核电厂新型水泥固化系统技术改进研究

王成东

（中广核工程有限公司 广东深圳 518124）

1 概述

放射性固体废物因其特殊性和敏感性，其处理和处置一直以来都是公众极为关注的问题。目前，国内在运和在建压水堆核电项目上，中、低水平放射性固体废物厂内处理普遍采用了水泥固化处理工艺。随着核电厂废物处理技术和管理水平的不断提高，国家相关法规和标准也日趋严格，通过各种有效手段减少最终放射性固体废物的产生量，在一定程度上会大大降低废物最终处置的费用，具有极高的环境、社会和经济效益。

为了更好的满足“ALARA原则”和国家核安全局文件（国核安函[2007]28号）以来的监管要求[1]，实现废物最小化的设计目标，核电新建项目必须通过严格的废物监督管理，减少固体废物的输入，进一步改进普遍应用的固体废物水泥固化处理设施。

本文将重点介绍国内新建压水堆核电厂水泥固化线系统为实践“ALARA原则”，进一步推动落实废物最小化而采取的主要改进措施，并对该改进的合理性和实际意义加以分析。

2 在运核电厂水泥固化系统现状

国内在运压水堆核电厂固体废物处理系统为两个机组共用系统，实现中、低水平放射性固体废物的收集、整备、处理、暂存等基本功能。核电厂固体废物按来源分为工艺废物和技术废物两大类。水泥固化线则用于处理核电厂产生的工艺废物，这些废物主要包括以下几类：（1）水处理系统产生的废树脂。（2）水处理系统产生的过滤器芯子。（3）放射性浓缩废液、废水收集系统淤泥。

参考核电厂在固体废物处理上基本沿用上个世纪70年代法国核电厂的水泥固化处理技术，即采用混凝土桶包装，桶内批次搅拌的固化工艺。固化线主要由五个站位组成：1号和2号站负责空容器和盛装废物后的容器的转运，3号站负责废滤芯的混凝土浇注、振实，4号站负责废树脂和浓缩液的水泥固化，5号站负责废滤芯的接收。该工艺采用的是C1-C4四种型号的混凝土桶（壁厚在150～400mm），搅拌采用桶内搅拌，系统控制采用就地控制[2][3]。

2.1 参考核电厂水泥固化系统运行情况

目前参考核电厂废物管理系统运行情况较好，废物产生量基本稳定，最近几年废物体的产生量基本维持在70m3/机组·年左右，为法国同时期堆型中运行业绩较好的，但是该值距URD的50m3/机组·年的目标值还有一定差距[3-4]。

依据目前的国内外应用情况和运行经验反馈，参考电厂采用的处理技术主要存在以下显著问题：（1）采用混凝土桶包装放射性废物，增容比较大。使得后续废物体的运输、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装桶率相对较低。桶内搅拌方式使得废物桶装桶率很难达到85%以上，这将进一步提高增容比。（3）固化配方的包容率相对较低。由于采用混凝土固化配方需要有砾石、沙作为骨料，使得所处理的废物包容率较低，同时搅拌浆使用寿命较短，需定期更换。（4）传统搅拌方式存在易飞溅而造成二次污染的问题，系统运程控制程度较低，对操作人员的剂量照射较大。

因此，基于参考电厂水泥固化线存在的以上不足，急需在新建核电厂中引入更先进的处理技术。该技术需在废物最小化、提高废物装桶率和包容率、降低人员剂量等方面做出适当完善和改进。

3 新建核电机组水泥固化系统的主要改进项

新建核电机组依据国家核安全局文件（国核安函[2007]28号）要求：根据放射性废物最小化原则，明确废物最小化目标值，制定废物最小化具体措施。对第二代改进型核电项目的废物处理工艺进行了优化，系统的处理效率更高，增容比显著降低，二次污染较少，在安全、经济方面有明显改善。

3.1 固化配方改进

固化配方方面的改进主要采取了，由目前应用较为广泛的水泥固化取代原有的混凝土固化技术。

在法国水泥固化技术中，混凝土中添加砾石、河沙是起骨架作用，称为骨料，水泥和水形成水泥浆包裹在骨料表面并填充其空隙，水泥浆硬化后则将骨料胶结成一个坚实的整体。普通混凝土中添加骨料的在一定程度上减少了水泥用量，是混凝土具有良好的和易生，降低混凝土温度和收缩应力[3]。

目前，水泥固化技术减少了“骨料”，提高了固化减容效率，使水泥固化技术在工艺简单、废物固化体耐久性、稳定性好优点的基础上能够提高废物的包容量、减小废物固化后的体积，水泥固化法也具有减容方面的优势。采用外加剂（或材料）来改善废物水泥浆的可操作性，以及提高水泥固化体的性能。

