張　華

(中國原子能科學研究院 放射化學研究所，北京　102413)

?

天然蒸發(fā)池技術(shù)處理低水平放射性廢液的發(fā)展概況

張華

(中國原子能科學研究院 放射化學研究所，北京102413)

摘要：天然蒸發(fā)池技術(shù)是利用太陽能對放射性廢液中多余水分蒸發(fā)、去除的一種處理方法。由于其對運行設(shè)施要求簡單，不需要過多的日常維護，并具有對低放射性廢液凈化系數(shù)較高、處理量大、節(jié)能等特點，因此天然蒸發(fā)池技術(shù)成為一種較為常用的低放射性廢液處理方法。然而，天然蒸發(fā)池的運行設(shè)施占地面積較大，需要日照時間較長，該方法的應(yīng)用受到一定限制。本文通過國內(nèi)外具體實例和經(jīng)驗，介紹了天然蒸發(fā)池技術(shù)的改進及應(yīng)用情況。

關(guān)鍵詞：天然蒸發(fā)池；中、低放射性廢液；放射性廢液處理技術(shù)

在核能利用過程中，由于生產(chǎn)運行的對象是具有放射性的材料，不可避免的產(chǎn)生放射性廢物。根據(jù)估算，一座百萬千瓦級壓水堆核電機組運行過程中，年產(chǎn)生放射性廢液大約3 000 m3，其中低放廢液大約占90%。由于廢液產(chǎn)生量較大，潛在的環(huán)境危害較大。因此，開發(fā)了較多針對中、低放射性廢水處理的技術(shù)，早期采用蒸發(fā)濃縮、化學沉淀、離子交換和天然蒸發(fā)池技術(shù)等。在其他領(lǐng)域較為成熟的處理技術(shù)也不斷地引入放射性廢水處理領(lǐng)域，如：膜處理技術(shù)、生物處理技術(shù)以及對上述技術(shù)進行改進后應(yīng)用等。

天然蒸發(fā)池技術(shù)的原理是借用太陽輻照的熱量將泥漿或廢液中多余的水分蒸發(fā)除去。天然蒸發(fā)池技術(shù)由于其工程技術(shù)簡單，易于操作，節(jié)能，凈化系數(shù)高等特點廣泛用于海水制鹽，工業(yè)廢水，危險化學廢液的減容處理等領(lǐng)域。天然蒸發(fā)池效率主要受太陽輻照、風量、蒸發(fā)池面積等影響，其中蒸發(fā)池面積超過315 m2后基本穩(wěn)定，風量的影響還同溫度相關(guān)，因此蒸發(fā)率主要影響因素還是太陽輻照。天然蒸發(fā)池通常分為三層結(jié)構(gòu)：表面層是對流層，通過垂直對流和表面對流傳熱，蒸發(fā)去除多余水分；第二層為廢液中鹽密度隨深度加深而逐漸增加的區(qū)域；第三層是蒸發(fā)池底部的沉積層，積累了濃縮后的泥漿等物質(zhì)。

天然蒸發(fā)池技術(shù)對于放射性廢液的處理，始于上個世紀五十年代。天然蒸發(fā)池技術(shù)的凈化系數(shù)高于普通蒸發(fā)處理技術(shù)，處理低水平放射性廢液的凈化系數(shù)一般為104～106，還具有一次性投資少、操作簡單、設(shè)施無需過多日常維護，對工作人員的輻射危害較低，節(jié)能等特點，尤其適合偏遠地區(qū)或發(fā)展中國家處理核設(shè)施運行過程中產(chǎn)生的大量低放射性水平廢液。一些有核國家在上個世紀五六十年代就開始采用了該技術(shù)對于核設(shè)施運行過程中產(chǎn)生的大量低放射性液進行處理。由于天然蒸發(fā)池技術(shù)需要合適的太陽輻照強度(年蒸發(fā)率低于0.75 m則不適合開展天然蒸發(fā)池技術(shù))，場址條件(蒸發(fā)池面積大于315 m2蒸發(fā)效率穩(wěn)定)，因此世界上最先將該技術(shù)應(yīng)用于放射性廢液處理的是具有日照時間較長、干旱地域較多的國家，如：澳大利亞(Lucas Heights)，美國(Lawrence Radiation Laboratory)和印度(Trombay)等[2]。上個世紀七十年代，我國在某設(shè)施附近建立了天然蒸發(fā)池，用于處理該設(shè)施運行過程中產(chǎn)生的低水平放射性廢液，目前該設(shè)施仍在運行。

