２０１ ８年第１ ７卷第９期 核电厂放射性废物处理新工艺 口张敬辉刘铁军 烘干装ＨＩＣ 【内容摘要】核电厂的放射性废树脂和蒸残液较多采用水泥固化的工艺进行处理，水泥固化体的包容率低、废物量大；烘干装 ＨＩＣ（高完整性容器）处理工艺的废物包产量较低，具有良好的安全性和经济性，可作为放射性废物处理的新工艺 推广。 【关键词】放射性废物；ＨＩＣ；水泥固化；废物最小化 【作者简介】张敬辉（１９８４．２～），男，河北保定人；中国核电工程有限公司工程师；研究方向：放射性废物管理 刘铁军．中国核电工程有限公司工程师 一、引言 ２００Ｌ钢桶封盖后在ＨＩＣ封装工位进行混凝土ＨＩＣ二次包 装。处理流程见图１。 核电厂运行过程会产生放射性废树脂和废液，废液经蒸 发生成的蒸残液和废树脂需要进一步处理形成性质稳定的 同体废物包，在厂内暂存一定年限后外运处置。数据统汁， 从我国第一个核电厂——秦山核电厂１９９１年发电以来，已 经产生约２万ｎｌ 的低、巾放放射性固体废物…。放射性同 体废物的处理和处置已成为制约我国核电等核丁程可持续 混凝土 Ｈｌ Ｃ 发展的重要凶素，引起国家、社会、公众及有关组织的高 度关注。 １ 图１ 废树脂／蒸残液处理流程简图 目前．国内在运核电厂对废树脂和蒸残液普遍水泥固化 处理，形成２００１ 或４００Ｌ钢桶包装的水泥基废物包。水泥固 废树脂烘干处理时，贮槽中的废树脂使用水力输送计量 装置（计量体积与烘干容器匹配），定量的废树脂通过管路输 送至干燥器，干燥的器本体通常为锥形，设有滤网可滤除多 于水分后再加热，减少能耗。干燥时，容器内维持负压，蒸发 的气态物由管路收集经冷凝后送往放射性废液处理系统。 蒸残液烘十处理时，蒸残液经计量后分批注入烘干设施 工作平台上的２００Ｌ钢桶内，钢桶由专用密封盖密封，密封盖 上的温度探测器可监测桶内温度并设置连锁。蒸残液经过 多次“填充——蒸干——再填充——再蒸干”，直至钢桶内烘 干的放射性盐填充率达到要求。 装有烘干废物的钢桶封盖后经过核素检测，送至ＨＩＣ封 装丁位进行二次包装，包装容器为混凝土ＨＩＣ，性能满足 化１ 艺流程简单，但废物包容率低、最终废物包产量大，核素 浸 率较高，废树脂膨胀和蒸残液盐分在长时问处置过程中 也ＩＪ能造成同化体性能降低 。这些放射性废物烘干后再 装入高完整性容器（Ｈｉｇｈ Ｉｎｔｅｇｒｉｔｙ Ｃｏｎｔａｉｎｅｒ，ＨＩＣ）的工艺，可 有效降低待处置废物包产生量，并具有较好的安全性和经济 性，烘十装ＨＩＣ【艺町作为核电厂放射性废物处理的改进 方案。 二、工艺简述 烘十装ＨＩＣ Ｔ艺包括废物烘干和ＨＩＣ二次包装两个工 艺步骤，废树脂和蒸残液分别使用专用干燥设施烘干，其中 废树脂在锥形容器内烘干后装入２００Ｌ钢桶，蒸残液注入放 置在１：作平台＿Ｌ的２００Ｌ钢桶内直接蒸干，装有烘干废物的 仪表的安装方式晟好不要改变。 （五）仪表选型问题。仪表０ＳＡＰ４０１／４０２ＭＤ安装标准图 《低、中水平放射性废物高完整性容器——混凝土容器》（报 情况。 三、结语 中安装往水平管道． 中附注明确仪表水平安装。但仪表管 道布置冈巾仪表安装在竖商管道Ｌ，现场工艺管道也只有竖 直管道。 本文以福清核电现场服务工作为基础，以现场处理的实 际问题为例，进行归纳总结，提出解决问题的思路和方案，并 对问题巾潜在的风险进行分析。