張瑞 劉明月

摘 要：隨著我國核電安全高效發(fā)展，核電廠中、低放射性廢物產生、暫存的總量不斷增多，所引起的安全、環(huán)境和社會問題也越來越突出。在核電廠中中、低放射性廢物中的工藝廢物是處理難度最大、處理技術最復雜的廢物。本文從中、低放射性工藝廢物入手，比較現有核電廠不同的工藝廢物處理技術。

關鍵詞：核電廠;放射性廢物;處理技術;工藝流程

1核電廠中、低放射性廢物處理技術

1.1熱壓、干燥技術

1.1.1系統組成

過濾器濾芯處理系統由屏蔽轉運容器、單臂吊車、專用抓具等組成;廢樹脂處理系統由屏蔽轉運裝置、廢樹脂計量和轉運裝置、錐形干燥器、超級壓實裝置（合用）等組成;化學廢液處理系統主要由屏蔽轉運容器、桶內干燥裝置、冷凝模塊、蒸發(fā)裝置等組成。

1.1.2系統功能

本系統主要功能如下：過濾器濾芯處理工藝通過直接灌漿的工藝來處理核島內（化學和容積控制系統、乏燃料池冷卻系統、放射性廢液處理系統等）產生的過濾器濾芯與少量來自移動式處理系統的過濾器濾芯。廢樹脂處理工藝采用熱態(tài)超級壓實的減容處理工藝?；瘜W廢液處理工藝通過蒸發(fā)、桶內干燥工藝來處理核島、廠址廢物處理設施及其他設施內產生的化學廢液。

1.1.3工藝流程

1）廢樹脂處理系統。廢樹脂通過接收、脫水、干燥、裝桶完成預處理工序。隨后，裝滿干燥廢樹脂的桶送往減容主要工序，即超級壓實機進行超壓處理。壓實餅經優(yōu)化組合后裝入金屬桶內進行灌漿固定。2）化學廢液處理流程?；瘜W廢液桶內干燥處理后形成的鹽塊通過超壓處理后，吊運至200L鋼桶內，進行水泥灌漿固定。固定后的廢物貨包經短期養(yǎng)護，送至劑量檢測間進行桶內劑量監(jiān)測，最終送往廢物暫存庫中間貯存。3）廢過濾器濾芯處理工藝流程。工藝流程歸納如下：載有屏蔽轉運容器的拖車接收來自核島的裝有廢過濾器濾芯的200L鋼桶，轉運至廠址廢物處理設施（SRTF），在SRTF專用抓具將鋼桶卸出，鋼桶經輥道送往水泥灌漿區(qū)進行灌漿固定，在灌漿后進行短期養(yǎng)護后送至檢測間進行桶體劑量檢測，最終送往暫存庫存放。

1.2水泥固化技術

1.2.1系統組成

本系統主要由攪拌系統、傳輸系統、計量系統及劑量檢測系統等組成。工作站位包括容器轉運站、空氣閘門間、開封蓋站、廢物裝桶攪拌站、移動灌漿站、廢濾芯裝桶站和清洗水回收站。

1.2.2系統功能

本系統的主要功能如下：收集核電廠機組運行中產生的中、低放射性水平固體廢物，并進行暫存;采用水泥固化工藝將其整備為穩(wěn)定的廢物包;檢測廢物包劑量率水平，便于進行運輸和處置。針對濕廢物接收及處理子系統，其主要功能為將失效的放射性樹脂沖排至或轉運至廢樹脂暫存槽，進行接收及暫存;通過廢樹脂計量泵對暫存槽中樹脂進行循環(huán)運行，廢樹脂取樣裝置在循環(huán)管線上進行樹脂取樣;利用水泥固化工藝對廢樹脂、濃縮液進行桶內攪拌固化操作;利用灌漿設備對廢濾芯進行水泥灌漿固定處理;整備后對廢物桶表面劑量率進行檢測。

1.2.3工藝流程

1）廢過濾器芯固定工藝流程。主要工藝過程包括：將裝有合適尺寸濾芯支架的400L金屬桶裝入濾芯屏蔽轉運容器，并就位于濾芯下降通道處，濾芯釋放至金屬桶內。金屬桶通過輥道運輸至加注站，調整移動式注漿站參數并啟動，按照程序設定完成注漿過程。金屬桶轉運至開封蓋站位進行自動封蓋操作，完成后運送至養(yǎng)護站位進行養(yǎng)護。2）廢樹脂/濃縮液的固化工藝流程。首先開始進行桶清洗、開封蓋、水泥石灰添加劑等準備工作，通過體積計量的方式，按照配方所需的量完成廢樹脂或濃縮液的計量并加注入400L金屬桶中，隨后金屬桶轉運至干料加注站，攪拌器下降至桶內，完成添加劑的添加，攪拌器開啟并按參數要求完成水泥下料和攪拌。完成后對系統內部進行清洗，雙輥道中任選一列輥道作為固化后金屬桶養(yǎng)護用，經過養(yǎng)護后的金屬桶經測量達標后運出。

