放射性废物处理文档格式.docx

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虽然反应堆的安全设计中，有燃料包壳及一回路边界及安全壳的纵深防御屏蔽措施，但是由于燃料包壳特殊情况下的少量破损，一回路的正常泄漏以及与一回路相连的堆安全设施和核辅助设施的少量泄漏，控制区的检修活动等都会产生放射性废物。

1.1　放射性废气的来源与分类

燃料包壳在正常运行期间由于在热应力，侵蚀或腐蚀作用下出现破损或由于加工过程中的缺陷出现破损，扩散到芯块之间的放射性裂变产物便会通过破损的包壳进入反应堆冷却剂。

包括一些惰性气体（如Xe，Kr等），卤素气体（如I?

131）以及气溶胶等，这些构成放射性气体的基本来源。

一回路补给水中有溶解氧，冷却剂在堆芯经过辐照也分解氧，而氧是一种很活泼的腐蚀元素，且还是其它元素侵蚀反应堆结构材料的催化剂，因此除了在机组启动过程中向一回路添加联氨除氧，正常功率运行时还有意向一回路添加过量的氢气抑制水的辐照分解有利于氢气和氧气朝重新化合的方向反应。

这样一回路冷却剂中除了含有放射性气体，还含有大量H2，在吹扫过程及一回路废水的脱气过程中就会产生放射性含氢废气。

放射性废气除含氢废气外，还有含氧废气，这是因为核电厂当有若干在空气环境中运行的辅助系统及安全设施，其储存箱及系统的排气仅是一些含有氧气的低水平放射性废气。

控制区内各厂房的通风排气，核岛厂房的定期泄压排气及一回路停堆氧化之后或每次反应堆启动除氧之前的排气。

以上这些放射性废气统称之为含氧废气。

1.2　放射性废液来源及分类

压水堆冷却剂和乏燃料储存池的水是废液的主要来源。

废液来源中还包括疏水，如地板冲洗水，洗涤废水等，一般而言，将其分为2类：

（1）可回收的废液是化学和容积控制系统下泄管线（RCV）及核岛排气和疏水系统（RPE）的可复用堆冷却剂；

（2）不可回收的废液包括工艺废水、地板废水、化学废水等，这些废水的成分和放射性活度变化很大，无法回收复用，因而需经废水处理系统处理。

1.3　放射性固体废物的来源及分类

核电站固体废物依其来源分为工艺废物和技术废物2大类。

工艺废物包括：

水处理系统产生的废树脂，水处理系统的过滤芯子，废液处理系统（TEU）和硼回收系统（TEP）的浓缩液，核岛疏水和排气系统（RPE）废水收集坑和TEU废水中的淤积物，控制区厂房通风系统的过滤器芯子和碘吸附器（活性炭吸附器）等。

技术废物指控制区检修活动产生的固体废物包括：

塑料布、吸水纸、手套、抹布、报废的工作服、气衣、报废的设备、零部件、保温材料，建筑材料等。

这些废物通常活度较低，但不易管理。

2二代压水堆核电厂放射性废物处理

2.1　放射性废气的处理

对放射性废气的控制、收集、处理、输送、暂存和排放由废气系统承担。

废气系统包括：

废气处理系统（TEG）和厂房通风系统（反应堆厂房通风系统、核辅助厂房通风系统、燃料厂房通风系统）。

2.1.1　含氢废气的排放

含氢废气通过缓冲罐经压缩机送入衰变槽，每只衰变槽可升压至0.65MPa，容量为18m3，当一个槽在接收废气时，其他槽有的装满废气，正在贮存衰变，有的则取样排放或排空备用。

