劉慧銀，曹 玲，單志明，張冀蘭

中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江海鹽，314300

1 放射性廢液的簡(jiǎn)述

根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)的規(guī)定，放射性廢液根據(jù)其放射性活度的大小可分為四級(jí)：第I 級(jí)放射性活度小于或等于3700Bq/L，為弱放廢液；第II 級(jí)放射性活度大于3700Bq/L，小于或等于3.7×105Bq/L，為低放廢液；第III 級(jí)放射性活度大于3.7×105Bq/L，小于或等于3.7×109Bq/L，為中放廢液；第IV級(jí)放射性活度大于3.7×109Bq/L，為高放廢液。在壓水堆核電站運(yùn)行過(guò)程中要產(chǎn)生一定數(shù)量的放射性廢液，其中絕大多數(shù)屬于弱放及低放廢液，但也有相當(dāng)數(shù)量的中、高放廢液，這些廢液必須進(jìn)行處理，否則將對(duì)環(huán)境產(chǎn)生一定的危害。

2 秦山基地放射性廢液的處理方法

2.1 秦山一廠320MW 機(jī)組放射性廢液的處理方法

電站采用核工業(yè)成熟的處理放射性廢水的處理方法。即過(guò)濾、離子交換、蒸發(fā)。

主要流程：從自流總管和壓流總管來(lái)的T1含硼水進(jìn)入兩個(gè)有效容積為30m3的不銹鋼接收槽中的一個(gè)，再用輸送泵送至T1貯存槽，廢水在貯存槽里滯留100 天后，水中短壽命的放射性核素衰變?yōu)榉€(wěn)定元素。廢水的比活度由1.85×106Bq/l降到2.18×105Bq/l。在T1廢水進(jìn)行蒸發(fā)前要先用NaOH 調(diào)節(jié)廢水的pH 值約為11，使廢水轉(zhuǎn)化成偏硼酸鈉。然后用T1 供料泵將偏硼酸鈉廢水送入予熱器，利用加熱蒸汽凝結(jié)水加熱廢水至95℃以上，再進(jìn)入蒸發(fā)器進(jìn)行廢液蒸發(fā)處理，必要時(shí)，一次性向蒸發(fā)器投加適量的消泡劑。蒸發(fā)器工作為半連續(xù)性操作，蒸殘液的偏硼酸鈉濃度控制在15.7%以?xún)?nèi)，則停止進(jìn)料和蒸發(fā)。蒸殘液從蒸發(fā)器底部排到殘液揚(yáng)液器，最后將其送到固化廠房，蒸發(fā)器產(chǎn)出的二次蒸汽經(jīng)旋風(fēng)分離器、凈化器進(jìn)一步去除放射性，捕集下來(lái)的液滴經(jīng)液封盒流回到02 廠房地坑。凈化后的二次蒸汽再經(jīng)過(guò)冷凝，冷卻器，凝結(jié)水冷卻到50℃，進(jìn)入T1冷凝檢測(cè)槽，取樣分析，根據(jù)水質(zhì)和比活度的檢測(cè)結(jié)果確定冷凝水去向。如水質(zhì)能滿(mǎn)足補(bǔ)水水質(zhì)要求，去硼回系統(tǒng)補(bǔ)水箱，如水質(zhì)不符合補(bǔ)水水質(zhì)要求，而且比放射性大于3.7×103Bq/l，小于9.0×103Bq/l，則采用樹(shù)脂床凈化處理，若大于9.0×103Bq/l 則返回T2水池。如果水質(zhì)不符合補(bǔ)水水質(zhì)要求，但其比活度小于3.7×103Bq/l 時(shí)，可以排到T3水池。

用離子交換工藝處理T1冷凝液，由一臺(tái)小流量供料泵將T1冷凝液送入樹(shù)脂床，按先陽(yáng)床后陰床的順序，從上而下流過(guò)樹(shù)脂床，進(jìn)料量控制在2m3/h，凈化水進(jìn)T1檢測(cè)槽，取樣分析，根據(jù)水質(zhì)和比活度不同分別去硼回補(bǔ)水箱、硼回暫存箱和T3水池。具體流程如下圖所示。

放射性廢液濃縮分離方法包括蒸發(fā)法、化學(xué)沉淀法、離子交換法、膜分離法及電化學(xué)法等，其中前三種方法比較常用。放射性廢水的處理效果，通常用去污系數(shù)(DF)和濃縮系數(shù)(CF)表示，前者的定義是廢水原有的放射性濃度C0 與其處理后剩余放射性濃度C 之比，即DF=C0/C；后者的定義是廢水的原有體積與其處理后濃縮產(chǎn)物的體積之比，即CF=V 原水/V 濃縮。

