鄭 偉，王朝暉，林 鵬，周東升，喬寶權(quán)，鄒利平，劉夏杰

(中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518028)

國際上核電發(fā)達(dá)國家百萬千瓦單機(jī)組廢物包年產(chǎn)生量中位值為20 m3，最優(yōu)可達(dá)10 m3以下，而我國大多數(shù)核電站的放射性固體廢物年產(chǎn)量約50～60 m3，與國外先進(jìn)水平存在較大差距。2018年1月1日實(shí)行的《中華人民共和國核安全法》第四十一條要求核設(shè)施營運(yùn)單位、放射性廢物處理處置單位應(yīng)當(dāng)對放射性廢物進(jìn)行減量化、無害化處理、處置，確保永久安全。同時我國《核安全與放射性污染防治十三五規(guī)劃及2025年遠(yuǎn)景目標(biāo)》也提出“建設(shè)秦山、大亞灣核電基地放射性廢物集中處理示范工程，推廣可燃放射性固體廢物焚燒”的要求。

從我國國內(nèi)外放射性廢物處置場選址經(jīng)驗(yàn)看，處置資源相對稀缺問題普遍存在。我國核電發(fā)展較快的沿海經(jīng)濟(jì)發(fā)達(dá)地區(qū)，土地資源緊張，處置場選址中的“避鄰現(xiàn)象”突出，大型處置場址選址困難；而國內(nèi)早期規(guī)劃的處置場容量也難以適應(yīng)核電發(fā)展需求。采取先進(jìn)的廢物減容工藝，持續(xù)推動廢物最小化，不僅是環(huán)保理念的提升，更是解決現(xiàn)實(shí)處置問題、提升核電經(jīng)濟(jì)性的需要。針對核設(shè)施放射性廢物集中減容處理的需求，本文主要對國內(nèi)外熱處理工藝開展技術(shù)調(diào)研，分析各種技術(shù)的優(yōu)缺點(diǎn)，以探索放射性廢物集中高效減容處理的技術(shù)路線，為國內(nèi)核電站放射性廢物管理工作提供參考。

1 核電廠低放廢物管理現(xiàn)狀

國內(nèi)在役核電廠低放廢物管理已達(dá)到技術(shù)瓶頸，廢物減容工藝尚需改進(jìn)。大多數(shù)核電站采用水泥固化、超級壓縮及水泥固定的傳統(tǒng)工藝，增容較大。依據(jù)長期運(yùn)行記錄，國內(nèi)放射性固體廢物百萬千瓦機(jī)組單堆年產(chǎn)量較大，新投產(chǎn)機(jī)組設(shè)計(jì)廢物產(chǎn)量也在50 m3/(堆·年)左右，與世界先進(jìn)水平有明顯差距。因此需采用更高效的廢物減容工藝，進(jìn)行離堆集中處理，以實(shí)現(xiàn)放射性廢物產(chǎn)量最小化的要求。世界主要核能國家壓水堆核電廠單機(jī)組廢物包年產(chǎn)生量中位值及最優(yōu)水平列于表1。

表1 世界主要核電國家單機(jī)組廢物包產(chǎn)生量Tab.1 The median and optimal level of annual wastegeneration volume of single unit PWR nuclear powerplants in the world’s major nuclear energy countries

2 高效減容技術(shù)進(jìn)展

隨著各國放射性廢物管理實(shí)踐的不斷深入，各主要核能開發(fā)國家相繼開發(fā)了多種高效廢物減容技術(shù)[1-7]。這些技術(shù)多數(shù)具有針對性，而從其工藝特性來分，大致可分為兩大類，即：冷處理工藝和熱處理工藝。冷處置工藝，如超級壓縮、水泥固化、聚合物固化等，其造價低、操作簡便、運(yùn)行成本低、無二次廢物產(chǎn)生、適用廢物廣，但整體減容效果差；熱處理工藝，如普通焚燒處理、裂解焚燒、等離子處理、蒸汽重整等，具有較高的減容效果，但每種工藝各有不同的特性[8-12]。

