秦山第三核电站放射性固体废物处理实践.docx

经验交流秦山第三核电站放射性固体废物处理实践薛大海 (秦山第三核电有限公司 ,浙江 海盐 ,314300)周黎军游志均 (中国辐射防护研究院 ,太原 ,030006)摘 要 介绍秦山第三核电站放射性固体废物管理的实践 ,包括废物的来源 、分类 、产生量 ,以及当前对各类废物的处理现状 ,并对秦山第三核电站未来放射性固体废物的处理提出了一些看法 。关键词 : 放射性固体废物中图分类号 : tl94重水堆 处理文献标识码 : a文章编号 : 100426356 (2008) 04200292061 前言秦山第三核电站 (以下简称“秦山三期”) 是从 加拿大引进的 2 台 700 mwe 级 candu26 型加压重水反应堆 。自 2002 年 12 月核电站投入运行就开始产生放射性废物 。核电站所产生的放射性固 体废物在最终处置之前必须按照国家法规要求进 行整备处理 。秦山三期对产生的湿废物一律单独处理 。(2) 工艺废物 。核电站正常运行过程中工艺 系统产生的废物 ,如废树脂 、废水过滤器芯等 。(3) 其它废物 。由核电站放射性系统或设备中产生的有机废物 ,如废的润滑油 、油脂 ,以及实 验室 、去污中心等区域产生的废有机溶剂和化学品等 。2 . 3 年产生量2002 年 12 月2007 年 12 月 ,秦山三期共产 生技 术 废 物 180 . 4 m3 , 其 中 可 压 缩 废 物 占97 . 12 % ,不可压缩废物占 2 . 88 % ( 见表 1) ; 工艺废物中废过滤器滤芯按照装桶后货包的体积计算 共 39 . 88 m3 (由于秦山三期的废树脂暂时未做处理 , 具体产生量此处暂不描述) ; 有机废物累计0 . 8 m3 (见表 2) 。2 秦山三期放射性固体废物概述2. 1 来源秦山三期运行产生的放射性固体废物主要是 指主工艺系统运行过程中产生的废物 (如废树脂 、废水过滤器滤芯 、废空气过滤器滤芯) 、检修过程中产生的废物以及个人防护用品等 。2. 2 分类根据秦山三期放射性废物管理大纲1的规3 秦山三期放射性固体废物的处理秦山三期保健物理处承担电站放射性固体废 物管理的职责 ,具体工作通过其下属的防护支持科接口管理的中国辐射防护研究院秦山三期辐射 防护服务项目部执行 。电站放射性废物管理职责 主要包括放射性废物的优化管理及废物送贮前处 理整备的全部工作 。为确保电站放射性固体废物管理工作规范有序的开展 ,秦山三期开发了以下程序 ,用于指导现 场工作人员的每项工作 (见表 3) 。定将产生的放射性固体废物分为技术废物 、工艺废物和其它废物 3 大类 。(1) 技术废物 。电站运行及维修活动中产生 的废物 ,如受到污染且不可复用的个人防护用品 、 重水作业产生的废物 、报废的工 (器) 具 、设备零部件 、系统上更换下来的空气过滤器以及实验室产 生的被放射性污染的或含有重水的垃圾等 。从可压缩性上这类废物又可分为可压缩和不可压缩两 类 。需要特别说明的是因秦山三期 candu 堆型 自身的特点 ,产生的湿废物含氚的概率高 ,因此 ,收稿日期 : 2008204218作者简介 : 薛大海 (19772 ) ,男 ,1998 年毕业于北京化工大学工业管理工程专业 ,学士 ,工程师 。 29辐射防护通讯 2008 年 8 月 第 28 卷 第 4 期表 1放射性技术废物年产生量可压缩废物 (m3 )不可压缩废物 (m3 )全年累计(m3 )装桶数量( 个)年份1 # 机组2 # 机组合 计1 # 机组2 # 机组合 计200320042005200612 . 827 . 825 . 820 . 40 . 212 . 627 . 215 . 41340. 45335. 802 . 20 . 20 . 8000 . 60 . 202. 20. 81. 013. 042. 653. 836. 865213269184 2007 23 . 