何 源，甘業(yè)福，羅瀟宇，雷 浩

（1.中核國(guó)電漳州能源有限公司，福建 漳州；2.中核四川環(huán)保有限責(zé)任公司，四川 廣元；3.眉山市生態(tài)環(huán)境局天府新區(qū)分局，四川 眉山；4.中國(guó)工程物理研究院，四川 綿陽）

引言

在核電廠運(yùn)行過程中，會(huì)產(chǎn)生的放射性固體廢物，對(duì)其進(jìn)行分析可以看出，廢樹脂、廢過濾器芯以及檢修廢物(木材、金屬)為最主要的放射性固體廢物類型。由于放射性物質(zhì)會(huì)對(duì)環(huán)境和人體造成較大傷害，因此需要對(duì)核電廠的放射性固體廢物實(shí)施相應(yīng)的處理措施，降低其活度，最大限度降低其危害。在此基礎(chǔ)上，對(duì)現(xiàn)階段運(yùn)行核電廠放射性廢物的排放情況進(jìn)行分析，產(chǎn)量較大的類型之一為放射性廢樹脂產(chǎn)生量大，其具有放射性核素構(gòu)成多元化的特點(diǎn)，且濃度較高，對(duì)應(yīng)的放射性核素既包含裂變核素，也包括活化腐蝕產(chǎn)物。針對(duì)該問題，核電廠已經(jīng)通過采取相應(yīng)措施，降低大部分放射性廢樹脂的放射性，使得其主要以低、中放廢物。但是值得關(guān)注的是，仍存在部分廢樹脂的比活度處于較高水平。以此為基礎(chǔ)，為了能夠?qū)崿F(xiàn)對(duì)放射性廢樹脂的妥善、安全處理，以核電廠產(chǎn)生的放射性廢樹脂為研究對(duì)象，對(duì)具體的處理技術(shù)展開研究具有重要的現(xiàn)實(shí)價(jià)值。

本文提出核電廠放射性廢樹脂處理技術(shù)研究，結(jié)合放射性廢樹脂中放射性核素的構(gòu)成情況，設(shè)計(jì)了有效的處理措施。針對(duì)影響放射性廢樹脂活性降低的因素，對(duì)容器材料進(jìn)行針對(duì)性選擇，并從安全性和穩(wěn)定性的角度出發(fā)，對(duì)具體的處理工藝流程進(jìn)行細(xì)化研究，切實(shí)實(shí)現(xiàn)了加快廢樹脂中放射性核素活性下降速度的目的。

1 放射性廢樹脂處理技術(shù)設(shè)計(jì)

1.1 廢樹脂容器材料選擇

在對(duì)放射性廢樹脂處理階段，影響其活性下降速率的主要因素之一就是輻照敏感性。針對(duì)該問題，本文通過對(duì)廢樹脂容器材料進(jìn)行針對(duì)性選擇和改變?nèi)萜鞯牟牧?，使得輻照敏感性得以降低?/p>

在選擇廢樹脂容器材料前，本文除了考慮材料自身對(duì)輻射照射的敏感性之外，也從相對(duì)宏觀的角度對(duì)材料選擇的需求進(jìn)行篩選[1]。雖然現(xiàn)階段在廢樹脂處理過程中，對(duì)于廢樹脂總裝活度、核素成分的要求相對(duì)較高，但是隨著對(duì)廢樹脂中Sr、Cs 分離預(yù)處理技術(shù)的應(yīng)用程度不斷加深[2]，關(guān)于廢樹脂總裝活度、核素成分的要求已經(jīng)表現(xiàn)出了下降趨勢(shì)。結(jié)合清潔解控下對(duì)廢樹脂容器材料回取復(fù)用的實(shí)際需求，本文選擇混凝土作為廢樹脂容器材料[3]。與其他聚乙烯等材料相比，混凝土的輻照穩(wěn)定性更強(qiáng)，利用其可以有效屏蔽廢樹脂中反應(yīng)堆對(duì)于對(duì)于外界環(huán)境的影響。不僅如此，鑒于混凝土材料制造的屏蔽功能，也可以降低在轉(zhuǎn)運(yùn)階段對(duì)于單獨(dú)屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)裝置的依賴程度，同時(shí)降低了對(duì)于防火等安全因素的管控要求[4]。以此為基礎(chǔ)，本文選擇用的混凝土材料為C15 混凝土，表1 為具體的配比標(biāo)準(zhǔn)。

