马若霞　杨彬

摘 要：厂址废物处理设施（SRTF）是AP1000核电厂的BOP子项之一，其作用是实现全厂范围内放射性固体废物的集中处理和暂存以及部分液体废物的处理。本文介绍了我国两座AP1000核电厂的SRTF的主要废物处理工艺，并对其进行了比较。

关键词：核电厂；厂址废物处理设施（SRTF）；固体废物；液体废物

1 概述

AP1000是美国西屋公司开发的非能动安全的先进的第三代压水堆核电技术。2007年，我国与西屋公司签订了AP1000核电技术引进合同，浙江三门、山东海阳核电作为技术引进吸收和自主国产化的依托项目开工建设。

厂址废物处理设施（SRTF）作为AP1000核电厂的BOP子项之一，其作用是实现全厂范围内放射性固体废物的集中处理和暂存以及部分液体废物的处理。作为由我国自行设计、建造的核电厂重要配套设施，目前建设中的山东海阳核电厂和浙江三门核电厂的SRTF设施，在工艺设计上体现出了其各自不同的特点。

2 山东海阳核电厂SRTF概况

山东海阳核电厂SRTF由中电投远达环保工程有限公司负责总体设计，主要工艺引进美国ES（Energy Solution）公司的相关处理技术和装备。该设施位于山东海阳核电厂厂区西南侧，南面为施工临建区，北面为1#AP1000核电机组，西侧为核电厂厂区围墙，东侧为特种车库、去污和热检修车间。SRTF按满足6台AP1000核电机组同时运行的处理能力进行设计和建造，部分系统和设备考虑满足8台机组的处理能力。

2.1 主要设计功能

SRTF主要的功能为：

☆处理来自核岛的化学液体废物、燃料包壳破裂率为025%情况下的一回路冷却剂和蒸汽发生器管道破裂（SGTR）产生的液体废物；

☆处理核岛产生的废过滤芯和放射性废树脂；

☆运输和处理核岛及其他放射性厂房产生的放射性干、湿固体废物；

☆收集和处理SRTF产生的废物（包括放射性超标废液的处理）；

☆固体放射性废物的暂存；

☆核岛和其他放射性厂房控制区工作人员工作服的检测和洗涤。

2.2 设计基准

SRTF的设计基准如下：

☆具有处理6台机组运行产生的放射性废物，并留有扩展8台机组处理能力；

☆废物暂存库的设计容量依照8台机组5年产生的废物量；

☆洗衣房的处理容量依据2台机组换料大修，6台机组正常运行原则；

☆所有固体废物通过对应处理工艺，最终以320L钢桶和HIC容器的包装形式，在废物暂存库内进行中间贮存，5年后送国家最终处置场；

☆低放废物桶在废物库以5层堆叠，而中放废物容器按2层竖井型式堆叠；

☆主要设备设计寿命为60年。

2.3 SRTF内的主要废物及相应的处理方法

SRTF中处理的主要废物及相应的处理方法和工艺如下所述。

2.3.1 化学废液处理系统

化学废液处理系统是移动式处理设施，其作用是处理化学废液，采用化学絮凝和离子交换的方法使处理后的液态流出物符合排放标准。该设施在SRTF中存放和检修。

2.3.2 0.25%包壳破裂液体处理系统

0.25%包壳破裂液体处理系统是移动式处理设施，其作用是处理0.25%燃料包壳破损产生的废液，采用化学絮凝和离子交换的方法使处理后的液态流出物符合排放标准。该设施在SRTF中存放和检修。系统与SGTR液体处理系统串联使用，SGTR液体处理系统是对经前级系统处理后的0.25%包壳破损废液的流出液作净化处理。

2.3.3 SGTR液体处理系统

SGTR液体处理系统是移动式处理设施，可以对0.25%包壳破裂液体处理系统处理后的废液作净化处理，也可用于处理蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故产生的废液，采用化学絮凝和离子交换的方法使处理后的液态流出物符合排放标准。该设施在SRTF中存放和检修。

2.3.4 HIC装料和脱水系统

HIC装料和脱水系统可将废树脂从核岛一回路系统废树脂传输到HIC，也可将NPP废过滤器放入HIC。加料过程完成后，连接到HIC内部的过滤系统为树脂或过滤器脱水。

2.3.5 SRTF废物分拣和压缩系统

废物分拣和压缩系统的功能如下：

☆用于接收和处理从核电站产生的放射性固体废物。

☆用非破坏性检验方法目视检查桶内废物，确认是否有违禁物品或不能减容的物品；

☆预压实（如需要）前分拣桶内废物；

☆灌浆前对废物的同位素分析；

☆通过超压减容（适用于可压实废物）；

☆将超压桶（饼块）装入外包装桶；

☆废物桶在操作单元间的转运；

☆超压后的废物桶或不能压缩的废物桶灌浆。

该系统的设计可用来处理6台机组产生的放射性废物，并具有8台机组产生的放射性废物处理能力。

2.3.6 湿废物烘干系统

湿废物烘干系统功能是对核电厂运行产生的含水量较大的湿废物在超压前进行烘干处理。湿废物烘干系统具有全自动控制系统，可以实现预热、烘干、冷却全过程的自动化。

2.3.7 超标废液处理系统

超标废液处理系统负责处理SRTF设施内产生的放射性超标洗衣废液及其他零星超标废液，其处理后的出水满足电厂管理限值要求。

3 三门核电厂SRTF概况

三门核电厂SRTF由上海核工程研究设计院负责总体设计，主要工艺引进了德国汉莎公司的处理技术和装备。该设施主要用于放射性废液处理和储存、放射性固体废物处理、废物包装体中间贮存、工作服和工作鞋清洗等。SRTF设計能够满足包容6个机组的废物处理和中间暂存的能力。