一廠廢液處理系統(tǒng)清潔疏水蒸發(fā)器的濃縮倍數(shù)一般為38，工藝疏水蒸發(fā)器濃縮倍數(shù)為75，最大為100 倍，然后將蒸殘液送入固化廠房進(jìn)行固化，由于倍數(shù)不高，蒸殘液較多，固化也會(huì)較多。

2.2 秦山二廠放射性廢液的處理方法

廢液根據(jù)根據(jù)放射性和化學(xué)成分不同分別進(jìn)行收集，在處理工藝廢液時(shí)一般采取除鹽處理，但在停堆大修初期，由于一回路設(shè)備和系統(tǒng)中冷卻劑的疏水和泄漏，會(huì)使廢液放射性升高和硼濃度增加，因此需要預(yù)先更換除鹽床。這時(shí)進(jìn)行廢液蒸發(fā)，會(huì)產(chǎn)生較多的濃縮液，從而增加了固體廢物的體積?；瘜W(xué)廢液需要進(jìn)行蒸發(fā)處理，蒸餾液經(jīng)檢測(cè)合格后排往排放系統(tǒng)，濃縮液送往固體廢物處理系統(tǒng)水泥固化處理。

2.3 秦山三廠放射性廢液的處理方法

廢液處理系統(tǒng)主要包括廢液收集、貯存、凈化、排放、排放監(jiān)控、連續(xù)取樣分析。

廢液收集系統(tǒng)采用低放和中、高放廢液分別收集，根據(jù)其來(lái)源和放射性活度大小，直接排到相應(yīng)的貯存箱內(nèi)貯存，以使其中的短壽命放射性核素衰變。當(dāng)貯存箱內(nèi)的廢液達(dá)到一定高位且短壽命放射性核素得以充分衰變后，通過(guò)貯存箱泵強(qiáng)制進(jìn)行循環(huán)攪動(dòng)，然后對(duì)箱中的廢液取樣。如果廢液各項(xiàng)指標(biāo)符合排放標(biāo)準(zhǔn)，則此箱中的廢液可以直接排放，否則，廢液必須經(jīng)過(guò)放射性?xún)艋芈愤M(jìn)行凈化去污處理。

凈化回路運(yùn)行過(guò)程中，一旦發(fā)現(xiàn)過(guò)濾器進(jìn)出口壓差高，則說(shuō)明過(guò)濾器被堵塞，需要及時(shí)更換濾芯；一旦樣品分析發(fā)現(xiàn)樹(shù)脂失效，則需要更換樹(shù)脂，失效的過(guò)濾器濾芯和樹(shù)脂作為固體放射性廢物永久密閉儲(chǔ)存。

3 秦山廢液處理方法的不足

由于秦山廢液處理系統(tǒng)屬于80 年代設(shè)計(jì)，經(jīng)過(guò)多年的運(yùn)行，存在一些不足：1）蒸發(fā)器操作、維護(hù)較麻煩；2）產(chǎn)生較多的二次廢物；3）處理速率較慢；4）濃縮比較低；5）后續(xù)處理（固化）成本較高。

4 先進(jìn)液體廢物處理系統(tǒng)（ALCON）的簡(jiǎn)介

先進(jìn)液體廢物處理系統(tǒng)（ALCON）被稱(chēng)為零廢水工藝，被認(rèn)為是美國(guó)核工業(yè)中效果最佳和最經(jīng)濟(jì)的廢物清污工藝，已成為核電站蒸發(fā)器和干燥器的理想替代工藝，也可作為退役工程中的重要廢水處理系統(tǒng)。

先進(jìn)液體廢物處理系統(tǒng)（ALCON）流程圖

分段超過(guò)濾與離子交換裝置將懸浮固體和溶解成分分成兩個(gè)獨(dú)立步驟去除，濃集液流在橫向流裝置的內(nèi)部得到循環(huán)。圖中一部分再循環(huán)的超過(guò)濾濃集物被泵入固體物質(zhì)收集系統(tǒng)（SCSTM），之后再回到濃集循環(huán)中，其中由于超過(guò)濾膜的阻擋積累下來(lái)的懸浮固體被SCSTM 收集起來(lái)。根據(jù)設(shè)計(jì)和運(yùn)行情況，SCSTM 可具有非常高的固體物質(zhì)裝填能力，使收集到的物質(zhì)形成超濃縮物。這樣設(shè)計(jì)的裝置幾個(gè)月才更換一次，而閉端過(guò)濾裝置幾個(gè)星期就需更換。NUKEM 公司的SCSTM，就不再需要對(duì)超過(guò)濾廢液進(jìn)行額外的工藝處理，廢物量也大大減少了。值得一提的是，對(duì)于含有有害固體物質(zhì)的廢液分離處理，SCSTM 都適用。這也是首次省掉超過(guò)濾系統(tǒng)附加處理工藝的設(shè)計(jì)。