8 9 . 2 33 . 0 0 . 6 0 . 6 1 . 2 34 . 2 171 合 计110 . 664 . 6175. 23 . 81 . 45. 2180 . 4902表 2 放射性工艺废物及有机废物年产生量废滤芯货包体积 (m3 )有机废物体积 (m3 )年份1 # 机组2 # 机组合 计1 # 机组2 # 机组合 计2003200420052006200708 . 824 . 602 . 947 . 09007. 547. 990. 9008 . 8212 . 1410 . 937 . 9900 . 3000 . 400 . 100000. 4000. 4合 计23 . 4516. 4339 . 880 . 70 . 10. 8表 3秦山三期放射性废物管理程序(4) 对废物分类处理和存放 ,为最终处置做好准备 。3 . 2 处理流程3 . 2. 1 工艺废物的处理(1) 废树脂在秦山三期的辅助厂房地下室 ,各设有 2 个7 . 7 m 7 . 2 m 4 . 7 m 的混凝土贮存槽 ,其有效深 度为 3 . 6 m ,有效容积为 200 m3 。各系统产生的废 树脂 ,通过除盐水输送到废树脂贮存槽贮存 。根据加拿大原子能公司 (aecl) 提供的秦山三期 1 、2序号程序名称放射性废物管理大纲放射性固体废物收集与处理 分拣、打包中心运行管理 固体废物暂存库运行管理 固体废物打包操作规程 固体废物分拣操作规程 液体有机废物收集和放射性检查 固体废物包放射性核素活度估算 固体废物暂存运行管理 固体废物暂存库吊车操作规程 固体废物运输专用车操作规程 废物库技术废物入库就位程序1234567891011123号机组最终安全分析报告中的描述 ,目前的运行方式是 tk1 储存慢化剂系统产生的废树脂 , tk2 储存主传热系统和其它系统产生的废树脂 。 贮存槽设计可贮存机组运行 40 a 所产生的废树 脂 。由于国家对废树脂的最终处置政策尚不明 朗 ,目前 ,秦山三期运行产生的废树脂全部暂存于 相应机组的混凝土贮槽中 。考虑到废树脂放射性 剂量高 (废树脂表面接触剂量均大于 10 msvh) , 在以后废树脂的运输 、处理和贮存过程中 ,必须妥 善考虑屏蔽措施 ,并采取一定的防护措施 ,以防止 放射性泄漏 。(2) 废过滤器芯 秦山三期的废过滤器芯产生于包括慢化剂净30 13 固体废物运输指令和事件响应3. 1 管理原则秦山三期放射性固体废物整备过程满足低 中水平放射性固体废物暂时贮存规定2 。具体如下 :(1) 尽量减少放射性废物的产生量 , 并采取 各种手段降低其放射性 ;(2) 对已产生的废物严格加以收集和控制 ,避免放射性扩散和蔓延 ;(3) 对已收集到的废物进行有效的处理 , 尽 量降低其污染水平 ;秦山第三核电站放射性固体废物处理实践 薛大海化过滤器组件 、主热传输泵轴封过滤器组件 、主热传输系统净化过滤器组件 、乏燃料池净化和冷却 过滤器组件 、装料机重水供给过滤器组件 、放射性 疏水系统过滤器组件 、废液处理系统过滤器组件 等七个不同的工艺系统 。从上述工艺系统中更换下来的废过滤器芯装 入转运专用屏蔽容器后 ,由移动小车运送到辅助 厂房吊装大厅 ( 出口) 处 ,再由专用车辆将屏蔽容 器运至固体废物暂存库后将过滤器芯吊装放入指 定的混凝土容器 。待贮存衰变后采用适当措施固 定 ,运往处置场永久贮存 。(3) 空气过滤器滤芯严格检测 ,无污染的释放 ,有污染的解体作技 术废物处理 。3. 2. 2 技术废物的处理秦山三期采用的堆型是重水堆 ,其慢化剂和 冷却剂使用的都是重水 ,在机组运行一定时间后 其慢化剂和冷却剂中都会含有较高浓度的氚 。因 此 ,对于低放射性固体废物处理 ,含氚放射性废物 和不含氚放射性废物要区别对待 。(1) 对于不含氚 ( 干) 放射性废物 ,其处理流 程包括废物的接收 、分拣 、打包和标识 4 个环节 。