摘 要：M310 機(jī)組是國內(nèi)早期引進(jìn)的核電機(jī)組，其放射性廢液處理系統(tǒng)雖然運(yùn)行穩(wěn)定，但存在運(yùn)行成本高、效率不穩(wěn)定、去污因子較低、二次固廢產(chǎn)生量大等問題，尤其是去污因子較低，目前的工藝和設(shè)備已無法滿足進(jìn)一步降低向環(huán)境排放的放射性核素總量的需求，與先進(jìn)國家和地區(qū)相比仍有不小的差距。本文將從目前的運(yùn)行現(xiàn)狀出發(fā)，結(jié)合目前國內(nèi)外成熟的廢液處理工藝，詳細(xì)闡述M310 核電機(jī)組放射性廢液處理系統(tǒng)優(yōu)化方向和建議。

關(guān)鍵詞：M310 機(jī)組;核電;放射性廢液; 去污因子

中圖分類號：X703;TL941+ . 1 文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

在國內(nèi)“雙碳”戰(zhàn)略的引領(lǐng)下，核電作為重要清潔能源之一，具有低碳、高效的技術(shù)優(yōu)勢。然而，核電在發(fā)電過程中也必然會產(chǎn)生工業(yè)廢物，稱之為“核三廢”（放射性廢液、廢氣、固體廢物），三廢的處理和排放必須滿足國家環(huán)保和核電行業(yè)的法律法規(guī)[1] 。隨著核電的快速發(fā)展，核廢物減量化、最小化的要求也越來越高。2016 年10 月21日國家核安全局批準(zhǔn)發(fā)布的《核設(shè)施放射性廢物最小化》（HAD 401/ 08—2016）明確指出，“放射性廢物最小化目標(biāo)值應(yīng)通過采取切實(shí)可行的設(shè)計(jì)和管理措施，并與國際最佳實(shí)踐相比對，使得核設(shè)施放射性固體廢物年產(chǎn)生量可合理達(dá)到盡量低” [2] ;2018 年1 月1 日正式生效的《中華人民共和國核安全法》以較大篇幅描述了核廢物的相關(guān)規(guī)定，其中第41 條明確提出“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”的要求[3] ，這對早期的M310 機(jī)組提出了更大的挑戰(zhàn)。

M310 機(jī)組是法國法碼通公司設(shè)計(jì)和制造的第二代壓水堆核電技術(shù)，是國內(nèi)核電早期發(fā)展的重要堆型之一。在M310 技術(shù)基礎(chǔ)上，通過“引進(jìn)、消化、吸收、再創(chuàng)新”，成功開發(fā)了具有自主知識產(chǎn)權(quán)的CPR1000、ACPR1000、HPR1000 等核電機(jī)型[4-6] 。新一代核電堆型的三廢處理系統(tǒng)均做出了改進(jìn)和提升，“老機(jī)組”的改進(jìn)方案也應(yīng)重點(diǎn)考慮。本文從國內(nèi)某百萬千瓦級的M310 核電機(jī)組（下文簡稱D 電廠）近30 年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)出發(fā)，總結(jié)目前D 電廠放射性廢液處理的現(xiàn)狀和未來需求，同時(shí)結(jié)合國內(nèi)外成熟的先進(jìn)處理工藝，為現(xiàn)有M310 核電機(jī)組放射性廢液處理系統(tǒng)的改造和工藝優(yōu)化提供方向和建議。