1早期天然蒸發(fā)處理技術(shù)

天然蒸發(fā)池的基本結(jié)構(gòu)圖示于圖1。早期對天然蒸發(fā)池技術(shù)的開展較為簡單和粗放，在選擇合適場址，并做簡單混凝土防滲內(nèi)襯或沒有設(shè)置防滲內(nèi)襯后，就將產(chǎn)生的低水平放射性廢液排入池內(nèi)并進行開放式蒸發(fā)處理。該處理方式基本沒有考慮放射性廢液蒸發(fā)處理后產(chǎn)生的泥漿對周圍土壤和環(huán)境可能帶來的放射性污染；該設(shè)施退役過程中可能帶來大量的場址清污和環(huán)境整治等工作；以及周邊生物的侵入，將放射性核素引入生物圈的情況等。因此，一些設(shè)施由于采用上述早期簡單開放方式的處理方法運行一段時間后，發(fā)現(xiàn)周邊出現(xiàn)環(huán)境污染問題而不得不關(guān)閉并進行退役。澳大利亞、美國和印度在上個世紀六七十年代都采用過上述較為粗放的處理路線。

圖1　天然蒸發(fā)池基本結(jié)構(gòu)[1]Fig.1　The general layout of solar evaporation pond

1.1澳大利亞

澳大利亞的Lucas Heights是澳大利亞原子能委員會(現(xiàn)在為ANSTO)研究基地。在1955—1958年，Lucas Heights 建立了澳大利亞高通量反應(yīng)堆及其附屬設(shè)施；1958—1963年建立了一個小型實驗研究堆；1964—1981年開展同位素生產(chǎn)；1987年建立了Synroc中試廠，澳大利亞國家串列加速器，澳大利亞中子散射裝置等核設(shè)施。在半個多世紀的生產(chǎn)運行過程中，上述核設(shè)施產(chǎn)生了一定量的放射性廢物，包括放射性廢液、放射性固體廢物等。低水平放射性廢液經(jīng)過收集罐、混合槽、澄清池，砂濾等工藝進行凈化處理，再將產(chǎn)生的泥漿泵入天然蒸發(fā)池進一步濃縮和凈化處理[2-3]。

澳大利亞在Lucas Heights建立了八個混凝土內(nèi)襯的天然蒸發(fā)池，其中一個天然蒸發(fā)池用于處理廢溶劑。每個天然蒸發(fā)池容積23 m3，總蒸發(fā)面積83 m2，如果需要頂部可以覆以30 cm高的金屬斜蓋頂。其他七個天然蒸發(fā)池用于處理氫氧化鋁泥漿，總α是1×10-5Ci/m3，總β是1×10-2～1 Ci/m3。每年產(chǎn)生20桶200 L體積的蒸發(fā)濃縮泥漿，在該場址進行暫存和處置[2-3]。

1.2美國

美國開展天然蒸發(fā)處理技術(shù)的廠址很多，最早在勞倫斯輻照實驗室(Lawrence radiation laboratory)進行技術(shù)研發(fā)，后來推廣應(yīng)用到多個廠區(qū)，包括美國科羅拉多州丹佛市杰弗森地區(qū)的諾基弗拉茨(Rocky flats)廠區(qū)(已退役)和漢福特地區(qū)(退役)等。

