劉自強，華正韜，李 昕，鮑 芳

(中國核電工程有限公司 核設(shè)施退役工程所，北京 110840)

1 背 景

核工業(yè)發(fā)展的50年里，產(chǎn)生了大量的放射性廢液[1]。在許多核活動區(qū)域遺留了較多的放射性廢液貯罐，其中貯存著核設(shè)施運行過程中產(chǎn)生的多種液態(tài)放射性物質(zhì)。這些放射性廢液貯罐體積較大，廢液貯存時間較長，罐內(nèi)放射性廢物成分復雜，導致罐內(nèi)壁面發(fā)生了不同程度的老化、失效、腐蝕[2]。同時由于早期設(shè)計建造時退役相關(guān)意識的限制，貯罐并沒有配備方便退役的設(shè)計，為后續(xù)的退役工作帶來了一定的困難。

在核工業(yè)發(fā)展的過程中，始終將安全放在首要考慮的地位[3]。大型放射性廢液貯罐罐內(nèi)廢物放射性水平較高，貯存年限較長，目前已經(jīng)進入到貯罐退役階段。去污作為退役工程中的關(guān)鍵環(huán)節(jié)，需要開展有針對性的技術(shù)研究。

2 設(shè)施現(xiàn)狀

2.1 貯罐現(xiàn)狀

廢液貯罐體積較大，總體積超過800m3罐體外部為混凝土槽，罐內(nèi)壁面為碳鋼材料，并設(shè)有瀝青防腐涂層。

由于貯罐使用年限較長，罐內(nèi)貯存的廢液種類較多，許多貯罐未按照設(shè)計要求進行廢液貯存，存在不同種類、成分廢液的混裝情況。混合廢液由于核素衰變、輻射降解、結(jié)晶、沉積等原因，其放射性特性、理化性質(zhì)都發(fā)生了較大變化，導致貯罐內(nèi)放射性污染情況復雜。

目前貯罐內(nèi)的放射性污染主要來自罐底殘留的廢液泥漿以及罐壁沾污的放射性廢物。罐內(nèi)主要污染核素包括90Sr、137Cs等，主要污染核素活度濃度超過109Bq/L。貯罐存儲年限超過四十年，罐內(nèi)長時間存放放射性強的廢液，罐壁、罐底已經(jīng)出現(xiàn)固體沉積物，罐內(nèi)整體污染水平較高。對貯罐內(nèi)以及蓋板附近進行了空間劑量測量，罐內(nèi)空間劑量在20～50 mSv/h，蓋板上方開孔附近空間劑量水平約1mSv/h。

2.2 去污必要性分析

根據(jù)貯罐內(nèi)的實際吊測數(shù)據(jù)，對罐內(nèi)壁面污染情況進行了初步的符合性分析，罐內(nèi)任意位置空間劑量值是罐底殘留泥漿、泥漿上清液以及罐壁污染三部分放射性共同作用的結(jié)果。想要確定罐內(nèi)壁面污染對某點空間劑量率的貢獻值，需要計算出罐底殘留泥漿及泥漿上清液放射性對該點空間劑量率的貢獻值，用該點實際空間劑量吊測值減去殘留泥漿和泥漿上清液對該點空間劑量率的貢獻值，得到的差值即為罐內(nèi)壁面污染對該點的空間劑量率貢獻值，罐內(nèi)空間劑量率作用示意圖見圖1。

圖1 罐內(nèi)空間劑量率貢獻值示意圖Fig.1 Space radioactivity dose rate contribution in tank

通過測量的罐內(nèi)空間劑量值，對罐內(nèi)污染情況分布進行模型分析，輻射防護計算在修正計算源強的基礎(chǔ)上，估算出罐內(nèi)壁面污染引起的該處空間劑量值。根據(jù)壁面污染引起的空間劑量值推算出罐內(nèi)壁面的平均污染水平約為3.12x103Bq/cm2，按照污染厚度3mm計算，罐內(nèi)壁面污染的平均活度濃度約為1.2x107Bq/kg。