1 M310 機(jī)組放射性廢液處理工藝現(xiàn)狀分析

1. 1 放射性廢液處理系統(tǒng)和工藝介紹

D 電廠在20 世紀(jì)80 年代引進(jìn)兩臺M310 機(jī)組，其中的三廢處理系統(tǒng)作為公用系統(tǒng)同時(shí)為兩臺核電機(jī)組服務(wù)，負(fù)責(zé)對核電廠正常運(yùn)行和大修期間產(chǎn)生的放射性廢液、廢氣和固體廢物進(jìn)行處理。其中放射性廢液分為可復(fù)用廢液和不可復(fù)用廢液，不可復(fù)用廢液又根據(jù)不同成分和來源分為工藝廢液、地板廢液和化學(xué)廢液。根據(jù)三種不可復(fù)用廢液的來源和特點(diǎn)，按表1 所述原則送至放射性廢液處理系統(tǒng)（以下簡稱TEU）進(jìn)行貯存、監(jiān)測和處理。放射性廢液處理過程產(chǎn)生的二次廢物，如濃縮液、舊濾芯、廢樹脂等送往放射性廢物處理系統(tǒng)（以下簡稱TES） 進(jìn)行固化處理，基本處理流程如圖1 所示。

經(jīng)TEU 系統(tǒng)處理后的廢水滿足三級排放標(biāo)準(zhǔn)后送往放射性廢水排放系統(tǒng)（以下簡稱TER）。目前D 電廠執(zhí)行的是三級排放管控[7] （國家限值活度濃度≤1 000 Bq/ L，電廠內(nèi)控值≤500 Bq/ L，卓越值≤100 Bq/ L）。根據(jù)該電廠2018—2023 年的運(yùn)行實(shí)踐，99%的廢水處理后可以滿足≤100 Bq/ L的卓越排放要求，處理標(biāo)準(zhǔn)的提高并沒有導(dǎo)致二次廢物的增加。

1. 2 現(xiàn)狀分析

目前D 電廠的TEU 系統(tǒng)已運(yùn)行30 年，整體運(yùn)行良好，能滿足D 電廠三級排放管控要求，但目前仍存在處理深度不足、效率不穩(wěn)定、運(yùn)行成本高、二次固廢產(chǎn)生量大等問題。尤其是處理深度不足，目前的工藝和設(shè)備已經(jīng)無法進(jìn)一步降低液態(tài)除氚核素總量，與先進(jìn)國家機(jī)組相比仍有不小的差距，主要體現(xiàn)在以下幾個(gè)方面：

（1）處理深度不足。TEU 系統(tǒng)采用的過濾、除鹽和蒸發(fā)單元互相獨(dú)立，無法組合使用?，F(xiàn)有小于100 Bq/ L 的處理水平，與全球先進(jìn)機(jī)組仍有一些差距，尤其是亞洲近鄰韓國Yonggwang-5amp;6 號核電機(jī)組已能將廢液處理至小于18. 5 Bq/ L 的超低水平[8] 。

（2）處理效率不穩(wěn)定。蒸發(fā)單元沒有前置預(yù)處理裝置，極易受源項(xiàng)有機(jī)物和表面活性劑的影響，會導(dǎo)致蒸發(fā)單元內(nèi)濃縮液大量發(fā)泡，進(jìn)而影響處理效率。根據(jù)D 電廠30 年運(yùn)行實(shí)踐，當(dāng)TEU 濃縮液放射性活度濃度大于30 000 MBq/ m3 時(shí)，會導(dǎo)致蒸餾水超過500 Bq/ L[9] 。

（3）處理手段單一。TEU 系統(tǒng)采用的除鹽單元僅配置兩臺串聯(lián)的樹脂床，級數(shù)較少，缺乏預(yù)處理和選擇性處理能力，導(dǎo)致凈化時(shí)間偏長。一般一罐30 m3 的工藝廢水需要7～30 天的凈化時(shí)間;若凈化不合格則需被迫進(jìn)行蒸發(fā)處理，而蒸發(fā)處理則因其廢水含硼量較高會產(chǎn)生大量不必要的二次固體廢物[9] 。

