1、第 35 卷第 2 期 ( 总第 206 期 ) 辐射防护通讯 2015 年 4 月专题报告 三门核电站放射性废物处理工艺靳海睿(三门核电站有限公司，浙江三门，317112)摘 要 介绍了三门核电站在线与离线相结合的放射性液体废物处理工艺 ， 以及前端分类收集 、后端共用一套超压 /灌浆 /固化设备集中处理的放射性固体废物处理工艺及其特点 。关键词 : 三门核电站 ; 放射性废物 ; 处理工艺中图分类号 : TL94 文献标识码 : A 文章编号 : 1004-6356( 2015) 02-0001-06三门核电站作为全球首座 AP1000 型核电站 ， 在设计时就充分考虑了放射性废物的处理
2、， 采用单台机组核岛废物处理系统与多台机组共用的厂址废物处理设施 ( STF) 相结合的模式 。除厂房和工艺正常排风过滤系统之外 ， 三门核电站还设计有不同于其他在役核电站的非能动气载放射性废物处理系统 ， 在线与离线相结合的放射性液体废物处理工艺 ， 以及前端分类收集 、后端共用一套超压 /灌浆 /固化设备的放射性固体废物处理工艺 。1 气载放射性废物处理工艺 1， 2除核岛放射性气体废物处理系统 ( WGS) 外 ，三门核电站其它厂房和工艺排风系统与国内其它在役核电站类似 ， 均为经高效过滤器过滤净化 、在线监测达标后排放 。本文仅介绍 WGS。WGS 主要用于处理放射性液体废物处理系统
3、( WLS) 脱气塔和反应堆冷却剂疏水箱排气产生的气载放射性废物 ， 其主要以惰性气体 、放射性气溶胶 、碘蒸汽和碘的有机化合物等形式存在 。流程简图如图 1。图 1 WGS 流程简图WGS 是一个单程常温活性炭延迟处理系统 ，废气依次通过 1 台气体冷却器 、1 台汽水分离器 、1 台活性炭保护床和 2 台活性炭延迟床 。其中 ，气体冷却器及汽水分离器用于去除废气中的水分 ， 活性炭保护床用于去除废气中的碘和化学污染物 ， 并进一步去除废气中的残留水分 ， 防止活性1 收稿日期 : 2014-12-20作者简介 : 靳海睿 ( 1988-) ， 男 ， 2010 年毕业于兰州大学应用化学 (
4、 放射化学方向 ) 专业 ， 学士 ; 助理工程师 。炭衰变床性能逐渐降低甚至丧失 。活性炭衰变床用于滞留放射性惰性气体 ， 惰性气体先被活性炭物理吸附 ， 随着载气气流的流动又会从活性炭上解吸下来 ， 解析下的惰性气体在向前移动的过程中再次被吸附 ， 如此反复 ， 实现放射性惰性气体滞留衰变的目的 。根据设计及试验 ， 单台衰变床即可保证133Xe 等放射性核素的滞留时间可达 61 2d，85Kr 等放射性核素滞留时间可达 22 d( 其它电站一般贮存时间为 60 d) 。传统压水堆核电站的上述废气处理系统是采用压缩废气贮存在衰变箱中进行衰变的方法来降低废气的放射性浓度 ， 衰变箱在进气和排
5、气时的阀门均需手动操作 。WGS 则是借助废气源的压力驱动废气通过本系统 ， 当放射性水平偏高或者废气流量低时 ， 排放管道上的阀门自动关闭 ， 没有废气进入系统时 ， 在排放管线的隔离阀入口处有小流量的氮气注入 ， 以维持系统处于正压 ， 防止废气流量低时空气进入系统 。整个废气的处理流程不依赖能动设备 ， 消除了操纵员的误操作或者能动设备的失效而导致的不可控放射性释放 。此外 ， WGS 省去了传统废气处理过程中的压缩机 、风机 、贮存罐等设备 ， 系统设备少 ， 减少了厂房占用 ， 同时也省去了繁琐的压缩 、储存和排放等操作 ， 运行成本低 。再者 ， 与传统压缩贮存衰变相比 ， WGS
6、 使133Xe 和85Kr 等放射性核素的衰变更充分 ， 向环境的放射性释放量更低 。2 放射性液体废物处理工艺三门核电站放射性液体废物系统主要包括核岛放射性液体废物处理系统 ( WLS) 、移动式废液处理系统 ( MBS) 和化学废液处理系统 ( CTS) 。21 WLS 系统 1WLS 主要用于处理正常工况下核岛产生的各种放射性液体废物 ， 包括反应堆冷却剂流出液和具有潜在高悬浮固体的地面 /设备疏水 ， 其流程简图如图 2( 图中实线代表主要流程 ， 虚线代表次要流程 ) 。混合器 A 和混合器 B 用于添加化学絮凝剂 ，中和废液中腐蚀产物胶体所带的电荷 ， 使腐蚀产物胶体更易于聚沉 ，
