田湾核电站水泥固化系统的改进探讨

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田湾核电站水泥固化系统的改进探讨

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田湾核电站水泥固化系统的改进探讨

作者：佚名文章来源：不详点击数：更新时间：2008-9-24 8:54:21

                     周顺科（江苏核电有限公司，江苏连云港，222042）
摘要介绍了田湾核电站一期工程水泥固化系统的设计功能，分析了系统设计存在的问题，对系统的改进方案进行了讨论，重点对200 L钢桶固化方案的优点和采用200 L钢桶固化方案替代混凝土桶固化方案的可行性进行了说明，并提出了对田湾核电二期工程的改进意见。
关键词水泥固化功能缺陷效益改进意见
Abstract The article introduced the design function of radwaste solidification system of TNPS first phase project, analyzed the existing problems, discussed the scheme for the system improvement, stressed the advantages of solidification scheme by using 200 liter steel cask and the feasibility of solidification scheme that replaces concrete cask by using 200 liter steel cask, and presented the improvement ideas to TNPS second phase project.
Key words Radwaste solidification Function Problem Benefit Improvement idea
1 系统的设计功能
1.1 概述
    田湾核电站一期工程水泥固化系统是由德国NUKEM公司负责设计和设备制造供货，并负责指导该系统的安装和调试。
    该系统主要用于固化田湾核电站运行过程中产生的液体放射性废物，包括放射性废液处理系统产生的蒸残液、泥浆和废树脂，处理能力为蒸残液和泥浆80 m3/a，中放废离子交换树脂25 m3/a。固化后产生的放射性固体废物贮存在放射性固体废物贮存库。
1.2 系统功能
    通过水泥与液体放射性废物中的水的化合作用使废物由液体状态转变为固体状态，将田湾核电站一期运行中产生的放射性废液通过液体放射性废物处理系统（KPF系统）的蒸发浓缩和离子交换树脂得到的浓缩液体放射性废物（蒸残液和废树脂）固化包容在混凝土废物桶中，以便于放射性废物的贮存、运输和处置。
    根据功能划分，本系统分为水泥贮存及水泥浆制备、废树脂的准备、蒸残液的准备和桶内搅拌、废物桶的封盖、废物桶的监测和吊运、过程控制及仪表6个子系统。水泥贮存及水泥浆制备子系统用于水泥的接收和贮存、水泥的装桶和水泥砂浆的制备；废树脂的准备子系统用于废树脂的接收和贮存、废树脂的混合和蒸残液的循环；蒸残液的准备和桶内搅拌子系统用于蒸残液（和泥浆）的接收和贮存、废液（蒸残液、泥浆和废树脂）的固化以及固化后混凝土废物桶的输送和养护；废物桶的封盖子系统是采用水泥砂浆对固化养护后的混凝土废物桶进行封盖，以屏蔽桶内的放射性；废物桶的监测和吊运子系统用于测量废物桶的剂量率（废物表面和距废物桶表面1 m处）、将测量的结果录入数据库并进行处理以及将监测后的废物桶运送到吊装工位，以便吊入固体放射性废物库贮存；过程控制及仪表子系统用于控制相关的设备及工艺过程，显示设备的工艺状态。
