先進(jìn)核電放射性廢物處理工藝標(biāo)準(zhǔn)化

毛莉 李斌 廖能斌 任力 耿忠林

摘 要：作為AP1000第三代核電依托項(xiàng)目，山東海陽核電廠和浙江三門核電廠是國內(nèi)首批采用核島與廠址廢物處理設(shè)施相結(jié)合，實(shí)施核電廢物集中處理模式的核電廠，其廠址廢物處理設(shè)施的作用是實(shí)現(xiàn)全廠低、中放固體廢物的集中處理、暫存及部分液體廢物的處理。廠址廢物處理設(shè)施的整體功能由兩部分來實(shí)現(xiàn)，一是核島區(qū)域的核輔助廠房和放射性廢物廠房內(nèi)的部分廢物處理設(shè)施系統(tǒng)，二是廠址廢物處理設(shè)施內(nèi)的相關(guān)廢物處理設(shè)施系統(tǒng)及其它配套輔助系統(tǒng)。本文簡要介紹了海陽和三門核電廠址廢物處理設(shè)施的主要處理工藝，并結(jié)合國內(nèi)現(xiàn)有主流處理工藝進(jìn)行技術(shù)經(jīng)濟(jì)對比分析，以提出先進(jìn)核電放射性廢物處理工藝標(biāo)準(zhǔn)化的建議，為促進(jìn)放射性廢物處理技術(shù)進(jìn)步、形成規(guī)范化、系列化處理技術(shù)及裝備，推動放射性廢物安全管理、落實(shí)廢物最小化原則發(fā)揮積極作用。

關(guān)鍵詞：核電廠;放射性廢物;廠址廢物處理設(shè)施;處理工藝

中圖分類號：TM623 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A 文章編號：1671-2064（2020）12-0030-04

0引言

海陽核電廠和三門核電廠采用了世界上先進(jìn)的第三代核電技術(shù)AP1000，AP1000在設(shè)計中首次提出了離堆放射性廢物處理的概念，即在多堆核電廠址中設(shè)計獨(dú)立的放射性廢物處理設(shè)施，也稱廠址廢物處理設(shè)施（簡稱SRTF），SRTF集合了多種放射性廢物處理系統(tǒng)來對多臺機(jī)組運(yùn)行和事故工況下產(chǎn)生的放射性廢物進(jìn)行處理。有別于一般壓水堆核電機(jī)組的廢物處理設(shè)施，SRTF廠房位于AP1000核島主廠房以外，且為多臺機(jī)組共用，這種模式融合了分散與集中的統(tǒng)一性，有力整合了資源，同時也充分體現(xiàn)了核島廢物處理系統(tǒng)和SRTF的優(yōu)勢互補(bǔ)。

SRTF處理的主要廢物包括：一回路樹脂（包括樹脂和濕活性炭）、一回路廢過濾器芯、化學(xué)廢液、0.25%燃料包殼破裂和蒸汽發(fā)生器管道破裂（SGTR）產(chǎn)生的液體廢物、可壓實(shí)干廢物、不可壓實(shí)干廢物、暖通空調(diào)系統(tǒng)（HVAC）高效空氣過濾器芯等。廢物產(chǎn)生量163m3/堆·年，處理后廢物體積滿足不大于50m3/堆·年的推薦要求（美國URD標(biāo)準(zhǔn)）[1]。SRTF處理能力支持6臺AP1000機(jī)組運(yùn)行，可擴(kuò)展到8臺機(jī)組。

本文簡要介紹了海陽和三門核電廠址廢物處理設(shè)施的主要處理工藝，并結(jié)合現(xiàn)有主流處理工藝進(jìn)行技術(shù)經(jīng)濟(jì)對比分析，以提出先進(jìn)核電放射性廢物處理工藝標(biāo)準(zhǔn)化的建議。

1 SRTF概況

1.1廢物源項(xiàng)

SRTF處理的廢物主要來源于AP1000核電機(jī)組在運(yùn)行、維護(hù)和檢修中產(chǎn)生的固體干廢物以及核島廢水處理系統(tǒng)產(chǎn)生的廢樹脂和廢過濾器芯。這些廢物被運(yùn)到SRTF廠房進(jìn)行離堆處理，AP1000核電機(jī)組放射性廢物產(chǎn)生量如表1所示。

