放射性廢液貯槽安全整治研究

胡朝

（中核龍安有限公司 浙江臺(tái)州 317111）

某放射性廢液暫存排放系統(tǒng)已為所在核設(shè)施運(yùn)行服務(wù)多年，放射性廢液貯槽、泵、閥門和管路等系統(tǒng)部件已嚴(yán)重老化，出現(xiàn)了腐蝕，繼續(xù)運(yùn)行存在安全隱患。此外，由于該設(shè)施建造時(shí)間較早、原建造標(biāo)準(zhǔn)較低、防水能力較差，存在室外雨水滲透進(jìn)入放射性廢液貯槽造成廢物量增大和放射性核素?cái)U(kuò)散的風(fēng)險(xiǎn)。目前，該核設(shè)施仍在正常運(yùn)行，承擔(dān)各項(xiàng)生產(chǎn)和運(yùn)行任務(wù)，現(xiàn)有條件下，只能通過對(duì)其放射性廢液暫存系統(tǒng)單獨(dú)進(jìn)行安全整治以消除安全隱患。

1 設(shè)施現(xiàn)狀

放射性廢液暫存排放系統(tǒng)的廢液貯槽埋設(shè)于地面以下，槽口比地面低1.5m，采用3mm 厚不銹鋼板焊接成箱型，尺寸為4m×1.5m×1.2m（長(zhǎng)×寬×高），貯槽外圍是磚混加水泥抹面，無(wú)放射性廢液的包容能力。經(jīng)過多年使用，放射性廢液貯槽已有明顯的銹蝕痕跡，貯槽底部沉積了約20cm厚底泥且已出現(xiàn)板結(jié)，底泥上方為低水平放射性廢液。由于放射性廢液貯槽頂部為開放式，槽口低于地面，在強(qiáng)降雨時(shí)，雨水會(huì)由放射性廢液貯槽間西側(cè)的墻根滲透進(jìn)入廢液貯槽間，隨后流入放射性廢液貯槽內(nèi)。

對(duì)廢液和底泥進(jìn)行核素分析，廢液和底泥中主要含有Cs、Co、Sr、H的4種放射性核素，比活度見表1。槽口地面處實(shí)測(cè)γ 劑量率達(dá)到0.3mSv/h。根據(jù)放射性核素分析結(jié)果，貯槽內(nèi)的底泥達(dá)到了中放水平，廢液放射性水平相對(duì)較低為低放廢液。

表1 放射性核素分析結(jié)果Bq/L

2 廢液貯槽整治方案分析

放射性廢液貯槽貯存的廢液和底泥是主要輻射源項(xiàng)，廢液可利用現(xiàn)有排放系統(tǒng)轉(zhuǎn)運(yùn)，貯槽底部中放水平底泥的回取和整備是放射性廢液貯槽安全整治的關(guān)鍵環(huán)節(jié)。我國(guó)現(xiàn)有許多運(yùn)行多年的放射性廢液貯罐，放射性廢液貯罐退役活動(dòng)中廢液底部泥漿回取、放射性泥漿處理等技術(shù)仍存在技術(shù)瓶頸，是退役的難點(diǎn)和重點(diǎn)，核設(shè)施退役是我國(guó)核工業(yè)短板之一。下文對(duì)廢液貯槽內(nèi)底泥回取和整備的可行性進(jìn)行初步分析。

2.1 底泥回取方案

2.1.1 人工回取

首先，利用現(xiàn)有廢液排放系統(tǒng)，將槽內(nèi)放射性廢液排空，然后在廢液貯槽邊緣現(xiàn)場(chǎng)設(shè)置移動(dòng)式屏蔽體，工作人員穿戴鉛屏蔽工作服后，利用長(zhǎng)柄工具將貯槽底泥取出，裝入準(zhǔn)備好的混凝土型廢物桶，現(xiàn)場(chǎng)設(shè)置臨時(shí)吊運(yùn)裝置進(jìn)行廢物桶的吊運(yùn)，人工回取底泥存在的問題。

（1）在放射性廢液排空后，貯槽口附近劑量率較高，設(shè)置移動(dòng)式屏蔽體、穿戴鉛防護(hù)服屏蔽效果有限，屏蔽體和鉛防護(hù)服不便于人員頻繁操作，將延長(zhǎng)操作人員停留時(shí)間，操作人員的輻射安全難以保證。

