国内外α泥浆处理处置技术研究

国内外α泥浆处理处置技术研究

焦兴乾,张玉清,马永红,邱孟琦

中核四川环保工程有限责任公司 628000

1.前言

我国早期核工业后处理过程中形成了部分放射性泥浆，泥浆呈黄色或黄棕色，胶粘状物质，夹带着有白色细小固体颗粒，具有一定的流动性和粘度。这些泥浆的放射性水平除了较高水平的90Sr、137Cs，同时，还有较多的超铀核素，其活度浓度超过了4E+6Bq/kg，达到中放水平。超过了目前近地表处置场接收限值的规定。根据我国法律规定，中放废物需要进行中等深度处置。文章对国内、外α（中放)泥浆处理处置进行了调研，结合国家对中放废物的管理要求，形成了α（中放)泥浆处理处置建议。

2.我国α废物处理处置相关法律、法规及标准

我国当前对于中等深度的处置相关技术研究、标准研究处于起步阶段，目前还没有中等深度处置的标准发布。对于固化体的性能要求、处置库的接收标准等都还在制定过程中。我国深地质处置库目前还处于研究阶段，深地质处置库选址工作正在进行，目前也没有深地质处置库废物接收标准。

3.国内外研究现状

3.1.国外情况

对于废物整备，国际上对于α泥浆废物的处理、处置技术已经比较成熟，且多个国家已有成功的应用经验。早期采用水泥固化[1][2][3][4]、沥青固化等技术整备α泥浆，水泥固化应用更加广泛且依然是当前α泥浆整备的主流技术。随着现代技术的发展以及放射性废物管理的要求逐渐严格，一些新的技术得到开发和示范，如流化床蒸汽重整、玻璃固化技术[2][5]。同时，基于分离长寿命与短寿命的分离技术也在研发中。

对于废物接收标准，各国对于中放废物/α废物的水泥固化体性能进行了相应的研究工作，以使固化体满足废物操作、运输、处置的要求。根据每个国家的实际情况，中放废物固化体接收标准有较大的差异，总体是趋于比低放废物更加严格的要求。

对于中放α废物的处置，各国基于本国实际情况，均有不同考虑。从目前已有的经验看，多考虑为深地质处置。其中，德国、英国、比利时、法国等考虑与高放废物或乏燃料在同一处置库α废物[5]；同时也有考虑建设专门的处置库处置α废物，如美国专门建造了处置军工超铀废物的废物隔离中心（WIPP）[6]；英国也考虑建造专门的处置库来处置敦雷地区和海军产生的中放废物。印度、法国考虑建立基于一定时期可逆操作的处理处置方法。各种处置理念均考虑设置一系列封闭屏障，确保长期安全隔离。处置设施关闭后，对公众辐射剂量低于一定限值[7]。

3.2.国内中放（α)泥浆处理、处置研究现状

国内对于泥浆处理开展的研究较少，截止到目前，没有针对α泥浆的处理技术研究工作。上世纪80年代中国原子能科学研究院徐素珍等开展了水泥固化低放化学沉淀泥浆的研究，结果表明固化体抗压、抗浸出等性能是合格的[8]。西南科技大学李玉香等人开展了富铝碱矿渣粘土矿物复合胶凝材料基模拟放射性泥浆固化体的性能研究，研究了模拟泥浆掺量、胶砂比对固化体的抗压强度、抗冲击性影响[9]；西南科技大学滕元成等人进行了锆英石陶瓷固化模拟放射性废物泥浆的初步研究[10]；这些研究都还比较基础，距离工程应用还有许多工作需要完成，同时，由于缺少源项数据，研究的针对性不强。

我国在α废物/中放废物处置方面的研究工作还处于起步阶段。正在开展中等深度处置前期研究工作。中等深度处置库建设还没有启动。高放废物地质处置库选址、场址评价、工程屏障、处置化学、处置安全等研究工作还在进行当中。

总体而言，我国的α废物/中放废物处理处置较国外晚，对于α泥浆处理技术的研究还没有开展。目前还没有可以工程化应用的α泥浆处理、处置相关技术，同时，也缺少相应的技术标准。我国最新管理要求提出对于中放废物进行中等深度处置。

4.结论及建议

通过对国内外α泥浆/α废物的处理处置调研分析，综合分析我国现阶段对于α泥浆的管理要求，建议尽快开展α泥浆处理处置相关技术验证；加快中等深度处置库的研究及建设审批工作，完善中等深处处置接受标准以促进我国中放废物/α废物的处理处置技术发展，推动相关标准制定和管理体系建立。

参考文献

[1]Rahman R O A , Rakhimov R Z , Rakhimova N R , et al. Cementitious Materials for Nuclear Waste Immobilization (Rahman/Cementitious Materials for Nuclear Waste Immobilization) || Radioactive Waste Cementation[M]. John Wiley & Sons, Ltd, 2014.

[2]IAEA. Conditioning of  Alpha  Bearing  Wastes[R]. 1991.

[3]R.D, Spence, and, et al. Laboratory stabilization/solidification of surrogate and actual mixed-waste sludge in glass and grout[J]. Waste Management, 1999.

[4]Spence R D , Mattus A J . Laboratory stabilizations/solidification of tank.

[5]Van Cotthem A , Van Humbeeck H , Biurrun E . Underground Architecture and Layout for the Belgian High-Level and Long-Lived Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility- 12116[J]. 2012.

[6]U.s. department of energy carlsbad field office. ANNUAL TRANSURANIC WASTE INVENTORY REPORT – 2018[J].2018.

[7]潘启龙.新世纪国际放射性废物处置[M]. 2018.

[8]徐素珍,陈竹英,徐国文,闾国清,张积舜. 放射性化学沉淀泥浆水泥固化研究[J]. 辐射防护, 1986, 6(2): 96-100.

[9]李玉香,易发成,谭宏斌,傅依备. 富铝碱矿渣粘土矿物复合胶凝材料基模拟放射性泥浆固化体的性能研究[J]. 辐射防护, 2005, 25(2): 102-108.

[10]滕元成,窦天军. 锆英石陶瓷固化模拟放射性废物泥浆的初步研究[J]. 辐射防护, 2007, 27(1): 19-24, 31.