秦山二期放射性固體廢物最小化研究與應用

陳德沖

【摘 要】介紹了秦山二期核電站固體廢物處理系統的功能、放射性固體廢物的來源以及在最小化方面所做的研究和應用，重點介紹了水泥固化新配方和400L鋼桶改造的研究與應用，大大降低了核電站的放射性固體廢物產生量，取得了很好的經濟效益。

【關鍵詞】秦山二期；固體廢物；最小化；研究；應用

1 固體廢物處理系統

秦山二期的固體廢物處理系統（以下簡稱“TES系統”）是用來收集、暫存、固化（或固定）、壓縮、整備和貯存核電廠運行和維護時產生的放射性固體廢物。TES系統主要由廢樹脂處理站、蒸發濃縮液處理站、過濾氣芯子支承架裝卸系統、裝桶站、混合物配料站、最終封裝站和壓縮站組成，固體廢物處理系統位于核輔助廠房內，2臺機組共用。

1.1 廢樹脂處理站

廢樹脂處理站由兩個廢樹脂貯存箱和一個廢樹脂計量箱組成。貯存箱容積為9m3。工藝系統除鹽床的廢樹脂由除鹽水系統的除鹽水以1—2m/s的流速沖排到廢樹脂貯存箱中，沖排水通過上部過濾器排往廢液處理系統的工藝排水箱。

貯存箱上部的氣體排放到含氧廢氣處理系統，也可直接排到大氣。在貯存箱的下部有一根排放樹脂管道通過容積為46L的計量箱定量后可將廢樹脂裝桶。并有一根用噴射氣排放廢樹脂的管道和一根噴管用于噴射水或壓縮空氣來疏松箱內的樹脂。

1.2 濃縮液處理站

濃縮液處理站有濃縮液暫存箱和濃縮液計量箱組成。暫存箱容積為5m3，接收從廢液處理系統蒸發器來的濃縮液。箱內有兩個恒溫加熱器維持約55℃的溫度，以防硼結晶，箱內有攪拌器定期混合防止沉淀。箱體上部分排氣管可向含氧廢氣處理系統排氣。計量箱容積為32L。用來定量后靠重力進行裝桶，由計量箱進出口排放閥和隔離閥進行控制。所有收集，疏排和計量管均用電加熱器加熱保溫，防止硼結晶。

1.3 過濾器芯子更換轉運容器

廢過濾器芯子更換運轉由過濾芯子更換運轉容器進行。該容器壁厚為10cm，其底部設有抽屜式拉板，其上部設有用于裝卸過濾器芯子支架的卷揚機和抓具。在過濾器小室中將過濾芯子轉入到容器中，運輸到裝桶站上部的過濾器芯子輸送管座上，然后打開下部拉板將過濾器芯子支架放入裝桶站內進行裝桶。

1.4 裝桶站

裝桶站是把濃縮液、廢樹脂和過濾器芯子裝入容器的場所。所有操作都是在鉛玻璃屏蔽窗后面遠距離進行的。裝桶站由設在屏蔽走廊內的五個站組成。為目視監測所有的操作，每個站均有自己的控制臺和屏蔽窗。在1號站和2號站沒有空氣閘門（外門A），在2號站與裝桶區之間沒有屏蔽閘門（內門B），以防止放射性產物和灰塵逸出。廢物桶通過在彎曲軌道上行走的運輸車（002 CX）可從2號站到3、4、5號站。這個小車安裝在墻上，使地面上沒有任何設備，便于裝桶站的清洗。

1號站用于空桶貯存，在裝桶前由運輸車將空桶通過空氣閥門送入2號站。

2號站用于將桶從運輸車）上吊到運輸小車上，以便通過屏障閘門送入裝桶區。

3號站用于將過濾器芯子和濕混凝土混合裝桶，并在振動臺上進行震實。

4號站用于廢樹脂或濃縮液與干混合物一起經攪拌后裝桶。

5號站用于過濾器芯子從過濾器芯子更換轉運容器內卸入混凝土桶中。

1.5 混合配料站

水泥固化用的干混料和濕料的配料（水泥、沙子、礫石和石灰）分別貯存在各自的貯槽內。貯槽安裝在廢物輔助廠房內進料斗和混合器的上方。物料從稱量料斗送入混合器并進行混合。然后用料車送往核輔助廠房用于裝桶，或者用皮帶輸送機送往最終封桶站用于混凝土廢物桶的最終封蓋。