（2）現(xiàn)場(chǎng)工作場(chǎng)所空間受限，手工操作效率低，人員停留時(shí)間長(zhǎng)，存在輻射安全問題。

（3）底泥集中于貯槽底部，操作過程容易出現(xiàn)底泥濺落擴(kuò)大放射性污染區(qū)域，造成放射性物質(zhì)擴(kuò)散。

（4）放射性廢液貯槽為方形槽，存在操作死角，會(huì)殘留一定量底泥無(wú)法處理。

2.1.2 利用泥漿泵回取

考慮到減少操作人員現(xiàn)場(chǎng)操作時(shí)間以降低受照劑量，可以考慮采用機(jī)械設(shè)備進(jìn)行回取。在不排空底泥上方廢液的情況下，首先，采用壓縮空氣對(duì)底泥進(jìn)行攪拌，使板結(jié)底泥破碎并懸浮在廢液中。房間內(nèi)配置包含泥漿泵、過濾器等設(shè)備的回取裝置，循環(huán)抽取貯槽內(nèi)的懸浮液，逐步將底泥過濾收集在過濾器中。底泥回取后，將貯槽內(nèi)的廢液利用現(xiàn)有廢液排放系統(tǒng)排空，過濾器連同收集的底泥一起整備處理。利用泥漿泵回取底泥，能使操作人員能夠遠(yuǎn)距離操作，減少近距離操作時(shí)間以降低操作人員受照劑量，但仍存在以下問題。

（1）壓縮空氣攪拌底泥會(huì)使放射性氣溶膠彌散在房間內(nèi)，需要增加臨時(shí)空氣過濾設(shè)施；泥漿泵、過濾器等構(gòu)成的回取裝置會(huì)成為二次放射性廢物。

（2）泥漿泵輸送底泥的回取效果與底泥狀態(tài)密切相關(guān)，底泥構(gòu)成成分復(fù)雜，需選用過濾精度不同的多級(jí)過濾器，過濾效果需進(jìn)行實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證。

（3）收集底泥的過濾器仍需操作人員近距離處理，同樣存在輻射安全隱患。

（4）現(xiàn)場(chǎng)空間受限，布置泥漿泵及過濾器等設(shè)備比較困難。

（5）考慮泥漿回取順利完成，泥漿泵、過濾器等回取裝置經(jīng)運(yùn)行后，成為放射性固體廢物，增大放射性廢物量，面臨后期廢物處置問題。

2.1.3 機(jī)器人回取

為進(jìn)一步降低操作人員受照劑量，考慮進(jìn)一步提高底泥回取的自動(dòng)化水平。在核設(shè)施退役活動(dòng)中，對(duì)強(qiáng)輻射、高污染區(qū)域或人員難以達(dá)到區(qū)域的操作，可以考慮采用工業(yè)機(jī)器人，實(shí)施操作過程與人工回取類似。典型的機(jī)器人如BROKK 拆除機(jī)器人可無(wú)線遙控操作，車體緊湊，配備多種破拆工具并可快速更換，在國(guó)內(nèi)放射性廢物處理設(shè)施中已有應(yīng)用，也是未來核設(shè)施退役過程中必要的工具之一。在廢液貯槽底泥回取過程中，若采用機(jī)器人實(shí)施，存在以下幾方面的問題。

（1）機(jī)器人設(shè)備費(fèi)用和運(yùn)行維護(hù)費(fèi)用高，結(jié)合廢液貯槽整治工程量、操作時(shí)間等各方面條件，經(jīng)濟(jì)性較差。

（2）由于貯槽上方建筑暫不拆除，貯槽所在房間區(qū)域空間狹窄，不滿足機(jī)器人運(yùn)行操作空間需求。

（3）廢液貯槽為方形槽，存在操作死角，機(jī)器人操作會(huì)殘留較多底泥，最終實(shí)施過程中仍需要人工進(jìn)行較大量的操作才能最終完成底泥回取操作。

2.2 底泥整備方案

2.2.1 水泥固化

水泥固化中低放廢物有工藝簡(jiǎn)單、設(shè)備運(yùn)行投資少、不需加熱耗能少、操作安全等優(yōu)點(diǎn)，核設(shè)施所在的廠區(qū)建設(shè)有水泥固化設(shè)施，但只能處理低放廢物。由于放射性廢物具有放射性且含有通?；炷林兴鶝]有的各種化學(xué)成分，不同放射性廢物的水泥固化配方不同，需要通過試驗(yàn)找出最佳配方。廢液貯槽內(nèi)底泥為多年運(yùn)行期間沉積物質(zhì)，化學(xué)成分復(fù)雜，實(shí)施水泥固化前，需進(jìn)行試驗(yàn)研究驗(yàn)證其可行性，廠區(qū)現(xiàn)有設(shè)施不能滿足水泥固化要求。

