王成東

（中廣核工程有限公司 廣東深圳 518124）

1 概述

放射性固體廢物因其特殊性和敏感性，其處理和處置一直以來(lái)都是公眾極為關(guān)注的問(wèn)題。目前，國(guó)內(nèi)在運(yùn)和在建壓水堆核電項(xiàng)目上，中、低水平放射性固體廢物廠內(nèi)處理普遍采用了水泥固化處理工藝。隨著核電廠廢物處理技術(shù)和管理水平的不斷提高，國(guó)家相關(guān)法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)也日趨嚴(yán)格，通過(guò)各種有效手段減少最終放射性固體廢物的產(chǎn)生量，在一定程度上會(huì)大大降低廢物最終處置的費(fèi)用，具有極高的環(huán)境、社會(huì)和經(jīng)濟(jì)效益。

為了更好的滿足“ALARA原則”和國(guó)家核安全局文件（國(guó)核安函[2007]28號(hào)）以來(lái)的監(jiān)管要求[1]，實(shí)現(xiàn)廢物最小化的設(shè)計(jì)目標(biāo)，核電新建項(xiàng)目必須通過(guò)嚴(yán)格的廢物監(jiān)督管理，減少固體廢物的輸入，進(jìn)一步改進(jìn)普遍應(yīng)用的固體廢物水泥固化處理設(shè)施。

本文將重點(diǎn)介紹國(guó)內(nèi)新建壓水堆核電廠水泥固化線系統(tǒng)為實(shí)踐“ALARA原則”，進(jìn)一步推動(dòng)落實(shí)廢物最小化而采取的主要改進(jìn)措施，并對(duì)該改進(jìn)的合理性和實(shí)際意義加以分析。

2 在運(yùn)核電廠水泥固化系統(tǒng)現(xiàn)狀

國(guó)內(nèi)在運(yùn)壓水堆核電廠固體廢物處理系統(tǒng)為兩個(gè)機(jī)組共用系統(tǒng)，實(shí)現(xiàn)中、低水平放射性固體廢物的收集、整備、處理、暫存等基本功能。核電廠固體廢物按來(lái)源分為工藝廢物和技術(shù)廢物兩大類。水泥固化線則用于處理核電廠產(chǎn)生的工藝廢物，這些廢物主要包括以下幾類：（1）水處理系統(tǒng)產(chǎn)生的廢樹(shù)脂。（2）水處理系統(tǒng)產(chǎn)生的過(guò)濾器芯子。（3）放射性濃縮廢液、廢水收集系統(tǒng)淤泥。

參考核電廠在固體廢物處理上基本沿用上個(gè)世紀(jì)70年代法國(guó)核電廠的水泥固化處理技術(shù)，即采用混凝土桶包裝，桶內(nèi)批次攪拌的固化工藝。固化線主要由五個(gè)站位組成：1號(hào)和2號(hào)站負(fù)責(zé)空容器和盛裝廢物后的容器的轉(zhuǎn)運(yùn)，3號(hào)站負(fù)責(zé)廢濾芯的混凝土澆注、振實(shí)，4號(hào)站負(fù)責(zé)廢樹(shù)脂和濃縮液的水泥固化，5號(hào)站負(fù)責(zé)廢濾芯的接收。該工藝采用的是C1-C4四種型號(hào)的混凝土桶（壁厚在150～400mm），攪拌采用桶內(nèi)攪拌，系統(tǒng)控制采用就地控制[2][3]。

2.1 參考核電廠水泥固化系統(tǒng)運(yùn)行情況

目前參考核電廠廢物管理系統(tǒng)運(yùn)行情況較好，廢物產(chǎn)生量基本穩(wěn)定，最近幾年廢物體的產(chǎn)生量基本維持在70m3/機(jī)組·年左右，為法國(guó)同時(shí)期堆型中運(yùn)行業(yè)績(jī)較好的，但是該值距URD的50m3/機(jī)組·年的目標(biāo)值還有一定差距[3-4]。

依據(jù)目前的國(guó)內(nèi)外應(yīng)用情況和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，參考電廠采用的處理技術(shù)主要存在以下顯著問(wèn)題：（1）采用混凝土桶包裝放射性廢物，增容比較大。使得后續(xù)廢物體的運(yùn)輸、暫存和處置費(fèi)用都有顯著升高。（2）桶內(nèi)攪拌方式使得廢物的裝桶率相對(duì)較低。桶內(nèi)攪拌方式使得廢物桶裝桶率很難達(dá)到85%以上，這將進(jìn)一步提高增容比。（3）固化配方的包容率相對(duì)較低。由于采用混凝土固化配方需要有礫石、沙作為骨料，使得所處理的廢物包容率較低，同時(shí)攪拌漿使用壽命較短，需定期更換。（4）傳統(tǒng)攪拌方式存在易飛濺而造成二次污染的問(wèn)題，系統(tǒng)運(yùn)程控制程度較低，對(duì)操作人員的劑量照射較大。