1.6 封蓋站

將混凝土廢物桶從裝桶站輸送到最終封蓋站，進行最后的封蓋和貯存。將濕混料從配料站轉運到封蓋站倒入廢物桶內，并用震動器攪拌、震動保證均勻充填。

1.7 壓縮站

在壓縮站由一臺壓力為300kN的壓縮機將混雜的可壓縮的固體廢物在金屬桶內壓縮。在壓縮時，在壓縮機與廢物桶之間要建立負壓，防止塵埃逸出，然后廢物桶在廠房內暫存。

2 放射性固體廢物的來源和分類

根據放射性固體廢物的特點，將機組運行和維護過程中產生的固體廢物分為3 類。具體包括工藝廢物、技術廢物和其他廢物。放射性固體廢物分類見表1。

表1 放射性固體廢物分類

3 最小化措施

放射性廢物管理條例中明確規定：減量化是廢物安全管理的原則之一和廢物最小化是廢物減量化的具體體現和具體要求。

核電站放射性固體廢物的減少，主要通過源頭控制、再循環再利用和優化管理等來實現。

3.1 源頭控制

影響放射性固體廢物產生量的主要因素包括：運行管理水平、相關設備的完好狀態、放射性廢物產生及消耗材料的使用。根據國內外核電站的經驗，主要采取以下措施從源頭減少放射性廢物的產生：

1）通過材料替換減少主系統的活化產物；

2）通過控制主系統的水化學，減少主系統的腐蝕產物；

3）通過合理的運行控制方式，加強監督，減少主系統水的泄漏；

4）減少流體傳輸操作的失誤率，合理使用廢液處理系統；

5）選擇合適的離子交換樹脂將可溶的放射性物質從廢液流中分離出來；

6）嚴格控制帶入控制區和帶入污染區域的材料；

7）應控制維修活動中污染的擴散。

3.2 再循環再利用

再循環再利用是核電站放射性固體廢物最小化的重要措施，可以通過以下措施實現廢物的減容：

1）應盡可能通過復用或循環利用的方式，減少廢物量；

2）必要時應采用合適的去污技術，以達到復用或再循環利用的目的；

3）有限制使用時，需要監管控制，如一些污染的工器具僅在控制區使用；

4）加強防護用品重復使用管理，減少可壓縮廢物的產生量；

5）復用或再循環利用，應進行代價利益分析。

3.3 優化管理

核電廠應每年制訂年度放射性廢物產生量指標，并逐步推進指標的細化工作，明確責任部門，應對廢物進行分類，不同種類的廢物應加以分離，以便按不同的方式進行處理，采用先進的處理技術和改進工藝系統來實現廢物的減容。

1）對符合豁免或清潔解控條件的廢物，應及時申請豁免或解控；

2）必須建立廢物處理處置文檔和數據庫；

3）應加強員工培訓，使員工熟悉工藝過程、重視廢物最小化、提高安全文化素養；

4）應提高人因風險意識，防止誤操作引起跑水，最大限度地減少放射性的排出；

5）尤其是在換料大修期間，防止由于設備隔離和在線錯誤導致大量跑水和增加廢水量；

6）應加強與其他單位在廢物最小化方面的交流；

7）應采用合適的去污技術，減少廢物總量；

8）應選擇合適的處理和整備技術，減少廢物總量；

9）對可壓實廢物應盡可能利用超壓設備進行壓實減容；

10）對廢金屬應盡可能先去污，再破碎切割，符合要求的可熔融處理。

3.4 廢物最小化實施要素

4 秦山二期最小化研究與實踐

4.1 水泥固化新配方的研究與應用

4.1.1 新配方的研究背景

秦山二期采用水泥固化處理放射性廢樹脂和濃縮液，使用水泥桶作為包裝容器。但由于水泥固化原配方存在體積包容率低的問題，導致了放射性固廢體的產量較大。因此，需要研究一種新配方，在水泥固化體能滿足國家標準的前提下，盡可能提高廢樹脂與濃縮液的包容率，以降低核電廠放射性固體廢物的產量。

根據市場上水泥的特性，優先選擇OPC和SAC水泥這兩種水泥，但結合水泥采購和配料過程的現場操作可行性，最終選擇OPC 體系固化配方進行現場驗證實驗。研究結果表明OPC 和SAC 體系的放射性廢物水泥固化體均可滿足GB14569.1《低、中水平放射性廢物固化體性能要求 水泥固化體》的要求。配方優化后固化體包容量都有很大的提高，所獲得新配方的包容率較國內廣泛使用的配方提高約20～30%，并取得了很好的應用效果（注：OPC-普通硅酸鹽水泥，SAC-硫鋁酸鹽水泥）。