表1 廢樹脂容器混凝土材料配比標(biāo)準(zhǔn)

按照表1 所示的方式，實(shí)現(xiàn)對(duì)廢樹脂容器混凝土材料的配制。需要注意的是，其中水泥的標(biāo)號(hào)以325或425 為宜，石子粒度需要控制在5.0 mm～40.0 mm之間，選用的砂為中砂。以此保障廢樹脂容器材料能夠具有較高的安全性，保障放射性廢樹脂在其內(nèi)部的穩(wěn)定性。

1.2 處理工藝流程設(shè)計(jì)

在實(shí)施對(duì)核電廠放射性廢樹脂處理的過程中，最主要的目的是降低廢樹脂中放射性核素的活性，在不介入外在技術(shù)手段的條件下，放射性核素會(huì)通過裂解衰變的方式向外界環(huán)境中發(fā)射輻射[5]。為了能夠最大限度提高對(duì)放射性核素的活性的控制效果，本文設(shè)計(jì)了烘干封裝形式的HIC 放射性廢樹脂處理方式。在具體的實(shí)施工藝中，對(duì)應(yīng)的流程主要可以劃分為兩個(gè)主要的步驟，分別為放射性廢樹脂烘干、HIC 二次包裝[6]。需要注意的是，考慮到廢樹脂屬性的特殊性以及其放射性對(duì)于環(huán)境和人體的傷害，本文采用專用干燥設(shè)施對(duì)其進(jìn)行烘干處理（為了提高烘干效率，設(shè)置烘干容器的形態(tài)為錐形結(jié)構(gòu)）[7]。在完成對(duì)廢樹脂的烘干處理后，將其裝入規(guī)格為200L 的鋼桶中，傳輸?shù)紿IC 封裝工位后，以混凝土為材料實(shí)施對(duì)其的HIC 二次包裝處理[8]。通過這樣的方式，最大限度提高廢樹脂中核素放射性活度的下降速率。圖1 為處理技術(shù)實(shí)施的具體流程示意圖。

結(jié)合圖1 可以看出，在實(shí)施對(duì)廢樹脂烘干處理階段，本文在貯槽中設(shè)置了輸送計(jì)量裝置，具體的作用是計(jì)量廢樹脂的體積，使得在灌裝階段具體的輸送能夠與烘干容器的規(guī)格實(shí)現(xiàn)高度匹配，保障處理過程中的安全性。以此為基礎(chǔ)，通過輸送管路將廢樹脂定量地輸送至干燥器中。需要注意的是，在對(duì)廢樹脂輸送量進(jìn)行控制的過程中，需要結(jié)合廢樹脂的實(shí)際含水量等情況進(jìn)行，干燥處理后的體積為鋼桶目標(biāo)體積。其具體的計(jì)算方式可以表示為

圖1 放射性廢樹脂處理流程

式中，V 表示廢樹脂輸送量，c 表示廢樹脂的含水量，ρ表示水的密度參數(shù)，λ 表示廢樹脂的膨脹次數(shù)。

對(duì)于廢樹脂的含水量的計(jì)算方式可以表示為

式中，ρ0表示含水廢樹脂的密度，m 表示單位體積v0廢樹脂的質(zhì)量。按照這樣的方式，確定輸送到錐形干燥器內(nèi)廢樹脂的量。

在錐形干燥器的底部，設(shè)置了濾網(wǎng)三層濾網(wǎng)結(jié)構(gòu)，該設(shè)置的主要目的是濾除廢樹脂中水分，在有限的條件下縮短烘干加熱的時(shí)間，降低在放射性廢樹脂處理階段的能源開銷。不僅如此，考慮到廢樹脂自身以及其中所含水分的放射性，在干燥階段對(duì)蒸發(fā)的氣態(tài)物采取了針對(duì)性的收集措施。首先，保持錐形烘干容器內(nèi)處于負(fù)壓狀態(tài)，在此條件下，蒸發(fā)的氣態(tài)物會(huì)收集到與外界聯(lián)通的管路中，在傳輸階段，設(shè)置了冷凝結(jié)構(gòu)，具體的冷凝條件結(jié)合蒸發(fā)氣態(tài)物的總量進(jìn)行差異化設(shè)置。