2.1 普通焚燒爐減容工藝

20世紀(jì)50年代初，國外就已開始研發(fā)放射性廢物的焚燒技術(shù)，并建立了各種類型的焚燒裝置。焚燒設(shè)備根據(jù)對燃燒空氣量的控制分為熱解焚燒爐、過量空氣焚燒爐、控制空氣焚燒爐等。早期焚燒爐一般采用過量空氣焚燒爐，近年新建的焚燒爐多為熱解焚燒爐。這些焚燒爐都可以焚燒一般的可燃廢物，還可以焚燒可燃的液體廢物和低放射性廢樹脂?？扇挤派湫詮U物經(jīng)燃燒處理后會最大程度的減容，一般廢物減容系數(shù)(廢物焚燒前后的體積比，也稱減容比)可以達(dá)到80～120?？扇紡U物焚燒后由有機(jī)物轉(zhuǎn)化為無機(jī)物，這既可以大幅度減少放射性廢物的貯存、運(yùn)輸和最終處置費(fèi)用，又可以大大提高貯存、運(yùn)輸和最終處置的安全性。普通焚燒工藝已經(jīng)在國外幾十座電站有30年以上的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，是最成熟的核電站廢物高效減容技術(shù)。

2.1.1丹麥ENVIKRAFT焚燒爐

丹麥針對核電站開發(fā)的低放廢物焚燒爐ENVKRAFT已在歐洲(法國、比利時、瑞典)，美國、日本、臺灣等地區(qū)得到應(yīng)用。該技術(shù)可將可燃廢物(如塑料袋、塑料布、紙、布、橡膠、木材以及液體等)焚燒，減容系數(shù)達(dá)50～70?；覡a使用超壓設(shè)備壓縮，以進(jìn)一步提升核電廠低放廢物的減容效果，便于安全儲存，大大降低未來的最終處置成本。

丹麥ENVIKRAFT焚燒爐在瑞典、比利時、美國、我國臺灣等均有應(yīng)用，最早的運(yùn)行時間可以追溯到1976年，處理量從30 kg/h 至1 000 kg/h不等。美國擁有兩座ENVIKRAFT型焚燒爐，設(shè)施位于田納西橡樹嶺的Bear Creek處理廠，設(shè)有兩座焚燒爐，公用一個二燃室。單爐最大處理能力725 kg/h，日常處理量約567 kg/h。主要廢物項(xiàng)為低放干雜固體技術(shù)廢物和液體低放廢物，表面劑量率小于100 mR/h，對于單個小件廢物可放寬至1 R/h，減容系數(shù)可達(dá)100。

2.1.2德國NUKEM普通焚燒爐

德國NUKEM科技公司，主要從事放射性廢物管理、乏燃料管理、核設(shè)施退役等工程建設(shè)和咨詢服務(wù)。其基于卡爾斯魯研究中心的技術(shù)，開發(fā)了一套立式固定床、控制空氣帶后燃室的放射性廢物焚燒爐裝置。目前基于NUKEM工藝的普通焚燒爐在烏克蘭的Chmelnitzki廢物處理中心、俄羅斯的Balakovo核電站廢物處理中心和Leningrad核電站、瑞典Bohunice廢物處理中心、立陶宛Lgnalina核電站固體廢物處理中心等均有應(yīng)用。

NUKEM焚燒爐主要用于處理木材、纖維、紙、棉織物、橡膠、非鹵素塑料等核電技術(shù)廢物。所有廢物按照一定比例進(jìn)入焚燒爐中進(jìn)行處理，進(jìn)爐廢物確保熱值在15～30 MJ/kg，活度濃度水平β/γ為107～1 010 Bq/m3，α放射性水平小于105Bq/m3。處理能力小于150 kg/h，減容系數(shù)達(dá)40～120，焚燒溫度在800～1 050 ℃之間，焚燒產(chǎn)物主要是焚燒灰。NUKEM公司的焚燒裝置有如下優(yōu)點(diǎn)：廢物前處理要求低，在焚燒爐中沒有爐渣形成，幾乎不需要破碎和分揀，爐體結(jié)構(gòu)簡單，應(yīng)用較早，經(jīng)驗(yàn)豐富；缺點(diǎn)為：PVC含量不超過5%，燃燒不完全，煙氣凈化難度大，二次廢物多。