（4）二次固廢產(chǎn)生量大。TEU 蒸發(fā)單元和除鹽單元產(chǎn)生的二次濃縮液和二次廢樹脂，原設(shè)計(jì)中經(jīng)TES 系統(tǒng)水泥固化后的增容比分別為1 ∶5. 26、1 ∶ 6. 04，即4 m3 的濃縮液會產(chǎn)生約21 m3的廢物貨包，二次廢物增容較大[10] ;2017 年D 電廠經(jīng)過固化桶技術(shù)改進(jìn)后TEU 濃縮液增容比降至1 ∶ 3，廢樹脂不變。

（5）運(yùn)行成本高。TEU 蒸發(fā)單元采用強(qiáng)制循環(huán)設(shè)計(jì)，正常運(yùn)行和熱備用期間耗費(fèi)大量蒸汽和動力電源。從D 電廠蒸汽/ 電力等效發(fā)電量成本、設(shè)備預(yù)防性維修成本、二次廢物成本綜合計(jì)算，每噸廢水的平均處理成本約3 萬元，平均年處理成本約2 100 萬元。

（6）劑量成本較高。TEU 蒸發(fā)單元濃縮液硼濃度達(dá)到固化要求時(shí)（硼濃度40 000 ppm，1 ppm = 1×10-6 ）啟動轉(zhuǎn)移并固化，此時(shí)蒸發(fā)單元內(nèi)已累積較多放射性核素。核素在局部流動死區(qū)沉積后會導(dǎo)致輻射劑量顯著升高。在過去的30 年運(yùn)行中，根據(jù)被處理廢水的不同活度水平，TEU 濃縮液活度濃度一般在1 000～10 000 MBq/ t 之間波動，對應(yīng)局部熱點(diǎn)接觸劑量峰值高達(dá)1～10 mSv/ h，在該階段的糾正性維修工作會產(chǎn)生較高維修集體劑量代價(jià)[10] 。

（7）冗余設(shè)計(jì)不足。TEU 蒸發(fā)單元均是單一設(shè)計(jì)、無冗余備用，如果設(shè)備故障無法及時(shí)恢復(fù)，將影響兩臺機(jī)組的正常運(yùn)行;法國電力公司某電廠曾因氯離子腐蝕問題導(dǎo)致電站兩臺TEU 蒸發(fā)器長達(dá)2年無法運(yùn)行，需借助其它外部資源完成廢液處理。

2 先進(jìn)放射性廢液處理技術(shù)

2. 1 國內(nèi)外先進(jìn)廢液處理工藝簡介

目前，放射性廢水處理方法主要有： 離子交換技術(shù)、膜分離技術(shù)、化學(xué)沉淀技術(shù)、蒸發(fā)濃縮技術(shù)、吸附技術(shù)等[11] 。相比D 電廠現(xiàn)有工藝，無機(jī)吸附、多級離子交換、活性炭吸附、精細(xì)過濾、超濾、反滲透膜、連續(xù)電除鹽技術(shù)等工藝及技術(shù)較為先進(jìn)，其特點(diǎn)如表2 所示。為進(jìn)一步提高廢液處理深度、提高處理效率，同時(shí)不增加處理成本，目前核電行業(yè)先進(jìn)廢液處理系統(tǒng)多采用組合工藝，按工藝先后可分為預(yù)處理、主處理和精處理。

2. 2 部分先進(jìn)技術(shù)的應(yīng)用和熱試結(jié)果

（1） 活性炭吸附。美國DiabLo Canyon 核電廠、Comanche Peak 核電廠等的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，活性炭吸附對廢液中的微量有機(jī)物和顆粒都具有很好的去除效果，去污因子可達(dá)到10[12] 。為了增強(qiáng)活性炭對膠體的去除效果，可在活性炭吸附的上游增設(shè)化學(xué)絮凝處理工藝。國內(nèi)的陽江3amp;4 號機(jī)組采用了絮凝+活性炭吸附+6 臺離子交換串聯(lián)+反滲透膜的處理工藝[14] ，根據(jù)其近5 年的運(yùn)行實(shí)踐，系統(tǒng)整體運(yùn)行效果良好，活性炭床能很好的保護(hù)下游主處理設(shè)備。同時(shí)，針對M310 機(jī)組普遍存在的膠體110m Ag 污染問題，高瑞發(fā)[18] 在利用活性炭吸附技術(shù)處理膠體污染問題的研究中，通過絮凝+活性炭的組合，實(shí)現(xiàn)了13. 2 的平均去污因子。

