中水平放射性泥浆处理处置技术进展情况

中水平放射性泥浆处理处置技术进展情况

朱建江焦兴乾  廖鑫  杨捻  马舞 

中核四川环保工程有限责任公司创新研发中心   四川省广元市

摘要：某中放废液贮存设施在长期贮存过程中，产生了一定量的中水平放射性泥浆沉积在贮罐底部，泥浆为黄色或黄棕色的胶粘状物质，夹带着一定量的白色细小固体颗粒，其放射性水平较高，超过了近地表处置场接收限值的规定，需要进行中等深度处置。考虑到我国目前没有中等深度处理、处置相关标准和规定，对于中水平放射性泥浆的最终处置路线尚不明确。本文对国内外中水平放射性废物处理处置相关技术进行调研，对各技术进行比选，为某中放废液贮存设施暂存的中水平放射性泥浆处理提供技术参考。

1.引言

某中放废液贮罐设计用于贮存后处理过程中产生的偏铝酸钠废液、中放蒸残液、有机废液等。由于贮存时间较长，废液中的氢氧化物或水合氢氧化物从液相中析出，在罐底形成一定数量的泥浆。这些泥浆的放射性水平较高，90Sr、137Cs的活度浓度为107Bq/kg~109Bq/kg，超铀核素活度浓度超过4×106Bq/kg，属于中水平放射性废物。根据我国法律规定，这些废物需要进行中等深度处置，本文通过对国内外中水平放射性废物处理处置相关技术进行调研比选，为中水平放射性泥浆的处理处置提供技术参考。

2.国外中水平放射性泥浆/α废物处理技术现状

2.1.水泥固化技术

水泥固化利用其物理包容和吸附作用来固结放射性核素，具有较好的稳定化效果，是一种微观物理包容稳定化技术。多年来，水泥一直被国际上认为是固定α废物的潜在基材，能够满足许多工艺和废物形式的要求。如：水泥在短期内和在处置环境中都具有优良的滞留锕系元素的性能；适用于废物类型较多，具有广泛的应用实列；具有优异的热稳定性；水泥固化过程是一个简单的低温过程，固化体具有良好的物理和化学性质；水泥固化设备简单、工艺成熟、操作方便、运行费用低。

最常见的水泥是硅酸盐水泥和铝酸盐水泥。其他基于硫酸钙或磷酸盐的体系也被研究用于整备α废物。通过向固化基材中加入不同的添加剂改变其性质，提高对不同核素、盐的稳定化，提高固有稳定性，使其适用于不同的废物类型。

2.2.沥青固化

沥青固化是将沥青和废物均匀混合，蒸发出去水分，最后装桶，冷却后获得稳定化产品，是一种微观物理包容技术。我国已经应用过的沥青固化工艺为刮板薄膜蒸发工艺，沥青稳定化处理后的固化产品，其含水率小于0.5%，含盐量40%左右，浸出率一般在1×10-4g/（cm2·d），抗辐照可达5×104Gy。

德国、比利时、日本等国家早期应用沥青固化技术整备过疑似α污染泥浆/浆状废物、放射性树脂、泥浆和化学沉淀物、固体废物。由于沥青固化体的长期稳定性较差，沥青固化过程中易发生燃爆事故，国际上已逐渐停止该技术的应用和研究。

2.3.聚合物固化

该技术的使用与水泥固化、沥青固化基本类似。由于聚合物体系材料通常很难从运行设备中清洗出来，因此需要使用高压系统或溶剂，在工程运行时存在一定的困难。虽然已经开发了一些聚合物系统，但它们在α废物整备领域没有得到广泛的应用。

2.4.玻璃（熔融）固化

放射性废物玻璃固化主要应用于高放废液的固化；同时，该技术同样适用于任何浆料、泥浆或浓缩液体废物的处理。美国、法国、德国、日本、韩国等国家开发了玻璃固化处理泥浆的相关技术，加热方法有等离子弧、微波、电磁感应、高频电源等，但都没有得到工程应用。随着等离子体技术、微波技术等先进技术的发展，相应的玻璃固化（熔融）技术近年来取得进一步进展。

（1）冷坩埚玻璃固化技术

韩国建起了世界上第一座核电厂低、中水平放射性废物冷坩埚玻璃固化工厂。可处理的废物包括废树脂、可燃干废物、含硼浓缩液、底部残渣、腐蚀产物、废沸石。冷坩埚固化低、中水平放射性废物有以下优点：熔炉不用耐火材料，不设内电极，腐蚀问题少，熔炉寿命长，熔制温度高；处理废物能力大，处理废物类型多；设备容易启动和关闭；形成的玻璃固化体致密度高、核素浸出率比水泥固化体低几个量级。