7、 同时絮凝剂还会在活性炭表面形成带电层 ， 更易于吸附废液中的胶体态腐蚀产物 。前过滤器用于过滤废液中的杂质颗粒 。深床过滤器用于去除地面疏水中的油 ， 在处理无油废液时 ， 可将其旁路 。离子交换床 A/B/C 可根据电厂运行情况选择性的注入不同类型的树脂 ， 其中任何一台都能手动旁路 。离子交换床 B 和 C的次序可以互换 ， 当其中一台更换树脂完毕时 ， 这台新添加的离子交换床将作为最下游的处理设备 ， 当上游装置失效时 ， 可阻止大量放射性进入监测箱 ， 且能保证上游离子交换床的处理能力得到充分利用 ， 减少废树脂的产生 。经离子交换床处理后 ， 废液经过一个后过滤器 ， 截留放射性颗
8、粒和碎树脂 。处理后的废液排至监测箱 ， 取样进行实验室分析 ， 合格后监测排放到环境中 。深床过滤器和三台离子交换床的去污因子列于表 1。图 2 WLS 流程简图22 MBS 系统MBS 系统主要用于处理燃料元件包壳破损率 025%工况下冷却剂流出液 ， 系统设备装载在一个2辐射防护通讯 2015 年 4 月 第 35 卷 第 2 期20 inch 的箱体内 ， 通常停放于厂址废物处理设施( STF) 内 ， 仅当机组需要时 ， 拖至核岛放射性废物厂房投入运行 。MBS 主要采用过滤 、吸附 、反渗透( /O) 与离子交换技术 ， 流程简图如图 3。表 1 WLS 离子交换床去污因子参考值核
9、素放射性废液活度浓度( Bq/L)去污因子深床过滤器 阳床 混床 I 混床 II处理后总放射性活度浓度1)( Bq/L)131I 等卤素 11 1051 1 100 10 1000137Cs 等裂变产物 51 105100 10 2 10 1000其他核素1)33 10625 10 100 10 10001) 不包括3H 和14C。图 3 MBS 流程简图颗粒状活性炭吸附床用于去除颗粒物 、氧化物和溶解性有机物 ， /O 预过滤器使用 1 2 m过滤器去除细小颗粒物 ， 保护 /O 膜 。/O 循环箱向下游过滤器 、/O 膜提供预处理的废液 ， 它的浓水转运泵能将浓水转运至屏蔽转运容器中 。/
10、O 循环过滤器用于去除自 /O 浓水 、离子交换树脂或其他外部来源进入 /O 循环箱的细小颗粒物 ， 过滤精度为 1 2 m。/O 膜组件共有 48个 ， 可将绝大部分胶体 、有机物 、盐类和放射性核素富集在浓水相 ， 但硼酸能透过 /O 膜 。离子交换床 A/B/C 用于去除放射性核素 ， 可根据需要装填不同介质 ， 离子交换床 C 还可去除易结垢的钙 、镁等二价离子 。经 MBS 处理后的产水取样分析和监测排放 ， 浓缩液则通过屏蔽转运容器送CTS 处理 。MBS 一次可处理 600 m3的 0 25% 燃料元件包壳破损率下产生的一回路冷却剂流出液 ( 一回路水装量 299 m3) 。总减
11、容因子约为 50， 各设备的去污因子列于表 2。由表 2 可见 ， 离子交换床 B的进水已经过离子交换床 A 净化处理 ， 因而去污因子有所降低 。表 2 MBS 各设备去污因子参考值设备名称60Co 等腐蚀 /活化产物范围值 保守值Cs 等裂变产物范围值 保守值颗粒状活性炭吸附床 5 50 15 1 2 11/O 预过滤器 1 10 2 1 15 105/O 循环过滤器 1 10 105 1 15 100/O 膜组件 20 20 20 25离子交换床 A 5 100 10 10 1000 100离子交换床 B 5 100 5 10 1000 50离子交换床 C 5 100 10 10 100
