1) zero release fuel reprocessing plant
不排放放射性废物的核燃料后处理厂
2) zero release reprocessing
不排放(放射性)废物的后处理
3) zero release,zero release reprocessing
不排放(放射性废物的后处理)
4) zero release reprocessing
不排放[放射性]废物的后处理
5) zero release plant
不排放(放射性)废物的工厂
6) zero release plant
不排放[放射性]废物的工厂
补充资料：放射性废物处理
为了安全和经济地进行放射性废物最终处置而预先进行的改变放射性废物的物理和化学状态的操作过程，包括收集、浓缩、固化、贮存以及废物的转运等。
放射性废物在处理过程中有时还会产生新的废物，这种新产生的废物被称为二次废物。例如处理放射性废液时，往往需要用絮凝沉淀、离子交换等方法多次处理，比活度（见活度）才能达到允许排放的水平，而处理过程中产生的泥浆沉淀、废树脂等都是带有放射性的二次废物。这些废物仍需要进一步处理(见放射性废物固化)。
放射性废物的处理效果通常用去污系数和减容比表示。由于放射性只能靠放射性核素自身衰变而减弱，放射性废物处理的过程，实质上只是将放射性废物分成两部分的过程，一部分体积小但集中了原始废物中绝大部分放射性物质，另一部分体积大但比活度（或放射性浓度）很低。后一部分的处理目标是使放射性达到允许标准，从而在下一步可作一般废物对待，其处理效果常用去污系数衡量。去污系数也称净化系数，其定义是处理前后废物的比活度（或放射性浓度）之比。对前一部分而言，由于其处理目标是尽量减小体积，以利于最终处置，其处理效果常用减容比衡量。减容比也称减容系数，其定义是处理前后废物体积之比。减容比通常多指固体废物经压缩处理或液体废物经固化处理前后体积之比。
放射性废物的收集 应在各种放射性废物的产生场所就地分类收集，以不同的接受方式和输送设备将各种废物分门别类集中到暂时贮存设施中。分类收集是为了便于用不同的方法分别进行处理和处置。通常首先将废物按其物理状态分成液体、固体和气体废物，还可进一步按废物比活度(或放射性浓度)分成高、中、低放射性水平的废物，简称高、中、低放废物。对某些特殊放射性核素也应单独分类收集，如含氚废物、超铀废物（见超铀元素）等。对固体废物还可划分为可燃废物、不可燃废物、可压缩废物等。
放射性废物的减容 对放射性废液采用浓缩减容，有絮凝沉淀、离子交换、吸附、蒸发等方法。根据废液的比活度、化学组成、废液量和处理要求可选用一种方法或几种方法联合使用。一般情况下，蒸发法、离子交换法和絮凝沉淀法处理放射性废液的去污系数分别可达103～106、10～103和10～102。处理后原始废液中的放射性核素则浓集在小量的蒸发残渣、废树脂和沉淀泥浆内。对固体废物的减容一般采用焚烧或压缩处理。可燃废物经焚绕后减容比可达40～100;不可燃的废物采用切割和压缩减容，减容比可达2～10。
放射性废物的固化 为了安全贮存，减少对环境的污染，须将放射性废液或其浓缩物转化为固体。放射性废物固化的基本要求是:固化体的物理化学性能稳定,有足够的机械强度，减容比大，在水中的浸出率低；操作过程简单易行，处理费用低等。针对不同类型的废物可采用不同的固化方法，其中水泥固化、沥青固化、塑料固化和玻璃固化等已实际应用。
放射性废物的贮存 未经固化处理的放射性废液和浓缩物以及尚未选定最终处置方案的固化体等放射性废物，都应在固定地点贮存在专用的容器中，贮存过程中要注意安全，不能使放射性废物泄漏。对各种比活度的废物要求使用不同的贮罐。如贮存碱性中、低放废液时一般采用碳钢贮罐；贮存酸性高放废液时须用双层不锈钢罐。对贮存比活度高、释热量大的高放废液的贮罐有特别严格的要求：材料要耐腐蚀，结构要牢固可靠，设有通风散热装置、检漏系统和料液转运装置等，并须进行监测。