2 系统设计潜在的改进课题
    目前，田湾核电站一期工程水泥固化系统主要存在以下问题：（1）采用混凝土废物桶固化方案时，混凝土桶实际装载的废物固化体体积与固化最终形成废物包的体积百分比较小，废物包体积增容比大，容器的容积有效利用率低，固化过程中产生的固体废物量大；（2）在系统设计、设备设计和制造以及系统运行等方面尚缺乏经验。国内有许多单位如秦山一期、核动力院和中国原子能研究院也采用了水泥固化方案，他们采用的水泥固化方案和田湾核电站采用的水泥固化方案类似，固化的主要过程和装备基本相同，所不同的是上述单位采用的是200 L钢桶，主要装备的尺寸和规模都较小，而田湾核电站采用的是直径为1.4 m、高1.3 m、壁厚150 mm、重量为2.5 t的混凝土桶（固化废物后总重为5.5 t），主要装备的尺寸和规模都比较大，缺乏相关设计、制造和运行经验。大亚湾核电站尽管也采用混凝土桶固化方案，但他们采用的是法国核电站比较广泛使用的、有成熟的设计、制造和使用经验的混凝土桶水泥固化生产线，运行情况较好。但为了减少废物体积，他们也在考虑采用200 L钢桶进行水泥固化方案改造的可行性。
（3）废树脂贮槽和浓缩液贮槽封头布置在楼板下面，以及贮槽和浓缩液贮槽密封在各自的隔离间，但没有为它们的安装和今后的检修、更换设置成可拆卸或可活动的屏蔽墙，不便于设备的检修和更换，势必使作业量增大，造成人员受照剂量多；
（4）每台机组各自设置一套水泥固化系统，增加了电站的投资，增加了电站的运行、维修工作量和作业的集体剂量，增加了电站的运行成本。 3 系统改进方案探讨鉴于田湾核电一期工程中水泥固化系统存在上述问题，为了有利于电站的运行、维修，提高电站的经济性和对环境保护的贡献，建议在田湾核电二期工程中作以下改进。
3.1 采用200 L钢桶固化方案替代目前的混凝土桶固化方案
    这主要是基于200 L钢桶固化方案的成熟性和经济性来进行考虑的。与混凝土桶固化方案对比，200 L钢桶固化方案具有以下优点：（1）减少固化废物的体积，有利于环境保护
    由于核电站最终送往处置场处置的低、中水平放射性废物的体积（包括包装容器本身在内的总体积）在一定程度上反映了核电站的运行和维修管理水平，同时为了降低放射性固体废物的最终处置费用，尽量减少废物处置对环境可能造成的不利影响，核电站废物最少化已经越来越引起核电界的重视。WANO（世界核运行者协会）已经将核电站每台机组每年最终所产生的放射性固体废物体积与机组能力因子、非计划停堆次数、安全系统性能等并列为核电站运行业绩考核的十大指标之一。同时，在废物处理过程中，选择适当的处理工艺和固化配方，减少废物产生量，使放射性废物的产生最少化也是国家有关放射性废物管理的要求。
    国标GB 14500-2002《放射性废物管理规定》明确提出，放射性废物管理的主要目标是“控制废物的产生量，尽可能减少所产生废物的活度和体积，达到最优化，使其在放射性活度和体积两方面都保持在实际可达到的最少量”。 1）采用混凝土桶作固化包装容器，混凝土桶实际装载的废物固化体体积与固化最终形成废物包的体积百分比较小，废物包体积增容比大，容器的容积有效利用率低。大亚湾核电站TES系统采用Ⅰ型、Ⅱ型、Ⅲ型和Ⅳ型4种型号的混凝土桶固化放射性废液和废过滤器芯子等。混凝土桶型号及外形尺寸如表1所示。
    上述各类混凝土桶装载废物后最终形成废物包的体积以及其实际装载的废物固化体的体积见表2。由表中数据可以看出，对Ⅰ型和Ⅳ型混凝土桶，其中装载的固化体体积只占47.5%～40%，其它52.5%～60%的体积实际是混凝土的体积。如果采用Ⅱ型和Ⅲ型混凝土桶，其中装载的固化体体积就更减少到17.5%和7%，其它82.2%和93%都是混凝土体积。这就是采用混凝土桶方案的不合理之处。大亚湾核电站近几年来TES系统采用的主要是Ⅰ型和Ⅳ型混凝土桶，未采用壁厚较大的Ⅱ型和Ⅲ型，目的也是为了提高废物体在废物包中所占体积百分比，减少所形成的废物的总体积。