Callaway 核電站用先進(jìn)液體廢物處理系統(tǒng)（ALCON）進(jìn)行處理廢液的量已達(dá)到4000 多立方米，包括地面排水槽和設(shè)備廢水槽的一大部分，處理過(guò)的廢水的電導(dǎo)率達(dá)到1500us/cm，懸浮固體達(dá)到300ppm。系統(tǒng)在超濾系統(tǒng)中去除懸浮的固體物質(zhì)，大部分濃縮流打入供入液流中繼續(xù)進(jìn)行循環(huán)處理，而反沖或化學(xué)清洗產(chǎn)生的廢物流及少部分濃縮流泵入固體物質(zhì)收集系統(tǒng)，在此固體物質(zhì)可很好地被收集下來(lái)，液流則繼續(xù)返回到供入液流參加循環(huán)處理；而系統(tǒng)中的離子交換系統(tǒng)則用于溶解物質(zhì)的去除。這4000 多立方米廢液進(jìn)過(guò)ALCON 處理分離出的固體物質(zhì)少于0.4m3。

Callaway 核電站使用超過(guò)濾/SCSTM/離子交換處理系統(tǒng)后獲得良好的效果，其顯著優(yōu)點(diǎn)為：

1）顯著降低了排水的放射性水平，一般為0.37 Bq/L 到3.7 Bq/L；

2）取代了蒸發(fā)器，從而減少了人員所受劑量、系統(tǒng)維護(hù)費(fèi)用以及對(duì)廢物的操作和處置；

3）與操作蒸發(fā)器相比，所需的維護(hù)幾乎為零；

4）將懸浮固體，包括膠體微粒分離出來(lái)，對(duì)離子交換介質(zhì)起到保護(hù)作用；

5）在正確的操作條件下，反沖洗滌可使膜處理能力100%恢復(fù)到設(shè)計(jì)能力；

6）減少了二次廢物；

7）在正確的操作條件下，反沖洗可使膜處理能力達(dá)到120min/L 的設(shè)計(jì)能力，濃集物通過(guò)SCSTM 處理，無(wú)需額外處理裝置；

8）濃縮比可達(dá)萬(wàn)分之一；

9）可根據(jù)廢水處理要求進(jìn)行機(jī)動(dòng)改變，從而可長(zhǎng)期使用。

5 先進(jìn)液體廢物處理系統(tǒng)（ALCON）在秦山的應(yīng)用

320MW 機(jī)組在2013 年和2014 年第一季度產(chǎn)生的廢液量如下表：

現(xiàn)一廠水泥固化桶采用200L（φ560×900mm）的鐵桶，水泥量180～200kg，加入蒸殘液120L。按照上表來(lái)算，每年固化約170 桶，后續(xù)處理成本較大。

若使用ALCON 系統(tǒng)，首先占用面積不大，可實(shí)施性較大，而且處理分離出的固體物質(zhì)很少，大概少于0.2m3，這樣每年可以明顯較少?gòu)U液處理成本。秦山二廠、三廠機(jī)組更大，產(chǎn)生的廢水量更多，使用ALCON 效果更加明顯。

6 結(jié)論

先進(jìn)液體廢物系統(tǒng)可以很好的處理核電廢液，顯著降低了排水的放射性水平，大大增加了廢液濃縮倍數(shù)，減少了處理后殘存液的體積，很大程度上減少了殘存液處理的費(fèi)用。若先進(jìn)液體廢物系統(tǒng)在秦山基地投用，將會(huì)減少核電的廢液后續(xù)處理量和處理廢液成本，使秦山基地成為世界一流核電。

[1]黃明犬，周從直，康青.中低放射性廢水處理現(xiàn)狀與發(fā)展.

[2]高永，顧平，陳衛(wèi)文.膜技術(shù)處理低濃度放射性廢水研究的進(jìn)展.

[3]秦山基地三廢管理流程.