2.1.2　含氧废气的排放

含氧废气系统包括：

废气处理系统中的含氧废气子系统，厂房通风系统，二回路凝汽器抽气系统（CVI）。

核厂房通风系统作为废气系统的一个组成部分，其主要作用有：

（1）控制空气气流从污染较少的区域流向污染逐渐增大的区域流通，并使各厂房可能被污染区域的全部通风空气经过滤后，通过烟囱排放；

（2）保持整个厂房或厂房某些区域的压力略低于大气压，使电站在多种运行方式下由厂房泄漏的放射性最小或使放射性限制在某个区域内；

（3）通过通风系统中安装的过滤器和碘吸附器对空气的过滤，使工作人员能进入厂房工作，同时也尽量减少气载放射性向环境排放。

2.2　放射性废液的处理

2.2.1　可回收废液的处理

可回收废液的处理是由硼回收系统（TEP）完成的，它由净化，硼水分离，除硼3部分组成。

设置2条完全相同的序列各用于1台机组，必要时又可相互备用。

2.2.2　不可回收废液的处理与排放

不可回收的废液的处理由废液处理系统（TEU）承担，它包括4个组成部分：

前置贮存、除盐、蒸发、过滤。

2.3　放射性固体废物的处理

二代压水堆核电站对放射性固体废物（中低放）的处理方法主要是依据废物的特性采用水泥固化，混凝土固定，压缩减容，暂存等4种方法。

采用的包装容器为4种型号的混凝土桶和208L钢桶。

3.AP1000放射性废物处理

3.1放射性废液处理

设备与管道的腐蚀活化产物、中子活化产物及裂变产物（燃料包壳缺陷引入）等使反应堆冷却剂流出液带有放射性，其中的放射性颗粒、离子杂质和碘可在化容系统净化单元除去，而APl000化容系统取消了容积控制箱，因此氙、氪等放射性气体将在冷却剂中不断累积。

为降低工作人员职业照射，减少反应堆冷却剂流出液向环境的放射性释放，WLS设置了真空脱气单元，使反应堆冷却剂流出液在真空状态下闪蒸，释放出溶解其中的氢气、氮气和放射性气体，释放出的含氧放射性废气将送往WGS处理，脱气后的反应堆冷却剂流出液储存于流出液暂存箱以待进一步处理。

APl000对反应堆冷却剂流出液、地面和设备疏水均采用高效、经济的过滤和离子交换处理工艺，且共用1套设备，后者通常放射性水平较低，处理时可根据需要投入离子交换设备。

该设备由前置过滤器、离子交换器和后置过滤器组成，分别除去废液中的不溶性颗粒杂质、放射性离子杂质和夹带碎树脂。

其中，4台串联的离子交换器能充分保证净化的效果，第1台离子交换器顶部装填有活性炭，起到深床过滤器的作用，用以除去废液中夹带的油脂；

另外3台离子交换器可根据废液的特性、电厂的实际情况选择不同类型的树脂，增强了废液处理的灵活度。

处理后的废液进入检测箱，取样检测结果符合排放要求后，由电厂循环水稀释排放。

洗涤剂废液和化学废液通常不宜采用过滤器和离子交换处理，其化学成分可能导致活性炭和树脂过早失效。

因此，将化学废液与放射性水平较低的洗涤剂废液充分稀释，并添加适当的化学药剂调节废液的pH值或其他参数，一般町不经处理直接输往检测箱，取样检测结果符合排放要求后稀释排放。

WLS在设计上也设置了化学废液箱至废液暂存箱的管线，可使此2类废液亦能采用过滤器、离子交换设备对废液进行处理。

针对特殊情况，WLS还可通过预留的SRTF移动式处理设备接口，对不宜采用过滤离子交换方式处理的高放废液进行处理。

移动式设备主要采用反渗透f艺，处理后废液低于370Bq／L，送回监测箱取样检测合格即可稀释排放，反渗透浓缩液则通过废物转运容器运输至SRTF灌浆固化处理。

APl000放射性废液处理流程见图1。

3.2APl000放射废气处理

APl000气体废物系统WGS只收集、处理和排放电厂运行、检修期间产生的含氢放射性废气，以保证向厂外的放射性废气释放量低于国家法规限值。

其他非含氢放射性废气直接稀释排放或通过排风过滤单元过滤后排放。

3.2.1含氢放射性废气处理工艺

APl000对含氢放射性废气的处理采用单流程、非能动、常温活性炭延迟工艺，该工艺的应用在国内尚属首次。

活性炭延迟床使放射性核素吸附于活性炭表面，并保证滞留足够时间充分衰变，从而降低废气的放射性活度。

WGS不含能动设备，废气借助输入源的压力依次通过如下设备：

（1）气体冷却器和气水分离器：

使用冷冻水降低废气温度，将其中水汽凝结分离，防止延迟床中的活性炭受潮失效；

（2）活性炭保护床：

除去碘等放射性污染物及过剩水汽；

（3）2台串联的活性炭延迟床：

动态吸附氙和氪等放射性核素，并使之滞留足够的时间衰变。

经过充分滞留、衰变后的含氢放射性废气，放射性活度大大降低，由核岛各通风系统的排风稀释后最终通过电厂烟囱排向环境，APl000含氢放射性废气处理具体流程如图2所示。

