刘慧银，曹 玲，单志明，张冀兰

中核核电运行管理有限公司，浙江海盐，314300

1 放射性废液的简述

根据国际原子能机构的规定，放射性废液根据其放射性活度的大小可分为四级：第I 级放射性活度小于或等于3700Bq/L，为弱放废液；第II 级放射性活度大于3700Bq/L，小于或等于3.7×105Bq/L，为低放废液；第III 级放射性活度大于3.7×105Bq/L，小于或等于3.7×109Bq/L，为中放废液；第IV级放射性活度大于3.7×109Bq/L，为高放废液。在压水堆核电站运行过程中要产生一定数量的放射性废液，其中绝大多数属于弱放及低放废液，但也有相当数量的中、高放废液，这些废液必须进行处理，否则将对环境产生一定的危害。

2 秦山基地放射性废液的处理方法

2.1 秦山一厂320MW 机组放射性废液的处理方法

电站采用核工业成熟的处理放射性废水的处理方法。即过滤、离子交换、蒸发。

主要流程：从自流总管和压流总管来的T1含硼水进入两个有效容积为30m3的不锈钢接收槽中的一个，再用输送泵送至T1贮存槽，废水在贮存槽里滞留100 天后，水中短寿命的放射性核素衰变为稳定元素。废水的比活度由1.85×106Bq/l降到2.18×105Bq/l。在T1废水进行蒸发前要先用NaOH 调节废水的pH 值约为11，使废水转化成偏硼酸钠。然后用T1 供料泵将偏硼酸钠废水送入予热器，利用加热蒸汽凝结水加热废水至95℃以上，再进入蒸发器进行废液蒸发处理，必要时，一次性向蒸发器投加适量的消泡剂。蒸发器工作为半连续性操作，蒸残液的偏硼酸钠浓度控制在15.7%以内，则停止进料和蒸发。蒸残液从蒸发器底部排到残液扬液器，最后将其送到固化厂房，蒸发器产出的二次蒸汽经旋风分离器、净化器进一步去除放射性，捕集下来的液滴经液封盒流回到02 厂房地坑。净化后的二次蒸汽再经过冷凝，冷却器，凝结水冷却到50℃，进入T1冷凝检测槽，取样分析，根据水质和比活度的检测结果确定冷凝水去向。如水质能满足补水水质要求，去硼回系统补水箱，如水质不符合补水水质要求，而且比放射性大于3.7×103Bq/l，小于9.0×103Bq/l，则采用树脂床净化处理，若大于9.0×103Bq/l 则返回T2水池。如果水质不符合补水水质要求，但其比活度小于3.7×103Bq/l 时，可以排到T3水池。

用离子交换工艺处理T1冷凝液，由一台小流量供料泵将T1冷凝液送入树脂床，按先阳床后阴床的顺序，从上而下流过树脂床，进料量控制在2m3/h，净化水进T1检测槽，取样分析，根据水质和比活度不同分别去硼回补水箱、硼回暂存箱和T3水池。具体流程如下图所示。

放射性废液浓缩分离方法包括蒸发法、化学沉淀法、离子交换法、膜分离法及电化学法等，其中前三种方法比较常用。放射性废水的处理效果，通常用去污系数(DF)和浓缩系数(CF)表示，前者的定义是废水原有的放射性浓度C0 与其处理后剩余放射性浓度C 之比，即DF=C0/C；后者的定义是废水的原有体积与其处理后浓缩产物的体积之比，即CF=V 原水/V 浓缩。

一厂废液处理系统清洁疏水蒸发器的浓缩倍数一般为38，工艺疏水蒸发器浓缩倍数为75，最大为100 倍，然后将蒸残液送入固化厂房进行固化，由于倍数不高，蒸残液较多，固化也会较多。

2.2 秦山二厂放射性废液的处理方法

废液根据根据放射性和化学成分不同分别进行收集，在处理工艺废液时一般采取除盐处理，但在停堆大修初期，由于一回路设备和系统中冷却剂的疏水和泄漏，会使废液放射性升高和硼浓度增加，因此需要预先更换除盐床。这时进行废液蒸发，会产生较多的浓缩液，从而增加了固体废物的体积。化学废液需要进行蒸发处理，蒸馏液经检测合格后排往排放系统，浓缩液送往固体废物处理系统水泥固化处理。

2.3 秦山三厂放射性废液的处理方法

废液处理系统主要包括废液收集、贮存、净化、排放、排放监控、连续取样分析。

废液收集系统采用低放和中、高放废液分别收集，根据其来源和放射性活度大小，直接排到相应的贮存箱内贮存，以使其中的短寿命放射性核素衰变。当贮存箱内的废液达到一定高位且短寿命放射性核素得以充分衰变后，通过贮存箱泵强制进行循环搅动，然后对箱中的废液取样。如果废液各项指标符合排放标准，则此箱中的废液可以直接排放，否则，废液必须经过放射性净化回路进行净化去污处理。