（2）多級離子交換床。該技術(shù)已經(jīng)作為主處理工藝在國內(nèi)外核設(shè)施上有廣泛和成熟的應(yīng)用，D電廠現(xiàn)有工藝采用兩臺混床串聯(lián)，能將正常工藝廢水處理至lt;500 Bq/ L 的水平。國內(nèi)某AP1000機(jī)組，其放射性廢液處理系統(tǒng)采用3 臺串聯(lián)離子交換床（1 臺陽床+2 臺混床），當(dāng)特殊工況發(fā)生時(shí)可在廢液處理系統(tǒng)下游串聯(lián)投入2 臺離子交換床或經(jīng)移動式設(shè)備處理;國內(nèi)陽江3amp;4 號機(jī)組則采用6 臺串聯(lián)離子交換床（2 臺陽床+1 臺陰床+1 臺混床+2 臺選擇性離子交換床）的設(shè)計(jì)[14] ，根據(jù)其近5 年的運(yùn)行實(shí)踐，在不投運(yùn)反滲透膜單元的情況下，該工藝能將廢液處理至lt;200 Bq/ L 的水平。在水質(zhì)較復(fù)雜的情況下，為保護(hù)6 個(gè)離子交換床的使用壽命以及提高核素去除效率，該工藝必須搭配預(yù)處理單元串聯(lián)組合使用。

（3）超濾。超濾技術(shù)做為一種膜分離技術(shù)在民用水處理中廣泛應(yīng)用[19] ，在核廢水處理領(lǐng)域中，匈牙利Paks 核電站使用超濾技術(shù)在硼回收系統(tǒng)上，實(shí)現(xiàn)了45 倍的體積減少率和10 ～ 100 去污因子[20] 。超濾也可以作為前置預(yù)處理單元使用，減輕后續(xù)工藝的處理壓力[21-22] ，在秦山開展的超濾+離子交換的工程研究試驗(yàn)中，機(jī)組正常產(chǎn)生的工藝廢水經(jīng)處理后的活度濃度低于20 Bq/ L[18] ;在D 電廠與國內(nèi)某高校合作的《新型放射性廢液處理技術(shù)及裝置研制》[23] 項(xiàng)目中超濾做為預(yù)處理單元也成功熱試，配合下游的兩級反滲透+一級連續(xù)電除鹽技術(shù)，實(shí)現(xiàn)綜合出水活度濃度lt;4. 7 Bq/ L的超低水平;同時(shí)，在處理100 m3 的化學(xué)廢水后超濾本體未產(chǎn)生明顯放射性劑量累積。

（4）無機(jī)吸附。無機(jī)離子吸附在福島核電廠事故后的廢水處理中發(fā)揮重要作用[24] ，以沸石為代表的無機(jī)吸附材料大量應(yīng)用于福島事故后放射性廢水中Cs 的去除工作。同時(shí)，無機(jī)吸附劑可以在現(xiàn)有的有機(jī)離子交換床內(nèi)裝填，與多級有機(jī)離子交換床組合使用實(shí)現(xiàn)特定功能，如陽江3amp;4 號機(jī)組采用的6 臺串聯(lián)離子交換床中的最后兩臺可以選裝除Cs 或Co 的無機(jī)吸附劑。D 電廠也在過去的三廢實(shí)踐中，采用國外NERUS 技術(shù)，將選擇性除Co 的無機(jī)吸附單元置于現(xiàn)有兩臺離子交換床之后，作為精處理裝置使用，綜合計(jì)算Co 的去除因子達(dá)到2～10。