1.2海陽和三門核電廠SRTF概況

海陽核電廠和三門核電廠的SRTF設(shè)施在工藝設(shè)計上體現(xiàn)出了各自不同的特點(diǎn)。海陽核電廠SRTF設(shè)計立足美國ES公司的工藝技術(shù)和遠(yuǎn)達(dá)環(huán)保自主開發(fā)的技術(shù)，并整合形成先進(jìn)、成熟的廢物處理整體工藝。三門核電廠SRTF關(guān)鍵工藝設(shè)備由德國漢莎公司提供，SRTF主要由過濾器芯處理系統(tǒng)、HVAC過濾器濾芯/干廢物/混合廢物處理系統(tǒng)、廢樹脂處理系統(tǒng)、化學(xué)廢液處理系統(tǒng)、移動式處理系統(tǒng)等主工藝系統(tǒng)以及與之配套的輔助系統(tǒng)組成，海陽和三門核電廠SRTF廢物處理工藝對比見表2。

2 SRTF主要處理工藝對比分析

本節(jié)在綜合國內(nèi)核電廠正在應(yīng)用的放射性廢物處理工藝的基礎(chǔ)上，梳理出適合SRTF的主流放射性廢物處理方案并進(jìn)行對比。在確定每一類放射性廢物源項(xiàng)的處理工藝時，主要從廢物最小化、安全性、成熟性、經(jīng)濟(jì)性四個方面進(jìn)行對比分析。

2.1化學(xué)廢液處理工藝

2.1.1主要處理工藝介紹

國內(nèi)在運(yùn)及在建的核電廠堆型眾多，其中以法國M310、

CNP系列（CNP300/CNP650/CNP1000）、CPR系列（CPR1000/

ACPR1000）、AP系列（AP1000/CAP1400）、法國EPR、俄羅斯AES-91、華龍一號為主，上述核電廠關(guān)于化學(xué)廢液的主要處理工藝路線有以下三種[2-4]：

（1）強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)→蒸殘液水泥固化;

（2）熱泵蒸發(fā)→蒸殘液桶內(nèi)烘干→超壓→灌漿固定[3];

（3）移動式處理裝置（先進(jìn)注入+深床過濾+離子交換）。

以下就上述三種工藝處理路線分別進(jìn)行對比分析。

2.1.2 強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)和水泥固化工藝

強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)是國內(nèi)核電廠應(yīng)用最廣泛的化學(xué)廢液處理工藝，包括大亞灣核電、田灣核電、昌江核電、臺山核電、紅沿河核電等都使用蒸發(fā)工藝處理化學(xué)廢液。

在SRTF廠房中，設(shè)置一套“強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)+蒸殘液水泥固化”設(shè)備用于處理核島產(chǎn)生的化學(xué)廢液，通過專用屏蔽運(yùn)輸槽車運(yùn)輸?shù)絊RTF廠房進(jìn)行處理。同時，蒸發(fā)裝置、水泥固化裝置可以與SGTR廢液處理共用，水泥固化裝置可以與廢樹脂處理共用。

強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)+蒸殘液水泥固化處理工藝的主要設(shè)備有：化學(xué)廢液屏蔽運(yùn)輸槽車、化學(xué)廢液接收槽、強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)裝置、蒸餾液貯存槽、濃縮液貯存槽、水泥固化裝置等。

2.1.3 熱泵蒸發(fā)和桶內(nèi)干燥工藝

國內(nèi)三門核電廠AP1000機(jī)組中，采用了該處理工藝，其主要流程為：

化學(xué)廢液→化學(xué)廢液緩沖罐→熱泵蒸發(fā)→桶內(nèi)干燥裝置→裝桶（160L桶）→超壓→裝桶（200L桶）→灌漿→檢測→廢物庫暫存。

其中熱泵蒸發(fā)采用機(jī)械式蒸汽再壓縮（MVR）熱泵技術(shù)，桶內(nèi)干燥裝置采用熱空氣對鋼桶外壁加熱，使蒸殘液中的水分蒸發(fā)形成干燥的鹽塊。熱泵蒸發(fā)+桶內(nèi)干燥處理工藝的主要設(shè)備有：化學(xué)廢液屏蔽運(yùn)輸槽車、化學(xué)廢液接收槽、熱泵蒸發(fā)裝置、桶內(nèi)干燥裝置、超級壓縮機(jī)、灌漿固定裝置等。

