月在中国原子能科学研究院研制成功,并成为国际原子能机构开展ADS试验研究的基准装置。

“启明星Ⅱ号”装置创新性地采用水堆和铅堆“双堆芯”结构，是以不同富集度的固体铀棒栅作为核燃料，以水或铅为介质的多功能反应堆物理综合实验研究平台，具有固有安全性、堆芯灵活可变性、操作控制可视性、测量准确性等特点。其中铅基堆芯是我国首座铅基反应堆零功率装置，是我国在铅基重金属冷却快中子反应堆的创新研发方面取得的关键技术突破。

目前国际上许多国家都选择地下深埋方式处理核废料。例如美国在尤卡山建立的储藏库，耗费300亿美元，将核废料埋藏在但地表下数百米的岩层中。这些设施从选址到运行需耗费数十年，且不能保证绝对安全。

而相应的，ADS嬗变系统，则是使用加速器产生的质子流来轰击核废料，使之发生嬗变反应，变为半衰期较短的核废物，可以大大降低放射性废物的储量和毒性；而在这个过程中，ADS的次临界反应堆还可以发电，等于将核废料变成了可以用于发电的核燃料，且发电后产生的废料可以相对安全的处理。

日本、韩国、欧盟、俄罗斯都开展了相关研究。中国则是世界上首个开展ADS系统大工程项目研制的国家。

可能高达几百种。针对每种去发展针对性的离子轰击，经济上是不可能的。

说真了大型化工厂泄露的后果不见得比核泄露好多少。将来，也就一百几十年内吧，肯定能找到相应方法解决核废料问题。——作为一个化工系毕业人员的本能信心。

按某些人的提法，核电怕事故，不能搞；火电有三废，不能搞；水电破坏自然环境，不能搞；风电破坏大气环流，不能搞；潮汐发电破坏大洋环流，不能搞；太阳能发电破坏当地光照环境，不能搞。

那么，搞毛？

博士讲的都是事实，关键是从什么角度看。从博士没有认识到的角度和高度看，博士就是在胡扯。

核反应与化学反应区别如此明显，简单地说，改变原子结构的叫核反应，是物理层面，化学不改变原子结构。

核废料的后处理要靠化学手段，这个坎一过，用快堆（尤其熔盐堆）和ADS基本可以解决问题。

不知道层主是不是这个意思。

他后面一段文字我是赞同的，不可因噎废食。

核反应是原子核结构的变化，化学反应是分子结构变化。两者能混为一谈？