12、0 10023 CTS 系统CTS 主要用于处理含有化学试剂的去污废液和放化分析产生的各种废液 ( 化学废液 ) ， 以及MBS 运行产生的浓缩液 ， 设计基准工况下 ， 三门核电未来 6 台 AP1000 机组运行时核岛每年产生约 80 m3放射性活度浓度约为 5 49 108Bq/m3的化学废液 。CTS 主要通过蒸发和桶内干燥工艺处理废液 ， 流程简图如图 4。化学废液通过屏蔽转运容器送至 STF 化学废液缓冲罐 ， 取样分析后在缓冲罐中进行预处理 ，先通过 10% H2SO4和 NaOH 调节 pH 值至 7 8，如果废液活度浓度小于 370 Bq/L 直接监测排放 ，大于 4 0 1
13、011Bq/kg 直接灌浆 /固化 ， 否则添加消泡剂后送入蒸发装置中进行蒸发 。蒸发装置包括预热器 、蒸发室 、旋风分离器 、热交换器 、冷凝液3三门核电站放射性废物处理工艺 靳海睿箱和热泵等 。废液经预热器预热 ( 热量来自蒸发器冷凝液 ) 后被吸至蒸发室进行蒸发 。蒸汽先通过旋风分离器 ， 大液滴在离心力作用下分离 ， 再进一步通过旋风分离器内的板层分离器 、粗丝网除沫器和精丝网除沫器除沫净化 ， 然后在热交换器内冷凝后 ， 经预热器后排至蒸发器内小冷凝液箱 ，再排至蒸发器外冷凝液箱 ， 经取样分析后如果活度浓度小于 370 Bq/L 直接监测排放 ， 否则再次蒸发 。热泵使旋风分离器内
14、形成负压 。蒸发装置去污因子约为 10 105( 当放射性物质主要为固体形态时更高 ) ， 平均蒸发速率为 70 L/h， 蒸发温度约 87 ， 可 24 h 连续运行 。蒸发后的蒸残液进行取样分析 ， 如果活度浓度大于 4 0 1011Bq/kg则直接灌浆 /固化 ， 否则进入桶内干燥器进行干燥 ， 桶内干燥器去污因子约为 1 000， 设计最大速率为 6 L/h， 平均蒸发速率为 4 L/( 取决于蒸残液的含固率 ) ， 可 24 h 连续运行 。图 4 CTS 流程简图3 放射性固体废物处理工艺三门核电放射性固体废物按来源可分为技术废物和工艺废物 。技术废物是指人员及维修活动所产生各种废
15、物 ， 主要包括个人防护用品 、受到放射性污染的报废工器具 、消耗材料 、设备部件等 。工艺废物是指电站正常运行时工艺系统必然产生各种废物 ， 主要包括废树脂及深床过滤器活性炭 、水过滤器滤芯 、通风系统过滤器滤芯 ( HVAC 过滤器滤芯 ) 等 。上述废物由转运卡车或屏蔽转运容器转运至 STF 进行处理 、整备和暂存 。STF 独立于核岛和常规岛 ， 服务于整个厂址( 6 台机组 ) 。三门核电站根据不同的固体废物类型在前端处理设置了不同的处理工艺 : 技术废物和 HVAC 过滤器滤芯的处理由 HVAC 过滤器滤芯 /干废物 /混合废物处理系统 ( HVS) 执行 ; 废树脂 /活性炭的处
16、理由废树脂处理系统 ( ES) 执行 ;水过滤器滤芯处理由水过滤器滤芯处理系统( FCS) 执行 。后端处理共用超压站 、灌浆 /固化站 、检测站和暂存库等设备 /设施 ， 其中灌浆 /固化站本文不再赘述 。处理流程简图如图 5。31 HVS 系统来自核岛的技术废物用不同颜色的塑料袋打包装入网格箱后由卡车转运至 STF， 通过供料装置送入切割机 ， 遇到难以切割的材料切割机自动终止切割 ， 并启动反向功能 ， 定位该材料位置 ， 便于手动去除 ( 通过切割机上的手套箱抓取 ， 放入200 L 桶内 ) 。切割过的材料则由传送带转运到分拣台上由操纵员通过手套箱进行手工分拣 ， 并放入指定的对接好
17、的 160 L 桶内 。未被手动分离的材料将由传送带转运到分拣台末端的预压缩装置 ， 在 160 L 桶内进行预压缩 。通过切割 、分拣 ，可实现桶内填充的均一性 ， 减少干燥时间 ， 降低压缩饼的反弹率并优化压缩饼的形式和高度 。160L 桶内废物经预压缩后通过手推车送入十二桶干燥器 ( 共 3 套 ) 进行干燥 ， 每套十二桶干燥器均设计有易燃气体检测子系统和氮气防火子系统 ， 最大蒸发速率 6 L/h， 每批可以干燥 12 个 160 L 桶 。干燥完的 160 L 桶送超压站进行超压 。失效的 HVAC 过滤器滤芯从核岛转运至STF 后 ， 放射性水平低于清洁解控水平的拟作为极低放废物