2.1.4移動式處理裝置

為了更加靈活地處理核島產(chǎn)生的放射性化學(xué)廢液，海陽核電廠采用了移動式處理裝置，移動式處理裝置整體集成在一個標(biāo)準(zhǔn)的20英尺集裝箱內(nèi)，通常停放在SRTF廠房內(nèi)，待機(jī)組需要時，利用平板掛車將移動式處理裝置運(yùn)至核島側(cè)放射性廢物廠房內(nèi)相應(yīng)工作位置投入運(yùn)行。

移動式處理裝置采用“AIM化學(xué)注入→深床過濾→離子交換”工藝，該裝置也可用于處理0.25%燃料包殼破裂液體以及SGTR液體。

移動式處理裝置主要設(shè)備有：移動式處理裝置、平板掛車及牽引車。

2.1.5 對比分析

（1）安全性。循環(huán)蒸發(fā)工藝和熱泵蒸發(fā)工藝，均采用輔助蒸汽對化學(xué)廢液進(jìn)行加熱，運(yùn)行檢修較多，移動式處理裝置則在常溫下進(jìn)行物理化學(xué)處理，前兩種工藝操作的安全風(fēng)險略高于移動處理裝置。熱泵蒸發(fā)工藝的蒸殘液還要經(jīng)過桶內(nèi)干燥、超壓處理，操作復(fù)雜，安全風(fēng)險略高于強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)工藝。

強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)工藝的蒸殘液，經(jīng)水泥固化后形成的水泥固化體，耐輻照性、熱穩(wěn)定性、化學(xué)穩(wěn)定性和生化穩(wěn)定性都較好，但固化體浸出率較高。熱泵蒸發(fā)工藝最終形成的廢物包是灌漿固定的鋼桶，同樣有很好的穩(wěn)定性。移動處理裝置產(chǎn)生的廢樹脂，與核島一回路廢樹脂采用相同的處理方式，形成穩(wěn)定的廢物包。在采取一定的保護(hù)措施后，三種處理工藝都能保證操作安全性和廢物包的安全性。

（2）成熟性。自然蒸發(fā)和強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)是核電廠放射性廢液處理中應(yīng)用最廣泛的處理工藝。在第三代核電機(jī)組出現(xiàn)之前，為了回收一回路廢液中的硼，國內(nèi)絕大多數(shù)核電機(jī)組都采用蒸發(fā)裝置，同時對于其他放射性廢液，也采用相同的蒸發(fā)裝置進(jìn)行處理。

對于第三代非能動核電機(jī)組AP1000/CAP14000，采取了不對硼進(jìn)行回收的工藝路線，因此對于放射性廢液的處理，可采用蒸發(fā)裝置以外的其他處理方案。

移動式處理裝置，雖然在國內(nèi)核電廠放射性廢液中應(yīng)用較晚，但是其采用的過濾、離子交換工藝，無論在非放射性廢水處理，還是核電廠放射性廢水處理中，都有較普遍的應(yīng)用。在美國境內(nèi)，ES公司的化學(xué)注入、過濾/離子交換技術(shù)，也已經(jīng)在17臺核電機(jī)組中投入應(yīng)用。因此，采用過濾、離子交換工藝的移動式處理裝置，也是比較成熟的放射性廢液處理方案。另外，移動式處理裝置還具有靈活性的特點(diǎn)，不需要將化學(xué)廢液從核島運(yùn)輸?shù)絊RTF廠房，省卻了化學(xué)廢液裝卸屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器和廠內(nèi)運(yùn)輸?shù)牟僮鬟^程。但是，移動處理裝置對復(fù)雜源項(xiàng)的適應(yīng)性略差。

MVR熱泵蒸發(fā)技術(shù)，是一種目前世界上較先進(jìn)的節(jié)能蒸發(fā)技術(shù)，在核電廠的應(yīng)用比強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)、離子交換技術(shù)要少。熱泵蒸發(fā)產(chǎn)生的蒸殘液需要經(jīng)過桶內(nèi)干燥裝置、超壓、灌漿處理，處理流程較復(fù)雜。

