何 源，甘业福，罗潇宇，雷 浩
（1.中核国电漳州能源有限公司，福建 漳州；
2.中核四川环保有限责任公司，四川 广元；
3.眉山市生态环境局天府新区分局，四川 眉山；
4.中国工程物理研究院，四川 绵阳）
在核电厂运行过程中，会产生的放射性固体废物，对其进行分析可以看出，废树脂、废过滤器芯以及检修废物(木材、金属)为最主要的放射性固体废物类型。由于放射性物质会对环境和人体造成较大伤害，因此需要对核电厂的放射性固体废物实施相应的处理措施，降低其活度，最大限度降低其危害。在此基础上，对现阶段运行核电厂放射性废物的排放情况进行分析，产量较大的类型之一为放射性废树脂产生量大，其具有放射性核素构成多元化的特点，且浓度较高，对应的放射性核素既包含裂变核素，也包括活化腐蚀产物。针对该问题，核电厂已经通过采取相应措施，降低大部分放射性废树脂的放射性，使得其主要以低、中放废物。但是值得关注的是，仍存在部分废树脂的比活度处于较高水平。以此为基础，为了能够实现对放射性废树脂的妥善、安全处理，以核电厂产生的放射性废树脂为研究对象，对具体的处理技术展开研究具有重要的现实价值。
本文提出核电厂放射性废树脂处理技术研究，结合放射性废树脂中放射性核素的构成情况，设计了有效的处理措施。针对影响放射性废树脂活性降低的因素，对容器材料进行针对性选择，并从安全性和稳定性的角度出发，对具体的处理工艺流程进行细化研究，切实实现了加快废树脂中放射性核素活性下降速度的目的。
1.1 废树脂容器材料选择
在对放射性废树脂处理阶段，影响其活性下降速率的主要因素之一就是辐照敏感性。针对该问题，本文通过对废树脂容器材料进行针对性选择和改变容器的材料，使得辐照敏感性得以降低。
在选择废树脂容器材料前，本文除了考虑材料自身对辐射照射的敏感性之外，也从相对宏观的角度对材料选择的需求进行筛选[1]。虽然现阶段在废树脂处理过程中，对于废树脂总装活度、核素成分的要求相对较高，但是随着对废树脂中Sr、Cs 分离预处理技术的应用程度不断加深[2]，关于废树脂总装活度、核素成分的要求已经表现出了下降趋势。结合清洁解控下对废树脂容器材料回取复用的实际需求，本文选择混凝土作为废树脂容器材料[3]。与其他聚乙烯等材料相比，混凝土的辐照稳定性更强，利用其可以有效屏蔽废树脂中反应堆对于对于外界环境的影响。不仅如此，鉴于混凝土材料制造的屏蔽功能，也可以降低在转运阶段对于单独屏蔽转运装置的依赖程度，同时降低了对于防火等安全因素的管控要求[4]。以此为基础，本文选择用的混凝土材料为C15 混凝土，表1 为具体的配比标准。
表1 废树脂容器混凝土材料配比标准
按照表1 所示的方式，实现对废树脂容器混凝土材料的配制。需要注意的是，其中水泥的标号以325或425 为宜，石子粒度需要控制在5.0 mm～40.0 mm之间，选用的砂为中砂。以此保障废树脂容器材料能够具有较高的安全性，保障放射性废树脂在其内部的稳定性。
1.2 处理工艺流程设计
在实施对核电厂放射性废树脂处理的过程中，最主要的目的是降低废树脂中放射性核素的活性，在不介入外在技术手段的条件下，放射性核素会通过裂解衰变的方式向外界环境中发射辐射[5]。为了能够最大限度提高对放射性核素的活性的控制效果，本文设计了烘干封装形式的HIC 放射性废树脂处理方式。在具体的实施工艺中，对应的流程主要可以划分为两个主要的步骤，分别为放射性废树脂烘干、HIC 二次包装[6]。需要注意的是，考虑到废树脂属性的特殊性以及其放射性对于环境和人体的伤害，本文采用专用干燥设施对其进行烘干处理（为了提高烘干效率，设置烘干容器的形态为锥形结构）[7]。在完成对废树脂的烘干处理后，将其装入规格为200L 的钢桶中，传输到HIC 封装工位后，以混凝土为材料实施对其的HIC 二次包装处理[8]。通过这样的方式，最大限度提高废树脂中核素放射性活度的下降速率。图1 为处理技术实施的具体流程示意图。
结合图1 可以看出，在实施对废树脂烘干处理阶段，本文在贮槽中设置了输送计量装置，具体的作用是计量废树脂的体积，使得在灌装阶段具体的输送能够与烘干容器的规格实现高度匹配，保障处理过程中的安全性。以此为基础，通过输送管路将废树脂定量地输送至干燥器中。需要注意的是，在对废树脂输送量进行控制的过程中，需要结合废树脂的实际含水量等情况进行，干燥处理后的体积为钢桶目标体积。其具体的计算方式可以表示为
图1 放射性废树脂处理流程
式中，V 表示废树脂输送量，c 表示废树脂的含水量，ρ表示水的密度参数，λ 表示废树脂的膨胀次数。
