天然蒸发池技术处理低水平放射性废液的发展概况

张　华

(中国原子能科学研究院 放射化学研究所，北京　102413)



天然蒸发池技术处理低水平放射性废液的发展概况

张华

(中国原子能科学研究院 放射化学研究所，北京102413)

摘要：天然蒸发池技术是利用太阳能对放射性废液中多余水分蒸发、去除的一种处理方法。由于其对运行设施要求简单，不需要过多的日常维护，并具有对低放射性废液净化系数较高、处理量大、节能等特点，因此天然蒸发池技术成为一种较为常用的低放射性废液处理方法。然而，天然蒸发池的运行设施占地面积较大，需要日照时间较长，该方法的应用受到一定限制。本文通过国内外具体实例和经验，介绍了天然蒸发池技术的改进及应用情况。

关键词：天然蒸发池；中、低放射性废液；放射性废液处理技术

在核能利用过程中，由于生产运行的对象是具有放射性的材料，不可避免的产生放射性废物。根据估算，一座百万千瓦级压水堆核电机组运行过程中，年产生放射性废液大约3 000 m3，其中低放废液大约占90%。由于废液产生量较大，潜在的环境危害较大。因此，开发了较多针对中、低放射性废水处理的技术，早期采用蒸发浓缩、化学沉淀、离子交换和天然蒸发池技术等。在其他领域较为成熟的处理技术也不断地引入放射性废水处理领域，如：膜处理技术、生物处理技术以及对上述技术进行改进后应用等。

天然蒸发池技术的原理是借用太阳辐照的热量将泥浆或废液中多余的水分蒸发除去。天然蒸发池技术由于其工程技术简单，易于操作，节能，净化系数高等特点广泛用于海水制盐，工业废水，危险化学废液的减容处理等领域。天然蒸发池效率主要受太阳辐照、风量、蒸发池面积等影响，其中蒸发池面积超过315 m2后基本稳定，风量的影响还同温度相关，因此蒸发率主要影响因素还是太阳辐照。天然蒸发池通常分为三层结构：表面层是对流层，通过垂直对流和表面对流传热，蒸发去除多余水分；第二层为废液中盐密度随深度加深而逐渐增加的区域；第三层是蒸发池底部的沉积层，积累了浓缩后的泥浆等物质。

天然蒸发池技术对于放射性废液的处理，始于上个世纪五十年代。天然蒸发池技术的净化系数高于普通蒸发处理技术，处理低水平放射性废液的净化系数一般为104～106，还具有一次性投资少、操作简单、设施无需过多日常维护，对工作人员的辐射危害较低，节能等特点，尤其适合偏远地区或发展中国家处理核设施运行过程中产生的大量低放射性水平废液。一些有核国家在上个世纪五六十年代就开始采用了该技术对于核设施运行过程中产生的大量低放射性液进行处理。由于天然蒸发池技术需要合适的太阳辐照强度(年蒸发率低于0.75 m则不适合开展天然蒸发池技术)，场址条件(蒸发池面积大于315 m2蒸发效率稳定)，因此世界上最先将该技术应用于放射性废液处理的是具有日照时间较长、干旱地域较多的国家，如：澳大利亚(Lucas Heights)，美国(Lawrence Radiation Laboratory)和印度(Trombay)等[2]。上个世纪七十年代，我国在某设施附近建立了天然蒸发池，用于处理该设施运行过程中产生的低水平放射性废液，目前该设施仍在运行。

1早期天然蒸发处理技术

天然蒸发池的基本结构图示于图1。早期对天然蒸发池技术的开展较为简单和粗放，在选择合适场址，并做简单混凝土防渗内衬或没有设置防渗内衬后，就将产生的低水平放射性废液排入池内并进行开放式蒸发处理。该处理方式基本没有考虑放射性废液蒸发处理后产生的泥浆对周围土壤和环境可能带来的放射性污染；该设施退役过程中可能带来大量的场址清污和环境整治等工作；以及周边生物的侵入，将放射性核素引入生物圈的情况等。因此，一些设施由于采用上述早期简单开放方式的处理方法运行一段时间后，发现周边出现环境污染问题而不得不关闭并进行退役。澳大利亚、美国和印度在上个世纪六七十年代都采用过上述较为粗放的处理路线。