田湾核电站目前水泥固化系统采用的混凝土桶尺寸与大表1 大亚湾核电站TES系统所采用的混凝土桶型号及外形尺寸混凝土桶型号外径，m 内径，m 壁厚，m 总高，m Ⅰ型 1.40 1.10 0.15 1.3 Ⅱ型 1.40 0.8 0.3 1.3 Ⅲ型 1.40 0.6 0.4 1.3 Ⅳ型 1.10 0.8 0.15 1.3 表2 各类混凝土桶装载废物后最终形成废物包/实际装载的废物固化体的体积项目                                 Ⅰ型 Ⅱ型 Ⅲ型 Ⅳ型装载废物后形成废物包总体积，m3 2 2 2 1.24 实际装载的废物固化体体积，m3 0.95 0.35 0.14 0.5 混凝土桶本身所占净体积，m3 1.05 1.65 1.86 0.74 废物体在废物包中所占体积百分比，% 47.5 17.5 7 40
    亚湾核电站Ⅰ型相同，其装载的固化体体积占装载废物后形成废物包总体积的百分比只有47.5%，即采用这种型号的混凝土桶固化，其容积有效利用率47.5%，废物包的体积增容比为2.1：1。这意味着在水泥固化所形成的废物包中，有52.5%的体积被浪费，没有得到有效利用，或者说在所产生的2.1 m3废物中，由废物桶本身所产生的废物的体积就占了1.1 m3，比其所包容的固化废物体的体积（1.0 m3）还多，也即在用混凝土桶固化的过程中，由混凝土桶产生了大量的废物，这是采用混凝土桶固化方案的一大缺陷，需要加以研究和改进。采用200 L钢桶固化方案则能有效解决这一问题。 2）采用200 L钢桶固化方案废物包的体积增容比较小（1%都不到），容器的容积有效利用率较高。
    标准200 L钢桶的直径为560 mm，高度为860 mm，壁厚为1.2～1.25 mm，加厚型钢桶的壁厚为1.5 mm（EJ1042-1996）。由于壁厚很薄，由钢桶底板和桶壁所占据的体积份额很小。因此，采用200 L钢桶固化方案，基本上不会因为钢板的壁厚而增加废物包的体积，即废物包的体积基本上接近废物固化体的体积。采用桶内搅拌装置搅拌混合时，桶的装填系数可以达到接近95%（秦山一期为94%）。在考虑钢桶壁厚这一因素，其装载的固化体体积占装载废物后形成废物包总体积的百分比可以达到93%，废物包的体积增容比小于1.08：1。与混凝土废物桶相比，采用200 L钢桶固化方案后可以减少将近一半（49%）固体放射性废物的体积（由蒸残液和废树脂固化所形成）。
    以田湾核电站设计资料为例，采用混凝土桶固化方案，正常运行后每年由蒸残液和废树脂固化所产生的废物量是140个混凝土废物桶，每个混凝土废物桶的体积是2 m3，固化后废物包的总体积为280 m3。如以混凝土废物桶固化的有效容积利用率为0.475、钢桶固化的有效容积利用率为0.93进行计算，采用200 L钢桶固化方案所产生的废物包的体积为280×0.475/0.93=143 m3，与混凝土桶固化方案相比，废物体积可以减少137 m3。
（2）有利于提高系统运行的经济性
    与混凝土桶固化方案对比，采用200 L钢桶固化方案可以减少废物产生量、降低系统对设备尺寸和动力功能的要求，减少系统建造、运行、维修和所产生的放射性固体废物的处置费用，提高系统运行的经济性。
1）可以节省的废物桶购置费用根据俄方设计文件，正常每台机组每年由蒸残液和废树脂固化所产生的废物量是140桶，取混凝土废物桶价格为6 000元/个、200 L钢桶价格为350元/个、钢桶固化的有效容积利用率为0.93进行计算。根据前面的计算，用钢桶固化同样数量蒸残液和废树脂所产生的废物包的体积为143 m3，按照每个钢桶的体积200 L计算，需要的钢桶数量为： 143÷0.2=715（个）采用混凝土桶固化方案采购混凝土桶需要的费用为： 140个×6 000元/个=840 000元采用200 L钢桶固化方案采购钢桶需要的费用为： 715个×350元/个=250 250元因此，采用200 L钢桶固化方案每台机组每年可以节省的废物桶购置费用为： 840 000－250 250 = 589 750（元）将近60万元。