（3）廢物最小化。強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)的濃縮倍數(shù)按50倍考慮，蒸殘液水泥固化時按照增容3倍考慮，總減容系數(shù)為16.6;熱泵蒸發(fā)+桶內(nèi)干燥的減容系數(shù)可達(dá)100（按1%含固量考慮），鹽餅經(jīng)超壓再裝200L桶灌漿固定后，按增容1.33倍考慮，總減容系數(shù)為75;移動式處理裝置產(chǎn)生的廢樹脂/活性炭等二次廢物量，按照減容系數(shù)25考慮。

（4）經(jīng)濟(jì)性。經(jīng)綜合測算，按設(shè)備總投資排名，強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)+水泥固化工藝>熱泵蒸發(fā)+桶內(nèi)干燥工藝>移動式處理裝置;按年均運(yùn)行成本排名，強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)+水泥固化工藝>移動式處理工藝>熱泵蒸發(fā)+桶內(nèi)干燥工藝。

2.2 廢樹脂處理工藝

2.2.1 主要處理工藝介紹

廢樹脂是核電廠的主要放射性廢物之一，對于廢樹脂的處理，目前還沒有公認(rèn)的理想處理方法。目前已開發(fā)出的廢樹脂處理技術(shù)主要有：水泥固化、熱態(tài)壓實(shí)、裝填HIC脫水、濕法氧化、焚燒、蒸汽重整等。當(dāng)前技術(shù)成熟且得到較多應(yīng)用的主要有水泥固化、熱態(tài)壓實(shí)和裝填HIC脫水[5]三種工藝。

2.2.2 水泥固化工藝

水泥固化是最早用于放射性廢物處理的一種技術(shù)。我國現(xiàn)運(yùn)行核電廠的廢樹脂處理大多采用水泥固化方案。

水泥固化處理工藝，按照攪拌方式不同，分為桶內(nèi)攪拌、桶外攪拌。桶外攪拌的固化工藝處理能力較大，可以批式操作、連續(xù)運(yùn)行，廢物裝填率較大，可降低水泥固化體的增容比，在國內(nèi)核電廠中，桶外固化裝置正逐漸代替桶內(nèi)固化占據(jù)主導(dǎo)地位。水泥固化工藝，可以同時處理廢樹脂、蒸殘液等。

水泥固化處理工藝的主要設(shè)備有：廢樹脂屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器、廢樹脂緩沖罐、廢樹脂計量罐、水泥輸送裝置、水泥固化裝置等。

2.2.3 裝填HIC脫水工藝

采用HIC處理廢樹脂時，使用HIC脫水裝置對廢樹脂進(jìn)行脫水，確保HIC中游離液體不超過廢物容積的1%，再進(jìn)行暫存和處置。目前已經(jīng)開發(fā)的HIC材料包括：混凝土、球墨鑄鐵、高密度聚乙烯或復(fù)合材料。裝填HIC處理工藝，同樣適用于廢水過濾器濾芯的處理，僅HIC容器結(jié)構(gòu)略有不同。

HIC廢樹脂處理工藝的主要設(shè)備有：HDPE-HIC、脫水裝置及附件、HIC專用抓具、HIC取封蓋工具、HIC屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器等。

2.2.4 熱態(tài)壓實(shí)工藝

從核島轉(zhuǎn)運(yùn)來的廢樹脂，首先在錐形干燥器中進(jìn)行脫水和干燥，干燥后的廢樹脂裝入可壓實(shí)桶（160L），并在熱狀態(tài)下用超級壓實(shí)機(jī)進(jìn)行壓實(shí)，再經(jīng)過優(yōu)選將數(shù)個壓實(shí)餅裝入一個200L廢物桶，用水泥漿固定。在處置前，還需要采用混凝土容器對200L廢物桶進(jìn)行二次包裝。

其主要流程為：核島廢樹脂→屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器→廢樹脂緩沖罐→廢樹脂計量罐→錐型干燥器→裝桶（160L桶）→超壓→包裝（200L桶）→灌漿→貯存。

廢樹脂熱態(tài)壓實(shí)工藝主要設(shè)備有：廢樹脂屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器、廢樹脂緩沖罐、廢樹脂計量罐、廢樹脂沖排水罐、錐型干燥器、專用輥道、超級壓縮機(jī)、灌漿固定裝置等。