图1　天然蒸发池基本结构[1]Fig.1　The general layout of solar evaporation pond

1.1澳大利亚

澳大利亚的Lucas Heights是澳大利亚原子能委员会(现在为ANSTO)研究基地。在1955—1958年，Lucas Heights 建立了澳大利亚高通量反应堆及其附属设施；1958—1963年建立了一个小型实验研究堆；1964—1981年开展同位素生产；1987年建立了Synroc中试厂，澳大利亚国家串列加速器，澳大利亚中子散射装置等核设施。在半个多世纪的生产运行过程中，上述核设施产生了一定量的放射性废物，包括放射性废液、放射性固体废物等。低水平放射性废液经过收集罐、混合槽、澄清池，砂滤等工艺进行净化处理，再将产生的泥浆泵入天然蒸发池进一步浓缩和净化处理[2-3]。

澳大利亚在Lucas Heights建立了八个混凝土内衬的天然蒸发池，其中一个天然蒸发池用于处理废溶剂。每个天然蒸发池容积23 m3，总蒸发面积83 m2，如果需要顶部可以覆以30 cm高的金属斜盖顶。其他七个天然蒸发池用于处理氢氧化铝泥浆，总α是1×10-5Ci/m3，总β是1×10-2～1 Ci/m3。每年产生20桶200 L体积的蒸发浓缩泥浆，在该场址进行暂存和处置[2-3]。

1.2美国

美国开展天然蒸发处理技术的厂址很多，最早在劳伦斯辐照实验室(Lawrence radiation laboratory)进行技术研发，后来推广应用到多个厂区，包括美国科罗拉多州丹佛市杰弗森地区的诺基弗拉茨(Rocky flats)厂区(已退役)和汉福特地区(退役)等。

1.2.1美国科罗拉多州丹佛市Rocky flats 厂区天然蒸发池

位于美国科罗拉多州丹佛市杰弗森地区的Rocky flats 厂区(美国最大的核武器材料冶金和加工基地)中心有五个天然蒸发池从1956年开始运行[5]，处理总α放射性活度每升小于10-7Ci的放射性废液，以及其他种类废物包含生活泥浆、硝酸、氰化物、六价铬、硫酸铵、氚和氯化锂等，放射性核素有239Pu，241Am，234,235,238U等。5个蒸发池年处理量约4.56万m3放射性废液。1970年左右发现设施周围出现放射性废液渗透到周围环境中，场址周围水文地质研究显示，冲击层地下水从蒸发池地下流向北胡桃河(north Walnut Creek)。1971—1974年建造拦截沟渠，并于1981年开始运行，用于阻止放射性废液流入北胡桃河。由于天然蒸发池处理量比拦截沟渠容量大很多，根据《环境资源保护和修复法》(RCRA)和为了避免对周围环境造成影响和可能对地下水形成潜在的威胁，1990年美国能源部(DOE)和科罗拉多州政府一起，开始对该厂区进行退役活动，2006年完成退役。其中1995—2006年开始进行上述五个天然蒸发池的淤泥清污活动。由橡树岭国家实验室提出泥浆处理方案[6]，对泥浆进行水泥固化，并运到相应设施进行处置。

1.2.2汉福特地区183-H天然蒸发池[7-9]

美国于1973年启动了位于汉福特100-H地区的183-H天然蒸发池(由4个蒸发池组成)，该天然蒸发池的建立最初是为了处理来自100-H反应堆产生的放射性废液。在1973 到 1985年间，183-H以每年1 500 000 L废液的接收量，接收了来自汉福特300号的燃料制造过程产生的放射性废液，非放射性危险废液，包含中和后的硫酸、硝酸、氢氟酸、铬化物以及放射性核素99Tc和235U等。

根据美国的《环境资源保护和修复法》(RCRA)，1985—1996年期间对该天然蒸发池进行了拆除和回填，放射性泥浆运出，污染层去除，回填干净土壤。之后进行了设施关闭后的环境监测工作。

1.3印度

上个世纪七十年代，印度已经在特荣贝(Trombay)研究开发天然蒸发技术。目前，在印度的拉贾斯坦邦(Rajasthan)进了工程应用[10]。

在印度拉贾斯坦邦地区有两座PHWR反应堆(2×160 MW)，由于该地区夏季温度可以达到45 ℃，因此该地区反应堆运行过程中产生的放射性废水(见表1)都采用天然蒸发池技术进行处理。该天然蒸发池设施采用规模式管理，一共有二十个处理单元，每个处理单元由三个天然蒸发池组成，每个蒸发池面积为200 m2。年蒸发率1～1.5 m，年处理12 500 m3放射性废液。产生淤泥量60～70 m3/年(其中包括3%～4%的固体废物)，对产生的淤泥进行水泥固化后送近地表处置设施处置。