最终废物固化体性能均能符合国标GB14569.1和核工业标准EJ1186的要求，抗压强度等部分参数高于国标要求。浓缩液和废树脂的废物体包容率有显著提高，浓缩液可以达到40%以上的包容率，废树脂可以达到近40%的体积包容率。

3.2 实现金属桶替代混凝土桶，统一全厂废物处理用桶规格

参考核电厂放射性固体废物处理采用的包装容器为四种型号的混凝土桶，采用混凝土桶处理浓缩液、废树脂、过滤器芯子等都存在较大的增容比，最小的体积增容也要在5.8倍以上。在新建核电厂的水泥固化线上，在国内首次采用了400L不锈钢金属桶对废物进行装桶，同时统一全厂400L桶规格，即所有使用的200L、400L桶外形尺寸需遵照EJ1042要求。该改进产生如下明显成果：（1）采用金属桶包装后，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。（2）同时也极大的便利了QT厂房废物桶的储存和管理，也节约了厂房的储存空间。（3）不锈钢金属桶包装具有较强的耐腐性，后续处理和处置中不易破损和发生贯穿腐蚀，易回取。（4）统一全厂废物桶尺寸，利于统一规划储存和运输。

3.3 采用新的搅拌方式，提高搅拌性能和装桶率

新建核电厂的水泥固化线上，改过去的“门式”桶内搅拌方式为桶外连续搅拌。该搅拌器采用“行星双螺旋”方式运转，对干湿料或除盐水的进料采用精确重量或容积定量，400L桶桶内批量搅拌。

该改进使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。

提高了废物的装桶率，使得废物桶的装桶率由过去的80%以下，提高到95%以上，进一步减少了最终废物体产生总量，同时也更好的满足整个固化体的强度要求。在高的装桶率下情况下，同时也降低了装桶过程中的废物飞溅，避免了装桶站位的二次污染。

3.4 提高远控水平和辐射防护水平

新建核电厂的水泥固化线上，实现系统完全PLC远程操作和视频监控，废物桶采用自动加去盖装置进行开盖和封盖，变普通闸门为气密屏蔽闸门，运输中对表面剂量率超标废物桶加装屏蔽容器。另外，废过滤器处理考虑增加铅屏蔽层，来减少金属桶外表剂量率。

根据参考核电厂运行数据和世界其他核电厂数据核算后，放射性废物用金属桶固化后有约10%的金属桶表面剂量超标（>2mSv/h，国家标准)，所以在系统设计中采用屏蔽运输，既可以保证表面剂量不超标，同时使得运输操作过程更加安全可靠。

以上设计的改进都充分的保证了运行中人员总体剂量限值，同时也节约了运行人员的投入。

4 总结和建议

在新建核电厂上，针对参考电厂的水泥固化线系统已经推行了固化配方、包装容器、搅拌方式、系统控制和屏蔽设计等多方面的技术改进，这些改进已经基本实施完成。以上改进从废物体的产生和人员保护等方面全面进行了全面考虑，已经为电厂未来的运行带来一定的经济和社会效益，具体废物减容情况参见附图1[5]。

图1 2006-2012 两参考核电厂、新建核电厂放射性固体废物产生量（包含技术废物）

通过图1可以看出，两参考核电厂产量基本上接近，2011和2012年因为检修周期变化，两电厂废物产量在短期内有所差异，但是综合来看基本上维持在130m3左右；而对于新建核电厂废物的产量在65m3左右。据此可以看出，新建核电机组水泥固化系统改进基本达到了预期值，废物减容较为明显。

同时，也应看到，由于目前新建核电厂废物处理系统运行历史不长，因此整个系统的运行和配方适应程度还需要进一步的在实践中不断的完善和优化。另外，正在批量建造的压水堆核电机组，在废物减容和最小化上仍需开展进一步的改进措施，如开展源项再核查、辅助系统工艺改进、运行规程的优化等措施来从废物上游输入上进行消减和控制，从而使新建压水堆核电能够更好的满足URD文件50m3/堆·年的睦邻要求，成为环境更为友好型核电厂，同时也将有利于进一步的降低废物处理、运输和最终处置的成本。

[1]国家核安全局文件.第二代改进型核电项目核安全审评原则,国核安函[2007]28号.2007.

[2]吕殿全.广东大亚湾核电站放射性固体废物处理及暂存措施.辐射防护,1996,7.

[3]黄来喜,何文新.大亚湾核电站放射性固体废物管理陈德淦.辐射防护.2004,5.

[4]陈良,陈莉,李均华.核动力工程,2009,4.

[5]2011、2012年大亚湾核电运营管理有限责任公司年鉴.