2.2.2 桶內(nèi)干燥

桶內(nèi)干燥具有很高的減容比，國(guó)外核電站逐步開發(fā)該技術(shù)來處理放射性濕廢物，是放射性廢物處理的新途徑。桶內(nèi)干燥是利用干燥室對(duì)裝有放射性廢物的桶進(jìn)行加熱，去除其中的水分，干燥后的固體廢物連桶經(jīng)處理后一并進(jìn)行貯存或處置。對(duì)于放射性底泥，適合采用微波加熱型裝置進(jìn)行桶內(nèi)干燥。德國(guó)Linn High Therm公司開發(fā)了利用微波加熱進(jìn)行桶內(nèi)干燥的技術(shù)，并建立了試驗(yàn)工廠，通過監(jiān)測(cè)流量、溫度、壓力及液位，控制微波的能量、底泥進(jìn)料量，成功進(jìn)行了模擬廢液的干燥處理；美國(guó)能源部利用微波在空腔內(nèi)分布均勻的特性成功研制了桶內(nèi)干燥試驗(yàn)裝置，多次處理了含有超鈾核素的底泥。從廢液貯槽回取的底泥若考慮采用桶內(nèi)干燥技術(shù)進(jìn)行整備，需新設(shè)計(jì)建造一套桶內(nèi)干燥裝置。根據(jù)項(xiàng)目實(shí)際情況和桶內(nèi)干燥技術(shù)現(xiàn)狀，仍存在較大困難，具體如下。

（1）國(guó)內(nèi)桶內(nèi)干燥技術(shù)處于研究階段，暫無(wú)工程應(yīng)用實(shí)例。

（2）桶內(nèi)干燥裝置需要考慮工藝設(shè)備運(yùn)行及輻射防護(hù)措施，現(xiàn)場(chǎng)不具備新建工藝裝置和輻射防護(hù)措施的場(chǎng)地條件。

（3）桶內(nèi)干燥試驗(yàn)裝置系統(tǒng)較為復(fù)雜，投資費(fèi)用較高。

2.3 結(jié)論

2.3.1 底泥回取方案比選分析

對(duì)3 種底泥回取方案進(jìn)行比較分析：人工回取存在難以解決的輻射安全問題；采用泥漿泵回取底泥的效果需要驗(yàn)證且產(chǎn)生一定量的二次廢物；采用機(jī)器人費(fèi)用太高，且現(xiàn)場(chǎng)空間受限，同樣存在殘留底泥。通過分析可以看出，每種方案都存在一定的可行性，但是也在某方面具有較大的局限性，當(dāng)前條件下的放射性貯槽底泥回取在工程實(shí)施上存在較大困難。

2.3.2 底泥整備比選分析

對(duì)兩種底泥整備方案進(jìn)行比較：由于底泥成分復(fù)雜，廠區(qū)現(xiàn)有水泥固化設(shè)施無(wú)法滿足本項(xiàng)目底泥的固化需要，水泥固化方案需要通過試驗(yàn)驗(yàn)證配方；桶內(nèi)干燥技術(shù)研究國(guó)內(nèi)尚無(wú)工程應(yīng)用，僅進(jìn)行了非放射性濃縮液、廢樹脂桶內(nèi)干燥裝置的初步研究，工程化難度較大。

綜上所述，底泥回取及底泥整備兩個(gè)工程環(huán)節(jié)都存在較大的困難，且兩項(xiàng)工程環(huán)節(jié)為前后順序，要最終實(shí)現(xiàn)底泥的安全處理，還需要將兩個(gè)環(huán)節(jié)在工程上銜接起來，在工程實(shí)施中進(jìn)一步增大實(shí)施難度。因此，放射性廢液貯槽底泥回取和底泥處理方案難度較大，在當(dāng)前技術(shù)和工程條件下可行性較低。