希望本文对今后的现场服 解决疗案：解决此问题ｆｌ丁以更换仪表或是修改工艺管道 以满足仪表安装要求 更换仪表代价很大，采购周期较长， 影ｎ向］ 期。后与丁岂专业沟通将竖直管道改成几字形，仪表 务工作和图纸设工作有一定的帮助作川。 可以安装在水平管道上。在仪表选型阶段，一定要结合ｌＴ艺 设备情况来确定仪表型号，否则可能会出现仪表无法安装的 【参考文献】 ［１］张同兴．自动化仪表工程施工及验收规范ＧＢ５００９３［ｓ］ ２００２ Ｉｎｄｕｓｔｒｉａｌ＆Ｓｃｉｅｎｃｅ Ｔｒｉｂｕｎｅ ．５ｑ． ２０１ ８年第１ ７卷第９期 批稿）要求。在封装工位，废物钢桶放入混凝土ＨＩＣ内，钢桶 辐照性指标。混凝土ＨＩＣ性能则需满足《低、中水平放射性 与ｔｔｌｆｉ之间的空隙由专用配料的水泥浆填充，并用密封材料 将容器封盖，ＨＩＣ废物包经养护后在厂内暂存一定年限（一 般不超过５年）后外运最终处置。 三、工艺分析 废物高完整性容器——混凝土容器》（报批稿）要求，包括容 器材料的机械性能、抗渗性能、抗冻性能、耐 辐照性能、化 学稳定性，以及整体容器的抗渗性能、载荷性能、抗冲击性 能、操作性能。混凝土ＨＩＣ考虑了预期３００年以上的寿期 内，能够有效包容盛装的放射性固体废物的能力。 （二）放射性废物最小化。根据核安全导则《核设施放射 在“安全高效发展核电”的方针指导下，放射性废物处理 技术也必须以安全为前提，开发新技术、新工艺，不断提高放 射性废物处理水平。 （一）废物包性能分析。根据环境保护部、工业和信息化 性废物最小化》要求，最终放射性固体废物产生量（体积和活 度）应合理达到尽量低、可见，最终废物产生量是衡量放射性 废物处理工艺的重要标准之一。 部、国家国防科技工业局联合发布的《放射性废物分类》 （２０１７年１２月１日发布，２０１８年１月１日施行），核电厂产生 的放射性废物一般为低水平放射性废物，经处理的放射性废 物最终处置方式为近地表处置。低水平放射性废物需要长 达几百年时间的有效包容和隔离，为减少对环境的影响，放 射性废物包应具有较好的物理、化学性能。为保证放射性废 核电厂使用的核级树脂主要为聚苯乙烯材料，废树脂烘 干过程，吸水饱和的废树脂体积收缩率约５０％；蒸残液（按含 盐量２５０ｓ／Ｌ折算）体积烘干成盐渣的体积收缩率约７５％。 ２００Ｌ钢桶用混凝土ＨＩＣ二次包装过程体积增加，增容比为 ３．５（７００Ｌ／２００Ｌ）。用水泥固化时，固化体对废树脂和浓缩液 的包容率约分别３５％和５０％。单台百万千万压水堆核电机 组分别采用两种工艺时，最终废物包产生量见表１。 物包的安全性能，水泥固化体必须符合ＧＢ１４５６９．１—２０１１ 《低、中水平放射性废物固化体性能要求一水泥固化体》要 求，主要包括游离液体、机械性能、抗水性、抗冻融性和耐 表１ 最终废物包产生量分析表 烘干装ＨＩＣ工艺 废物种类 废树脂 浓缩液 原生废物体积ｍ 烘干体积收缩率 烘干后体积ｍ ５ ５ 二次包装增容比 ３．５ ３．５ 最终废物包体积ｍ ９．１ ４．９ ５０％ ７５％ ２．６ １．４ 水泥固化工艺 废物种类 废树脂 原生废物体积ｍ 水泥固化包容率 ５ ３５％ 最终废物包体积ｍ １５．０ 浓缩液 ５ ５０％ １０．５ 注：１．百万千瓦压水堆核电单机组废树脂和浓缩液产生量预期值均按５ｍ。／ａ考虑 ； ２．