2.2 裂解焚燒工藝

固體廢物的熱解焚燒分為熱解、燃?xì)忸A(yù)混和燃?xì)馊紵齻€過程。固體廢物經(jīng)前處理后送入熱解爐，在熱解爐內(nèi)完成熱解過程。熱解是廢物焚燒主工藝系統(tǒng)全過程的核心部分，廢物在中溫缺氧環(huán)境中受熱分解生成熱解氣和熱解焦。熱解氣由熱解爐上方引出進(jìn)入預(yù)混器進(jìn)行燃?xì)忸A(yù)混過程；熱解焦在熱解爐中燃燒變成灰燼，落入排灰系統(tǒng)排出。由熱解爐上方引出的熱解氣進(jìn)入預(yù)混器，與助燃空氣進(jìn)行充分混合，然后噴入燃燒爐中進(jìn)行燃?xì)馊紵^程。燃燒爐爐膛溫度為850～1 200 ℃，在此高溫下熱解氣與足夠的助燃空氣混合充分燃燒，達(dá)到非常高的燃燒效率，實(shí)現(xiàn)燃?xì)獾耐耆紵?。廢油或有機(jī)溶劑的焚燒也可在燃燒爐中進(jìn)行，利用燃燒爐頂部的燃油噴嘴將廢油前處理后送入的廢油或有機(jī)溶劑霧化后噴入燃燒爐內(nèi)部，在高溫富氧的環(huán)境下充分燃燒。

2.2.1中國輻射防護(hù)研究院(簡稱中輻院(CIRP))熱解焚燒爐

中輻院放射性廢物焚燒實(shí)驗(yàn)室成立于1974年，先后開發(fā)了固體廢物旋風(fēng)焚燒技術(shù)，廢油霧化焚燒技術(shù)，石墨固定床焚燒技術(shù)，固體廢物熱解焚燒技術(shù)，集成化小型焚燒裝置等實(shí)用工程系統(tǒng)。至今中輻院已承接國內(nèi)外多家單位的焚燒項(xiàng)目。

中輻院熱解焚燒爐主要構(gòu)成包括：固體廢物破碎機(jī)、熱解爐、燃燒爐、冷風(fēng)稀釋器、噴水急冷器、袋濾器等；測控系統(tǒng)以工業(yè)控制計(jì)算機(jī)為主，常規(guī)電氣和儀表為輔。在系統(tǒng)安全的設(shè)計(jì)中，主要考慮了放射性物質(zhì)的包容、防火防爆、防腐、冗余和備用、應(yīng)急系統(tǒng)、測控和電氣系統(tǒng)安全等。中輻院焚燒爐特點(diǎn)是燃燒完全、減容效果好、運(yùn)行平穩(wěn)、對廢物組成適應(yīng)性強(qiáng)、煙氣凈化流程簡單、凈化效率高、能耗較低。中輻院的熱解焚燒爐技術(shù)處理的廢物來源有木材、纖維、紙、棉織品，還有部分的橡膠和塑料，處理量在20～30 kg/h。減容系數(shù)40～120，焚燒溫度在850～1 200 ℃。

2.2.2法國IRSI裂解焚燒爐

法國COGEMA公司的IRSI裂解焚燒爐由Marcoule研究中心于20世紀(jì)80年代開發(fā)，主要針對法國核能技術(shù)開發(fā)實(shí)驗(yàn)室產(chǎn)生的手套箱廢物。這類廢物α核素含量高、橡膠、PVC、鹵素塑料比例高，需采取特殊焚燒方案進(jìn)行處理。IRSI為回轉(zhuǎn)式、控制空氣焚燒回轉(zhuǎn)式，可處理α核素污染的固體廢物。法國的Valduc研究中心于1991年建造首臺工業(yè)處理裝置，經(jīng)過6年多實(shí)驗(yàn)運(yùn)行，于1999年正式開展廢物焚燒處理工作。處理量<15 kg/h。主要技術(shù)特征有：廢物源有木材、纖維、紙、棉織品，還有部分的橡膠和塑料，β/γ為4×107Bq/m3，α小于2×105Bq/m3；處理量在15 kg/h；減容系數(shù)為50～150；焚燒溫度900～1 200 ℃。