3.2.2非含氢放射性废气处理

非含氢放射性废气主要源自于核岛放射性区域的通风，包括安全壳、核岛辅助和附属厂房等。

安全壳净化扫气由安全壳空气过滤系统的排气过滤单元处理，经过高效过滤器、活性炭过滤器等设备高效净化，由电厂烟囱经其他通风系统的排风稀释后排放。

在正常运行期间，辅助和附属厂房排风的放射性活度非常低，APl000简化的系统、紧凑的核岛布置及可靠的设备足以保证辅助和附属厂房的排风。

此类废气的产生量亦较常规核电厂大有减少，因此无需设置专门的系统收集、处理，一般无需处理即可直接稀释排放。

在某些异常事件下，APl000在保证通风区域隔离的同时，借助安全壳空气过滤系统排风过滤单元对辅助和附属厂房的排风进行高效过滤，并维持此区域微负压，最终过滤后的排风亦通过电厂烟囱稀释排放。

3.3APl000放射固体废物处理

3.3.1放射性废树脂的收集与处理

核岛各离子交换器的失效树脂利用除盐水冲排至废树脂箱暂存衰变，然后由树脂输送泵分批向废物容器填装并初步脱水，装满的废物容器再由屏蔽转运容器运送至SRTF，经过深度脱水干燥、装桶封盖、超级压缩、压饼装桶、灌浆固化等工艺进一步处理。

3.3.2放射性废物过滤器滤芯收集与处理

化容系统和乏燃料池冷却系统等具有较高的放射性水平，其失效过滤器滤芯由过滤器运输罐吊装、更换和运输，随后在核辅助厂房直接装入废物容器或暂存于储存管取样分析后再装入废物容器，最后废物容器由屏蔽转运容器运送至SRTF灌浆固化处理。

电厂的空调通风系统过滤器带有潜在放射性，其失效滤芯由人工更换后装袋，根据放射性水平分区暂存于核岛废物厂房内，利用屏蔽转运容器或转运箱分批将其运送至SRTF，通过四周压缩、装桶封盖、预压缩、超级压缩、压饼装桶、灌浆固化等下艺处理。

3.3.3放射性干固体废物的收集与处理

放射性控制区内产牛的固体废物在其产生地点标注相应信息，打包装袋运输至废物厂房，并根据放射性水平分区暂存，再利用大型转运箱分批运送车SRTF。

SRTF分拣系统分拣出可复用、可就地处置的非放射性物项、有害废物和大型不可压缩的放射性废物。

对非放射性废物可就地处置，对大件不可压缩的放射性固体废物采用切割、装桶、灌浆固化等工艺处理；

其余放射性废物通过干燥、装桶封盖、预压缩、超级压缩、压饼装桶、灌浆固化等工艺处理。

3.3.4混合放射性废物的收集与处理

放射性控制区产生的固液混合废物，采用独立的废物收集桶收集并暂存于废物厂房，然后利用屏蔽转运容器运送至SRTF。

对于不可压缩废物，直接装桶灌浆固化处理；

对于可压缩废物，则通过装桶、预压缩、干燥、超级压缩、压饼装桶、灌浆固化等工艺处理。

4AP1000与二代核电厂放射性废物处理比较

4.1APl000放射性废液处理特点

4.1.1反应堆冷却剂流出液不予回收。

传统核电厂的反应堆冷却剂流出液均由硼问收系统采用蒸馏的方式回收浓硼酸，以实现循环复用。

但APl000采用大体积的稳压器，增强了电厂应对瞬态的能力，减少了化容上充和下泄。

同时，APl000先进的堆芯装载方式、燃料组件及功调系统的设计特点，尤其足轴向功率偏移控制棒组的设计，使APl000核电厂的功率调节、负荷跟踪仅依靠反应堆棒控系统即可完成，硼浓度调节仅用于补偿堆芯燃耗，极大地减少了化容下泄。