2）可以节省的废物包处置费用广东核电合营有限公司曾经对废物包的处置费用进行过测算，考虑废物处置场的建设费、处置场的运行和管理费（包括废物运输费，工作人员劳务费和维修、动力费用）和处置场关闭后建造覆盖层费用以及长期监视维护费用，1 m3废物包的处置总费用约需1.3万元。根据这一测算，采用混凝土桶固化方案处置每台机组每年所产生的废物所需的废物处置费为： 280 m3×1.3万元/ m3=364万元而采用200 L钢桶固化方案处置每台机组每年所产生的废物所需的废物处置费为： 143 m3×1.3万元/ m3=185.9万元因此，与混凝土桶固化方案相比，采用200 L钢桶固化方案每台机组每年可节省的废物处置费为： 364–185.9 =178.1（万元）
3）可以节省的总费用本处所述可以节省的总费用仅仅是上述两项费用之和，不包括由于采用200 L钢桶方案使所需的固化系统设备的规模减小、造价降低而节省的项目投资等费用（因为不了解相关设备的相应的合同价格，所以不对此进行计算）。采用混凝土桶固化方案每台机组每年所需的总费用为： 84＋364=448（万元）采用200 L钢桶固化方案每台机组每年所需的总费用为： 25＋185.9 = 210.9（万元）因此，仅考虑废物桶的购置费和废物处置费两项，采用200 L钢桶固化方案每台机组每年可以节省的总费用为： 448－210.9 = 237.1（万元）
    两台机组每年可以节省将近500万元的费用（474.2万元）。如果再考虑200 L钢桶固化方案所需的系统设备的规模减小带来的设备采购、系统建造、运行和维修等费用的减少，效果将更为显著。因此，采用200 L钢桶固化方案，从经济效益来说，确实是相当可观的。
（3）有利于运行和维修由于200 L钢桶固化方案所涉及设备较小，技术比较成熟，便于运行操作和控制，减少维修工作量和维修时间，有利于减少作业人员的受照剂量。从辐射防护的原则、角度去考虑，也是十分有益的。与混凝土桶固化方案对比，更有利于运行和维修。
（4）从管理的角度，符合国家有关放射性废物管理方面的规定和国标对放射性固体废物的运输要求
    国标GB 14500-2002 《放射性废物管理规定》在“5 废物管理的基本原则”、“8 废物产生的控制”、“10 基本要求” 和“11 废物的整备”的相关章节中明确提出对废物管理的主要目标是“应控制废物的产生量，尽可能减少所产生废物的活度和体积，达到最优化，使其在放射性活度和体积两方面都保持在实际可达到的最少量”，并且要求“在废物处理和整备设施的优化设计中，应采用使用寿命长、操作维修简便、处理效果好、投资和运行费用低以及二次废物产生量少、减容比大、包装体积小的方案”。与混凝土桶固化方案对比，采用200 L钢桶固化方案可以减少约50%左右的放射性固体废物的产生量，同时技术成熟，便于运行和维修，满足国标GB 14500-2002《放射性废物管理规定》“有利于环境保护、提高废物减容量、减小废物包装体体积、使放射性废物的产生最少化、使运行与维修简单和安全、力求获得最佳的技术、经济、环境和社会效益，并有利于可持续发展”方面的要求。尽管国标GB 11928-89《低、中水平放射性固体废物暂时贮存规定》规定废物容器外表面剂量率应低于2 mSv/h，但该要求是对放射性物质安全运输规定的要求，更准确的说是对放射性物质厂外运输的要求，并不是在核电站内任何环节都要求放射性废物包装容器外表面的辐射剂量率都要小于2 mSv/h。在对放射性废物的运输方面，在HAF 0800《核电厂放射性废物管理安全规定》第7章中有明确的说明，现摘录如下： 7.1厂外运输 7.1.1厂外运输必须符合国家关于放射性物质运输的规定，国家运输必须符合有关的国家规章。
