秦山二期放射性固体废物最小化研究与应用

材料的使用。根据国内外核电站的经验，主要采取以下措施从源头减少放射性废物的产生：

1）通过材料替换减少主系统的活化产物；

2）通过控制主系统的水化学，减少主系统的腐蚀产物；

3）通过合理的运行控制方式，加强监督，减少主系统水的泄漏；

4）减少流体传输操作的失误率，合理使用废液处理系统；

5）选择合适的离子交换树脂将可溶的放射性物质从废液流中分离出来；

6）严格控制带入控制区和带入污染区域的材料；

7）应控制维修活动中污染的扩散。

3.2 再循环再利用

再循环再利用是核电站放射性固体废物最小化的重要措施，可以通过以下措施实现废物的减容：

1）应尽可能通过复用或循环利用的方式，减少废物量；

2）必要时应采用合适的去污技术，以达到复用或再循环利用的目的；

3）有限制使用时，需要监管控制，如一些污染的工器具仅在控制区使用；

4）加强防护用品重复使用管理，减少可压缩废物的产生量；

5）复用或再循环利用，应进行代价利益分析。

3.3 优化管理

核电厂应每年制订年度放射性废物产生量指标，并逐步推进指标的细化工作，明确责任部门，应对废物进行分类，不同种类的废物应加以分离，以便按不同的方式进行处理，采用先进的处理技术和改进工艺系统来实现废物的减容。

1）对符合豁免或清洁解控条件的废物，应及时申请豁免或解控；

2）必须建立废物处理处置文档和数据库；

3）应加强员工培训，使员工熟悉工艺过程、重视废物最小化、提高安全文化素养；

4）应提高人因风险意识，防止误操作引起跑水，最大限度地减少放射性的排出；

5）尤其是在换料大修期间，防止由于设备隔离和在线错误导致大量跑水和增加废水量；

6）应加强与其他单位在废物最小化方面的交流；

7）应采用合适的去污技术，减少废物总量；

8）应选择合适的处理和整备技术，减少废物总量；

9）对可压实废物应尽可能利用超压设备进行压实减容；

10）对废金属应尽可能先去污，再破碎切割，符合要求的可熔融处理。

3.4 废物最小化实施要素

4 秦山二期最小化研究与实践

4.1 水泥固化新配方的研究与应用

4.1.1 新配方的研究背景

秦山二期采用水泥固化处理放射性废树脂和浓缩液，使用水泥桶作为包装容器。但由于水泥固化原配方存在体积包容率低的问题，导致了放射性固废体的产量较大。因此，需要研究一种新配方，在水泥固化体能满足国家标準的前提下，尽可能提高废树脂与浓缩液的包容率，以降低核电厂放射性固体废物的产量。

根据市场上水泥的特性，优先选择OPC和SAC水泥这两种水泥，但结合水泥采购和配料过程的现场操作可行性，最终选择OPC 体系固化配方进行现场验证实验。研究结果表明OPC 和SAC 体系的放射性废物水泥固化体均可满足GB14569.1《低、中水平放射性废物固化体性能要求 水泥固化体》的要求。配方优化后固化体包容量都有很大的提高，所获得新配方的包容率较国内广泛使用的配方提高约20～30%，并取得了很好的应用效果（注：OPC-普通硅酸盐水泥，SAC-硫铝酸盐水泥）。

4.1.2 新配方的试验

新配方严格按照国标GB14569.1开展了各项试验，试验结果表明水泥固化体的各项性能均满足国家要求，下面以浓缩液水泥固化体模拟核素浸出试验为例进行说明。

1）模拟放射性废液的制备

准确称量一定量的钴、锶、铯盐，与一定量含硼废液混合并搅拌换均匀，按配方制备成含模拟放射性核素的废液。OPC水泥固化体，废液与钴、锶、铯盐的用量如下：

废液：0.45L；氯化钴（CoCl2·6H2O）7.6290g，氯化锶（SrCl2·6H2O）6.0006g，氯化铯（CsCl）3.0626g。每个Φ50×50mm试样含钴0.224g，含锶0.232g，含铯0.2546g。脱模后的固化体样品按照GB 14569.1要求的养护条件，放入养护箱，在温度25±5℃，相对湿度90%±5%的气氛中养护28d，样品完全满足国家标准GB 7023-86要求：几何表面积应为10～5000cm2；长径比等于或稍大于1。