1.2.1美國科羅拉多州丹佛市Rocky flats 廠區(qū)天然蒸發(fā)池

位于美國科羅拉多州丹佛市杰弗森地區(qū)的Rocky flats 廠區(qū)(美國最大的核武器材料冶金和加工基地)中心有五個天然蒸發(fā)池從1956年開始運行[5]，處理總α放射性活度每升小于10-7Ci的放射性廢液，以及其他種類廢物包含生活泥漿、硝酸、氰化物、六價鉻、硫酸銨、氚和氯化鋰等，放射性核素有239Pu，241Am，234,235,238U等。5個蒸發(fā)池年處理量約4.56萬m3放射性廢液。1970年左右發(fā)現(xiàn)設(shè)施周圍出現(xiàn)放射性廢液滲透到周圍環(huán)境中，場址周圍水文地質(zhì)研究顯示，沖擊層地下水從蒸發(fā)池地下流向北胡桃河(north Walnut Creek)。1971—1974年建造攔截溝渠，并于1981年開始運行，用于阻止放射性廢液流入北胡桃河。由于天然蒸發(fā)池處理量比攔截溝渠容量大很多，根據(jù)《環(huán)境資源保護和修復法》(RCRA)和為了避免對周圍環(huán)境造成影響和可能對地下水形成潛在的威脅，1990年美國能源部(DOE)和科羅拉多州政府一起，開始對該廠區(qū)進行退役活動，2006年完成退役。其中1995—2006年開始進行上述五個天然蒸發(fā)池的淤泥清污活動。由橡樹嶺國家實驗室提出泥漿處理方案[6]，對泥漿進行水泥固化，并運到相應(yīng)設(shè)施進行處置。

1.2.2漢福特地區(qū)183-H天然蒸發(fā)池[7-9]

美國于1973年啟動了位于漢福特100-H地區(qū)的183-H天然蒸發(fā)池(由4個蒸發(fā)池組成)，該天然蒸發(fā)池的建立最初是為了處理來自100-H反應(yīng)堆產(chǎn)生的放射性廢液。在1973 到 1985年間，183-H以每年1 500 000 L廢液的接收量，接收了來自漢福特300號的燃料制造過程產(chǎn)生的放射性廢液，非放射性危險廢液，包含中和后的硫酸、硝酸、氫氟酸、鉻化物以及放射性核素99Tc和235U等。

根據(jù)美國的《環(huán)境資源保護和修復法》(RCRA)，1985—1996年期間對該天然蒸發(fā)池進行了拆除和回填，放射性泥漿運出，污染層去除，回填干凈土壤。之后進行了設(shè)施關(guān)閉后的環(huán)境監(jiān)測工作。

1.3印度

上個世紀七十年代，印度已經(jīng)在特榮貝(Trombay)研究開發(fā)天然蒸發(fā)技術(shù)。目前，在印度的拉賈斯坦邦(Rajasthan)進了工程應(yīng)用[10]。

在印度拉賈斯坦邦地區(qū)有兩座PHWR反應(yīng)堆(2×160 MW)，由于該地區(qū)夏季溫度可以達到45 ℃，因此該地區(qū)反應(yīng)堆運行過程中產(chǎn)生的放射性廢水(見表1)都采用天然蒸發(fā)池技術(shù)進行處理。該天然蒸發(fā)池設(shè)施采用規(guī)模式管理，一共有二十個處理單元，每個處理單元由三個天然蒸發(fā)池組成，每個蒸發(fā)池面積為200 m2。年蒸發(fā)率1～1.5 m，年處理12 500 m3放射性廢液。產(chǎn)生淤泥量60～70 m3/年(其中包括3%～4%的固體廢物)，對產(chǎn)生的淤泥進行水泥固化后送近地表處置設(shè)施處置。

左——科羅拉多州丹佛市郊的Rocky flats [5]；右——漢福特地區(qū)183-H圖2　美國天然蒸發(fā)池Left——in Rocky flats; right——183-H in Hanford areaFig.2　USA evaporation pond

來源年平均產(chǎn)生量/m3放射性活度/(Bq·mL-1)(β、γ)pH總固體量主要放射性核素PHWR2.66×1040.1～18～10<0.5%3H,137Cs,60Co,65Zn,90Sr

2改進型天然蒸發(fā)處理技術(shù)

由于早期天然蒸發(fā)技術(shù)是開放處理，在運行過程中存在對周圍環(huán)境的放射性污染；同時，天然蒸發(fā)技術(shù)對場址和氣候條件有較為嚴格的要求，使得該技術(shù)應(yīng)用受到限制。因此，美國和韓國等國家都對天然蒸發(fā)技術(shù)進行了改進，在滿足天然蒸發(fā)處理要求的同時，減少對環(huán)境污染，設(shè)施運行完成后退役過程便于控制。