2 測(cè)試與分析

2.1 測(cè)試方案

在上述基礎(chǔ)上，為了測(cè)試本文設(shè)計(jì)的放射性廢樹脂處理技術(shù)的應(yīng)用效果，本文開展了測(cè)試。其中，對(duì)照組分別為現(xiàn)階段應(yīng)用較為廣泛的催化處理技術(shù)、蒸汽重整處理技術(shù)。在測(cè)試材料準(zhǔn)備階段，本文以某核電廠實(shí)際產(chǎn)出的放射性廢樹脂作為測(cè)試樣品。樹脂的類型為8TES 樹脂，在確定具體的取樣量階段，本文充分考慮了樹脂樣本表面劑量率參數(shù)的影響，對(duì)其進(jìn)行測(cè)量后，設(shè)置取樣量為2.0 g，APG 樹脂取樣量為20 g。以此為基礎(chǔ)，共設(shè)置12 個(gè)測(cè)試樣本，分為4 組，每組3 個(gè)樣本，將其作為相同處理技術(shù)的平行組，以此降低偶然性對(duì)于測(cè)試結(jié)果的影響。在此基礎(chǔ)上，對(duì)于樣本放射性核素，本文采用芬頓濕法氧化法進(jìn)行，同時(shí)配合硝酸反萃取法加以輔證，保障測(cè)試結(jié)果的可靠性。

在對(duì)放射性廢樹脂進(jìn)行預(yù)處理時(shí)，首先對(duì)樣本進(jìn)行干燥處理至恒重，放入三頸燒瓶中后，在三頸燒瓶?jī)?nèi)加入少量去離子水，并通過添加適量的硫酸對(duì)pH值進(jìn)行調(diào)節(jié)，直至三頸燒瓶?jī)?nèi)溶液pH=3，之后加入FeSO4，質(zhì)量為0.148 g。將三頸燒瓶加熱至95 ℃后恒溫，向三頸燒瓶中加入10%的過氧化氫溶液，為了保障加入速度的穩(wěn)定性，需要配合使用蠕動(dòng)泵裝置，對(duì)應(yīng)的速度控制為1.0 mL/min，2 h 后停止。靜置反應(yīng)30 min 后，將完全消解的溶液移入1 L 的定容瓶中，進(jìn)行γ 核素和β 核素的檢測(cè)。

2.2 測(cè)試結(jié)果與分析

在上述測(cè)試環(huán)境的基礎(chǔ)上，放射性核素分析及源項(xiàng)分析選擇主要為H-3、C-14、Mn-54、Fe-59、Co-58、Co-60、Nb-94、Ag-110m、Sb-124、Sb-125。分別統(tǒng)計(jì)了不同處理技術(shù)下核素的活度情況（數(shù)據(jù)以每組測(cè)試結(jié)果平行樣本的均值為準(zhǔn)）。當(dāng)處理時(shí)間為61 天時(shí)，得到的數(shù)據(jù)結(jié)果見表2。

表2 處理60 天后樣品中核素衰變時(shí)刻放射性活度/Bq

根據(jù)表2 中的測(cè)試結(jié)果可以看出，在采用不同處理技術(shù)對(duì)放射性廢樹脂進(jìn)行處理60 天后，核素衰變時(shí)刻放射性活度均出現(xiàn)了不同程度下降。其中，催化處理技術(shù)下，H-3、Fe-59 和Ag-110m 的放射性活度下降程度最低，與初始值相比，分別下降了1.0×1011Bq、4.0×109Bq 以及6.3×109Bq。蒸汽重整處理技術(shù)下，C-14、Mn-54 和Sb-125 的放射性活度下降程度最低，與初始值相比，分別下降了1.0×108Bq、3.0×109Bq 以及1.06×1010Bq。相比之下，在本文設(shè)計(jì)處理技術(shù)下，放射性廢樹脂中核素衰變時(shí)刻放射性活度下降程度均大于對(duì)照組，其中，F(xiàn)e-59 和Sb-124 的放射性活度下降程度分別達(dá)到了2.60×1010Bq 和7.86×1010Bq，達(dá)到了較高水平。結(jié)合表1 中的測(cè)試結(jié)果可以初步得出結(jié)論，本文設(shè)計(jì)的放射性廢樹脂處理技術(shù)可以在短時(shí)間（60 天）內(nèi)實(shí)現(xiàn)對(duì)核素衰變時(shí)刻放射性活度的有效降低。