4.1.2 新配方的試驗

新配方嚴格按照國標GB14569.1開展了各項試驗，試驗結果表明水泥固化體的各項性能均滿足國家要求，下面以濃縮液水泥固化體模擬核素浸出試驗為例進行說明。

1）模擬放射性廢液的制備

準確稱量一定量的鈷、鍶、銫鹽，與一定量含硼廢液混合并攪拌換均勻，按配方制備成含模擬放射性核素的廢液。OPC水泥固化體，廢液與鈷、鍶、銫鹽的用量如下：

廢液：0.45L；氯化鈷（CoCl2·6H2O）7.6290g，氯化鍶（SrCl2·6H2O）6.0006g，氯化銫（CsCl）3.0626g。每個Φ50×50mm試樣含鈷0.224g，含鍶0.232g，含銫0.2546g。脫模后的固化體樣品按照GB 14569.1要求的養護條件，放入養護箱，在溫度25±5℃，相對濕度90%±5%的氣氛中養護28d，樣品完全滿足國家標準GB 7023-86要求：幾何表面積應為10～5000cm2；長徑比等于或稍大于1。

2）浸泡、取樣和換水

將Φ50×50mm水泥固化體樣品分別用單股細塑料線十字捆綁后吊入2升帶蓋聚乙烯塑料瓶中，向塑料瓶中加入1.5L去離子水，使樣品處于水體中央。浸出率試驗使用200#的去離子水作浸出劑，其電導率約為1.436μS/cm，每次使用量為1.5升，滿足國家標準GB7023-86要求：浸出率測定的浸出劑電導率不大于150μS/m；浸出劑體積/樣品幾何面積=10～15cm。在浸泡的第1、3、7、10、14、21、28、35、42天進行換水，并取樣、酸化以備測量。測量模擬核素濃度，并計算各核素的浸出率與累積浸出分數。

3）試驗結果

Sr的42天浸出率分別為3.9E-06cm/d滿足國家標準（42天浸出率小于1E-3cm/d）；42天Cs的浸出率分別為1.1E-04 cm/d，滿足國家標準要求（42天Cs浸出率小于4E-3cm/d）的要求；Co的42天浸出率分別為<1.7E-06cm/d，滿足國家標準（42天浸出率小于2E-3cm/d）。配方水泥固化體樣品的放射性浸出率滿足國標要求。

同時對試樣的強度進行了測量，見表3。

以上結果表面水泥固化體凍融后抗壓強度增加17.5%，滿足相關要求。

4.1.3 新配方的應用

從項目所提供的水泥固化優化配方來看，每個水泥桶包容的放射性廢樹脂從305升提高到400升，廢樹脂的包容率從35.6%提高到46.7%；每個水泥桶包容的濃縮液從342升提高到450升，濃縮液的包容率從39.9%提高到52.5%；固化體包容率均有了明顯的提高。秦山二期共有4臺核電機組，放射性廢樹脂和濃縮液新配方投入使用后，以四臺機組實際放射性廢樹脂和濃縮液固體廢物年度產量均值來計算，預計秦山二期每年直接減少放射性固廢體產量約55m3。按照最終處置費用15萬元/m3來計算，每年節約廢物后處理成本約825萬元，再按機組40年的壽命綜合考慮與計算，至少為秦山二期節省3.3億元的最終處置費用，具有很好的經濟效益。

4.2 400L鋼桶改造項目

4.2.1 改造背景

秦山二期的TES系統通過水泥固化工藝對核電站運行過程中產生的低、中水平放射性固體廢物進行處理，即采用混凝土桶包裝，桶內攪拌的固化工藝。該工藝采用的是四種型號的混凝土桶（壁厚在150-400mm），攪拌采用桶內攪拌，系統控制采用遠程PLC+繼電器的控制模式。最近幾年固廢物的產生量基本維持在80m3/機組·年左右，但是該值與國際先進機組的50m3/機組·年的目標值還有一定差距。目前處理技術主要存在以下問題：