1.3高整體容器（HIC）技術

1.3.1系統組成

本系統主要由過濾器芯子更換轉運容器、廢過濾器芯子轉運容器及小車、高整體容器（HIC）、脫水模塊（SEDS）、混凝土屏蔽容器、HIC轉運屏蔽容器等組成。

1.3.2系統功能

本系統在設計上貫徹廢物最小化原則，對廢樹脂和廢活性碳等濕廢物采用脫水后裝入HIC容器的方法處理。脫水模塊（SEDS）接收廢過濾器芯子和廢樹脂，并將其裝入不同類型的高整體容器（HIC）中進行脫水，脫水后的HIC在滿足裝桶容量以及劑量要求后轉運至暫存庫貯存。

1.3.3工藝流程

廢樹脂通過水力沖排，經過控制閥進入脫水頭，再被注入HIC。脫水泵的作用是通過負壓抽吸將HIC中的多余游離水抽出。廢樹脂通過脫水頭實現進料、排氣、脫水、再進料、排氣、脫水，HIC裝滿后正式進入脫水循環(huán)。脫水循環(huán)3次，末次循環(huán)可將脫水產生的廢液接到脫水檢測罐進行檢測，如果脫水循環(huán)末收集到的廢液體積<500mL，表示脫水可以結束，HIC可以封蓋并進行暫存。

廢過濾器芯子通過輸送通道放入廢過濾器芯子轉運容器。廢過濾器芯子放入轉運容器后，被送往NF265房間，通過使用吊車把芯子放入HIC容器中。在HIC容器填滿后，進行脫水操作，直到含水量達到整定值后停止脫水循環(huán)。HIC容器準備轉運到貯存設施內。

2技術比較分析

2.1技術優(yōu)劣對比

水泥固化工藝：工藝成熟，應用最為廣泛，運行經驗豐富，已實現國產化。廢物減容效果不佳，系統運行復雜，故障率高。

熱壓、干燥工藝：廢物離堆處理，對工藝廢物的整備前的處理減容效果較好，已完成國產化研制。系統設備較為復雜，應用經驗較為欠缺，由于仍采用水泥固化，因此影響了其最終減容比。

高整體容器工藝：廢物可離堆處理，系統設計簡單，運行操作簡單，設備臺套數少，且模塊化制造。由于無需進行固化等整備工作，廢物減容效果較好。尚未完全國產化，應用經驗較為欠缺，廢物包表面劑量率較高。

2.2工藝廢物產量分析

通過對2020年不同核電廠的廢物處理產量的分析，采用水泥固化工藝的某核電廠中、低放射性廢物包產量為單臺機組18.2m3/a，采用熱壓、干燥工藝的某核電廠中、低放射性廢物包產量為單臺機組10.8m3/a，采用高整體容器工藝的某核電廠中、低放射性廢物包產量為單臺機組6m3/a。（見表1）高整體容器工藝在廢物減容方面表現較好，主要得益于減少了濃縮液這一廢物類型，并直接裝填入高整體容器、無水泥等固化劑增容的過程。

3結語

結合上述3種核電廠中、低放射性廢物處理技術的對比分析，先進的放射性廢物減容技術在逐步應用。但由于廢物處理系統相對獨立于核島主工藝系統，且離堆處理越來越得到認可的前提下，可加快高效減容技術的推廣應用，如等離子體氣化熔融技術、PVA高效降解技術、高整體容器整備技術、蒸汽重整技術、焚燒技術等。在“鄰避效應”突出的背景下，中、低放射性廢物處置場和區(qū)域廢物處理中心的選址和建設在近一段時間內仍將非常艱難。但由于廢物處理安全性、經濟性和最小化的迫切需求，應利用高效減容技術的優(yōu)化組合，在電廠內考慮設立廢物集中減容中心。

參考文獻

[1]華龍一號放射性固體廢物處理的優(yōu)化設計[J].王岳巍，李凌杰.產業(yè)與科技論壇.2019（16）

[2]核電廠放射性廢物處理新工藝——烘干裝HIC[J].張敬輝，劉鐵軍.產業(yè)與科技論壇.2018（09）