7.1.2应选择适当的废物运输的方式和路线，以限制运输所造成的影响。 7.2厂内运输 7.2.1在核电厂内或厂区边界内的放射性废物的运输必须符合国家的有关规定。 7.2.2 厂区运输的最低要求是必须确保厂区人员有足够的辐射防护，并足以防止放射性物质向环境释放。
    由此可以看出，放射性废物的厂外运输强调的是必须符合放射性物质安全运输规定（废物包外表面剂量率小于2 mSv/h，是其主要的要求内容之一）；而对厂内运输强调的则是必须确保厂区人员有足够的辐射防护。可以认为距离、时间和屏蔽都是辐射防护措施，因此，厂内运输不是单一地强调屏蔽措施（即通过屏蔽来保证废物包外表面辐射剂量率小于2 mSv/h）。
    在电厂内部贮存时，由于放射性废物仍然在电厂的范围内受到控制，并没有超出电厂以外的环境，不会对公众和环境造成影响，因此，放射性废物容器外表面剂量率并非必须达到GB 11928-89《低、中水平放射性固体废物暂时贮存规定》所规定的表面剂量率应低于2 mSv/h的要求，只要在上述放射性废物从电站运出、运往放射性固体废物处置场处置时满足上述要求即可。
    在正常运行条件下，核电厂绝大部分废物（根据美国统计大约是90%左右）用200 L钢桶做包装容器，容器外表面剂量率就已小于2 mSv/h。在无屏蔽状态下，浓缩废液固化物表面剂量率约0.2～0.5 mSv/h，废树脂固化物表面剂量率约5～8 mSv/h。对于少数比活度较高的废物在用200 L钢桶包装后，如果要厂外运输，也完全可以通过带屏蔽的运输容器来解决，只需要保证运输容器外表面的辐射剂量率小于2
     mSv/h即是满足放射性物质安全运输规定的该项要求，而运输容器可重复使用，不会增加所置废物包的体积。
    在放射性废物处置领域中，半衰期长的放射性核素一般是指半衰期大于30年的放射性核素，而半衰期相对较短的核素一般是指半衰期小于或等于30年的放射性核素（包括137Cs）。M-310型核电厂浓缩废液和废树脂中主要放射性核素是134Cs、137Cs、60Co，其中除137Cs半衰期是33年外，134Cs、60Co的半衰期都只有2年左右，而137 Cs在废物领域又明确划分到了半衰期小于或等于30年的核素类。废过滤器芯中则主要是活化放射性核素（包括51Cr、54 Mn、58Co、59Fe、60Co、110mAg和124Sb等），其中半衰期较长的60 Co（半衰期2.5年）和54Mn（半衰期314天）各占约3%份额，约占60%份额58Co其半衰期只有71天，其它核素半衰都很短。
    因此，对于PWR核电厂的中低放废物，可以明确认为是不需要采用耐久性的不锈钢或混凝土制造的包装容器，而只需要采用能在废物整备、贮存、运输和处置过程中提供包容功能的非耐久性容器，200 L钢桶完全可以满足这方面的要求。
（5）有利于废物的贮存和运输采用200 L钢桶固化方案后，固化后形成的废物包的体积小、重量轻，需要的废物包吊装设施的起重能力减小，有利于废物包的吊装和运输。同时，由于减少了废物产生量，可以减少废物贮存库的容量或者同样容积的废物库可以贮存更多运行年所产生的放射性固体废物。另外，由于与检修废物均采用钢桶，统一了废物桶的型号，便于废物库的统一管理。
（6）技术上比较成熟，改造实施难度不大
    目前采用200 L钢桶固化核电厂产生的蒸残液和废树脂的技术比较成熟，国内的原子能院、核动力院和秦山一期采用的都是这种方案，运行和使用的效果都很好。田湾核电二期采用200 L钢桶固化方案进行改造的难度也不大。目前田湾核电一期的固化工艺及其控制系统在技术上还是比较先进的，因此，在二期工程中，可以基本保持目前一期工程所采用的固化工艺和控制系统，只需对其作少量的修改。对系统所涉及的主要设备，如桶内搅拌装置

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