（5）連續(xù)電除鹽。連續(xù)電除鹽在半導(dǎo)體行業(yè)制備超純水方面有著成熟的應(yīng)用，同時(shí)在核電行業(yè)中可以做為精處理單元處理痕量核素。美國Braidwood 核電廠采用EDI 技術(shù)去除廢液中的硼酸和放射性核素，處理后水質(zhì)能夠滿足復(fù)用要求[25] ;比利時(shí)Doel 核電廠采用EDI 技術(shù)處理活度濃度為50 000 Bq/ L 的廢水，處理后活度濃度降至20 Bq/ L[26] ;清華大學(xué)核能院在EDI 技術(shù)上也有雄厚的技術(shù)儲備[27] ，同時(shí)在《新型放射性廢液處理技術(shù)及裝置研制》項(xiàng)目中，連續(xù)電除鹽作為精處理單元成功熱試，聯(lián)合一二級反滲透膜將100 m3的化學(xué)廢水處理至lt;4. 7 Bq/ L 的超低水平。

3 M310 機(jī)組放射性廢液處理技術(shù)優(yōu)化方向和建議

針對目前D 電廠放射性廢液的現(xiàn)狀，采用先進(jìn)廢液處理工藝對現(xiàn)有工藝進(jìn)行升級替代，既能進(jìn)一步提高核電廠對環(huán)境和公眾的友好度，又能解決老機(jī)組現(xiàn)有工藝的諸多問題。改進(jìn)目標(biāo)為：

減排目標(biāo)：處理后的廢液活度濃度要求小于18. 5 Bq/ L，達(dá)到世界先進(jìn)水平;

二次廢物：產(chǎn)生的二次廢物有能力處理，且處理后的產(chǎn)生量低于原工藝;

技術(shù)提升：采用目前世界主流的、成熟處理工藝及設(shè)備，完全替代目前現(xiàn)有的過濾、除鹽、蒸發(fā)工藝;

系統(tǒng)集成：新系統(tǒng)的接口應(yīng)考慮與現(xiàn)有系統(tǒng)融合;

維修方便：系統(tǒng)各模塊備件的更換、設(shè)備維修應(yīng)盡量方便維修作業(yè)人員;

高度自動化：使用自動控制技術(shù)，盡量減少運(yùn)行人員的現(xiàn)場操作和監(jiān)控。

3. 1 廢液處理優(yōu)化技術(shù)路線

根據(jù)2. 2 節(jié)所述的D 電廠目前廢液處理的現(xiàn)狀，為達(dá)到更低的廢液排放水平，同時(shí)兼顧考慮二次廢物的合理平衡，按“組合工藝、分級凈化”的原則，設(shè)計(jì)“預(yù)處理+主處理+精處理” 的技術(shù)路線。根據(jù)國內(nèi)外主流的先進(jìn)處理技術(shù)，選擇使用活性炭（預(yù)）+超濾（預(yù)）+4 個(gè)有機(jī)吸附床（主） +2 個(gè)無機(jī)吸附（主）+一級反滲透（精） +一級連續(xù)電除鹽（精）的方式來代替現(xiàn)有廢液處理技術(shù)，其主要工藝流程如下所述，基本流程圖如圖2 所示。

1）預(yù)處理：預(yù)處理單元由預(yù)處理床和超濾單元共同組成，預(yù)處理床可以裝填活性炭或大孔樹脂;上游廢液收集后，首先進(jìn)入預(yù)處理床，對大部分膠體、有機(jī)物進(jìn)行吸附去除后，再進(jìn)入超濾單元，利用超濾膜的分離能力，進(jìn)一步將廢液中濃縮液（部分膠體、大分子有機(jī)物） 等返回至活性炭床再次吸附處理，分離的清液則送入下游主處理單元。