左——科罗拉多州丹佛市郊的Rocky flats [5]；右——汉福特地区183-H图2　美国天然蒸发池Left——in Rocky flats; right——183-H in Hanford areaFig.2　USA evaporation pond

来源年平均产生量/m3放射性活度/(Bq·mL-1)(β、γ)pH总固体量主要放射性核素PHWR2.66×1040.1～18～10<0.5%3H,137Cs,60Co,65Zn,90Sr

2改进型天然蒸发处理技术

由于早期天然蒸发技术是开放处理，在运行过程中存在对周围环境的放射性污染；同时，天然蒸发技术对场址和气候条件有较为严格的要求，使得该技术应用受到限制。因此，美国和韩国等国家都对天然蒸发技术进行了改进，在满足天然蒸发处理要求的同时，减少对环境污染，设施运行完成后退役过程便于控制。

2.1美国

2008年科罗拉多州蒙特罗斯(Montrose)县为了处理由即将投入生产使用的铀矿采冶、尾矿坝产生的废液，主要组分包括：硫酸、FeSO4、Fe3(SO4)2、Na2SO4和(NH4)2SO4等(表2)。该地区属于半干旱地区，依据该地区1967—2007年间的气候条件数据，如：年蒸发率0.97 m等，钻井勘测地下水位情况后，开展设计天然蒸发池[11]。天然蒸发池设计的处理量为24～48 m3/min，分为两个部分进行天然蒸发处理：第一个部分包括十个蒸发池，边长为91 m和183 m，用于处理铀矿生产量为500 t/d产生的废液；第二部分同样包括十个蒸发池，规格同上，用于处理铀矿生产量达到1 000 t/d产生的废液。

表2　美国科罗拉多州蒙特罗斯县铀矿冶天然蒸发池

同时，借鉴美国早期利用天然蒸发池处理技术的经验和教训，对天然蒸发池的设计增加了防渗设计措施。该天然蒸发池防渗设计包括三层结构，其中有两层厚度各为2 mm的高密度聚乙烯土工膜，最下面一层为至少0.9 m的低渗透性黏土层，防止渗漏。为了防止天然蒸发池出现泄漏，及时对泄漏物进行收集，该天然蒸发池底部设计成1%的倾角，并配置水力传导率大约0.06 m/min的排水系统。该泄漏收集管道由耐废物和浸出物腐蚀结构材料制成。

此外，为了防止周围迁徙的水禽和其他鸟类进入天然蒸发池休息或栖息，从而造成对水禽和鸟类的毒害、致死或将放射性核素误食，造成放射性核素的扩散，该天然蒸发池通过在四周设立木桩并配置加强拉绳，形成防护罩，防止鸟类的闯入(图3)。

图3　美国科罗拉多州县铀矿冶天然蒸发池设计示意图(左图)及防护罩(右图)Fig.3　The solar evaporation pond layout of Montrose county uranium mine in Colorado, USA(left); Bird net (right)

该天然蒸发池的工程设计还考虑了100～1 000年内可能发生各种事件/事故(如风暴等)可能引起的破坏后果预付措施。

2.2韩国

韩国原子力研究院(KAERI)对于其厂址内的高通量中子反应堆(HANARO)，材料试验工厂(IMEF)，放射性同位素生产厂(RIPF)，辐照后测试厂(PIEF)以及该研究所内的研发实验室等设施在研究过程中产生的极低放射性废液(小于5×10-6μCi/L)采用地下管道输送到收集罐中，再输送到天然蒸发设施中进行蒸发浓缩，浓缩泥浆用水泥固化并进行浅地表处置。该天然蒸发设施是一个独立、封闭系统，包括废液暂存池(容积为860 m3)、蒸发处理单元、空气监测系统和排风系统四个部分。整个天然蒸发池有四层，其中第二和第三层采用玻璃墙，用于吸收太阳辐照能量开展天然蒸发处理。该系统从1990年开始运行，达到环境零排放要求[12-13]。KAERI将该技术推广应用到韩国KRR1&2退役和韩国铀转化厂退役废物管理中。