18、直接送往电站极低放废物库进行暂存 ， 等待实施清洁解控 ; 高于清洁解控水平的HVAC 过滤器滤芯通过挤压 、预压缩处理后装入160 L 桶 ( 一桶可装两个滤芯 ) ， 然后送往灌浆 /固化站进行后续处理 。32 ES 系统ES 采用废树脂热态超压技术 ， 废树脂首先通过有效容积为 1 m3的屏蔽转运容器从核岛转运至 STF， 然后水力输送至废树脂缓冲罐 ， 再经4辐射防护通讯 2015 年 4 月 第 35 卷 第 2 期废树脂计量罐计量后打至锥形干燥器 ， 在其中用160 热油进行真空 ( 真空度 300 60 mbar)干燥 。在干燥之前 ， 需向废树脂投加添加剂 ， 以利于后期形成致
19、密紧凑的压缩饼并减小压缩饼的回弹率 ， 添加剂可以用之前处理过程中形成的粉末状树脂 ， 添加比例为 22% 25%。在干燥处理的末期 ， 树脂混合物的最高温度为 120 。树脂混合物的干燥时间大约为 250 min， 混合物最终干燥到剩余水分 4%。干燥完之后废树脂从锥形干燥器装填至 160 L 桶中立刻送往超压站进行超压 。在装填过程中 ， 为了防止放射性物质从锥形干燥器内释放到环境中 ， 锥形干燥器内压力需保持在950 mbar 左右 。此外 ， 装有热态废树脂的 160 L桶顶部会有因空气自然对流形成的废树脂气溶胶 ， 因此 ， 在从锥形干燥器到超压站的转运辊道上方专设了一个通风罩 ，
20、将废树脂气溶胶集中收集并送往 STF 工艺废气处理系统 。干燥废树脂的减容因子约为 1 5( 干燥前脱水废树脂与干燥后干废树脂 /添加剂混合物的比值 ) 。图 5 放射性固体废物处理流程简图33 FCS 系统核岛产生的水过滤器滤芯在核岛暂存衰变一定时间 ( 约 05 a) 后 ， 装入 200 L 桶后通过屏蔽转运容器转运至 STF 后直接进行灌浆处理 。根据设计 ， 由于水过滤器滤芯的放射性水平较高 ， 为了防止 200 L 桶表面剂量率超标 ， 三门核电站目前处置方案是 “一桶一芯 ”( 一个 200 L 桶装一个水过滤器滤芯 ) 。在以后的运行实践中 ， 三门核电站将根据实际情况探索 “
21、一桶两芯 ”甚至 “一桶多芯 ”的可能性 。34 共用处理设备 /设施341 超压站来自 HVS、ES 和 CTS 的 160 L 桶 ( 每年约1 431个 ) 均在超压站进行超压 。超压机最大压力为 2 000 t。1 个压缩饼的体积约为 75 L( 包括压缩桶的反弹变形 ) ， 最小高度 100 mm， 最大重量500 kg， 1 个 200 L 桶可以装 2 个压缩饼 ， 装填时系统可自动根据压缩饼的重量 、高度和剂量率进行优化装填计算 。废树脂在超压处理后很快就会发生反弹效应 ， 所以考虑在高度测量时增加一个安全系数 15 mm。在超压 160 L 桶时 ， 考虑到压缩比 、泄漏率和
22、回弹率等问题 ， 针对不同的废物使用不同的超压方式 ( 见表 3) 。表 3 160 L 桶压缩方式废物类型 钻孔 超压力 ( t) 持压时间 活塞速度HVAC 过滤器滤芯 是 2000 短 高可压缩干废物 是 2000 短 高烘干盐饼 否 380 短 中树脂混合物 否 680 长 低342 检测站200 L 废物桶的放射性检测均在检测站进5三门核电站放射性废物处理工艺 靳海睿行 。桶的表面剂量率通过 6 个剂量测量点获得 ，其中 1 个位于桶顶部 ， 1 个位于桶底部 ， 1 个位于离桶 1 m 远处 ， 3 个分布于桶身不同高度处 。每个测量点有两个不同量程的剂量传感探测器 ( 01 Sv
23、/h 20 mSv/h， 20 keV 6 6 MeV， BertholdLB 6360-H10; 0 5 mSv/h 10 Sv/h， 40 keV 3MeV， Graetz 18529 CE) 。桶内核素种类及活度由高纯锗 谱仪 ( GEM30P4-70-PL 探测器 ) 测定 。由于桶内废物分布不均匀 ， 因此 200 L 桶在每次测定前都需转动 ， 且每次转动后高纯锗 谱仪都位于不同的桶身高度 。桶的表面污染水平检测可通过表面沾污取样装置完成 ( 由工作人员向取样装置手动添加一个擦拭检测垫片 ， 然后取样装置自动就位 ， 桶身旋转 360 度 ， 取样装置从桶盖附近擦拭取样 ， 待20