2.2.5 對比分析

（1）安全性。一回路廢樹脂的放射性活度較高，如何保證處理過程中的輻射安全尤為重要。三種處理工藝均可以實(shí)現(xiàn)遠(yuǎn)程操作，避免了就地操作帶來的人體輻射風(fēng)險，輻射安全性均有保證。熱態(tài)壓實(shí)工藝采用錐形干燥器對廢樹脂進(jìn)行干燥脫水，最高加熱溫度可達(dá)120℃，存在一定的高溫風(fēng)險，操作安全性略低于水泥固化和高整體性容器方案。

廢樹脂水泥固化后的固化產(chǎn)品，耐輻照性、熱穩(wěn)定性（不易燃燒）、化學(xué)穩(wěn)定性和生物化學(xué)穩(wěn)定性都較好，但是固化體浸出率較高。聚乙烯HIC具有抗生物降解、密封性好、化學(xué)穩(wěn)定性強(qiáng)等特點(diǎn)，預(yù)期安全使用壽命不低于300年，但是熱穩(wěn)定性差，機(jī)械強(qiáng)度差，無法像鋼桶一樣直接堆碼。熱態(tài)壓實(shí)工藝形成的水泥固定體，穩(wěn)定性較好，但是表面劑量率較高，不滿足近地表處置要求，還需要進(jìn)行二次包裝。綜合分析，三種處理工藝的安全性方面，水泥固化>裝填HIC脫水>熱態(tài)壓實(shí)。

（2）成熟性。水泥固化是最早用于處理放射性廢物的一種處理技術(shù)，具有原材料來源廣泛、工藝簡單等優(yōu)點(diǎn)，我國現(xiàn)運(yùn)行核電廠的廢樹脂處理大都采用水泥固化的方式。

HIC處理廢樹脂，僅對廢樹脂進(jìn)行脫水后，即可進(jìn)行暫存、處置，工藝相對簡單。在美國已歷經(jīng)30多年的技術(shù)發(fā)展，約72個核電廠使用，在日本、墨西哥、加拿大以及韓國等國家已經(jīng)開發(fā)了各種不同的HIC材料并投入使用，國內(nèi)的海陽核電廠、陽江核電廠，也采用了聚乙烯HIC作為廢樹脂的處理方案。

熱態(tài)壓實(shí)技術(shù)，是德國開發(fā)的一種廢樹脂處理技術(shù)，目前在國內(nèi)僅有三門核電廠采用，工藝流程較其他三種復(fù)雜。從技術(shù)成熟性角度考慮，水泥固化>裝填HIC脫水>熱態(tài)壓實(shí)。

（3）廢物最小化。水泥固化工藝按增容3倍考慮，其減容系數(shù)為0.33;裝填HIC脫水后的增容比約1.19倍，其減容系數(shù)為0.84;熱態(tài)壓實(shí)工藝經(jīng)干燥后廢樹脂的減容系數(shù)約1.41，再經(jīng)過超壓、灌漿后形成的廢物包裝需要外加混凝土容器作為二次包裝，經(jīng)過二次包裝后，其增容較大，總減容系數(shù)約0.43。

（4）經(jīng)濟(jì)性。經(jīng)綜合測算，按設(shè)備總投資排名，熱態(tài)壓實(shí)工藝>水泥固化工藝>裝填HIC脫水;按年均運(yùn)行成本排名，熱態(tài)壓實(shí)工藝>水泥固化工藝>裝填HIC脫水工藝。

2.3 一回路過濾器濾芯處理工藝

2.3.1 主要處理工藝介紹

一回路過濾器濾芯，產(chǎn)生量小但是放射性活度較高。目前SRTF中適合處理一回路過濾器濾芯的主要工藝有灌漿固定、裝入HIC脫水。

2.3.2 灌漿固定工藝

灌漿固定是目前處理一回路過濾器濾芯的常用方案，其主要工藝流程為：過濾器濾芯→SRTF指定區(qū)域→卸出鋼桶→灌漿→檢測→中間貯存。過濾器濾芯灌漿固定工藝主要設(shè)備有：屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)罩、適配器、廢濾芯屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器、灌漿固定裝置等。