法國IRSI焚燒爐優(yōu)點(diǎn)：燃燒穩(wěn)定性較好、前處理要求低、耐腐蝕性好：廢物含PVC可高達(dá)25% ，焚燒灰含碳量低于1% ；缺點(diǎn)：爐體結(jié)構(gòu)復(fù)雜，容易發(fā)生故障，處理量小。

2.2.3德國NUKEM球磨床裂解焚燒爐

德國NUKEM工藝實(shí)驗(yàn)室為法國La Hague后處理中心開發(fā)了處理有機(jī)廢物裂解處理中試裝置，裂解處理廠在La Hague建成。該工藝于1999年于日本建成，設(shè)施在2012年開始運(yùn)行。

裂解床部分采用金屬或者陶瓷球反應(yīng)床、球直徑20～25 mm，反應(yīng)床在負(fù)壓條件下工作、主要設(shè)計(jì)處理TBP廢物和樹脂廢物。主系統(tǒng)溫度：TBP處理時為380～450 ℃，廢樹脂處理為400～550 ℃，裂解氣體溫度400～600 ℃。系統(tǒng)的焚燒部分為后燃燒室，用于處理裂解氣體，溫度900～1 100 ℃。

NUKEM裂解焚燒工藝主要針對TBP廢物減容而開發(fā)，經(jīng)試驗(yàn)驗(yàn)證具備處理樹脂廢物的能力。但其對有機(jī)廢物TBP和樹脂的減容比有限。2006—2008年間，日本核燃料循環(huán)工程實(shí)驗(yàn)室開展了以蒸汽重整工藝處理TBP廢物的研究，試驗(yàn)結(jié)果表明，蒸汽重整處理后廢物包體積僅為裂解焚燒處理廢物的1/30，因此NUKEM裂解焚燒工藝雖然構(gòu)造及運(yùn)行簡單，投資少、運(yùn)行成本也相對低，但減容效果并不理想。這幾種焚燒裝置的特點(diǎn)總結(jié)列于表2。

表2 幾種焚燒裝置特點(diǎn)Tab.2 Characteristics of several incinerators

2.3 蒸汽重整減容工藝

蒸汽重整技術(shù)由瑞典Studsvik公司開發(fā)。該公司擁有蒸汽重整處理技術(shù)THOR的專利，在美國田納西州設(shè)計(jì)建造了美國ERWIN的蒸汽重整處理設(shè)施，該設(shè)施于1999年開始運(yùn)行。至今已成功運(yùn)行20年，處理來自美國反應(yīng)堆的樹脂廢物，累積處理超過12 000 m3，廢物最高輻射劑量率水平達(dá)10 Sv/h。

蒸汽重整處理技術(shù)上屬于裂解焚燒處理的一個支類，在歐洲及美國均納入焚燒爐管理范疇。其原理是通過低壓、高熱(650～750 ℃)蒸汽加熱可燃放射性廢物中有機(jī)組分，使其在乏氧狀態(tài)下蒸發(fā)、氣化、分解成小分子組分，經(jīng)蒸汽重整除炭反應(yīng)，生成CO2和水，而廢物中放射性核素則通過礦化反應(yīng)、吸附，滯留在固體殘余物中，進(jìn)而達(dá)到減容的目的。

蒸汽重整工藝技術(shù)特點(diǎn)：適應(yīng)多種廢物類型，如離子交換廢樹脂和化學(xué)廢液；處理溫度適宜(650～750 ℃)，核素不會被揮發(fā)、不產(chǎn)生液體廢物；具有較高的減容效果，對廢樹脂最高減容系數(shù)達(dá)12，對于干放射性廢物(DAW)減容系數(shù)最高達(dá)50；不使用高危險性的化學(xué)藥品，沒有腐蝕性和有害性的氣體排出。

美國ES公司的蒸汽重整工藝主要處理核電站的樹脂廢物，在該領(lǐng)域已運(yùn)行超過15年。蒸汽重整工藝處理可燃技術(shù)廢物雖然已在Erwin廠處理自身少量可燃技術(shù)廢物過程中進(jìn)行驗(yàn)證，但針對核電站大規(guī)模技術(shù)廢物處理還需一定的摸索實(shí)踐。

