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        AP1000核電廠固體放射性廢物處理工藝研究

        2017-03-30 17:33:46方祥洪耿忠林馬若霞楊彬
        科技創(chuàng)新導(dǎo)報 2016年31期
        關(guān)鍵詞:處理技術(shù)

        方祥洪++耿忠林++馬若霞++楊彬

        摘 要:隨著我國核電的發(fā)展,特別是以AP1000為代表的第三代核電的蓬勃建設(shè),放射性廢物處理也有一些新的技術(shù)。AP1000核電站首次提出了廠址廢物處理設(shè)施(SRTF)的概念,對傳統(tǒng)核電廠的放射性廢物處理系統(tǒng)進(jìn)行了改進(jìn)。該文僅對AP1000核電廠的固體廢物處理工藝進(jìn)行研究,以期為我國核電放射性廢物處理技術(shù)的發(fā)展提供借鑒和參考。

        關(guān)鍵詞:AP1000核電廠 處理技術(shù) 放射性固體廢物

        中圖分類號:TL941 文獻(xiàn)標(biāo)識碼:A 文章編號:1674-098X(2016)11(a)-0052-03

        Study on Solid Radioactive Waste Treatment Technology of AP1000 NPPs

        Fang Xianghong1 Ghen Zhonglin2 Ma Ruoxia1 Yang Bin1

        (1.CPI Yuanda Environmental Protection Engineering Co. Ltd. Chongqing Science and Technology Branch;2.Yuan Da Nuclear Safety Environmental Protection Co. Ltd. Chongqing,401122)

        Abstract:With the development of Chinas nuclear Power Plant, especially the AP1000 as the representative of the third generation of nuclear power to be construction, radioactive waste treatment also has some new technologies. AP1000 nuclear power plant was the first time proposed the concept of site rad-waste treatment facility(SRTF), the traditional nuclear power plant radioactive waste treatment system has been improved. This article only study on the AP1000 nuclear power plant solid waste treatment technology, and with a view to Chinas nuclear power radioactive waste treatment technology to provide reference.

        Key Words:AP1000 Nuclear Power Plant;Treatment technology;Radioactive solid waste

        核電廠產(chǎn)生的放射性固體廢物,主要來源于電站廠機(jī)組正常運(yùn)行、換料大修及預(yù)期運(yùn)行事件中產(chǎn)生的放射性固體廢物。它主要由廢樹脂、廢過濾器芯子、HVAC濾芯、檢修廢物(木材、金屬)、通風(fēng)過濾器、棉織物、紙張、濕固體廢物等組成。所有這些放射性廢物均由固體廢物處理系統(tǒng)(WSS)及其廠址廢物處理設(shè)施(SRTF)進(jìn)行處理。通過對固體放射性廢物進(jìn)行收集、分類、暫存、壓縮裝桶、超級壓縮和水泥固定等工藝,以達(dá)到對固體放射性廢物進(jìn)行有效包容處理的目的,形成標(biāo)準(zhǔn)固體廢物貨包,滿足處理要求后暫存于廢物暫存庫[1-2]。

        AP1000核電廠的固體廢物處理處理系統(tǒng)包含兩個部分。一個是位于核島輔助廠房的固體廢物處理系統(tǒng)(WSS),另一個是位于核島外的廠址廢物處理設(shè)施(SRTF)[3]。

        1 固體廢物處理系統(tǒng)

        固體廢物處理系統(tǒng)(WSS)用于收集廢樹脂和濃縮液、廢過濾器芯子、干放射性廢物、和電站正常運(yùn)行包括預(yù)期運(yùn)行事件產(chǎn)生的混合廢物。

        WSS系統(tǒng)主要執(zhí)行廢樹脂轉(zhuǎn)運(yùn)、廢樹脂貯存、廢樹脂混合、廢樹脂取樣、廢樹脂轉(zhuǎn)運(yùn)容器的充裝、廢樹脂轉(zhuǎn)運(yùn)容器的運(yùn)輸、廢過濾器組件的移出及包裝和運(yùn)輸?shù)裙δ堋?/p>

        WSS系統(tǒng)為濕固體廢物提供處理和包裝前后的貯存設(shè)施。濕固體廢物的吃力和包裝功能通過屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器運(yùn)輸至SRTF廠房處理和儲存。

        廢過濾器芯具有中放水平的放射性。廢過濾器芯采用轉(zhuǎn)運(yùn)桶進(jìn)行轉(zhuǎn)運(yùn)。輔助廠房設(shè)置混凝土坑用于暫存廢過濾器芯。混凝土坑可容納多種廢物容器,廢過濾器芯可通過廢物轉(zhuǎn)運(yùn)容器直接運(yùn)輸。