2.3.3 裝填HIC

與處理廢樹脂一樣，HIC也可以用來處理一回路過濾器濾芯。使用HIC處理廢濾芯時，使用核島輔助廠房吊車，通過過濾器芯轉(zhuǎn)運(yùn)罩將濾芯吊入HIC中，再進(jìn)行暫存和處置。

廢濾芯HIC所用到的屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器、封蓋工具、抓具等裝置，可與廢樹脂HIC裝置共用，僅增加一套過濾器芯轉(zhuǎn)運(yùn)罩。

2.3.4 對比分析

（1）安全性。一回路過濾器濾芯的放射性活度較高，在選擇處理工藝時，必須考慮輻射安全性。灌漿固定、裝填HIC工藝，均可實(shí)現(xiàn)遠(yuǎn)程操作，最大程度保證了人體輻射安全。

廢濾芯灌漿后的固定體，具有良好的熱穩(wěn)定性、化學(xué)穩(wěn)定性和生物化學(xué)穩(wěn)定性。聚乙烯HIC具有抗生物降解、密封性好、化學(xué)穩(wěn)定性強(qiáng)等特點(diǎn)，預(yù)期安全使用壽命不低于300年，但是熱穩(wěn)定性和機(jī)械強(qiáng)度較差，無法像鋼桶一樣直接堆碼。兩種處理工藝的安全性方面，灌漿固定>裝填HIC。

（2）成熟性。灌漿固定是目前處理一回路過濾器濾芯的常用工藝，在國內(nèi)外核電廠中都有廣泛的應(yīng)用，工藝相對簡單，操作方便，而且灌漿固定裝置，可以與HVAC濾芯/可壓實(shí)干廢物/混合廢物的處理共用。

裝填HIC處理廢濾芯，工藝簡單，大部分裝置可以與處理廢樹脂的裝置共用，但是使用該技術(shù)的核電廠數(shù)量遠(yuǎn)不及使用灌漿固定工藝的核電廠。從技術(shù)成熟度角度考慮，灌漿固定>裝填HIC。

（3）廢物最小化。灌漿固定采用200L鋼桶，每桶裝1個濾芯，減容系數(shù)0.12;一個HIC可以裝填25個濾芯，減容系數(shù)0.18，高于灌漿固定。

（4）經(jīng)濟(jì)性。對上述兩種一回路濾芯處理工藝從設(shè)備投資、運(yùn)行到廢物處置全過程進(jìn)行成本分析，灌漿固定工藝的經(jīng)濟(jì)性高于裝填HIC工藝。灌漿固定處理工藝成熟性、安全性較好，裝填HIC工藝在廢物最小化方面有優(yōu)勢，兩種工藝的主要設(shè)備都可以與其他源項(xiàng)的處理共用。

2.4 固體廢物處理工藝

SRTF固體廢物分為可壓實(shí)廢物、不可壓實(shí)廢物、HVAC過濾器芯、混合固體廢物等。不同廢物采用不同的處理工序，最終形成產(chǎn)品桶送至?xí)捍鎺鞎捍?。主要處理工序有：?shí)時成像（RTR）檢測、分揀、預(yù)壓（擠壓）、高分辨率伽瑪射線譜儀（HRGS）核素分析、超壓、灌漿固定、加蓋、擦拭去污等。該處理工藝為固體廢物處理的主流減容工藝，技術(shù)成熟、應(yīng)用廣泛。

來自核島的各類廢物用不同顏色的塑料袋打包裝入廢物桶運(yùn)至SRTF指定區(qū)域暫存，用便攜式檢測儀對廢物桶進(jìn)行表面劑量率檢測，判斷廢物桶是否超過分揀限制的要求，超過分揀限制的廢物桶不進(jìn)行RTR檢測和分揀操作，直接送到HRGS進(jìn)行核素分析，再進(jìn)行超壓處理。超壓機(jī)最大壓力為2000t，經(jīng)超壓后壓餅的高度為原鋼桶高度的1/5至1/10（取決于廢物內(nèi)容物和壓實(shí)度），經(jīng)優(yōu)化裝填至廢物桶中。

表面劑量滿足要求的廢物桶按實(shí)時成像裝置（RTR）檢測，分揀、預(yù)壓，HRGS核素分析，超壓，壓餅優(yōu)選后裝桶，水泥灌漿固定、加蓋、去污的工序進(jìn)行，最后成品桶送暫存庫暫存。