蒸残液按含盐量２５０ｇ／Ｌ折算； ３．废物装桶时，根据工艺分 ｑ考虑了填充率。 由表１数据分析，与水泥固化相比，采用烘干装ＨＩＣ工 在建的三门核电厂、田湾核电厂已采用了相关工艺，后续工程 艺，单台百万千瓦机组每年可减少待处置废物包１１．５ｍ 。 （三）经济性。在核电厂放射性废物处理设施一般为全 厂公用，对于６台百万千瓦机组的项目采取烘干装ＨＩＣ工 艺，与水泥固化工艺的经济性对比如下：烘干装ＨＩＣ工艺和 水泥固化工艺在全寿命周期内的费用主要包括建设费用、运 行费用和废物包处置费用。建设费用：根据国内相关电厂供 货投标情况，烘干装ＨＩＣ工艺建设费用较水泥固化工艺高约 １，０００～１，５００万元。运行费用：烘干装ＨＩＣ工艺使用电作为 热源并需要二次包装容器，运行费用稍高于水泥固化工艺， 约ｌＯ一３０万元／ａ。处置费用（含运输）：目前国内尚无商业 运营的民用放射性废物处置场，根据相关处置场前期设计文 件，废物包的处置费用按５万元／ｍ 估算，烘干装ＨＩＣ工艺将 节约处置费用约３４５万元／ａ。 的设计将有望规模推广。设备国产化方面，国内混凝土ＨＩＣ 已研发成功，并编制了相应国家标准（报批中）；废树脂和浓缩 液的烘干设备，自主研发也已提上日程，随着后续核心设备国 产化的推进，烘干装ＨＩＥ工艺的应用将更具竞争力。 四、结语 随着人们对核安全、核环保关注度的不断提升，核电厂 放射性废物的处理技术要求也越来越高，传统的水泥固化工 艺已不能满足“高效”发展的需求。烘干装ＨＩＣ处理工艺在 放射性废物最小化和工程经济性方面具有良好指标，并且国 内已具有一定的研究、设计经验，可在后续核电项目进行 推广。 根据核电运行经验，放射性废物处理后的废物包在厂内 一【参考文献】 ［１］潘自强，刘森林．放射性废物最小化研究总论［Ｍ］．北京： 中国原子能出版社，２０１６：１～２ 般暂存不超过５年后外运处置，使用现值法（以６％利率测 算）对全寿命周期费用进行比较，：放射性废物处理设备运行 １２年后，烘干装ＨＩＣ工艺表现更为经济，在核电厂６０年寿命 周期内，累计可降低费用的现值约２６００万元。从核电厂全 寿命周期考虑，烘干装ＨＩＣ工艺具有较高的经济性。 （四）工程实践及国产化。烘干装ＨＩＣ工艺的关键设备为 废树脂干燥器、浓缩液桶内干燥器和混凝土ＨＩＣ设施。国内 ［２］Ｋｌａｕｓ Ｂｕｅｔｔｎｅｒ，Ｇｅｏｒｇ Ｂｒａｅｈｌｅｒ．Ｆｕｔｕｒｅ—ｐｒｏｏｆ Ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ Ｗａｓｔｅ Ｔｒｅａｔｍｅｎｔ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｉｅｓ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔｓ［Ｊ］． ＡＴＷ：Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌｅ Ｚｅｉｔｓｅｈｒｉｆｌ ｆｕｅｒ Ｋｅｍｅｎｅｒｇｉｅ，２０１４，９：４８ １ ～５１８ ［３］严苍生，梁永丰，战仕全．放射性废树脂处理技术Ｓ－－程应 用的选择［Ｊ］．辐射防护，２０１６，３６（４）：２３２—２３９ ． ｎ． Ｉｎｄｎ￣ｔｒｌｎｌ ［ ｉｐｎ ｐ Ｔｒｉｈ¨ｎｅ