（2）法国特殊桶内玻璃固化技术

法国欧安诺开发并验证了一种特殊桶内玻璃固化技术。用于国防核废物玻璃固化，目前已完成技术开发和验证工作。桶内玻璃固化工艺具有以下特点：适于处理高放废物、中水平放射性废物；可适用于处理不明成分的核废物；尺寸小、结构紧凑，可用于现有热室内部，便于接近待处理废物；玻璃熔融物具有较高的均匀性；对挥发物（特别是铯）的固化率较高（99.4%~99.8%）；工艺操作简单，无特殊、复杂启停阶段；二次废物产量低；投资和运行成本低。

2.5.蒸汽重整

蒸汽重整技术是在流化床反应器中，利用650℃-750℃的过热蒸汽对有机废物进行热解，使有机长链断裂重组为无机的、环境友好型气体，经高温过滤器过滤后在后续的热氧化器中氧化、洗涤和过滤后排放。废物中的放射性核素则与氧化铝矿和碳粉等添加剂络合，形成稳定的矿化产物，实现对有机废物的无机化，具有较好的减容效果，有利于废物的厂内贮存和最终处置。

蒸汽重整形成的硅铝酸钠盐矿物框架能够包容放射性核素、重金属、卤化物和硫，抑制了核素离子的浸出。这种笼式或环状结构以一定的周期重复生成，最终形成了长链（LRO）的矿物或水晶结构，因而这种废物体更稳定。相比于玻璃固化体中也包含短链和中链结构，但不生成长链晶体，因而蒸汽重整形成的废物体比玻璃固化体更稳定，核素抗浸出率比玻璃固化体高2个数量级，比水泥固化体高4-5个数量级。

2.6.其他

（1）干燥暂存+超压+固定

德国卡尔斯鲁厄对于α泥沙、泥浆一类的废物的处理方式是将这些废物放置在沉淀池进行沉淀分离，然后将池底的沉淀物装入200升钢桶中进行干燥，每批次干燥多个200L桶，干燥温度为80℃。干燥后的废物与桶一起超压，超压后的钢饼放入200升桶中，不浇筑水泥。200L桶再放入钢箱中进行水泥浇筑。浇筑后的钢箱暂存100年后送入深地质处置库。同时，德国也在考虑从废物中分离同位素，因此其整备技术有基于进行可逆操作的考虑。

（2）核素分离

国外一些研究机构（如德国卡尔斯鲁厄）在开展核素分离工作，从废物中分离出长寿命同位素，从而降低废物处理难度，回收有用材料。目前处于基础研究阶段，距离工程化应用时间还比较长。

（3）简单处理

美国超铀TRU废物货包分为接触式货包（表面剂量率小于2mSv/h）或远程处理的货包（表面剂量率大于2mSv/h）。用于WIPP的某些远程处理的TRU废物包的外部剂量率可以高达1000Sv/h，超过某些HLW玻璃化体的剂量率。即使仅一小部分TRU废物被分类为远程处理废物，也非常谨慎的研究废物包装的完整性。对于不同的废物考虑不同的处理方式，有破碎、压缩（超压）或水泥浇注，焚化，煅烧或玻璃化等整备措施，这些整备方式除了考虑废物接收标准以外，主要是基于减容的目的。

3.国外中水平放射性泥浆/废物处置现状

国外对于含长寿命核素的中水平α泥浆的处置各个基于本国实际情况，均有不同考虑。从目前已有的经验看，多考虑为深地质处置，如美国单独建设了废物隔离示范工厂处置军工产生的超铀废物（α废物），英国拟在敦雷地区建立一个中水平放射性废物处置设施，法国、德国、加拿大等考虑与乏燃料一起进行深地质处置，比利时考虑与高放废液玻璃固化体一起处置。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。

4.国内中水平放射性泥浆处理、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。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；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；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/中水平放射性废物处置方面的研究工作还处于起步阶段。目前还没有建立中放/α废物整备标准以及废物接收标准。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。

5.调研总结

总体而言，我国的α废物/中水平放射性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。

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、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。同时，基于分离长寿命与短寿命的分离技术也在研发中。

对于中放α废物的处置，主要考虑将这类废物进行深地质处置。其中，德国、英国、比利时、法国等考虑与高放废物在同一处置库α废物；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）；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水平放射性废物。我国最新管理要求提出对于中水平放射性废物进行中等深度处置。

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