2.4 等離子體熔融工藝

等離子體熔融工藝是近幾十年發(fā)展起來的一項(xiàng)新技術(shù)。因等離子體弧溫度極高、能量集中的特性，對污染物有很高的處理效率。等離子爐除了可以處理可燃廢物外、對灰渣、石棉等不可燃廢物也可以進(jìn)行熔融處理，其廢物適應(yīng)性廣。廢物中有機(jī)成分通過高溫?zé)峤獬奢^為簡單的分子(如：H2、CO、C、HCl、CxHx等)，經(jīng)尾氣、除塵系統(tǒng)處理凈化；而無機(jī)成分(如：Al2O3、CaO、SiO2、Fe2O3等)與玻璃添加劑形成玻璃固化體。

20世紀(jì)80年代，俄羅斯、美國等發(fā)達(dá)國家開始了等離子體處理低放廢物的研究。目前等離子體熔融處理技術(shù)已經(jīng)開始商業(yè)化，應(yīng)用于處理核電廠的低放射性固體廢物或放射性廢物焚燒產(chǎn)生的底灰和飛灰。比較典型的等離子體熔融處理系統(tǒng)包括美國Retech公司的等離子體離心處理系統(tǒng)(PACT)、俄羅斯等離子體氣化熔融(PGM)技術(shù)、比利時ZWILAG系統(tǒng)、日本川崎重工的等離子體減容設(shè)施及我國臺灣核能研究所等離子體焚化熔融處理系統(tǒng)等。

臺灣核能研究所于1998年自行規(guī)劃建造一座處理量250 kg/h的放射性廢棄物等離子體焚化熔融廠(INER-PF250R)，與原有處理可燃性廢棄物的放射性焚化爐共享同一套廢氣處理系統(tǒng)。2001年底放射性廢物等離子體熔融處理工廠建造完成，經(jīng)模擬放射性廢棄物及工業(yè)有害廢棄物的長期試運(yùn)轉(zhuǎn)測試，于2004年達(dá)到250 h連續(xù)運(yùn)轉(zhuǎn)的階段目標(biāo)，實(shí)現(xiàn)了放射性廢物的高效減容。

2011年，保加利亞Kozludoy核電站選擇等離子氣化熔融減容工藝作為廢物處理主工藝開展核電站退役及廢物減容處理工作。設(shè)施處理能力65 kg/h，年運(yùn)行最高40周，可處理250 t廢物。處理廢物類型包括：金屬桶廢物、超壓廢物餅、有機(jī)廢物(包裝袋)、有機(jī)液體廢物。尾氣處理采取比利亞CILVA焚燒爐設(shè)施技術(shù)。固體廢物首先經(jīng)過破碎機(jī)加工成8 cm大小的料塊，然后進(jìn)入等離子爐處理，爐體工作溫度1 500 ℃。金屬桶廢物的減容比為6 ，有機(jī)廢物達(dá)80。

等離子體熔融處理技術(shù)廢物適應(yīng)性廣，可實(shí)現(xiàn)整桶廢物處理。雖然其對于單純可燃放射性廢物、含易揮發(fā)核素、含鹵族廢物等并不是最理想的選擇，其放射性塵粒均較普通焚燒爐和裂解焚燒爐高，尾氣處理工藝更為復(fù)雜。但其處理含有不可燃無機(jī)物的混雜廢物，具備較為明顯的優(yōu)勢。等離子體熔融處理技術(shù)配合焚燒技術(shù)運(yùn)行后，可實(shí)現(xiàn)優(yōu)勢互補(bǔ)。

2.5 冷坩堝玻璃固化工藝

冷坩堝玻璃固化是玻璃固化的第四代工藝，主要通過電感焦耳熱加熱冷坩堝內(nèi)的玻璃體，使其熔融，通過高溫分解、玻璃熔制達(dá)到有機(jī)廢物減容和穩(wěn)定化目的。冷坩堝熔融器由三部分組成：包括冷坩堝、環(huán)繞冷坩堝的螺旋電感器和高頻電流發(fā)生器。工作狀態(tài)坩堝內(nèi)熔融物溫度在1 000 ℃以上，而坩堝壁溫度較低，因此稱為冷坩堝。