3 廢液貯槽安全封存方案

IAEA 把核設(shè)施退役分為3 種策略，即立即拆除、封固埋葬和延緩拆除。立即拆除通常是一種優(yōu)先策略，是在核設(shè)施關(guān)停之后開始去污、拆除和場(chǎng)址的清污，放射性物質(zhì)轉(zhuǎn)運(yùn)到已經(jīng)準(zhǔn)備好的貯存或處置場(chǎng)地。封固埋藏是把核設(shè)施整體或它的主要部分處置在它的現(xiàn)在位置或核設(shè)施邊界范圍的地下，讓其衰變到允許從審管控制釋放的水平。延緩拆除也稱為安全貯存或安全封存，是設(shè)施在保證安全條件下進(jìn)行長(zhǎng)期貯存，讓放射性核素進(jìn)行衰變，待條件成熟后再進(jìn)行拆除活動(dòng)。對(duì)于安全封存，需考慮包容、隔離、監(jiān)測(cè)、防止人員和動(dòng)物闖入等安全措施，IAEA有專題技術(shù)報(bào)告論述安全封存要求。美國(guó)漢福特廠區(qū)的9座反應(yīng)堆屬于天然鈾石墨水冷堆，由于石墨生產(chǎn)堆退役技術(shù)復(fù)雜工程實(shí)施難度大，選擇了安全封存方案，已經(jīng)完成了部分反應(yīng)堆的安全封存。在目前條件下，對(duì)放射性廢液貯槽單獨(dú)退役處置可行性較低，為消除放射性廢液貯槽的安全隱患、保障核設(shè)施正常運(yùn)行，可考慮對(duì)放射性廢液貯槽進(jìn)行安全封存。結(jié)合放射性廢液暫存排放系統(tǒng)現(xiàn)狀，對(duì)低放廢液貯槽采取的安全封存措施如下。

（1）排空廢液貯槽內(nèi)現(xiàn)有廢液，拆除已出現(xiàn)老化和腐蝕的廢液接收排放管路，避免進(jìn)一步腐蝕，消除廢液接收排放及暫存過程存在的放射性廢液泄漏風(fēng)險(xiǎn)。

（2）對(duì)廢液貯槽間廠房外部進(jìn)行安全整治，提高廠房周圍場(chǎng)地高度，進(jìn)一步對(duì)房間外墻增加防水措施，避免雨水積聚滲入廢液貯槽所在房間。

（3）在貯槽上方增設(shè)鋼板或混凝土板進(jìn)行屏蔽，減少放射性底泥對(duì)鄰近房間產(chǎn)生的不必要輻射照射。

（4）房間內(nèi)增設(shè)進(jìn)排風(fēng)管道進(jìn)行定期通風(fēng)，有效降低房間內(nèi)放射性氣溶膠水平，房間增設(shè)氣溶膠取樣點(diǎn)，定期了解房間內(nèi)氣溶膠濃度水平。

（5）貯槽內(nèi)增設(shè)液位報(bào)警系統(tǒng)，信號(hào)引入核設(shè)施控制室，可以及時(shí)發(fā)現(xiàn)放射性廢液貯槽異常情況。

（6）采取實(shí)體和行政管理措施，防止人員誤入廢液貯槽間。

核設(shè)施退役工程中，為安全、經(jīng)濟(jì)地完成退役任務(wù)，需開展針對(duì)性的研究和論證。當(dāng)前，我國(guó)針對(duì)停運(yùn)核設(shè)施未明確制定核設(shè)施退役的策略，上述安全整治措施針對(duì)現(xiàn)有的安全隱患和實(shí)際情況考慮整治方案，可以排除安全隱患，安全整治措施工程量較小，具有較好的工程可行性。

4 結(jié)語(yǔ)

本文所述放射性廢液貯槽運(yùn)行多年已存在嚴(yán)重安全隱患，擬進(jìn)行拆除退役，根據(jù)源項(xiàng)調(diào)查結(jié)果和實(shí)際情況，貯槽拆除的難點(diǎn)是底泥的回取和整備。通過對(duì)底泥回取和整備方案進(jìn)行比選分析，本文認(rèn)為無(wú)論從技術(shù)可行性方面，還是從經(jīng)濟(jì)合理性方面，該貯槽均不具備單獨(dú)拆除退役的條件，通過采取必要的安全措施消除貯槽現(xiàn)有安全隱患，使其能夠安全封存，是目前最為合理可行的途徑。本文提出的放射性廢液貯槽安全整治方案對(duì)類似核設(shè)施退役或安全整治工作也有一定的借鑒意義。