(a) 接收 秦山三期工作现场使用黄色塑料袋收集除湿废物以外的所有放射性废物 ,使用紫色塑料袋收集湿废物 。废物管理人员在接收现场工作人员或 辐射防护服务人员送来的废物包时 ,需注意废物 的包装体必须完整 ,无漏缺 、无损坏 ,而且贴有固 体废物标签 。固体废物标签中的信息包括 : 废物 袋的编号 、工作负责人 、时间 、内容物 、表面污染和剂量水平 、辐射防护人员的确认等 。 ( b) 分拣 废物分拣首先需要将标签上的信息进行登记 ,作为废物袋原始记录 。包括但不限于 :送至打 包中心的日期 、产生地点 、主要内容物名称 、表面污染水平 、剂量率水平 ( 接触剂量率 、1 m 处剂量 率) 、携带人员 、联系电话 、目的地 、辐射防护许可 人员等 。分拣要求包括 :将表面接触剂量率超过 2 msvh 的高放射性 废物分拣出来 ,单独放入指定屏蔽容器 ;将带有控制区专用标志的无污染的废物 ,如辐 射防护用品分拣出来 ;将不可压缩废物分拣出来 ;将无污染的工业垃圾分拣出来 。 在分拣过程中 ,应进行详细记录 ,连同废物袋原始记录一起汇总到打包中心废物分拣原始记 录 。在分拣后装袋的废物包上作明显的标志 ,标明日期及废物的类型 。为便于分拣后废物的进一 步处理 ,在分拣低放射性固体废物时 ,将废物进行 分类 。第 1 类 : 表面剂量率 2 msvh 的技术废物 ,按照以下类别分别装桶 : 可压缩可燃烧废物 。 废物表面任一点的接触剂量率 2 msvh ,预计可以通过压缩减容设备进行压缩装桶的可燃烧废物 ,如手套 、防护服等 , 此类废物一般装入 200 l 钢桶进行压缩减容 。 可压缩不可燃烧废物 。废 物表面任一点的接触剂量率 2 msvh ,预计可以 通过压缩减容设备进行压缩装桶的不能燃烧废 物 ,如空气过滤器铝质滤芯类等 。此类废物一般 装入 200 l 钢桶进行压缩减容 。 不可压缩可燃 烧废 物 。废 物 表 面 任 一 点 的 接 触 剂 量 率 2 msvh ,预计无法通过压缩减容设备进行压缩 整备的废物 ,如木质类废物等 。此类废物一般装 入 200 l 钢桶进行适当固定后暂存 。 不可压缩 不可燃烧废物 。废物表面任一点的接触剂量率 2 msvh ,预计无法通过压缩减容设备进行压缩 整备的废物 ,如金属部件 、工 (器) 具等 。此类废物 一般装入 200 l 钢桶固定后进行暂存 。第 2 类 :表面任一点接触剂量率 2 msvh 的 技术废物 ,必须单独收集处理 。第 3 类 :特殊废物 ,如有污染 、有放射性的淤 泥 、干燥剂等根据废物类型单独处理 。分拣后的一般工业垃圾均装入黑色塑料袋 , 填好分拣打包中心工业垃圾带出控制区检查记 录表 。取样进行谱分析 ,确保符合国家标准中 有关的免管要求 (见表 4) 。在辐射防护人员监测 确认后送到厂外指定工业垃圾收集点 ; 将无污染可回收利用防护用品如鞋套 、手套等装入白色的 塑料袋内 ,及时通知洗衣房回收处理 。(c) 打包对整理分拣后的废物袋编号 、填写登记表 ,测 量废物袋的表面剂量率和表面污染 ;对废物进行取样 ,送往保健物理实验室分析 ;将废物放入钢桶内进行打包 。 31辐射防护通讯 2008 年 8 月 第 28 卷 第 4 期表 4 放射性固体废物豁免参考标准 4废物管理人员定期巡检 ,检查专用收集桶的状况 ,确保湿废物在处理之前处于密封状态 ;现场任何工作人员一旦发现专用收集桶即将 装满时 ,及时通知废物管理人员 ,将桶中湿废 物转移到相应机组辅助厂房指定地点的湿废物烘干除氚通风装置中 ;使用高温烘干除氚通风装置对湿废物进行烘 干除氚处理 ;处理过程中的氚水蒸汽通过电站重水蒸汽回 收系统回收 。经过烘干除氚后的干废物 ,经测量确认其中 的氚水平低于相关标准要求后 ,按照前面的不含 氚 (干) 废物的处理流程进行暂存前的处理整备 。3 . 3 废物暂存秦山三期重水堆核电站在放射性固体废物的 部分暂存方式上有一定的特殊性 ,参考国际上其他重水堆核电站的做法 ,结合自身特点 ,分别采用不同的方式暂存各类废物 。