放射性废物的转运 放射性废物转运的关键是废物的包装容器，事先要做好安全检验，对容器的强度、屏蔽防护、密封系统、包装的标志等都有严格的规定。要求做到安全运输，防止发生火灾、容器颠覆及包装破损而使放射性废物泄漏，污染环境。
放射性废物的分离回收 20世纪40年代末就开始了从高放废液中分离回收裂变产物核素的研究。50年代末到60年代初，一些国家建立了分离回收裂变产物核素的中间工厂。分离工艺由早期的沉淀－萃取法发展为以溶剂萃取和离子交换等法（特别是无机离子交换材料）为主的流程。溶剂萃取法和离子交换法比沉淀法具有较高的回收率和较好的分离净化效果，并且便于大规模的连续操作和远距离控制。
锶 比较成熟的、用于生产的锶分离提取工艺流程，是用有机萃取剂二（2－乙基己基）磷酸(HDEHP)在酸性条件下从高放废液中萃取，或用离子交换置换色谱法分离回收锶。
铯 早期对高放废液中的铯曾用沉淀－萃取分离工艺，但有机萃取剂的耐辐照性能不够理想。用无机离子交换材料如沸石、磷酸锆等从高放废液中分离提取铯的工艺流程，具有回收成本低、材料耐辐照性能好的优点。
钷 从高放废液中分离回收钷的工艺流程是用HDEHP萃取分离出稀土核素和超铀核素，再用离子交换置换色谱法从稀土核素中分离出钷。
贵金属 主要采用离子交换法从中性或碱性高放废液中吸附锝、铑、钯等，然后再以不同的淋洗剂分别回收它们。
超铀核素 高放废液中的镎 237可用萃取法或离子交换法分离提取。分离镅和锔等核素时，可在低酸条件下（pH为1～2）用HDEHP与稀土核素共萃取,然后再用萃取法或离子交换置换色谱法与稀土核素分离。
放射性废物处理是放射性废物管理的重要措施。选择处理方法应根据技术可行、经济合理和规范许可而定。处理过程要防止环境污染，尽量减少二次废物的产生量。此外，对放射性废物应积极开展综合利用（见放射性废物利用）。
参考书目
考夫曼编，中国科学院原子能研究所放射性废物处理研究室译:《核燃料循环中放射性废物的处理和处置》,原子能出版社,北京,1981。(Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle,Proceeding of ɑ Symposium, Vienna, pp.22～24, March, 1976.)
放射性废物在处理过程中有时还会产生新的废物，这种新产生的废物被称为二次废物。例如处理放射性废液时，往往需要用絮凝沉淀、离子交换等方法多次处理，比活度（见活度）才能达到允许排放的水平，而处理过程中产生的泥浆沉淀、废树脂等都是带有放射性的二次废物。这些废物仍需要进一步处理(见放射性废物固化)。
放射性废物的处理效果通常用去污系数和减容比表示。由于放射性只能靠放射性核素自身衰变而减弱，放射性废物处理的过程，实质上只是将放射性废物分成两部分的过程，一部分体积小但集中了原始废物中绝大部分放射性物质，另一部分体积大但比活度（或放射性浓度）很低。后一部分的处理目标是使放射性达到允许标准，从而在下一步可作一般废物对待，其处理效果常用去污系数衡量。去污系数也称净化系数，其定义是处理前后废物的比活度（或放射性浓度）之比。对前一部分而言，由于其处理目标是尽量减小体积，以利于最终处置，其处理效果常用减容比衡量。减容比也称减容系数，其定义是处理前后废物体积之比。减容比通常多指固体废物经压缩处理或液体废物经固化处理前后体积之比。
放射性废物的收集 应在各种放射性废物的产生场所就地分类收集，以不同的接受方式和输送设备将各种废物分门别类集中到暂时贮存设施中。分类收集是为了便于用不同的方法分别进行处理和处置。通常首先将废物按其物理状态分成液体、固体和气体废物，还可进一步按废物比活度(或放射性浓度)分成高、中、低放射性水平的废物，简称高、中、低放废物。对某些特殊放射性核素也应单独分类收集，如含氚废物、超铀废物（见超铀元素）等。对固体废物还可划分为可燃废物、不可燃废物、可压缩废物等。