韓國冷坩堝技術(shù)包含的主要系統(tǒng)有：前處理系統(tǒng)、廢物供應(yīng)系統(tǒng)、熔融系統(tǒng)、排氣處理系統(tǒng)、灰塵循環(huán)系統(tǒng)以及其他輔助系統(tǒng)。處理廢物類型有可燃干雜技術(shù)廢物、低活度濃度廢離子交換樹脂。處理能力最大25 kg/h，滿足6臺機(jī)組處理要求，減容系數(shù)可達(dá)70。冷坩堝熔爐的優(yōu)點(diǎn)是：熔制溫度高，熔制溫度范圍為1 600～ 3 000 ℃；可處理對象多；熔融玻璃不直接與金屬接觸；腐蝕性小，維修少，爐體壽命長；尾氣處理比較簡單；生產(chǎn)能力大，直徑為0.135 m，0.155 m和1 m的冷坩堝，玻璃生產(chǎn)能力分別為2 kg/h，50 kg/h和200 kg/h。不足之處是耗能相對較多，約10%能量消耗在感應(yīng)線圈上，約20%能量消耗在冷坩堝上。

2.6 濕法氧化工藝

2.6.1聚乙烯醇(PVA)濕法氧化工藝

美國ETI公司開發(fā)了PVA材質(zhì)的一次性防護(hù)服及相關(guān)輔助用品。該材料是一種可以在90 ℃溶解的聚乙烯醇高分子材料，其大部分組分可通過芬頓氧化工藝降解為水和二氧化碳。

PVA材料的降解處理由三部分組成，分別是溶解過程、熱氧化過程和過濾過程。降解過程采用化學(xué)方法溶解PVA材料，加入催化劑使PVA氧化，從而生成TPVA溶液。TPVA溶液過濾后，通過熱氧化過程將溶液進(jìn)一步深度氧化。降解過程的流出物送至緩沖罐，過濾后的廢液傳輸至TER或者TEU系統(tǒng)最終排放。

2000年，中試規(guī)模的PVA塑料溶解減容設(shè)施在美國Paloverde核電站安裝，其為一套包括生物降解器的完整減容處理系統(tǒng)，目前美國85%的核電站采用PVA材料的防護(hù)用品。該減容工藝具有非常好發(fā)展前景。

為減少固廢的產(chǎn)生量，田灣核電站近年來開始使用PVA可降解用品，將傳統(tǒng)的氣衣、防水紙衣、紙衣、塑料袋、地拖、抹布、塑料鞋套、60%的塑料布替換為可降解防護(hù)用品，固廢產(chǎn)生量大大降低，產(chǎn)生了良好的減容效果。同時田灣核電站設(shè)置了一套可降解防護(hù)用品的處理設(shè)施，日處理能力360 kg，可直接將PVA制品降解排入廢水處理系統(tǒng)，是我國第一家使用可降解處理技術(shù)的核電站。

2.6.2濕法氧化廢樹脂工藝

臺灣核能院研究開發(fā)了廢樹脂濕式氧化技術(shù)(WOHEST)，利用芬頓氧化體系，用雙氧水將廢樹脂的有機(jī)組份濕式氧化變?yōu)镃O2與H2O，對放射性廢樹脂進(jìn)行徹底的氧化，并結(jié)合高效固化技術(shù)，實(shí)現(xiàn)廢樹脂的無機(jī)化整備和處置。

WOHEST系統(tǒng)可將粒狀離子交換樹脂減容至原生廢物體積的1/3以下，不產(chǎn)生毒性氣體，只產(chǎn)生CO2、N2和H2O。廢樹脂濕式氧化系統(tǒng)技術(shù)優(yōu)點(diǎn)為：低溫、低壓操作，液相反應(yīng)，能源消耗低；缺點(diǎn)是：適用廢物范圍有限、設(shè)備耐腐蝕要求高、反應(yīng)速度慢、運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋少。

3 集中減容技術(shù)方案探討

我國大陸現(xiàn)有在運(yùn)核電機(jī)組47臺，實(shí)現(xiàn)低放廢物減容處理已經(jīng)迫在眉睫。國內(nèi)某核電基地6臺核電機(jī)組近5年平均放射性廢物產(chǎn)量列于表3。

表3 某基地六臺機(jī)組放射性廢物產(chǎn)量表Tab.3 Output Table of Radioactive Waste SourceItems of Six Units at a NPP