2）浸泡、取样和换水

将Φ50×50mm水泥固化体样品分别用单股细塑料线十字捆绑后吊入2升带盖聚乙烯塑料瓶中，向塑料瓶中加入1.5L去离子水，使样品处于水体中央。浸出率试验使用200#的去离子水作浸出剂，其电导率约为1.436μS/cm，每次使用量为1.5升，满足国家标准GB7023-86要求：浸出率测定的浸出剂电导率不大于150μS/m；浸出剂体积/样品几何面积=10～15cm。在浸泡的第1、3、7、10、14、21、28、35、42天进行换水，并取样、酸化以备测量。测量模拟核素浓度，并计算各核素的浸出率与累积浸出分数。

3）试验结果

Sr的42天浸出率分别为3.9E-06cm/d满足国家标准（42天浸出率小于1E-3cm/d）；42天Cs的浸出率分别为1.1E-04 cm/d，满足国家标准要求（42天Cs浸出率小于4E-3cm/d）的要求；Co的42天浸出率分别为<1.7E-06cm/d，满足国家标准（42天浸出率小于2E-3cm/d）。配方水泥固化体样品的放射性浸出率满足国标要求。

同时对试样的强度进行了测量，见表3。

以上结果表面水泥固化体冻融后抗压强度增加17.5%，满足相关要求。

4.1.3 新配方的应用

从项目所提供的水泥固化优化配方来看，每个水泥桶包容的放射性废树脂从305升提高到400升，废树脂的包容率从35.6%提高到46.7%；每个水泥桶包容的浓缩液从342升提高到450升，浓缩液的包容率从39.9%提高到52.5%；固化体包容率均有了明显的提高。秦山二期共有4台核电机组，放射性废树脂和浓缩液新配方投入使用后，以四台机组实际放射性废树脂和浓缩液固体废物年度产量均值来计算，预计秦山二期每年直接减少放射性固废体产量约55m3。按照最终处置费用15万元/m3来计算，每年节约废物后处理成本约825万元，再按机组40年的寿命综合考虑与计算，至少为秦山二期节省3.3亿元的最终处置费用，具有很好的经济效益。

4.2 400L钢桶改造项目

4.2.1 改造背景

秦山二期的TES系统通过水泥固化工艺对核电站运行过程中产生的低、中水平放射性固体废物进行处理，即采用混凝土桶包装，桶内搅拌的固化工艺。该工艺采用的是四种型号的混凝土桶（壁厚在150-400mm），搅拌采用桶内搅拌，系统控制采用远程PLC+继电器的控制模式。最近几年固废物的产生量基本维持在80m3/机组·年左右，但是该值与国际先进机组的50m3/机组·年的目标值还有一定差距。目前处理技术主要存在以下问题：

1）采用混凝土桶包装放射性废物，增容比较大，后续废物体的运输、暂存和处置费用都有显著升高。

2）桶内搅拌方式使得废物的填充率相对较低，为预留一定的封盖空间，桶内搅拌方式使得废物填充率很难达到85%以上，这将进一步提高增容比。

因此，基于秦山二期650MW机组TES系统存在以上的不足，需要制定新的处理技术。该技术需要在废物最小化、提高废物填充率等方面做出改进。

4.2.2 改进方面

固体废物（浓缩液、废树脂）的包装容器从原有的混凝土容器统一改为400L金属桶。即不再采用混凝土容器（桶型为容积为860L，体积为2m3）作为废物的包装容器。

原混凝土容器因考虑屏蔽需要，设置不同壁厚的3种桶型用以盛装湿固体废物，以使其表面任意一点的辐射水平控制在2mSv/h以内。采用金属桶作为固化用容器，其屏蔽采用专门设计的铅屏蔽容器，在运输、暂存过程中，均使用屏蔽容器进行屏蔽。屏蔽容器壁厚的设计，是以核电厂产生湿固体废物最高剂量率的情况下，保证包装外表面上任意一点的辐射水平必须≤2.0mSv/h，距离包装外表面1m处任意一点的辐射水平必须≤0.1mSv/h为条件来进行设计的，使得固体废物在剂量极限情况下，屏蔽容器仍可以达到国标要求的屏蔽效果。

