ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI
TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
-----------------------------------------

ĐỖ THU HÀ

NGHIÊN CỨU XỬ LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ DẠNG LỎNG
BẰNG PHƢƠNG PHÁP XI MĂNG HÓA

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC

Hà Nội - 2015


ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI
TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
-----------------------------------------

ĐỖ THU HÀ

NGHIÊN CỨU XỬ LÝ CHẤT THẢI PHÓNG XẠ DẠNG LỎNG
BẰNG PHƢƠNG PHÁP XI MĂNG HÓA

Chuyên ngành: Khoa học môi trƣờng
Mã số: 60440301

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC

NGƢỜI HƢỚNG DẪN KHOA HỌC:

TS. Nguyễn Bá Tiến

Đỗ Thu Hà


MỤC LỤC
MỞ ĐẦU ......................................................................................................................1
CHƢƠNG 1
1.1.

. TỔNG QUAN ..................................................................................3
Giới thiệu về chất thải phóng xạ ..............................................................3

1.1.1. Khái niệm .............................................................................................3
1.1.2. Một số đại lƣợng phóng xạ ..................................................................3
1.1.3. Phân loại chất thải phóng xạ ................................................................4
1.2.

Tác hại của chất thải phóng xạ tới sức khỏe con ngƣời...........................7

1.3.

Chất thải phóng xạ dạng lỏng phát sinh từ nhà máy điện hạt nhân .........9

1.4.

Các phƣơng pháp xử lý chất thải phóng xạ dạng lỏng ..........................12

1.5.

Giới thiệu chung về xi măng ..................................................................20


Ảnh hƣởng của thành phần chất thải đến hiệu quả xi măng hóa ...........39

3.3.

Ảnh hƣởng của tỉ lệ chất thải/xi măng đến hiệu quả xi măng hóa ........42

3.4.

Ảnh hƣởng của chất phụ gia bentonite và tro bay đến hiệu quả xi măng

hóa…… ..............................................................................................................46
3.5.

Đánh giá khả năng phát tán các nguyên tố phóng xạ khỏi khối chất thải

đã đƣợc xi măng hóa ..........................................................................................50


KẾT LUẬN VÀ KHUYẾN NGHỊ ............................................................................54
TÀI LIỆU THAM KHẢO ..........................................................................................56


DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU, CÁC CHỮ VIỂT TẮT
CTPX

Chất thải phóng xạ

ĐHN

Điện hạt nhân

Bảng 3.3. Khối mẫu (M1-XM0) đã đóng rắn theo thời gian sau khi lấy ra khỏi
khuôn .........................................................................................................................35
Bảng 3.4. Thành phần hóa học của xi măng XM1 ....................................................36
Bảng 3.5. Quá trình tạo vữa của chất thải M1 và xi măng XM1 ..............................36
Bảng 3.6. Quá trình đóng rắn của mẫu (M1-XM1) khi trong khuôn ........................36
Bảng 3.7. Khối mẫu (M1-XM1) đã đóng rắn theo thời gian sau khi lấy ra khỏi
khuôn .........................................................................................................................37
Bảng 3.8. Thành phần hóa học của xi măng XM2 ....................................................37
Bảng 3.9. Quá trình tạo vữa của chất thải M1 và xi măng XM2 ..............................38
Bảng 3.10. Quá trình đóng rắn của mẫu (M1-XM2) trong khuôn theo thời gian .....38
Bảng 3.11. Khối mẫu (M1-XM2) đã đóng rắn theo thời gian sau khi lấy ra khỏi
khuôn .........................................................................................................................38


Bảng 3.12. Quá trình tạo vữa của chất thải M2 và xi măng XM1 ............................39
Bảng 3.13. Quá trình đóng rắn của mẫu (M2-XM1) khi trong khuôn ......................40
Bảng 3.14. Khối mẫu (M2-XM1) đã đóng rắn theo thời gian sau khi lấy ra khỏi
khuôn .........................................................................................................................40
Bảng 3.15. Quá trình tạo vữa để đóng rắn ................................................................42
Bảng 3.16. Quá trình đóng rắn của mẫu khi trong khuôn .........................................44
Bảng 3.17. Cƣờng độ nén các mẫu xi măng hóa ......................................................45
Bảng 3.18. Quá trình tạo vữa của chất thải M1 và xi măng XM1 bổ sung 30%
bentonite ....................................................................................................................46
Bảng 3.19. Quá trình đóng rắn của mẫu (M1-XM1+bentonite) khi trong khuôn .....47
Bảng 3.20. Khối mẫu (M1-XM1+bentonite) đã đóng rắn theo thời gian sau khi lấy
ra khỏi khuôn.............................................................................................................47
Bảng 3.21. Cƣờng độ nén của của khối mẫu (M1-XM1+bentonite) ........................48
Bảng 3.22. Quá trình tạo vữa của chất thải M1 và xi măng XM1 bổ sung 30% tro
bay .............................................................................................................................48
Bảng 3.23. Quá trình đóng rắn của mẫu (M1-XM1+tro bay) khi trong khuôn ........49