1）采用混凝土桶包裝放射性廢物，增容比較大，后續廢物體的運輸、暫存和處置費用都有顯著升高。

2）桶內攪拌方式使得廢物的填充率相對較低，為預留一定的封蓋空間，桶內攪拌方式使得廢物填充率很難達到85%以上，這將進一步提高增容比。

因此，基于秦山二期650MW機組TES系統存在以上的不足，需要制定新的處理技術。該技術需要在廢物最小化、提高廢物填充率等方面做出改進。

4.2.2 改進方面

固體廢物（濃縮液、廢樹脂）的包裝容器從原有的混凝土容器統一改為400L金屬桶。即不再采用混凝土容器（桶型為容積為860L，體積為2m3）作為廢物的包裝容器。

原混凝土容器因考慮屏蔽需要，設置不同壁厚的3種桶型用以盛裝濕固體廢物，以使其表面任意一點的輻射水平控制在2mSv/h以內。采用金屬桶作為固化用容器，其屏蔽采用專門設計的鉛屏蔽容器，在運輸、暫存過程中，均使用屏蔽容器進行屏蔽。屏蔽容器壁厚的設計，是以核電廠產生濕固體廢物最高劑量率的情況下，保證包裝外表面上任意一點的輻射水平必須≤2.0mSv/h，距離包裝外表面1m處任意一點的輻射水平必須≤0.1mSv/h為條件來進行設計的，使得固體廢物在劑量極限情況下，屏蔽容器仍可以達到國標要求的屏蔽效果。

本次改造使用400升金屬桶代替混凝土桶作為固化用屏蔽容器，可將放射性固體廢物的包裝容積率從41—44%提高到95%，容器本身的增容降到了極低的水平，同時也進一步降低了廢物運輸、儲存和處置的費用。下圖5是改造后樹脂的計量裝置，屬于改造的一部分，主要用于準確地計量樹脂的量。

同時，攪拌工藝改進采用已廣泛使用的“雙螺旋”桶內攪拌方式完整替代原先的“門式”桶內混合器，這使得濕廢物與水泥和添加劑在裝桶前就可以得到充分的攪拌和混合，固化體均勻性能夠得到充分的保證。

“雙螺旋”桶內混合裝置（圖6）本身被廣泛應用于核工業的水泥固化線。兩個雙螺旋攪拌器螺旋管互鎖并沿反方向旋轉，攪拌槳對向旋轉，旋轉組件帶動雙螺旋攪拌器在桶內旋轉，保證混合過程的有效性。通過這一方式，即使是在較低的轉速下，通過對桶內混合物的不斷來回攪拌，便可達到理想的混合、攪拌效果。采用“雙螺旋”攪拌槳后，雙

4.2.3 項目亮點

1）技術創新

（1）國內首條可以兼容水泥桶和400L金屬桶的固化線。

TES改造完成后，國內首條可以實現水泥桶和400L金屬桶共用的固化線。根據改造后的工藝，水泥桶主要針對更換下的水過濾器芯子，采用1桶多濾芯固定工藝。對于廢樹脂和濃縮液，采用400L金屬桶固化，最大程度降低固體廢物的量。

（2）樹脂固化工藝采用樹脂脫水復用技術，減少廢物產生。

通過對樹脂脫水后的廢水復用，有效減少高污染水對電廠廢液處理系統的壓力，實現樹脂脫水后廢水的復用。

2）設備可靠性提升

改造后設備整體運行可靠，在調試過程中經多次試驗，設備工作正常。

3）經濟性提升

預計秦山二期至壽期末，共可直接減少放射性固體廢物產量約5073m3，以15萬元/m3的后處置成本進行估算，可節約固體廢物后處置成本7.6億元。

4）改造可推廣同類機組

改造完成后，整個改造方案對國內同類型固化設備具有同樣的借鑒意義，如大亞灣核電1、2號機組和3、4號機組，其設備及工藝布局同秦山二期TES系統一致。

4.3 其他減容措施

除上述的固廢最小化措施外，秦山二期還研究了單個水泥桶固定多個放射性廢過濾器芯子和采用“重錘”壓縮劑量率>2mSv/h的干廢物等多個最小化措施，都取得了良好的效果，降低了秦山二期放射性固廢體的量。

5 結論

秦山二期水泥固化新配方的應用和400L鋼桶改造項目的實施，大大降低了放射性固體廢物的產生量，取得了很好的經濟效益，廢物最小化工作取得了很好的效果。目前，秦山二期在固體廢物減容技術以及相關設備方面還有較大的改進空間，比如在低放固體廢物中約有60%以上的廢物都是可燃的，國際上常采用焚燒技術處理低放可燃廢物，其減容比高，但秦山核電基地乃至國內所有核電站均尚未采用。同時我國的核電發展對放射性廢物管理安全提出了更高要求，因此推進放射性廢物最小化是我國政府與企業持續的工作。與國外先進國家相比，我國核電廠放射性廢物還有較大的減容空間，作為核電企業本身應該從控制廢物產生、改善管理、采用先進的廢物處理減容技術、推進廢物處理的專業化和社會化方面應開展更多的工作。

【參考文獻】

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[責任編輯：田吉捷]