本次改造使用400升金属桶代替混凝土桶作为固化用屏蔽容器，可将放射性固体废物的包装容积率从41—44%提高到95%，容器本身的增容降到了极低的水平，同时也进一步降低了废物运输、储存和处置的费用。下图5是改造后树脂的计量装置，属于改造的一部分，主要用于准确地计量树脂的量。

同时，搅拌工艺改进采用已广泛使用的“双螺旋”桶内搅拌方式完整替代原先的“门式”桶内混合器，这使得湿废物与水泥和添加剂在装桶前就可以得到充分的搅拌和混合，固化体均匀性能够得到充分的保证。

“双螺旋”桶内混合装置（图6）本身被广泛应用于核工业的水泥固化线。两个双螺旋搅拌器螺旋管互锁并沿反方向旋转，搅拌桨对向旋转，旋转组件带动双螺旋搅拌器在桶内旋转，保证混合过程的有效性。通过这一方式，即使是在较低的转速下，通过对桶内混合物的不断来回搅拌，便可达到理想的混合、搅拌效果。采用“双螺旋”搅拌桨后，双

4.2.3 项目亮点

1）技术创新

（1）国内首条可以兼容水泥桶和400L金属桶的固化线。

TES改造完成后，国内首条可以实现水泥桶和400L金属桶共用的固化线。根据改造后的工艺，水泥桶主要针对更换下的水过滤器芯子，采用1桶多滤芯固定工艺。对于废树脂和浓缩液，采用400L金属桶固化，最大程度降低固体废物的量。

（2）树脂固化工艺采用树脂脱水复用技术，减少废物产生。

通过对树脂脱水后的废水复用，有效减少高污染水对电厂废液处理系统的压力，实现树脂脱水后废水的复用。

2）设备可靠性提升

改造后设备整体运行可靠，在调试过程中经多次试验，设备工作正常。

3）经济性提升

预计秦山二期至寿期末，共可直接减少放射性固体废物产量约5073m3，以15万元/m3的后处置成本进行估算，可节约固体废物后处置成本7.6亿元。

4）改造可推广同类机组

改造完成后，整个改造方案对国内同类型固化设备具有同样的借鉴意义，如大亚湾核电1、2号机组和3、4号机组，其设备及工艺布局同秦山二期TES系统一致。

4.3 其他减容措施

除上述的固废最小化措施外，秦山二期还研究了单个水泥桶固定多个放射性废过滤器芯子和采用“重锤”压缩剂量率>2mSv/h的干废物等多个最小化措施，都取得了良好的效果，降低了秦山二期放射性固废体的量。

5 结论

秦山二期水泥固化新配方的应用和400L钢桶改造项目的实施，大大降低了放射性固体废物的产生量，取得了很好的经济效益，废物最小化工作取得了很好的效果。目前，秦山二期在固体废物减容技术以及相关设备方面还有较大的改进空间，比如在低放固体废物中约有60%以上的废物都是可燃的，国际上常采用焚烧技术处理低放可燃废物，其减容比高，但秦山核电基地乃至国内所有核电站均尚未采用。同时我国的核电发展对放射性废物管理安全提出了更高要求，因此推进放射性废物最小化是我国政府与企业持续的工作。与国外先进国家相比，我国核电厂放射性废物还有较大的减容空间，作为核电企业本身应该从控制废物产生、改善管理、采用先进的废物处理减容技术、推进废物处理的专业化和社会化方面应开展更多的工作。

【参考文献】

[1]秦山核电二期扩建工程固体废物处理系统手册[S].核工业第二研究设计.

[2]罗上庚，编.放射性固体废物处理与处置[J].

[3]核安全導则.HAD 401/08-2016核设施放射性废物最小化[S].

[4]GB 14569.1-2011 低、中水平放射性废物固化体性能要求——水泥固化体[S].

[责任编辑：田吉捷]