        廢樹脂處理工藝在AP1000核電廠目前有兩種工藝。一種為直接裝入高密度聚乙烯高整體性容器(HIC),另一種為熱態(tài)超級壓縮。裝入HIC工藝須在核島完成裝入和脫水單元操作,然后將HIC通過運(yùn)輸屏蔽容器(CASK)轉(zhuǎn)運(yùn)至SRTF進(jìn)行脫水驗(yàn)證后,轉(zhuǎn)運(yùn)至HIC暫存庫進(jìn)行暫存。HIC能保證廢樹脂的包容性300年保持完整。采用熱態(tài)超級壓縮需將核島產(chǎn)生的廢樹脂由SRTF屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器接收,并轉(zhuǎn)運(yùn)至SRTF的廢樹脂緩沖罐內(nèi)。屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器由一個奧氏體不銹鋼的內(nèi)箱體及一個碳鋼加鉛屏蔽的外箱體構(gòu)成。屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器頂部區(qū)域設(shè)置的裝料接頭用以充填和排空屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器,確保了轉(zhuǎn)運(yùn)過程的安全可靠。屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器的特殊設(shè)計(jì)也保證轉(zhuǎn)運(yùn)過程中不發(fā)生放射性泄漏。然后通過SRFT的錐型干燥器對廢樹脂進(jìn)行干燥。廢樹脂經(jīng)干燥處理裝桶(160L桶)后,將進(jìn)行超級壓縮。超級壓縮機(jī)屬于SRTF內(nèi)的共用設(shè)備之一。裝入HIC工藝見圖1所示,熱態(tài)超級壓縮見圖2所示[4]。

        核島產(chǎn)生的干固體廢物以及混合廢物,通過廢物運(yùn)輸車運(yùn)輸至SRTF進(jìn)行分揀、切割,壓縮灌漿等處理。

        2 廠址廢物處理設(shè)施

        AP1000核電廠址廢物處理設(shè)施(SRTF)處理的固體廢物包含運(yùn)輸和處理核島及其他放射性廠房產(chǎn)生的放射性干、濕固體廢物,固體放射性廢物的暫存,處理核島產(chǎn)生的廢過濾芯和放射性廢樹脂(活性炭)等。SRTF處理干、濕廢物主要執(zhí)行以下功能:用非破壞性檢驗(yàn)方法目視檢查桶內(nèi)容物,確認(rèn)是否有違禁物品或不能減容的物品;預(yù)壓實(shí)前分揀桶內(nèi)容物;初步減容廢物桶內(nèi)容物(預(yù)壓實(shí));超壓前或?qū)Σ荒艹瑝旱耐肮酀{前對廢物的同位素分析;通過超壓減容(適用于可壓實(shí)廢物);超壓桶(餅塊)裝入外包裝桶;廢物桶在操作單元間的轉(zhuǎn)運(yùn);提供轉(zhuǎn)運(yùn)系統(tǒng)和空間,在超壓前對部件人工減容;在外包裝桶內(nèi)對超壓后的廢物桶或不能壓縮的廢物桶灌漿。SRTF設(shè)置濕廢物烘干系統(tǒng),或者設(shè)置濃縮液干燥系統(tǒng)及廢樹脂干燥系統(tǒng)[5]。

        SRTF處理固體廢物工藝簡圖見圖3所示。

        3 結(jié)語

        AP1000核電的固體廢物處理工藝相對較為簡單,并且能夠滿足核電廠產(chǎn)生的固體放射性廢物的處理。

        WSS系統(tǒng)和SRTF一起共同完成AP1000核電的固體廢物處理,雖然現(xiàn)階段AP1000核電廠對固體放射性廢物采用的部分工藝不同,但均能達(dá)到處理固體廢物的目的。

        AP1000核電首次提出SRTF的概念,SRTF的處理模式獨(dú)具特色,系統(tǒng)設(shè)計(jì)基本完整。SRTF內(nèi)采用的轉(zhuǎn)運(yùn)手段與處理工藝是可靠的,最終廢物包裝體能夠滿足國內(nèi)近地表處置的規(guī)范要求。

        參考文獻(xiàn)

        [1] 毛莉.核電廠放射性廢物處理技術(shù)的應(yīng)用[J].中國高新技術(shù)企業(yè),2012(26):108-110.

        [2] 劉佩,劉昱,姚兵,等.核電廠離堆放射性廢物處理方案淺析[J].核動力工程,2013(5):149-153.

        [3] 劉慧春.AP1000核電機(jī)組放射性廢物管理[C]//兩岸核電廢物療理研討會論文摘要集.北京:中國核學(xué)公,2011.

        [4] 朱來葉.廢樹脂Hot Super-Compaction(熱態(tài)超級壓縮)工藝在核電站中的應(yīng)用[M].中國核學(xué)會:原子能出版社,2009:531-538.

        [5] 李國寶,馬楠,李娟.三門系列AP1000核電廠放射性廢物管理技術(shù)特點(diǎn)淺析[J].核安全,2015(3):43-47,54.

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