根據(jù)電離輻射防護與輻射源安全基本標準規(guī)定，任何工作人員的職業(yè)照射水平連續(xù)五年的年平均有效劑量不超過20mSv[4]，退役設(shè)計中限值一般要求更加嚴格，本項目中工作人員年平均有效劑量需要小于10mSv。為了保證達到操作人員輻射防護標準要求，在拆除操作前需要進行貯罐去污。按照以往去污經(jīng)驗，中放污染水平貯罐一般去污系數(shù)在102～103之間,以此估算去污后罐內(nèi)壁面活度濃度在104～105Bq/kg之間。

取去污后壁面活度濃度值為5x104Bq/kg，對去污后拆除階段集體人員輻照劑量進行估算。拆除階段主要工作包括：現(xiàn)場指揮、罐頂開孔及設(shè)備維護數(shù)據(jù)測量、金屬覆面切割及廢物包裝密封轉(zhuǎn)運、輔助遙控拆除。拆除階段工作時間約需80 d，每天2班，每班8人，有效工作時間4 h。經(jīng)估算拆除階段工作人員集體劑量值為121.2人·mSv。

若不進行去污，罐頂工作人員拆除階段各項操作內(nèi)容、工作總時間及相應(yīng)劑量率見表1。

表1 不進行去污直接拆除工作區(qū)域劑量統(tǒng)計表Tab.1 Working area dosage statistic of directly dismantle without decontamination

按照每班實際工作4h，每天兩班計算，若不進行去污，拆除階工作人員集體劑量為426.68人·mSv。

去污設(shè)計需要在保證施工進度及工程質(zhì)量的前提下，遵循廢物最小化、輻射防護最優(yōu)化的原則[5]。從輻射防護角度考慮，通過貯罐去污，拆除階段工作人員集體劑量值從426.68人·mSv降低到121.2人·mSv，減少了近四分之三的集體人員劑量值；考慮設(shè)備及廢物轉(zhuǎn)的需要，會在罐頂開一個2m×2m的孔洞，若不進行去污開孔瞬間的劑量率過大，操作人員受到瞬時劑量值較大，若出現(xiàn)緊急工況必須需要人員進入貯罐處理，工作人員將會面對較大的輻照風險；去污后拆除廢物放射性也會降低后續(xù)整備運輸過程人員受照劑量。

引入去污操作額外增加去污設(shè)備購置費用以及二次廢物的處理處置費用，預(yù)計增加少量水泥固化體廢物，與工程產(chǎn)生的總廢物量相比，去污操作過程中產(chǎn)生的廢物量所占比例較小，對工程整體影響較小。

綜合考慮上述去污過程帶來的收益以及付出的代價認為去污是十分必要的，為了降低去污操作對工程帶來的影響，貯罐去污方法的選擇和去污方案的設(shè)計中要著重考慮減少二次廢物的產(chǎn)生量及廢物出路，以減少后續(xù)的處理處置費用，同時也符合廢物最小化原則。

3 去污方案研究

3.1 國內(nèi)外研究情況

國外去污技術(shù)研究起步較早，美國漢福特放射化學實驗室采用氧化還原處理法對生產(chǎn)钚的設(shè)施用質(zhì)量分數(shù)57%HNO3+1%H3BO3及57%HNO3+6%AlF3+1% H3BO3去污及用AP(堿性高錳酸鉀)和HNO3的2步去污,去污系數(shù)達104[6]；愛達荷國家實驗室(INL)貯槽清洗系統(tǒng)包括一個清洗球，兩個定向噴嘴和一個蒸汽控制轉(zhuǎn)換噴嘴用高壓水流去除壁面和底部的污染物。