3 . 3. 1 技术废物(1) 表面接触剂量率 2 msvh其中可压缩固体废物使用 40 t 压缩机打包到200 l 标准钢桶中 ,密封标识后存放于固体废物暂 存库 ;不可压缩固体废物根据需要切割至大小合 适的尺寸后装入 200 l 标准钢桶 ,进行适当固定 , 密封 ,标识后存放于固体废物暂存库5 。对于表面任一点的接触剂量率 2 msvh ,但含有或怀疑 含有水分 (重水) 的废物 ,必须单独收集 ,进行干燥 处理后才能作为可压缩废物处理 。核素组1)核素比活度 (bqg)高能2发射体其它2发射体发射体 碳 短寿命发射体22 na ,60 co ,137 cs54mn ,106 ru ,131 i239 pu ,241 am14 c32 p ,35 s ,45 ca0. 11 . 01. 01020. 11 . 0102 103103 1041) 当固体废物中含有多种放射性核素时 ,应按下式控制 :nci1. 0i = 1 cl i式中 , ci 为核素 i 在混合物中的实际比活度 ,bqg ; cl i 为核素 i 的豁免比活度 ,bqg ; n 为混合物中放射性核素的数目。( d) 标识1对固体废物钢桶进行编号 ( 以可压缩技术废 物钢桶编号为例 ,废物钢桶编号要求见图 2) , 每个钢桶的编号应清楚地印刷在桶的侧表面 ,每个字符为黑色 ,尺寸应不小于 8 cm 3 cm 。 废物包装体剂量率直接测量 , 选择以 120o夹角取平均值 ; 外表面污染监测以擦拭取样法测量 ,表面接触剂量率 2 msvh ,距废物表面 1 m 处 剂量率 0 . 1 msvh , 外表面松散污染 : 0 . 4bqcm2 , 4 bqcm2 ; 废物包装体放射性核素组 分 、比活度 、总活度以取样法测量和估算 。钢桶外 表面剂量检测完成后将检测信息填入标签 ,贴在钢桶适当的位置 。(2) 对于含氚 ( 湿) 废物 ,必须先进行烘干除 氚处理 ,步骤如下 :现场工作人员将在工作中产生的湿废物 ,用紫 色专用塑料袋密封装好 , 并送到就近的含氚(湿) 废物收集点的专用收集桶中 ,盖上桶盖 ;图 1 可压缩技术废物钢桶编号示意图 32秦山第三核电站放射性固体废物处理实践 薛大海(2) 表面接触剂量率 2 msvh一般情况下 ,存放在专用屏蔽容器中暂存于 相应机组辅助厂房的指定位置 ,待其衰变后再做处理 。3. 3. 2 工艺废物(1) 废树脂各系统产生的废树脂 ,通过除盐水输送到废 树脂贮存槽贮存 。根据 aecl ,慢化剂系统产生的 废树脂储存于 tk1 ,主传热系统和其它系统产生的废树脂储存于 tk2 。(2) 废过滤器芯 从工艺系统中更换下来的废过滤器芯子装入转运专用屏蔽容器后 ,由移动小车运送到辅助厂 房吊装大厅 (出口) 处 ,再由专用车辆将屏蔽容器运至固体废物暂存库 ,将过滤器芯子吊装放入指定的混凝土容器 ,暂存于固体废物暂存库直至最 终处置 。控制成了电站废物管理的一个薄弱环节 。比如 :现场过多的使用木板 ( 尤其是大修期间) ,现场过 量的防护用品使用等 。如果在废物管理领域要达到高标准的要求 ,则电站必须在该领域尽快开发科学合理的导则和标准 。4 . 3 提高废物处理能力目前 ,秦山三期低水平放射性废物处理仍局 限于分拣打包中心 ,设备单一 ,空间狭小 ,对操作人员 、操作工具 、场地 、辐射防护的要求以及对各类废物接收 、分拣 、打包均会受到不同程度的限 制 。可以参考国际上同类电厂的做法 ,在厂区建 立功能齐全的废物处理中心 。4 . 4 防护用品问题由于过多考虑防护用品的一次性使用 ,以及 某些工作过程中防护用品的不适当使用 ,秦山三期目前已经产生的没有放射性污染但已经报废的个人防护用品约占固体可压缩技术废物总量的60 %以上 。这部分废物经过压缩打包至 200 l 钢 桶暂存在固体废物暂存库 。对这些废物的处理目 前没有更好的办法 。