在此基礎(chǔ)上，分析了處理120 天后不同分組放射性廢樹脂中核素衰變時(shí)刻放射性活度情況，具體的數(shù)據(jù)結(jié)果見表3。

表3 處理120 天后樣品中核素衰變時(shí)刻放射性活度/Bq

結(jié)合表3 中的測(cè)試結(jié)果對(duì)不同處理技術(shù)的作用效果進(jìn)行分析，當(dāng)處理時(shí)間達(dá)到120 天后，催化處理技術(shù)和蒸汽重整處理技術(shù)分組中，放射性廢樹脂中核素衰變時(shí)刻放射性活度均明顯高于本文設(shè)計(jì)處理技術(shù)，雖然與表1 中的測(cè)試結(jié)果相比，對(duì)應(yīng)核素的放射性活度也呈現(xiàn)出了明顯的下降趨勢(shì)，但是整體下降程度與本文設(shè)計(jì)處理技術(shù)的應(yīng)用效果相比，存在較為明顯的差距。

最后，統(tǒng)計(jì)了處理180 天后放射性廢樹脂中核素衰變時(shí)刻放射性活度，得到的測(cè)試結(jié)果見表4。

表4 處理180 天后樣品中核素衰變時(shí)刻放射性活度/Bq

對(duì)表4 中的測(cè)試結(jié)果進(jìn)行比較，可以看出整體數(shù)據(jù)之間的關(guān)系并未發(fā)生改變。其中，本文處理技術(shù)下，放射性廢樹脂中核素衰變時(shí)刻放射性活度最低；催化處理技術(shù)下，Mn-54、Fe-59 和Sb-124 核素衰變時(shí)刻放射性活度相對(duì)較低；蒸汽重整處理技術(shù)下，Co-58、Ag-110m 和Sb-125 核素衰變時(shí)刻放射性活度相對(duì)較低。在此基礎(chǔ)上，本文整體分析了不同處理技術(shù)對(duì)于放射性廢樹脂中核素衰變時(shí)刻放射性活度的處理效果，即在對(duì)樣品處理180 天后，各核素衰變時(shí)刻放射性活度與初始值之間的差異，得到的數(shù)據(jù)結(jié)果見圖2。

結(jié)合圖2 中的數(shù)據(jù)分析結(jié)果可以看出，在三種不同的處理技術(shù)下，不同核素衰變時(shí)刻放射性活度下降程度具有明顯差異，其中，催化處理技術(shù)和蒸汽重整處理技術(shù)的處理效果相近，本文設(shè)計(jì)處理技術(shù)的處理效果明顯優(yōu)于對(duì)照組。

圖2 核素衰變時(shí)刻放射性活度下降程度對(duì)比圖

綜合上述測(cè)試結(jié)果得出結(jié)論，本文設(shè)計(jì)的核電廠放射性廢樹脂處理技術(shù)可以有效降低放射性廢樹脂中核素衰變時(shí)刻放射性活度，并且具有較高的作用效率，可以在短時(shí)間內(nèi)大幅降低放射性活度。對(duì)于實(shí)際的核電廠而言，具有良好的應(yīng)用價(jià)值。

3 結(jié)論

妥善處理核電廠放射性廢物是保障核電廠能夠?qū)崿F(xiàn)長(zhǎng)期穩(wěn)定運(yùn)行的重要基礎(chǔ)，而且無論是從環(huán)保角度分析，還是從社會(huì)發(fā)展的角度分析，該項(xiàng)工作內(nèi)容都具有深遠(yuǎn)意義。本文提出核電廠放射性廢樹脂處理技術(shù)研究，以放射性核素的構(gòu)成情況為基礎(chǔ)，開展了相應(yīng)的處理措施，大大降低了放射性廢樹脂的活度，具有良好的實(shí)際應(yīng)用價(jià)值。在之后的研究中，可以從以下幾個(gè)方面進(jìn)一步完善放射性廢樹脂處理技術(shù)：首先，對(duì)于核電站放射性廢樹脂而言，其自身對(duì)于容器材料的吸附性會(huì)在一定程度上對(duì)輻照敏感性產(chǎn)生影響，針對(duì)此問題可以展開相關(guān)研究。其次，處理階段的固有安全性保障問題是值得關(guān)注的重點(diǎn)。