因此，基于參考電廠水泥固化線存在的以上不足，急需在新建核電廠中引入更先進(jìn)的處理技術(shù)。該技術(shù)需在廢物最小化、提高廢物裝桶率和包容率、降低人員劑量等方面做出適當(dāng)完善和改進(jìn)。

3 新建核電機(jī)組水泥固化系統(tǒng)的主要改進(jìn)項(xiàng)

新建核電機(jī)組依據(jù)國(guó)家核安全局文件（國(guó)核安函[2007]28號(hào)）要求：根據(jù)放射性廢物最小化原則，明確廢物最小化目標(biāo)值，制定廢物最小化具體措施。對(duì)第二代改進(jìn)型核電項(xiàng)目的廢物處理工藝進(jìn)行了優(yōu)化，系統(tǒng)的處理效率更高，增容比顯著降低，二次污染較少，在安全、經(jīng)濟(jì)方面有明顯改善。

3.1 固化配方改進(jìn)

固化配方方面的改進(jìn)主要采取了，由目前應(yīng)用較為廣泛的水泥固化取代原有的混凝土固化技術(shù)。

在法國(guó)水泥固化技術(shù)中，混凝土中添加礫石、河沙是起骨架作用，稱為骨料，水泥和水形成水泥漿包裹在骨料表面并填充其空隙，水泥漿硬化后則將骨料膠結(jié)成一個(gè)堅(jiān)實(shí)的整體。普通混凝土中添加骨料的在一定程度上減少了水泥用量，是混凝土具有良好的和易生，降低混凝土溫度和收縮應(yīng)力[3]。

目前，水泥固化技術(shù)減少了“骨料”，提高了固化減容效率，使水泥固化技術(shù)在工藝簡(jiǎn)單、廢物固化體耐久性、穩(wěn)定性好優(yōu)點(diǎn)的基礎(chǔ)上能夠提高廢物的包容量、減小廢物固化后的體積，水泥固化法也具有減容方面的優(yōu)勢(shì)。采用外加劑（或材料）來(lái)改善廢物水泥漿的可操作性，以及提高水泥固化體的性能。

最終廢物固化體性能均能符合國(guó)標(biāo)GB14569.1和核工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)EJ1186的要求，抗壓強(qiáng)度等部分參數(shù)高于國(guó)標(biāo)要求。濃縮液和廢樹(shù)脂的廢物體包容率有顯著提高，濃縮液可以達(dá)到40%以上的包容率，廢樹(shù)脂可以達(dá)到近40%的體積包容率。

3.2 實(shí)現(xiàn)金屬桶替代混凝土桶，統(tǒng)一全廠廢物處理用桶規(guī)格

參考核電廠放射性固體廢物處理采用的包裝容器為四種型號(hào)的混凝土桶，采用混凝土桶處理濃縮液、廢樹(shù)脂、過(guò)濾器芯子等都存在較大的增容比，最小的體積增容也要在5.8倍以上。在新建核電廠的水泥固化線上，在國(guó)內(nèi)首次采用了400L不銹鋼金屬桶對(duì)廢物進(jìn)行裝桶，同時(shí)統(tǒng)一全廠400L桶規(guī)格，即所有使用的200L、400L桶外形尺寸需遵照EJ1042要求。該改進(jìn)產(chǎn)生如下明顯成果：（1）采用金屬桶包裝后，容器本身的增容降到了極低的水平；同時(shí)也進(jìn)一步降低了廢物運(yùn)輸、儲(chǔ)存和處置的費(fèi)用。（2）同時(shí)也極大的便利了QT廠房廢物桶的儲(chǔ)存和管理，也節(jié)約了廠房的儲(chǔ)存空間。（3）不銹鋼金屬桶包裝具有較強(qiáng)的耐腐性，后續(xù)處理和處置中不易破損和發(fā)生貫穿腐蝕，易回取。（4）統(tǒng)一全廠廢物桶尺寸，利于統(tǒng)一規(guī)劃儲(chǔ)存和運(yùn)輸。

3.3 采用新的攪拌方式，提高攪拌性能和裝桶率

新建核電廠的水泥固化線上，改過(guò)去的“門式”桶內(nèi)攪拌方式為桶外連續(xù)攪拌。該攪拌器采用“行星雙螺旋”方式運(yùn)轉(zhuǎn)，對(duì)干濕料或除鹽水的進(jìn)料采用精確重量或容積定量，400L桶桶內(nèi)批量攪拌。