鉴于当前这些个人防护用品 的使用量相当大 ,电站应在积极寻求防护用品本 身高质量的同时加强防护用品的重复利用 。可压缩 、可焚烧的技术废物越来越多 ,为了进 一步落实电站废物最小化的宗旨 ,保证一个通畅 的废物处理流程 ,必须建立一个更为科学的废物 中间处理环节 。秦山地区应积极推进中低放废物 焚烧炉项目尽快开展 ,以有效解决当前的技术减 容问题 ,可以产生较大的经济效益和社会效益 。4废物优化管理的一些思考通过几年来的逐步积累和改进 ,秦山三期已 经初步形成一条行之有效的放射性废物管理流 程 ,围绕“废物最小化”,在减少源项 、废物减容 、废物的再循环再利用 、以及优化管理等方面都积累了一些经验 ,但仍然处理废物管理领域的初级阶 段 ,以下几点仍然值得我们思考 。4. 1 强化分类收集意识在当前收集桶上有明确的分类标识的基础 上 ,加强工作人员的分类投放意识 ,通过重复培训以及多方式宣传 ,提高工作人员职业素养和节能环保意识 ,尽可能避免废物投放混乱的现象 ,这样 可以避免废物的交叉污染 ,进而控制废物量的增 加 ,同时节约了废物二次分拣处理的人力和物力 。 虽然在国内核电行业发展的初期 ,完全做到废物 的分类收集是不现实的 ,但是我们相信 ,通过一定 时间或者是较长时间的正确引导 ,分类投放的意 识终会在工作人员的工作过程中落地生根 。4. 2 加强现场监控辐射防护人员加强对工作人员物品带入现场 的控制或带入工作场所的物品加强监管 ,是目前优化废物管理 、减少废物量最有效的手段之一 。当前电站在物料进出辐射控制区的出入控制上没 有明确的程序和标准 ,这就使得放射性废物源头 335结语秦山第三核电站是国内唯一的重水堆核电 站 ,在放射性废物处理方面可以借鉴的现成经验有限 。希望在今后的电站运行过程中与其它电站 在该领域进行相关知识的探讨和交流 ,共同提高核电站放射性固体废物管理水平 。参考文献秦山三期核电站. 放射性废物管理大纲 ( 第 1a 版) .2005.中华人民共和国国家标准. 低中水平放射性固体废物 暂时贮存规定. gb 11928 89.aecl . the third qinshan nuclear power plant units 1 and 26123辐射防护通讯 2008 年 8 月 第 28 卷 第 4 期5 上海核工程研究设计院. 秦山三期核电站工程废物暂存库初步设计. 2000.final safety analysis report . 2005.中华人民共和国国家标准. 辐射源和实践的豁免管理 原则. gb 13367 92.4wa ste management at qnpp the practices of solid ra dioactivexue dahai( third qinshan nuclear power co . , ltd , zhejiang haiyan , 314300)zhou lijunyou zhijun( china institute for radiation protection , taiyuan , 030006)abstractthe practices of solid radioactive waste management at qnpp is introduced , including orign ,classification and volume of waste and current status of treatment . also some considerations about the treatment of solid radioactive waste in the future at qnpp are presented.key words :solid ra dioactive wa steheavy water reactortreatment(责任编辑