2）主處理：主處理單元由6 個(gè)除鹽單元串聯(lián)組成，其中末尾的兩個(gè)可以裝填選擇性除Co、Cs、Sr 的無機(jī)吸附劑，負(fù)責(zé)處理設(shè)計(jì)源項(xiàng)中的核素。經(jīng)過預(yù)處理的放射性廢液中理論上僅存留離子態(tài)和膠體態(tài)的核素組分，進(jìn)入主處理單元后進(jìn)行離子態(tài)核素的去除，出水活度濃度若滿足新工藝減排目標(biāo)時(shí)可以直接向TER 排放。

3）精處理：精處理單元由反滲透膜單元和連續(xù)電除鹽單元組成;當(dāng)主處理水不滿足新工藝減排目標(biāo)時(shí)，可以利用精處理單元的反滲透膜和連續(xù)電除鹽再次進(jìn)行深度凈化，進(jìn)一步降低放射性活度濃度，使最終產(chǎn)水活度濃度低于18. 5 Bq/ L。精處理單元產(chǎn)生的濃縮液返回至主處理進(jìn)行二次處理。

該系統(tǒng)處理過程所產(chǎn)生的二次廢物有廢樹脂、廢活性炭、廢濾芯、廢濾膜等，可被現(xiàn)有固廢廢物處理系統(tǒng)處理。

3. 2 新舊工藝路線對比

在國內(nèi)核電同行評審過程中，除了排放濃度和排放總量外，放射性廢液處理的二次廢物產(chǎn)生量和因運(yùn)行和維修的輻射防護(hù)劑量代價(jià)是重要的參考指標(biāo)，因此從這兩個(gè)角度進(jìn)行新舊工藝的對比。

3. 2. 1 二次廢物產(chǎn)生量對比

新技術(shù)由于工藝完全改變，其產(chǎn)生的二次廢物與原技術(shù)對比，每年預(yù)計(jì)減少約20 m3 的二次廢物產(chǎn)生量，具體對比如表3 所示。

3. 2. 2 輻射防護(hù)對比

新工藝相比舊工藝，總的去污因子有一個(gè)數(shù)量級的提升，如表4 所示。舊工藝因核素濃縮聚集容易產(chǎn)生輻射熱點(diǎn)，而新工藝則從核素集中處理轉(zhuǎn)變?yōu)榉稚⑻幚?，這更有利于避免核素集中產(chǎn)生的輻射熱點(diǎn)，對于單一設(shè)備的運(yùn)行操作和維修劑量會更低。新工藝的布置仍然需參考該核電機(jī)組放射性廢液設(shè)計(jì)源項(xiàng)進(jìn)行輻射防護(hù)分區(qū)設(shè)置。

綜上所述，新的廢液處理工藝中所用到的各種技術(shù)和工藝已經(jīng)得到成熟應(yīng)用，未來按照“分級凈化、組合工藝” 的原則進(jìn)行改進(jìn)，可以解決1. 2節(jié)中所述的該電廠目前處理深度不足、效率不穩(wěn)定、無冗余設(shè)計(jì)、二次廢物產(chǎn)生量大等問題。同時(shí)該技術(shù)從集中處理改為分部處理，進(jìn)一步降低了運(yùn)行和維修過程的劑量代價(jià)。

4 總結(jié)和展望

本文從該電廠的放射性廢液處理系統(tǒng)的運(yùn)維現(xiàn)狀出發(fā)，結(jié)合國內(nèi)外的先進(jìn)處理技術(shù)和實(shí)際應(yīng)經(jīng)驗(yàn)，提出了在運(yùn)M310 機(jī)組的廢液處理改進(jìn)目標(biāo)和實(shí)現(xiàn)路線。該技術(shù)路線的制定按“分級凈化、組合工藝” 的原則，符合核電廠廢液源項(xiàng)的特征，所采用的處理工藝均有實(shí)際應(yīng)用和熱試結(jié)果支撐，具有一定的可行性和先進(jìn)性。不僅可以作為該電廠的中長期改造規(guī)劃的前期輸入并進(jìn)行詳細(xì)論證，也可為國內(nèi)其它M310 核電、甚至內(nèi)陸核電廠放射性廢液處理系統(tǒng)的改進(jìn)作參考。

參考文獻(xiàn)：

[ 1 ] 蘇州熱工研究院有限公司， 環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心. 核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定： GB 6249—2011[S]. 北京： 中國標(biāo)準(zhǔn)出版社， 2011.