2.1美國

2008年科羅拉多州蒙特羅斯(Montrose)縣為了處理由即將投入生產(chǎn)使用的鈾礦采冶、尾礦壩產(chǎn)生的廢液，主要組分包括：硫酸、FeSO4、Fe3(SO4)2、Na2SO4和(NH4)2SO4等(表2)。該地區(qū)屬于半干旱地區(qū)，依據(jù)該地區(qū)1967—2007年間的氣候條件數(shù)據(jù)，如：年蒸發(fā)率0.97 m等，鉆井勘測地下水位情況后，開展設(shè)計天然蒸發(fā)池[11]。天然蒸發(fā)池設(shè)計的處理量為24～48 m3/min，分為兩個部分進行天然蒸發(fā)處理：第一個部分包括十個蒸發(fā)池，邊長為91 m和183 m，用于處理鈾礦生產(chǎn)量為500 t/d產(chǎn)生的廢液；第二部分同樣包括十個蒸發(fā)池，規(guī)格同上，用于處理鈾礦生產(chǎn)量達到1 000 t/d產(chǎn)生的廢液。

表2　美國科羅拉多州蒙特羅斯縣鈾礦冶天然蒸發(fā)池

同時，借鑒美國早期利用天然蒸發(fā)池處理技術(shù)的經(jīng)驗和教訓，對天然蒸發(fā)池的設(shè)計增加了防滲設(shè)計措施。該天然蒸發(fā)池防滲設(shè)計包括三層結(jié)構(gòu)，其中有兩層厚度各為2 mm的高密度聚乙烯土工膜，最下面一層為至少0.9 m的低滲透性黏土層，防止?jié)B漏。為了防止天然蒸發(fā)池出現(xiàn)泄漏，及時對泄漏物進行收集，該天然蒸發(fā)池底部設(shè)計成1%的傾角，并配置水力傳導率大約0.06 m/min的排水系統(tǒng)。該泄漏收集管道由耐廢物和浸出物腐蝕結(jié)構(gòu)材料制成。

此外，為了防止周圍遷徙的水禽和其他鳥類進入天然蒸發(fā)池休息或棲息，從而造成對水禽和鳥類的毒害、致死或?qū)⒎派湫院怂卣`食，造成放射性核素的擴散，該天然蒸發(fā)池通過在四周設(shè)立木樁并配置加強拉繩，形成防護罩，防止鳥類的闖入(圖3)。

圖3　美國科羅拉多州縣鈾礦冶天然蒸發(fā)池設(shè)計示意圖(左圖)及防護罩(右圖)Fig.3　The solar evaporation pond layout of Montrose county uranium mine in Colorado, USA(left); Bird net (right)

該天然蒸發(fā)池的工程設(shè)計還考慮了100～1 000年內(nèi)可能發(fā)生各種事件/事故(如風暴等)可能引起的破壞后果預付措施。

2.2韓國

韓國原子力研究院(KAERI)對于其廠址內(nèi)的高通量中子反應(yīng)堆(HANARO)，材料試驗工廠(IMEF)，放射性同位素生產(chǎn)廠(RIPF)，輻照后測試廠(PIEF)以及該研究所內(nèi)的研發(fā)實驗室等設(shè)施在研究過程中產(chǎn)生的極低放射性廢液(小于5×10-6μCi/L)采用地下管道輸送到收集罐中，再輸送到天然蒸發(fā)設(shè)施中進行蒸發(fā)濃縮，濃縮泥漿用水泥固化并進行淺地表處置。該天然蒸發(fā)設(shè)施是一個獨立、封閉系統(tǒng)，包括廢液暫存池(容積為860 m3)、蒸發(fā)處理單元、空氣監(jiān)測系統(tǒng)和排風系統(tǒng)四個部分。整個天然蒸發(fā)池有四層，其中第二和第三層采用玻璃墻，用于吸收太陽輻照能量開展天然蒸發(fā)處理。該系統(tǒng)從1990年開始運行，達到環(huán)境零排放要求[12-13]。KAERI將該技術(shù)推廣應(yīng)用到韓國KRR1&2退役和韓國鈾轉(zhuǎn)化廠退役廢物管理中。