我國退役領(lǐng)域經(jīng)過多年的探索，也已在去污技術(shù)領(lǐng)域內(nèi)取得了一些成果。中國原子能科學院對某低放廢液貯罐進行了噴淋去污中等規(guī)?，F(xiàn)場試驗，去污效果良好；中輻院曾開展過大罐泡沫去污方面的研究，大體積容器泡沫去污關(guān)鍵技術(shù)還需進一步突破；在高壓水去污方面，已在較大面積低放污染水平的去污工程中成熟應(yīng)用，一般是采取手持方式，另外在對拆除下來的物項進行深度去污的情況下，中國核電工程有限公司開發(fā)設(shè)計了一些輔助配套裝置配合高壓水射流裝置的應(yīng)用，已用于工程。

3.2 去污試劑研究

對于早期遺留的大型放射性廢液貯罐去污過程，要求去污工藝簡單，對原設(shè)備不進行大規(guī)模的改進，去污試劑高效易于獲得，去污產(chǎn)生的二次廢液量小、易于處理。通過對國內(nèi)外相關(guān)去污技術(shù)以及工程經(jīng)驗的調(diào)研、分析、比較認為噴淋去污更為適合此類設(shè)備的去污。

噴淋去污試劑配方的研究是通過對真實樣品的去污試驗結(jié)果比較分析進行的，試驗中的樣品取自某固化工段放射性廢液貯罐內(nèi)。根據(jù)相關(guān)研究常用化學試劑種類及主要去污特點如表2所示[7]。

表2 常用化學去污劑種類Tab.2 Types of commonly used chemical detergents

根據(jù)相關(guān)技術(shù)調(diào)研以及經(jīng)驗積累噴淋去污試驗制定了幾種不同去污試劑配比方案(主要化學物質(zhì)包括HNO3、HF、H2C2O4、EDTA以及緩蝕劑)，將污染試樣在幾種備選的去污試劑中進行靜態(tài)浸泡，經(jīng)過12h浸泡后有兩組去污試劑(a、HNO3+ HF+緩蝕劑；b、HNO3+EDTA+ H2C2O4+緩蝕劑)去污系數(shù)DF>20，為了探究去污試劑不同成分對于去污效果(通過去污系數(shù)DF大小表示)的影響需進行對比試驗。

保持去污試樣、其他去污試劑以及試驗條件不變，分別改變兩組去污試劑中HNO3的濃度，經(jīng)過12h的去污，兩組試樣的去污效果均隨著HNO3濃度的增加而增加，初步確定HNO3可以提高本研究中試樣去污效果。

保持去污試樣、其他去污試劑以及試驗條件不變，改變a組去污試劑中HF的濃度，經(jīng)過12h的去污，試樣的去污效果沒有隨著HF的濃度變化產(chǎn)生顯著的，初步確定HF對于本研究中試樣去污效果影響不明顯。采用同樣的試驗方法對H2C2O4、緩蝕劑進行研究，根據(jù)去污效果初步確定H2C2O4對本研究中試樣去污效果影響不明顯，EDTA可以提高本研究中試樣去污效果。

通過上述試驗結(jié)果最終確定以HNO3+EDTA+緩蝕劑進行配比作為去污試劑。在長1m寬1m高1m，內(nèi)部污染面積為4m2的模擬污染槽內(nèi)進行噴淋循環(huán)去污試驗。試驗中選擇不同噴淋壓力(與噴淋流量相對應(yīng))，當噴淋壓力達到0.14MPa(噴淋流量0.4m3/h)噴淋循環(huán)去污效果較好，去污系數(shù)DF可以達到25，循環(huán)去污過程共產(chǎn)生去污廢液約100L[8]。

3.3 去污方案研究

根據(jù)上述試驗確定的去污試劑配比以及噴淋循環(huán)去污關(guān)鍵工藝參數(shù)，結(jié)合實際工況設(shè)計一套貯罐循環(huán)噴淋去污系統(tǒng)。貯罐循環(huán)噴淋去污系統(tǒng)主要包括料液配置系統(tǒng)、去污液循環(huán)系統(tǒng)、輻射監(jiān)測及電氣控制系統(tǒng)等。料液配置系統(tǒng)主要包括去污劑、配置設(shè)備、試劑儲槽及計量泵；去污液循環(huán)系統(tǒng)主要包括噴嘴、過濾器、循環(huán)泵及去污劑循環(huán)槽；放射性監(jiān)測系統(tǒng)主要包括貯罐內(nèi)壁的去污效果的監(jiān)測以及過濾器積累的放射性監(jiān)測。