失效的HVAC過濾器芯從核島轉(zhuǎn)運(yùn)至SRTF后，放射性水平低于清潔解控水平的直接按清潔解控處理，高于清潔解控水平的HVAC過濾器芯通過擠壓后裝入廢物桶，與其它可壓實(shí)干廢物一起進(jìn)行預(yù)壓處理。

不可壓實(shí)廢物在核島側(cè)直接裝入廢物桶中，送到SRTF經(jīng)HRGS進(jìn)行核素分析后進(jìn)行水泥灌漿固定。

SRTF固體廢物處理的主要設(shè)備有：RTR、分揀手套箱、HRGS、過濾器芯擠壓機(jī)、超壓機(jī)及優(yōu)選臺、壓餅裝載站等。

3 結(jié)論

通過上述對主要源項(xiàng)的處理工藝對比，根據(jù)IAEA以及中國核安全法律法規(guī)中對工藝選型注重安全性、成熟性、相對保守的要求，結(jié)合工藝創(chuàng)新的需要，對于將來SRTF項(xiàng)目的工藝選型以及研發(fā)的方向，推薦標(biāo)準(zhǔn)化處理工藝如下：

（1）強(qiáng)制循環(huán)蒸發(fā)、熱泵蒸發(fā)和移動式處理裝置在安全性、成熟性、廢物最小化以及經(jīng)濟(jì)性方面各有優(yōu)缺點(diǎn)。雖然移動式處理裝置在廢物最小化方面不具突出優(yōu)勢，但其采用非熱能技術(shù)，不產(chǎn)生濃縮液，去污系數(shù)高，二次廢物少，工藝集成，結(jié)構(gòu)緊湊，安全性、成熟性、經(jīng)濟(jì)性均較好，操作也更加靈活、簡便。因此，推薦采用移動式處理裝置作為化學(xué)廢液的處理工藝，也適用于0.25%燃料包殼破裂及SGTR廢液的處理。

（2）水泥固化、裝填HIC脫水和熱態(tài)壓實(shí)工藝，各有優(yōu)缺點(diǎn)。考慮到廢樹脂處理后的最終廢物包體積在單臺機(jī)組產(chǎn)生的最高廢物包總體積中占的比例較大，綜合考慮三種工藝的安全性、成熟性、經(jīng)濟(jì)性，以及裝填HIC具有操作簡單、設(shè)備數(shù)量少、能耗低、可移動的特點(diǎn)，推薦采用最終廢物包體積最小、非熱能技術(shù)的裝填HIC脫水工藝作為廢樹脂的處理工藝。

（3）灌漿固定工藝成熟性、安全性較好;裝填HIC在廢物最小化方面有優(yōu)勢，兩種工藝的主要設(shè)備都可以與其他源項(xiàng)的處理共用。綜合考慮，對于一回路過濾器濾芯的處理，推薦采用裝填HIC工藝。

（4）對固體廢物的處理采用實(shí)時成像（RTR）檢測、分揀、預(yù)壓（擠壓）、高分辨率伽瑪射線譜儀（HRGS）核素分析、超壓、灌漿固定、加蓋、擦拭去污等處理工藝，其成熟性、安全性、經(jīng)濟(jì)性均較好，且已在各核電廠得到普遍應(yīng)用。

參考文獻(xiàn)

[1] Electric Power Research Institute Palo Alto，California.ADVANCED LIGHT WATER REACTOR UTILITY REQUIREMENTS DOCUMENT[S].USA.1999.

[2] 方祥洪，耿忠林，馬若霞，等.AP1000核電廠放射性廢液處理工藝研究[J].科技資訊，2017（14）：89.

[3] 靳海睿.三門核電廠放射性廢物處理工藝[J].輻射防護(hù)通訊，2015（2）：1-6.

[4] 劉杰安，王鑫，柳丹，等.核電廠放射性廢液處理工藝及發(fā)展趨勢[C].中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報告（第三卷）——中國核學(xué)會2013年學(xué)術(shù)年會論文集第5冊（輻射防護(hù)分卷，核化工分卷），2013.

[5] 段黎明.海陽核電廠AP1000放射性固體廢物處理系統(tǒng)介紹[J].山東工業(yè)技術(shù)，2013（11）：61-62.