2.2.1韓國KRR1&2退役廢物管理(1997年1月～2008年12月)天然蒸發(fā)池

1962年開始運行的韓國第一座研究堆KRR1和1972年開始運行的第二座研究堆KRR2，1997年起進入退役階段。運行產(chǎn)生和現(xiàn)有的放射性液體廢物總量400 m3，放射性活度小于1.85×105Bq/m3，主要放射性核素是60Co和137Cs(表3)。所有的放射性廢液采用天然蒸發(fā)技術(shù)進一步濃縮，減容。該天然蒸發(fā)池從1999年開始運行，設(shè)施由KAERI提供設(shè)計、加工、建造和運行。年處理量200 t廢液，具體工作流程圖示于圖4。蒸發(fā)運行結(jié)束后，將底部的濃縮泥漿運走，進行水泥固化，或者繼續(xù)風干進一步減少固體體積。

2.2.2韓國鈾轉(zhuǎn)化廠退役廢物管理天然蒸發(fā)池[15]

韓國鈾轉(zhuǎn)化廠在完成對KNFC的鈾轉(zhuǎn)化工作之后，于2001年進入退役(2001年1月～2009年12月)。在退役過程中同樣采用天然蒸發(fā)池技術(shù)對產(chǎn)生和積存的放射性廢液進行濃縮和減容處理(圖5)。天然蒸發(fā)池產(chǎn)生的淤泥250 m3，主要含有硝酸鹽(NH4NO3,NaNO3)和質(zhì)量分數(shù)1%的天然鈾。采用KAERI提供的熱解處理技術(shù)對硝酸鹽進行分解，可以將硝酸鹽在泥漿中的含量降到10-4以下。處理量每天750 kg(每天10批次，每批次75 kg)。對于泥漿中的殘余鈾，采用電吸附技術(shù)進行去除，將泥漿中的鈾含量降至10-6以下。最后，經(jīng)過熱解處理和電吸附處理的泥漿送水泥固化車間進行固化，并送至淺地表處置場進行處置。

表3　運行產(chǎn)生的放射性廢液的放射性活度[14]

圖4　韓國KRR-1&2天然蒸發(fā)池工藝流程圖[14]Fig.4　The processing flowchat of solar evaporation pond to treat the LILW from KRR 1&2 in Korea

圖5　韓國UCF鈾轉(zhuǎn)化廠天然蒸發(fā)設(shè)施Fig.5　An solar evaporation system to treat the LILW from the UCF (uranium transfer factory) in Korea

此外，印度還開展了移動式天然蒸發(fā)池技術(shù)的研發(fā)和應(yīng)用，使得該技術(shù)可以應(yīng)用于小規(guī)模低水平放射性廢液的有效處理。

3結(jié)論

綜上所述，天然蒸發(fā)池技術(shù)的早期應(yīng)用處于開放狀態(tài)，而且處理設(shè)施占地面積較大，只考慮了場址地理/地質(zhì)條件和溫度條件(如：印度的Rajasthan，美國的漢福特廠區(qū)和澳大利亞的Lucas Heights)，沒有開展必要的場址安全評價(包括可能發(fā)生各種事件/事故的后果)，沒有考慮場址設(shè)置防滲功能，沒有設(shè)置防護區(qū)域防止周圍公眾誤入和生物的侵入等。由此，導致早期天然蒸發(fā)處理設(shè)施運行一段時間后，出現(xiàn)廢液滲漏并對周圍環(huán)境產(chǎn)生放射性污染，不得不關(guān)閉設(shè)施，并開展后續(xù)清污和退役等工作。

目前，通過建成具有防滲功能和防護罩(美國科羅拉多州Montrose縣鈾礦冶天然蒸發(fā)池)，以及采用設(shè)置雙層玻璃頂棚，利用太陽輻照熱能進行蒸發(fā)處理(韓國原子力研究院等)，或者是開展移動式天然蒸發(fā)池設(shè)施(印度等)對已有的天然蒸發(fā)池技術(shù)進行改進。根據(jù)美國、韓國等天然蒸發(fā)池設(shè)施運行經(jīng)驗，對天然蒸發(fā)池技術(shù)改進后同樣可以滿足蒸發(fā)處理技術(shù)要求，還可以使更多不具備合適地理條件的區(qū)域或國家可以采用該技術(shù)對低放射性廢液進行處理。