傳統(tǒng)冷工藝處理技術(shù)由于減容效果差已經(jīng)難以滿足需求，熱處理工藝相對于傳統(tǒng)冷工藝，具有較高的減容效果，但每種工藝各有不同的特性[13]。通過對各種類型廢物不同處理工藝的適應(yīng)性進(jìn)行分析，匯總情況列于表4。

表4 減容工藝適應(yīng)性1)Tab.4 Adaptability of volume reduction process

從表4可以看出，濕法氧化適用范圍有限，而蒸汽重整、焚燒、冷坩堝及等離子體處理技術(shù)均能實(shí)現(xiàn)可燃技術(shù)廢物的處理，同時還能實(shí)現(xiàn)樹脂、廢油及有機(jī)溶劑的處理。但在不可燃廢物方面，等離子體處理技術(shù)具備獨(dú)特的優(yōu)勢，可實(shí)現(xiàn)焚燒灰渣、石棉及玻璃纖維廢物的處理。

對于廢樹脂的處理，使用高整體性容器HIC對廢樹脂進(jìn)行整備雖然增容，但較于現(xiàn)有水泥固化處理技術(shù)的增容比已大幅降低，因此在等離子體技術(shù)對廢樹脂熱處理技術(shù)完全成熟前可使用HIC整備技術(shù)對廢樹脂進(jìn)行整備暫存，待相關(guān)熱處理?xiàng)l件滿足后，可對廢樹脂進(jìn)行焚燒+等離子體熔融技術(shù)減容處理。

雖然通過單一技術(shù)來實(shí)現(xiàn)廢物減容均存在局限性，但多種減容技術(shù)優(yōu)化組合可實(shí)現(xiàn)優(yōu)勢互補(bǔ)，達(dá)到減容最大化。從經(jīng)濟(jì)性、適用性等角度出發(fā)，以焚燒+等離子體熔融、固化/HIC整備及干燥壓縮的組合技術(shù)路線為例：等離子體處理技術(shù)可對電站可燃廢物實(shí)現(xiàn)無機(jī)化減容處理；HIC整備技術(shù)則可對廢樹脂、廢濾芯進(jìn)行整備處理；干燥及壓縮整備技術(shù)可對濃縮液及淤積物進(jìn)行整備處理，實(shí)現(xiàn)廢物最小化。圖1為推薦的組合減容技術(shù)路線圖。圖2是使用此組合減容技術(shù)后各類廢物包減容前后產(chǎn)量的對比。

通過組合減容，最終可降低核電站約60%的廢物包年產(chǎn)量，帶來巨大的經(jīng)濟(jì)效益。

圖1 組合減容技術(shù)路線Fig.1 Technology roadmap of combinedvolume reduction

圖2 使用組合減容工藝前后廢物包產(chǎn)生量對比圖Fig.2 Comparison of output of different waste sourceitems before and after volume reduction

4 結(jié)論

針對核電站低放廢物集中減容處理技術(shù)的需求，對國內(nèi)外熱處理工藝開展了詳細(xì)的技術(shù)調(diào)研，分析了各種技術(shù)的特點(diǎn)，并對兼顧經(jīng)濟(jì)與環(huán)保效益的放射性廢物集中減容處理技術(shù)進(jìn)行探討，得出了以下結(jié)論：

從可燃技術(shù)廢物的減容適應(yīng)性及經(jīng)濟(jì)性角度考慮，等離子體處理技術(shù)具備明顯優(yōu)勢，可作為減容處理技術(shù)的核心，再組合其他技術(shù)，實(shí)現(xiàn)減容最大化。而從核電站廢物最小化角度考慮，等離子體處理技術(shù)除了能夠?qū)崿F(xiàn)可燃技術(shù)廢物的妥善處理，還可實(shí)現(xiàn)不可燃混雜廢物的處理，具備更廣的廢物適應(yīng)性，是一種兼顧經(jīng)濟(jì)效益與環(huán)境效益的離堆集中減容工藝方案。

以焚燒+等離子體熔融、固化/HIC整備及干燥壓縮的組合減容技術(shù)路線為例，在實(shí)施后可降低核電站約60%的廢物包產(chǎn)量。