24、0 L 桶从装置中移出后 ， 取出垫片并检测桶表面是否存在沾污 ) ， 桶的重量可由称重装置的 3 个称重传感器测得 。所有的测量都在控制室远程操作 ， 自动化程度高 ， 操作人员受照剂量低 。343 暂存库废物暂存库用于贮存 6 台机组 5 年内产生的200 L 桶装废物 ， 分 2 个贮存区 ， 分别用于存放中放废物和低放废物 。其中 ， 中放贮存区 ， 设计容量1 260 L 桶 ， 采用钢桶支架进行 4 层竖直堆叠 ， 顶部加盖水泥屏蔽塞 ; 低放贮存区 ， 设计容量 7 360L 桶 ， 采用支承钢架进行 5 层竖直堆叠 。钢桶支架和支承钢架除起贮存 、屏蔽和防止废物桶倾倒及滚动作用
25、外 ， 还可在废物桶吊运过程中起到导向定位功能 ， 并可保证废物桶在吊运过程中即使不慎跌落也不会被卡住 。废物桶的吊运是通过库内 3 t 和 20 t 遥控吊车进行的 ， 可实现精准定位存放 。全厂址 6 台机组正常运行工况下预期一年总共处理产生中放废物 272 桶 ， 低放废物 1 185桶 ， 各种废物产生量详见表 4。表 4 全厂 6 台机组正常运行工况下预期年废物量废物来源 减容比 200 L 桶数 放射水平CTS( 5%反应堆冷却剂 ) 75 4 低放CTS( STF 废水 ) 75 2 低放HVS( 可压缩干废物 ) 45 854 低放HVS( 不可压缩干废物 ) 075 265
26、低放HVAC 过滤器滤芯 6 60 低放FCS 1 30 中放ES( 一回路树脂 ) 141 242 中放4 结束语三门核电站不仅具备较先进的放射性废物处理工艺 ， 而且也有相对较完善的放射性废物管理措施 ， 其核岛非能动安全系统的引入 、先进设备的选择也在客观上从源头减少了放射性废物的产生量 。但是 ， 因三门核电站还未开始正式运行 ， 所以未来要充分借鉴其他电站成熟 、先进的经验 ， 并结合自身情况加强优化管理 ， 以实现放射性废物的安全管理和最小化的目标 。参考文献 1 顾军 AP1000 核电厂系统与设备 M 北京 : 原子能出版社 ， 2010 2 董波 浅析 AP1000 放射性气
27、体废物系统的先进性 J 核动力工程 ， 2010， 31( 3) : 128adwaste Treatment Technologies at Sanmen Nuclear Power PlantJin Hairui( Sanmen Nuclear Power Company， Sanmen， Zhejiang， 317112)Abstract adwaste treatment processes at Sanmen nuclear power plant are presented， which include apassive airborne waste process， a liqu
28、id waste process with online and offline systems combined， and alsoa process for solid waste The latter is designed as a set of centralized treatment systems that separatelycollect waste in the fore-end and share a super compactor and grouting/cementation device in the back-endKey words: Sanmen Nuclear Power Plant; adwaste; Treatment technologies(责任编辑:程金茹)6辐射防护通讯 2015 年 4 月 第 35 卷 第 2 期