[ 2 ] 國家核安全局. 核設(shè)施放射性廢物最小化： HAD 401/ 08—2016[R]. 北京：國家核安全局， 2016.

[ 3 ] 全國人大常委會. 中華人民共和國核安全法[S]. 北京：全國人民代表大會常務(wù)委員， 2017.

[ 4 ] 濮繼龍. 中國改進(jìn)型壓水堆核電技術(shù)———CPR1000 的形成[J]. 中國工程科學(xué)， 2008（3）： 54-57.

[ 4 ] 濮繼龍. 中國改進(jìn)型壓水堆核電技術(shù)———CPR1000 的形成[J]. 中國工程科學(xué)， 2008（3）： 54-57.

[ 5 ] 趙海， 李春， 游松波. 陽江核電廠5、6 號機(jī)組ACPR1000 技術(shù)方案的設(shè)計(jì)特點(diǎn)[J]. 核科學(xué)與工程， 2020， 40（3）：431-436.

ZHAO Hai， LI Chun， YOU Songbo. Design characteristics of ACPR1000 technical scheme of unit 5amp;6 of yangjiang NPP[J]. Nuclear Science and Engineering， 2020， 40（3）： 431-436.

[ 6 ] 荊春寧， 趙科， 張力友， 等. “華龍一號”的設(shè)計(jì)理念與總體技術(shù)特征[J]. 中國核電， 2017， 10（4）： 463-467.

JING Chunning， ZHAO Ke， ZHANG Liyou， et al. The design philosophy and general technical features of HPR1000[J].China Nuclear Power， 2017， 10（4）： 463-467.

[ 7 ] 大亞灣核電廠. 電廠三廢小組（RWG）運(yùn)作導(dǎo)則[Z]. 2023： V17.

[ 8 ] Song J S. Improvement on liquid radioactive waste treatment system of Nuclear Power Plant by applying ion exchangemethod[C] / / Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting. Jeju： Korean Nuclear Society， 2010： 21-22.

[ 9 ] 大亞灣核電廠. TEU 蒸發(fā)單元異常狀況處理預(yù)案[Z]. 2012.

[10] 黃來喜， 何文新， 陳德淦. 大亞灣核電站放射性固體廢物管理[J]. 輻射防護(hù)， 2004， 24（3）： 211-226.

HUANG Laixi， HE Wenxin， CHEN Degan. Solid radioactive waste management in Daya Bay Nuclear Power Station[J].Radiation Protection， 2004， 24（3）： 211-226.

[11] 羅上庚. 放射性廢物處理與處置[M]. 北京： 中國環(huán)境科學(xué)出版社， 2007.

LUO Shanggeng. Treatment and disposal of radioactive wastes[M]. Beijing： China Enviromental Science Press，2007.[12] MATSOU Toshiaki， NISHI Takashi. Activated carbon filter treatment of lound ～ waste water in nuclear power plants andfilter recovery by heating in vacuum[J]. Carbon， 2000，38（5）：709.

[13] James K L， Miller C C. The impact of ion exchange media and filters on LLW processing[C] / / Waste management '92：working towards a cleaner environment： Waste processing， transportation， storage and disposal， technical programs andpublic education. USA： IAEA， 1992： 1575-1579.

[14] 馬鴻賓， 魏新渝， 熊小偉， 等. 離子交換技術(shù)去除核電廠放射性廢液中痕量核素研究進(jìn)展[J]. 水處理技術(shù)， 2016，42（1）： 7-11， 19.