天然蒸發(fā)池技術(shù)由于具有節(jié)能、高效、易于操作等特點，在低水平放廢液處理領(lǐng)域是有力的技術(shù)手段。改進后的天然蒸發(fā)池處理技術(shù)進一步考慮了該技術(shù)應(yīng)用的安全、環(huán)保、高效以及小型化，有助于促進天然蒸發(fā)技術(shù)進一步推廣和應(yīng)用。

參考文獻：

[1]Jayadev T S, Edesess M. Solar ponds and their application[M]. Colorado: UC Categories, UC-59/62, 1980.

[2]Dlouhy Z, Cejnar F. Disposal of radioactive wastes[M]. Amsterdam: Elsevier Scientific Publishing Company, 1982.

[3]Proposed replacement nuclear research reactor, Lucas Heights, NSW[M]. Canberra: Parliamentary Standing Committee on Public Works, 1999.

[4]Khoe G. Effluent management practice at the AAEC Research Establishment[M]. [S.l.]: [s.n.], 1978.

[5]Environmental assessment of dewatering and RCRA removal action on the solar evaporation ponds[M]. Colorado: US Department of Energy Rocky Flats Plant, Predecisional Draft, 1990.

[6]Kathryn S D.A rational approach for evaluation and screening of treatment and disposal options for the solar pond sludge at Rocky Flats[C]. Colorado: [s.n.], 1996.

[7]Powers E W,Jackson G W. Rcra losure experience with radioactive mixed waste 183-H Solar Evaporation Basins at the Hanford Site[C]. [S.l.]: DOE, RCRA closure experience at the Hanford site, 1990.

[8]Hartman M J. Results of groundwater monitoring for the 183-H solar evaporation basins reporting period[M]. USA: DOE, 2006.

[9]WA7 89000 8967, Post-Closure unit 2 183-H solar evaporation basins chapter 1.0 revision 7[C/OL]. [2015-09-08]. http:∥www.doe.gov/hanford.

[10]Kumar S. Integrated radioactive waste management from NPP, research reactor and back end of nuclear fuel cycle-an India experience[C/OL]∥IAEA-SM-357/38[2015-09-08]. http:∥iaea.org/publish.

[11]Golder Associates Inc., evaporation pond design report pinon ridge project[M]. Colorado: Energy Fuels Resources Corporation, 2008.

[12]Hong D S, Ahn S J, Shon J S, et al. Current status of the radioactive waste treatment facility in KAERI[C]. Tucson: WM'07 Conference, AZ, 2007.

[13]Park H S, Shon J S. Conceptual data modeling of the integrated database for the radioactive waste management[C]. Tucson: WM'03 Conference, 2003.

[14]Jung K J, Park S K.Radioactive waste management plan during the TRIGA Mark Ⅰ and Ⅱ Decommissioning[C/OL]∥IAEA-SM-357/79[2015-09-08]. http:∥iaea.org/publish.

[15]Park J H. Experience in decommissioning at KAERI[C]. [S.l.]: Introduction to KAKEN, 2007.

Research and Development of Solar Evaporation on Low Level Radioactive Liquid Waste

ZHANG Hua

(DepartmentofRadioactiveChemistry,ChinaInstituteofAtomicEnergy,Beijing102413,China)

Abstract:Solar evaporation, which can save energy and obtain the higher decontamination factor, the larger treatment capability with the simpler designed and easy operation, was one of the general methods to treat low level radioactive liquid waste. However, the use of solar evaporation was limited because the facilities had to occupy the larger area and require sunshine for the longer duration, etc. Several cases form USA, Australian, India and South Korea were presented on R&D of solar evaporation to treat low level radioactive liquid waste.

Key words：solar evaporation; low level radioactive liquid waste; radioactive liquid waste treatment technology

doi：10.7538/tws.2016.29.01.0058

中圖分類號：TL364.5

文獻標志碼：A

文章編號：1000-7512(2016)01-0058-07

作者簡介：張華(1972—)，女，重慶人，研究員，主要從事放射性廢物處理處置技術(shù)研究

收稿日期：2015-09-08;修回日期：2016-01-08