3.1 主要设计功能

SRTF主要的功能为：

☆处理来自于核岛的化学液体废物、燃料包壳破裂率为0.25%情况下的一回路冷却剂和蒸汽发生器管道破裂（SGTR）产生的液体废物；

☆处理核岛产生的废过滤芯和放射性废树脂；

☆运输和处理核岛及其他放射性厂房产生的放射性干、湿固体废物；

☆固体放射性废物的暂存；

☆核岛和其他放射性厂房控制区工作人员工作服的检测和洗涤。

3.2 设计基准

SRTF的设计基准如下：

☆具有处理4台机组运行产生的放射性废物；

☆换料时间为17天（每18个月）；

☆廢物暂存库的设计容量依照4台机组5年产生的废物量；

☆洗衣房的处理容量依据，机组换料大修期间1000人/机组·天，正常运行100人/机组·天的基准设计；

☆所有废物流通过对应处理工艺，最终以200L钢桶包装形式，在废物暂存库内进行中间贮存，5年后送国家最终处置场；

☆主要设备设计寿命为60年。

3.3 SRTF内的主要废物及相应的处理方法

SRTF中处理的主要废物及相应的处理方法和工艺如下所述。

3.3.1 过滤器芯处理系统

过滤器芯处理系统用来处理核岛内产生的过滤器滤芯与少量来自移动式设备的过滤器滤芯。将过滤器芯装入200L钢桶内，灌浆固定后送入暂存库内贮存。

3.3.2 HVAC过滤器滤芯/干废物/混合废物处理系统

HVAC过滤器滤芯/干废物/混合废物处理系统，通过预处理、烘干、超压、灌浆等处理工艺，处理核岛与SRTF产生的HVAC过滤器芯或其他来源产生的干废物/混合废物。

3.3.3 废树脂处理系统

废树脂处理系统采用热态超级压缩的减容工艺。通过接收、除水、烘干、装桶（160L桶）完成预处理工序。装满烘干废树脂的160L桶送往超级压缩机进行超压处理，超压饼经优化组合后装入200L桶灌浆固定。

3.3.4 化学废液处理系统

化学废液处理系统采用桶内干燥工艺来处理核岛与SRTF产生的化学废液。移动式设备产生的浓缩液通过该系统收集，进行水泥固化处理。

3.3.5 放射性废液排放、废物包装、辐射防护

SRTF内排放废液满足监测排放的限值要求后，排往指定的排放区域。废物包装体能满足放射性物质安全运输和废物处置的要求。辐射防护设计除了满足国内规范的限值要求外，还遵循ALARA原则，保障了工作人员与公众人员的安全。

4 海阳和三门核电厂SRTF设施内废物的主要处理工艺比较

以上两个核电厂的SRTF设施内主要废物采用了相同或者不同的处理工艺。例如对于可压缩的干废物的处理均采用超压的处理工艺。HVAC滤芯和干废物的收集及压饼的最终装载容器不同，山东海阳核电采用200L钢桶收集，压饼装入320L钢桶灌浆固定；三门核电采用160L钢桶收集，压饼装入200L钢桶灌浆固定。对于湿固废物的处理，海阳核电采用HIC容器作为暂存和最终处置容器，而三门核电对水过滤器芯采用直接装桶、灌浆固定的工艺，对废树脂则采用了预处理、烘干、超压、灌浆等处理工艺，最终装入200L钢桶灌浆固定。

对于化学废液的处理，山东海阳核电采用的是化学絮凝和离子交换处理工艺，此方法处理工艺简单，但化学废液中可能含有较多的化学物质和其他复杂成分，在进入处理系统前需要一定程度的预处理。而三门核电对化学废液则采用桶内干燥浓缩的方式处理，也具有较高的处理效率，但能耗相对较高。海阳核电的还考虑了洗衣废水在超过排放标准的情况下的保安措施，设置了超标废液处理系统。对于核岛和SRTF内产生的少量湿废物设置了湿废物烘干系统对其进行处理。

5 结语

由于核电厂厂址的选择要遵守非常严格的条件限制，适合建设核电站的厂址有限，因此在已经运行或者在建的核电厂厂址处都有扩建工程或者多期工程。目前我国运行的核电站中，大多是一台机组设置一套放射性废物处理设施或者两台机组共用一套放射性处理设施，设施的利用率低，增加了核电建设和运营成本，竞争力不强。如何提高放射性废物处理设施的利用率是很多核电站所面临的问题。在多机组核电厂中，为了节省投资、减少运行和维护费用，提高设备的利用率，可根据放射性废物的特性，在核电基地处建设厂址废物处理中心。而AP1000机组SRTF的设计正是放射性废物处理的一种集成理念。

参考文献：

[1]顾军.AP1000核电厂系统与设备.原子能出版社，2010.4.

[2]林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000.原子能出版社，2008.8.

[3]杨洋.浅谈AP1000核电厂放射性废物处理.核电运行与维护，2006，3：6.