MA Hongbin， WEI Xinyu， XIONG Xiaowei， et al. Research progress of application of ion exchange technology on theremoval of trace radionuclides from liquid radioactive waste innuclear power plant[J]. Technology of Water Treatment，2016， 42（1）： 7-11， 19.

[15] Abdulgader H A， Kochkodan V， Hilal N. Hybrid ion exchange—Pressure driven membrane processes in water treatment：a review[J]. Separation and Purification Technology， 2013， 116： 253-264.

[16] 張昕， 王沛. 膜技術(shù)在水處理中的應(yīng)用研究[J]. 能源與環(huán)境， 2024（2）： 125-127.

[17] 石紹淵， 張曉琴， 王汝南， 等. 填充床電滲析技術(shù)的研究進(jìn)展[J]. 膜科學(xué)與技術(shù)， 2013， 33（5）： 108-114.

SHI Shaoyuan， ZHANG Xiaoqin， WANG Runan， et al. Research progress in packed bed electrodialysis[J]. MembraneScience and Technology， 2013， 33（5）： 108-114.

[18] 高瑞發(fā). 利用超濾及活性炭吸附技術(shù)處理含膠體放射性廢液的研究[D]. 哈爾濱： 哈爾濱工程大學(xué)， 2017.

GAO Ruifa. Study on treatment of wastewater containing colloidal radioactive waste by ultrafiltration and activated carbonadsorption[D]. Harbin： Harbin Engineering University， 2017.

[19] 孫寧， 常賾. 膜法水處理工藝在生活污水處理中的應(yīng)用研究[J]. 造紙裝備及材料， 2023， 52（8）： 118-120.

SUN Ning， CHANG Ze. Research on the application of membrane water treatment technology in domestic sewage treatment[J]. Hunan Papermaking， 2023， 52（8）： 118-120.

[20] Gra·zyna Zakrzewska-Koluniewicz G. Membranes in nuclear waste treatment[M]. Heidelberg： Springer， 2015： 1-2.

[21] Othman N H， Alias N H， Fuzil N S， et al. A review on the use of membrane technology systems in developing countries[J]. Membranes， 2021， 12（1）： 30.

[22] Landsman M R， Sujanani R， Brodfuehrer S H， et al. Water treatment： are membranes the panacea？ [J]. Annual Reviewof Chemical and Biomolecular Engineering， 2020， 11： 559-585.

[23] 趙璇， 李福志， 張猛， 等. 放射性廢液處理方法及裝置：CN110349690B[P]. 2021-09-21.

[24] 褚浩然， 張曉斌， 阮佳晟. 福島核電站事故后高污染放射性廢水中銫的去除[J]. 山東化工， 2017， 46（17）： 186-188.

CHU Haoran， ZHANG Xiaobin， RUAN Jiasheng. Removal of Cesium from Highly Contaminated Water in FukushimaDaiichi Nuclear Power Station[J]. Shandong Chemical Industry， 2017， 46（17）： 186-188.

[25] EPRI Application of continuous electrical deionization for liquid radwaste processing at braidwood generating station： TR-1015116[R]. Palo Alto： EPRI， 2007.

[26] Neville M D， Jones C P， Turner A D. The EIX process for radioactive waste treatment[J]. Progress in Nuclear Energy，1998， 32（3/ 4）： 397-401.

[27] 劉麗君， 李福志， 趙璇， 等. 利用連續(xù)電除鹽技術(shù)處理低放廢水[J]. 清華大學(xué)學(xué)報(bào)（自然科學(xué)版）， 2008， 48（6）：1012-1014.

LIU Lijun， LI Fuzhi， ZHAO Xuan， et al. Low-level radioactive wastewater treatment by continuous electrodeionization[J]. Journal of Tsinghua University（Science and Technology）， 2008， 48（6）： 1012-1014.