由于廢液貯罐污染水平較高，噴淋去污系統(tǒng)的設(shè)備、閥門控制均采用電氣控制，避免人員在現(xiàn)場直接操作。對需要在運行過程中更換的設(shè)備，設(shè)有監(jiān)測系統(tǒng)，如過濾器，通過對過濾器的壓力及放射性水平進行監(jiān)測，保證系統(tǒng)運行安全高效。另外，對使用較為頻繁的管路要設(shè)置調(diào)節(jié)系統(tǒng)、流量計、過濾器等，保障人員更換過程中的輻射安全，貯罐噴淋去污系統(tǒng)流程示意圖如圖2。

圖2 貯罐噴淋去污系統(tǒng)流程示意圖Fig.2 Tank spray decontamination system process

噴淋去污系統(tǒng)運行過程中，首先根據(jù)去污需要將去污試劑按照比例由計量泵打入噴淋試劑循環(huán)槽，并在循環(huán)槽內(nèi)進行去污試劑配置。試劑循環(huán)槽中的去污試劑完成配置后，通過供料泵將去污試劑輸送至罐內(nèi)的噴淋去污噴頭進行罐壁去污。噴淋去污過程中去污試劑在貯罐壁面表面形成自上而下的連續(xù)液流，在去污試劑流過罐壁的過程中，其化學試劑組分會與污染核素發(fā)生反應(yīng)，從而將污染核素從污染物表面去除，以達到去污目的，同時噴淋過程中去污液的流動對非固定性污染起到物理沖刷作用，可強化去污效果；去污噴頭采用旋轉(zhuǎn)噴灑設(shè)計，一定高度的壁面去污完成后，通過調(diào)整噴頭升降機構(gòu)控制去污噴頭高度，使去污試劑可以在罐內(nèi)壁面所有區(qū)域形成有效去污液膜。去污產(chǎn)生的廢液在罐底進行收集，通過循環(huán)泵打出罐外經(jīng)過罐頂過濾器過濾后重新回到去污液循環(huán)槽復用，實現(xiàn)去污試劑的循環(huán)。在循環(huán)槽底部設(shè)有取樣管以及排污管，定期對槽內(nèi)廢液進行取樣分析，達到廢液接收標準后集中排放送往處理設(shè)施。

噴淋去污過程中產(chǎn)生的二次廢物包括少量的廢氣及去污廢液。根據(jù)相關(guān)廢物接收處理規(guī)定，二次廢物處理流程見圖3。

圖3 噴淋去污二次廢物處理流程Fig.3 Secondary waste disposal process for spray decontamination

4 結(jié) 論

本文針對某大型放射性廢液貯罐的去污方案進行研究通過對貯罐拆除人員受照集體劑量的計算，明確貯罐去污的必要性。選擇噴淋去污作為貯罐去污方法，通過試驗確定了去污試劑配比以及去污關(guān)鍵工藝參數(shù)并設(shè)計了一套噴淋去污系統(tǒng)，得到結(jié)論如下。

4.1 大型放射性廢液貯罐退役工程中去污環(huán)節(jié)是必要的，噴淋循環(huán)去污具有二次廢液少、技術(shù)成熟度高、設(shè)備簡單等特點，更適合應(yīng)用于此類設(shè)備的去污。

4.2 以HNO3+EDTA+緩蝕劑進行配比作為去污試劑可以滿足本試驗中廢液貯罐去污需求，去污系數(shù)DF大于20。

4.3 對貯罐去污系統(tǒng)組成、工藝流程以及二次廢物處理等方面進行研究，最終確定了貯罐噴淋循環(huán)去污方案。