因此，权衡投资、维护等各方面因素，APl000设计取消了硼回收系统，采用反应堆冷却剂流出液不予回收的运行方式，这样更经济。

这决定了WLS必须承担此类废液的处理，单堆设计年处理量约为601．9立方米／年。

虽然APl000放射性废液较传统核电厂的产生量更大，但成熟、高效、可靠的脱气、过滤、离子交换设备保证了放射性废液处理的良好效果。

从电厂长期运行的角度，这种全新的运行模式不仅能满足国家法规对放射性释放的要求，也凸显出良好的经济价值。

4.1.2废液处理工艺的改进。

传统核电厂对放射性废液的处理通常采用蒸馏，蒸馏冷凝液直接排放，浓缩液灌浆固化处理。

该方式净化效率高，但系统设备复杂，投资、运行、维护成本高，设备利用率也较低。

而APl000核电厂大部分放射性废液均采用过滤、离子交换工艺处理，极大简化了系统，减少了固体废物的产生量，在降低成本的同时，也保证了较高的净化效率。

此外，对化学成分复杂、放射性水平高的极小部分废液采用SRTF移动式处理设备的方式，增强了废液处理的灵活性。

SRTF移动式设备多台机组共用的方式，不但节省了投资，也提高了资源利用率。

4.1.3顶期液态流出物放射性释放量小。

AP1000单机组预期液态流出物放射性释放总量在满足国家法规要求的基础上仍具有一定裕量，由丁反应堆冷却剂流出液不回收，预期氚释放总量较传统压水堆核电厂偏高，但计算采用保守算法，实际的放射性释放量将大大低于此值。

综合上述，AP1000放射性废液处理基于先进的设计理念，兼顾了安全、经济、高效和各方面町达到的优势。

4.2APl00放射性废气处理特点

4.2.1WGS非能动运行。

APl000放射性气体废物系统不含能动设备，废气借助输入源压力通过WGS，活性炭延迟床无需动力电源，实现了单流程、非能动的处理工艺。

4.2.1废气处理工艺的改进。

传统核电厂对放射性废气的处理通常采用压缩、储存、衰变的方式，由空压机将放射性废气输送罕废气罐储存衰变，再经高效过滤器过滤后排向环境大气。

对含氢放射性废气，APl000核电厂采用活性炭延迟处理工艺，使放射性核素充分滞留衰变后稀释排放；

对非含氢放射性废气，APl000核电厂利用直接排放或高效过滤后稀释排放。

APl000较传统核电厂设计理念更先进，系统更加简单，极大降低了投资、维护和运行成本。

4.2.3多种防止氢燃、氢爆手段。

APl000含氢放射性废气的处理工艺采用了连续的氧气浓度监测、温度监测、氮气吹扫等手段，防止由于空气漏入而导致的氢燃、氢爆危险。

4.2.4预期气态流出物放射性释放量小。

基于保守估算，APl000单机组预期气态流出物放射性释放量在满足国家法规各项限值的基础上仍具有较大裕量，APl000放射性废气处理兼顾了安全、经济、可靠、高效的各方面优势。

4.3APl000放射性固体废物处理特点

4.3.1先进的处理工艺。

APl000放射性固体废物的处理工艺与传统核电厂大致相同，但其处理流程的自动化程度更高，设备更先进，尤其是分拣、超级压缩等先进工艺的运用，使处珲效率更高、效果更好。

4.3.2降低工作人员的职业照射。

远程遥控操作、摄像头监控、屏蔽转运容器等措施贯穿于放射性固体废物的收集、运输、处理过程中，极大降低了工作人员的职业照射。

4.3.3废物储存空间减少。

APl000核电厂简化的系统设计及高效可靠的设备使放射性固体废物产生总量较传统核电厂更低，单机组预期固体废物产生量仅为136．5立方米／年，超级压缩等先进工艺的运用进一步减少了废物的体积，节省了储存空间。

5.结论

APl000核电厂基于先进独特的设计理念不仅大幅度提高了电厂的安全性，其先进性也贯穿于整个放射性废物处理工艺，在极大简化系统、设备的同时，各方面也得到改进和提高：

（1）采用单流程高效处理，放射性废物处理系统设计简单；

（2）处理工艺成熟且先进，部分工艺在国内尚属首次；

（3）系统设计裕量大，能满足电厂正常运行乃至设计基准事故下各类放射性废物的处理；

（4）采取各种措施极大地降低了工作人员的职业照射；

（5）具有良好的处理效果，厂外放射性释放量在满足国家法规限值的基础上具备较大裕量；

（6）采用多机组公用的厂址废物处理中心及移动式处理设备，使资源得到充分合理利用。

放射性废物处理作为核电厂运行的重要环节之一，对降低工作人员职业照射、减少厂外放射性释放及保障环境、公众安全具有重要意义。

APl000放射性废物处理工艺不仅可降低投资、运行、维护成本，实现废物处理的低成本，也有助于保障电厂安全、经济、可靠、高效地运行。

在APl000核电厂投产运营后，其放射性废物处理的各方面优势将得到进一步检验和发挥。