放射性废物的减容 对放射性废液采用浓缩减容，有絮凝沉淀、离子交换、吸附、蒸发等方法。根据废液的比活度、化学组成、废液量和处理要求可选用一种方法或几种方法联合使用。一般情况下，蒸发法、离子交换法和絮凝沉淀法处理放射性废液的去污系数分别可达103～106、10～103和10～102。处理后原始废液中的放射性核素则浓集在小量的蒸发残渣、废树脂和沉淀泥浆内。对固体废物的减容一般采用焚烧或压缩处理。可燃废物经焚绕后减容比可达40～100;不可燃的废物采用切割和压缩减容，减容比可达2～10。
放射性废物的固化 为了安全贮存，减少对环境的污染，须将放射性废液或其浓缩物转化为固体。放射性废物固化的基本要求是:固化体的物理化学性能稳定,有足够的机械强度，减容比大，在水中的浸出率低；操作过程简单易行，处理费用低等。针对不同类型的废物可采用不同的固化方法，其中水泥固化、沥青固化、塑料固化和玻璃固化等已实际应用。
放射性废物的贮存 未经固化处理的放射性废液和浓缩物以及尚未选定最终处置方案的固化体等放射性废物，都应在固定地点贮存在专用的容器中，贮存过程中要注意安全，不能使放射性废物泄漏。对各种比活度的废物要求使用不同的贮罐。如贮存碱性中、低放废液时一般采用碳钢贮罐；贮存酸性高放废液时须用双层不锈钢罐。对贮存比活度高、释热量大的高放废液的贮罐有特别严格的要求：材料要耐腐蚀，结构要牢固可靠，设有通风散热装置、检漏系统和料液转运装置等，并须进行监测。
放射性废物的转运 放射性废物转运的关键是废物的包装容器，事先要做好安全检验，对容器的强度、屏蔽防护、密封系统、包装的标志等都有严格的规定。要求做到安全运输，防止发生火灾、容器颠覆及包装破损而使放射性废物泄漏，污染环境。
放射性废物的分离回收 20世纪40年代末就开始了从高放废液中分离回收裂变产物核素的研究。50年代末到60年代初，一些国家建立了分离回收裂变产物核素的中间工厂。分离工艺由早期的沉淀－萃取法发展为以溶剂萃取和离子交换等法（特别是无机离子交换材料）为主的流程。溶剂萃取法和离子交换法比沉淀法具有较高的回收率和较好的分离净化效果，并且便于大规模的连续操作和远距离控制。
锶 比较成熟的、用于生产的锶分离提取工艺流程，是用有机萃取剂二（2－乙基己基）磷酸(HDEHP)在酸性条件下从高放废液中萃取，或用离子交换置换色谱法分离回收锶。
铯 早期对高放废液中的铯曾用沉淀－萃取分离工艺，但有机萃取剂的耐辐照性能不够理想。用无机离子交换材料如沸石、磷酸锆等从高放废液中分离提取铯的工艺流程，具有回收成本低、材料耐辐照性能好的优点。
钷 从高放废液中分离回收钷的工艺流程是用HDEHP萃取分离出稀土核素和超铀核素，再用离子交换置换色谱法从稀土核素中分离出钷。
贵金属 主要采用离子交换法从中性或碱性高放废液中吸附锝、铑、钯等，然后再以不同的淋洗剂分别回收它们。
超铀核素 高放废液中的镎 237可用萃取法或离子交换法分离提取。分离镅和锔等核素时，可在低酸条件下（pH为1～2）用HDEHP与稀土核素共萃取,然后再用萃取法或离子交换置换色谱法与稀土核素分离。
放射性废物处理是放射性废物管理的重要措施。选择处理方法应根据技术可行、经济合理和规范许可而定。处理过程要防止环境污染，尽量减少二次废物的产生量。此外，对放射性废物应积极开展综合利用（见放射性废物利用）。
参考书目
考夫曼编，中国科学院原子能研究所放射性废物处理研究室译:《核燃料循环中放射性废物的处理和处置》,原子能出版社,北京,1981。(Management of Radioactive Wastes from the Nuclear Fuel Cycle,Proceeding of ɑ Symposium, Vienna, pp.22～24, March, 1976.)
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