净化回路运行过程中，一旦发现过滤器进出口压差高，则说明过滤器被堵塞，需要及时更换滤芯；一旦样品分析发现树脂失效，则需要更换树脂，失效的过滤器滤芯和树脂作为固体放射性废物永久密闭储存。

3 秦山废液处理方法的不足

由于秦山废液处理系统属于80 年代设计，经过多年的运行，存在一些不足：1）蒸发器操作、维护较麻烦；2）产生较多的二次废物；3）处理速率较慢；4）浓缩比较低；5）后续处理（固化）成本较高。

4 先进液体废物处理系统（ALCON）的简介

先进液体废物处理系统（ALCON）被称为零废水工艺，被认为是美国核工业中效果最佳和最经济的废物清污工艺，已成为核电站蒸发器和干燥器的理想替代工艺，也可作为退役工程中的重要废水处理系统。

先进液体废物处理系统（ALCON）流程图

分段超过滤与离子交换装置将悬浮固体和溶解成分分成两个独立步骤去除，浓集液流在横向流装置的内部得到循环。图中一部分再循环的超过滤浓集物被泵入固体物质收集系统（SCSTM），之后再回到浓集循环中，其中由于超过滤膜的阻挡积累下来的悬浮固体被SCSTM 收集起来。根据设计和运行情况，SCSTM 可具有非常高的固体物质装填能力，使收集到的物质形成超浓缩物。这样设计的装置几个月才更换一次，而闭端过滤装置几个星期就需更换。NUKEM 公司的SCSTM，就不再需要对超过滤废液进行额外的工艺处理，废物量也大大减少了。值得一提的是，对于含有有害固体物质的废液分离处理，SCSTM 都适用。这也是首次省掉超过滤系统附加处理工艺的设计。

Callaway 核电站用先进液体废物处理系统（ALCON）进行处理废液的量已达到4000 多立方米，包括地面排水槽和设备废水槽的一大部分，处理过的废水的电导率达到1500us/cm，悬浮固体达到300ppm。系统在超滤系统中去除悬浮的固体物质，大部分浓缩流打入供入液流中继续进行循环处理，而反冲或化学清洗产生的废物流及少部分浓缩流泵入固体物质收集系统，在此固体物质可很好地被收集下来，液流则继续返回到供入液流参加循环处理；而系统中的离子交换系统则用于溶解物质的去除。这4000 多立方米废液进过ALCON 处理分离出的固体物质少于0.4m3。

Callaway 核电站使用超过滤/SCSTM/离子交换处理系统后获得良好的效果，其显著优点为：

1）显著降低了排水的放射性水平，一般为0.37 Bq/L 到3.7 Bq/L；

2）取代了蒸发器，从而减少了人员所受剂量、系统维护费用以及对废物的操作和处置；

3）与操作蒸发器相比，所需的维护几乎为零；

4）将悬浮固体，包括胶体微粒分离出来，对离子交换介质起到保护作用；

5）在正确的操作条件下，反冲洗涤可使膜处理能力100%恢复到设计能力；

6）减少了二次废物；

7）在正确的操作条件下，反冲洗可使膜处理能力达到120min/L 的设计能力，浓集物通过SCSTM 处理，无需额外处理装置；

8）浓缩比可达万分之一；

9）可根据废水处理要求进行机动改变，从而可长期使用。

5 先进液体废物处理系统（ALCON）在秦山的应用

320MW 机组在2013 年和2014 年第一季度产生的废液量如下表：

现一厂水泥固化桶采用200L（φ560×900mm）的铁桶，水泥量180～200kg，加入蒸残液120L。按照上表来算，每年固化约170 桶，后续处理成本较大。

若使用ALCON 系统，首先占用面积不大，可实施性较大，而且处理分离出的固体物质很少，大概少于0.2m3，这样每年可以明显较少废液处理成本。秦山二厂、三厂机组更大，产生的废水量更多，使用ALCON 效果更加明显。

6 结论

先进液体废物系统可以很好的处理核电废液，显著降低了排水的放射性水平，大大增加了废液浓缩倍数，减少了处理后残存液的体积，很大程度上减少了残存液处理的费用。若先进液体废物系统在秦山基地投用，将会减少核电的废液后续处理量和处理废液成本，使秦山基地成为世界一流核电。

[1]黄明犬，周从直，康青.中低放射性废水处理现状与发展.

[2]高永，顾平，陈卫文.膜技术处理低浓度放射性废水研究的进展.

[3]秦山基地三废管理流程.