2.2.1韩国KRR1&2退役废物管理(1997年1月～2008年12月)天然蒸发池

1962年开始运行的韩国第一座研究堆KRR1和1972年开始运行的第二座研究堆KRR2，1997年起进入退役阶段。运行产生和现有的放射性液体废物总量400 m3，放射性活度小于1.85×105Bq/m3，主要放射性核素是60Co和137Cs(表3)。所有的放射性废液采用天然蒸发技术进一步浓缩，减容。该天然蒸发池从1999年开始运行，设施由KAERI提供设计、加工、建造和运行。年处理量200 t废液，具体工作流程图示于图4。蒸发运行结束后，将底部的浓缩泥浆运走，进行水泥固化，或者继续风干进一步减少固体体积。

2.2.2韩国铀转化厂退役废物管理天然蒸发池[15]

韩国铀转化厂在完成对KNFC的铀转化工作之后，于2001年进入退役(2001年1月～2009年12月)。在退役过程中同样采用天然蒸发池技术对产生和积存的放射性废液进行浓缩和减容处理(图5)。天然蒸发池产生的淤泥250 m3，主要含有硝酸盐(NH4NO3,NaNO3)和质量分数1%的天然铀。采用KAERI提供的热解处理技术对硝酸盐进行分解，可以将硝酸盐在泥浆中的含量降到10-4以下。处理量每天750 kg(每天10批次，每批次75 kg)。对于泥浆中的残余铀，采用电吸附技术进行去除，将泥浆中的铀含量降至10-6以下。最后，经过热解处理和电吸附处理的泥浆送水泥固化车间进行固化，并送至浅地表处置场进行处置。

表3　运行产生的放射性废液的放射性活度[14]

图4　韩国KRR-1&2天然蒸发池工艺流程图[14]Fig.4　The processing flowchat of solar evaporation pond to treat the LILW from KRR 1&2 in Korea

图5　韩国UCF铀转化厂天然蒸发设施Fig.5　An solar evaporation system to treat the LILW from the UCF (uranium transfer factory) in Korea

此外，印度还开展了移动式天然蒸发池技术的研发和应用，使得该技术可以应用于小规模低水平放射性废液的有效处理。

3结论

综上所述，天然蒸发池技术的早期应用处于开放状态，而且处理设施占地面积较大，只考虑了场址地理/地质条件和温度条件(如：印度的Rajasthan，美国的汉福特厂区和澳大利亚的Lucas Heights)，没有开展必要的场址安全评价(包括可能发生各种事件/事故的后果)，没有考虑场址设置防渗功能，没有设置防护区域防止周围公众误入和生物的侵入等。由此，导致早期天然蒸发处理设施运行一段时间后，出现废液渗漏并对周围环境产生放射性污染，不得不关闭设施，并开展后续清污和退役等工作。

目前，通过建成具有防渗功能和防护罩(美国科罗拉多州Montrose县铀矿冶天然蒸发池)，以及采用设置双层玻璃顶棚，利用太阳辐照热能进行蒸发处理(韩国原子力研究院等)，或者是开展移动式天然蒸发池设施(印度等)对已有的天然蒸发池技术进行改进。根据美国、韩国等天然蒸发池设施运行经验，对天然蒸发池技术改进后同样可以满足蒸发处理技术要求，还可以使更多不具备合适地理条件的区域或国家可以采用该技术对低放射性废液进行处理。

天然蒸发池技术由于具有节能、高效、易于操作等特点，在低水平放废液处理领域是有力的技术手段。改进后的天然蒸发池处理技术进一步考虑了该技术应用的安全、环保、高效以及小型化，有助于促进天然蒸发技术进一步推广和应用。

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Research and Development of Solar Evaporation on Low Level Radioactive Liquid Waste

ZHANG Hua

(DepartmentofRadioactiveChemistry,ChinaInstituteofAtomicEnergy,Beijing102413,China)

Abstract:Solar evaporation, which can save energy and obtain the higher decontamination factor, the larger treatment capability with the simpler designed and easy operation, was one of the general methods to treat low level radioactive liquid waste. However, the use of solar evaporation was limited because the facilities had to occupy the larger area and require sunshine for the longer duration, etc. Several cases form USA, Australian, India and South Korea were presented on R&D of solar evaporation to treat low level radioactive liquid waste.

Key words：solar evaporation; low level radioactive liquid waste; radioactive liquid waste treatment technology

doi：10.7538/tws.2016.29.01.0058

中图分类号：TL364.5

文献标志码：A

文章编号：1000-7512(2016)01-0058-07

作者简介：张华(1972—)，女，重庆人，研究员，主要从事放射性废物处理处置技术研究

收稿日期：2015-09-08;修回日期：2016-01-08