該改進(jìn)使?jié)駨U物與水泥和添加劑在裝桶前就可以得到充分的攪拌和混合，固化體均勻性能夠得到充分的保證。

提高了廢物的裝桶率，使得廢物桶的裝桶率由過(guò)去的80%以下，提高到95%以上，進(jìn)一步減少了最終廢物體產(chǎn)生總量，同時(shí)也更好的滿足整個(gè)固化體的強(qiáng)度要求。在高的裝桶率下情況下，同時(shí)也降低了裝桶過(guò)程中的廢物飛濺，避免了裝桶站位的二次污染。

3.4 提高遠(yuǎn)控水平和輻射防護(hù)水平

新建核電廠的水泥固化線上，實(shí)現(xiàn)系統(tǒng)完全PLC遠(yuǎn)程操作和視頻監(jiān)控，廢物桶采用自動(dòng)加去蓋裝置進(jìn)行開(kāi)蓋和封蓋，變普通閘門為氣密屏蔽閘門，運(yùn)輸中對(duì)表面劑量率超標(biāo)廢物桶加裝屏蔽容器。另外，廢過(guò)濾器處理考慮增加鉛屏蔽層，來(lái)減少金屬桶外表劑量率。

根據(jù)參考核電廠運(yùn)行數(shù)據(jù)和世界其他核電廠數(shù)據(jù)核算后，放射性廢物用金屬桶固化后有約10%的金屬桶表面劑量超標(biāo)（>2mSv/h，國(guó)家標(biāo)準(zhǔn))，所以在系統(tǒng)設(shè)計(jì)中采用屏蔽運(yùn)輸，既可以保證表面劑量不超標(biāo)，同時(shí)使得運(yùn)輸操作過(guò)程更加安全可靠。

以上設(shè)計(jì)的改進(jìn)都充分的保證了運(yùn)行中人員總體劑量限值，同時(shí)也節(jié)約了運(yùn)行人員的投入。

4 總結(jié)和建議

在新建核電廠上，針對(duì)參考電廠的水泥固化線系統(tǒng)已經(jīng)推行了固化配方、包裝容器、攪拌方式、系統(tǒng)控制和屏蔽設(shè)計(jì)等多方面的技術(shù)改進(jìn)，這些改進(jìn)已經(jīng)基本實(shí)施完成。以上改進(jìn)從廢物體的產(chǎn)生和人員保護(hù)等方面全面進(jìn)行了全面考慮，已經(jīng)為電廠未來(lái)的運(yùn)行帶來(lái)一定的經(jīng)濟(jì)和社會(huì)效益，具體廢物減容情況參見(jiàn)附圖1[5]。

圖1 2006-2012 兩參考核電廠、新建核電廠放射性固體廢物產(chǎn)生量（包含技術(shù)廢物）

通過(guò)圖1可以看出，兩參考核電廠產(chǎn)量基本上接近，2011和2012年因?yàn)闄z修周期變化，兩電廠廢物產(chǎn)量在短期內(nèi)有所差異，但是綜合來(lái)看基本上維持在130m3左右；而對(duì)于新建核電廠廢物的產(chǎn)量在65m3左右。據(jù)此可以看出，新建核電機(jī)組水泥固化系統(tǒng)改進(jìn)基本達(dá)到了預(yù)期值，廢物減容較為明顯。

同時(shí)，也應(yīng)看到，由于目前新建核電廠廢物處理系統(tǒng)運(yùn)行歷史不長(zhǎng)，因此整個(gè)系統(tǒng)的運(yùn)行和配方適應(yīng)程度還需要進(jìn)一步的在實(shí)踐中不斷的完善和優(yōu)化。另外，正在批量建造的壓水堆核電機(jī)組，在廢物減容和最小化上仍需開(kāi)展進(jìn)一步的改進(jìn)措施，如開(kāi)展源項(xiàng)再核查、輔助系統(tǒng)工藝改進(jìn)、運(yùn)行規(guī)程的優(yōu)化等措施來(lái)從廢物上游輸入上進(jìn)行消減和控制，從而使新建壓水堆核電能夠更好的滿足URD文件50m3/堆·年的睦鄰要求，成為環(huán)境更為友好型核電廠，同時(shí)也將有利于進(jìn)一步的降低廢物處理、運(yùn)輸和最終處置的成本。

[1]國(guó)家核安全局文件.第二代改進(jìn)型核電項(xiàng)目核安全審評(píng)原則,國(guó)核安函[2007]28號(hào).2007.

[2]呂殿全.廣東大亞灣核電站放射性固體廢物處理及暫存措施.輻射防護(hù),1996,7.

[3]黃來(lái)喜,何文新.大亞灣核電站放射性固體廢物管理陳德淦.輻射防護(hù).2004,5.

[4]陳良,陳莉,李均華.核動(dòng)力工程,2009,4.

[5]2011、2012年大亞灣核電運(yùn)營(yíng)管理有限責(zé)任公司年鑒.