so sánh toàn diện về kinh tế, về công suất, về sự phát thải chất thải, phát thải bụi,
phát thải khí CO2 từ các nhà máy điện hạt nhân với các nhà máy phát điện khác
(thủy điện, than đá, gió, mặt trời…) sẽ thấy điện hạt nhân có những ƣu thế đáng kể
[19]. Cùng với đó việc kết hợp điện hạt nhân với các dạng cung cấp năng lƣợng
khác sẽ đảm bảo sự an toàn của nguồn cung cấp điện quốc gia. Chính vì vậy trong
các kế hoạch trung hạn và dài hạn, việc sử dụng năng lƣợng điện hạt nhân sẽ để
thỏa mãn nhu cầu năng lƣợng của các nƣớc đang phát triển…
Các chất thải phát sinh trong vận hành nhà máy điện hạt nhân thƣờng có hoạt
độ phóng xạ ở mức thấp và trung bình. Tuy nhiên, các nhà máy điện hạt nhân vẫn là
cơ sở sản sinh chất thải phóng xạ lớn nhất trong số tất cả các loại hình cơ sở hạt
nhân. Xử lý, quản lý chất thải phóng xạ là vấn đề vô cùng cấp thiết đƣợc đặt ra cho
các nhà khoa học và quản lý. Những chất thải này nguy hiểm cho con ngƣời và môi
trƣờng trong khoảng thời gian rất dài từ hàng trăm đến ngàn năm. Vì vậy, vấn đề xử
lý và quản lý chất thải phóng xạ là hết sức cần thiết.
Nhiệm vụ chính trong quá trình quản lý, xử lý và chôn chất thải phóng xạ là
để đảm bảo an toàn cho con ngƣời và môi trƣờng. Điều này có nghĩa là cách ly hoặc
giảm bớt chất thải sao cho tốc độ hay sự tập trung của một số nhân phóng xạ khi
quay trở lại môi trƣờng sẽ ở mức vô hại. Để đạt đƣợc điều này, về cơ bản tất cả các
chất thải phóng xạ phải đƣợc thu thập, quản lý và xử lý một cách chặt chẽ.
1


TÀI LIỆU THAM KHẢO
Tiếng Việt
1. Phùng Văn Duân (2006), “An toàn bức xạ bảo vệ môi trường”, NXB Khoa
học kỹ thuật, Hà Nội.
2. Nguyễn Quang Hƣng, Nguyễn Phƣơng, Bùi Tất Hợp (2008), “Quặng urani
và khả năng đáp ứng cho phát triển điện hạt nhân ở Việt Nam”, tạp chí Địa
chất, loạt A, số 307, 7-8/2008, tr. 11-18.
3. Vũ Mạnh Khôi (2006), “Đại cương về An toàn bức xạ và Liều lượng học”,

storage of low and medium radioactive waste, Spanish experience, Madrid,
Spain.
13. International Atomic Energy Agency (1993), Bituminization Processes to
Condition Radioactive Waste, Technical Reports Series No. 352, IAEA,
Vienna.
14. International Atomic Energy Agency (2009), Classification of radioactive
waste, IAEA Safety Standards for protecting people and the environment No.
GSG-1, IAEA, Vienna, pp. 4-16.
15. International Atomic Energy Agency (2001), Handling and Processing of
Radioactive Waste from Nuclear Applications, Technical reports serríe No
402, Vienna.
16. International Atomic Energy Agency (2009), Predisposal Management of
low and intermediate level Radioactive Waste, IAEA Safety Standards Series
No. WS-G-2.5, IAEA, Vienna.
17. M. Neji, B. Bary, N. Burlion & P. Le Bescop (2013), Modelling of the
interaction between chemical and mechanical behaviour of ion exchange
resins incorporated into a cement-based matrix, EPJ Web of Conferences
56, 02004.
57


18. Safety series No. 111-G-1.1 (1994), Classification of Radioactive Waste, A
Safety Guide; A Publication within the RADWASS Programme, IAEA,
Vienna.
19. Sean A. Andreou (2003), Intermediate and Low level nuclear waste
stabilisation- carbonation of cement- based wasteform, Canada.
20. Syed S. (2006), Solid & liquid waste management, Emirates journal for
engineering research, 11(2), p. 16-19.
21. Wayne S. Adaska, Stewart W. Tresouthick, Presbury B. West (1998),
Solidification and stabilization of wastes using portland cement.

/>26. Điện

hạt

nhân

Việt

Nam,

tại

sao

không,

/>
58