对于废树脂的含水量的计算方式可以表示为
式中，ρ0表示含水废树脂的密度，m 表示单位体积v0废树脂的质量。按照这样的方式，确定输送到锥形干燥器内废树脂的量。
在锥形干燥器的底部，设置了滤网三层滤网结构，该设置的主要目的是滤除废树脂中水分，在有限的条件下缩短烘干加热的时间，降低在放射性废树脂处理阶段的能源开销。不仅如此，考虑到废树脂自身以及其中所含水分的放射性，在干燥阶段对蒸发的气态物采取了针对性的收集措施。首先，保持锥形烘干容器内处于负压状态，在此条件下，蒸发的气态物会收集到与外界联通的管路中，在传输阶段，设置了冷凝结构，具体的冷凝条件结合蒸发气态物的总量进行差异化设置。
2.1 测试方案
在上述基础上，为了测试本文设计的放射性废树脂处理技术的应用效果，本文开展了测试。其中，对照组分别为现阶段应用较为广泛的催化处理技术、蒸汽重整处理技术。在测试材料准备阶段，本文以某核电厂实际产出的放射性废树脂作为测试样品。树脂的类型为8TES 树脂，在确定具体的取样量阶段，本文充分考虑了树脂样本表面剂量率参数的影响，对其进行测量后，设置取样量为2.0 g，APG 树脂取样量为20 g。以此为基础，共设置12 个测试样本，分为4 组，每组3 个样本，将其作为相同处理技术的平行组，以此降低偶然性对于测试结果的影响。在此基础上，对于样本放射性核素，本文采用芬顿湿法氧化法进行，同时配合硝酸反萃取法加以辅证，保障测试结果的可靠性。
在对放射性废树脂进行预处理时，首先对样本进行干燥处理至恒重，放入三颈烧瓶中后，在三颈烧瓶内加入少量去离子水，并通过添加适量的硫酸对pH值进行调节，直至三颈烧瓶内溶液pH=3，之后加入FeSO4，质量为0.148 g。将三颈烧瓶加热至95 ℃后恒温，向三颈烧瓶中加入10%的过氧化氢溶液，为了保障加入速度的稳定性，需要配合使用蠕动泵装置，对应的速度控制为1.0 mL/min，2 h 后停止。静置反应30 min 后，将完全消解的溶液移入1 L 的定容瓶中，进行γ 核素和β 核素的检测。
2.2 测试结果与分析
在上述测试环境的基础上，放射性核素分析及源项分析选择主要为H-3、C-14、Mn-54、Fe-59、Co-58、Co-60、Nb-94、Ag-110m、Sb-124、Sb-125。分别统计了不同处理技术下核素的活度情况（数据以每组测试结果平行样本的均值为准）。当处理时间为61 天时，得到的数据结果见表2。
表2 处理60 天后样品中核素衰变时刻放射性活度/Bq
根据表2 中的测试结果可以看出，在采用不同处理技术对放射性废树脂进行处理60 天后，核素衰变时刻放射性活度均出现了不同程度下降。其中，催化处理技术下，H-3、Fe-59 和Ag-110m 的放射性活度下降程度最低，与初始值相比，分别下降了1.0×1011Bq、4.0×109Bq 以及6.3×109Bq。蒸汽重整处理技术下，C-14、Mn-54 和Sb-125 的放射性活度下降程度最低，与初始值相比，分别下降了1.0×108Bq、3.0×109Bq 以及1.06×1010Bq。相比之下，在本文设计处理技术下，放射性废树脂中核素衰变时刻放射性活度下降程度均大于对照组，其中，Fe-59 和Sb-124 的放射性活度下降程度分别达到了2.60×1010Bq 和7.86×1010Bq，达到了较高水平。结合表1 中的测试结果可以初步得出结论，本文设计的放射性废树脂处理技术可以在短时间（60 天）内实现对核素衰变时刻放射性活度的有效降低。
在此基础上，分析了处理120 天后不同分组放射性废树脂中核素衰变时刻放射性活度情况，具体的数据结果见表3。
表3 处理120 天后样品中核素衰变时刻放射性活度/Bq
结合表3 中的测试结果对不同处理技术的作用效果进行分析，当处理时间达到120 天后，催化处理技术和蒸汽重整处理技术分组中，放射性废树脂中核素衰变时刻放射性活度均明显高于本文设计处理技术，虽然与表1 中的测试结果相比，对应核素的放射性活度也呈现出了明显的下降趋势，但是整体下降程度与本文设计处理技术的应用效果相比，存在较为明显的差距。
最后，统计了处理180 天后放射性废树脂中核素衰变时刻放射性活度，得到的测试结果见表4。
表4 处理180 天后样品中核素衰变时刻放射性活度/Bq
对表4 中的测试结果进行比较，可以看出整体数据之间的关系并未发生改变。其中，本文处理技术下，放射性废树脂中核素衰变时刻放射性活度最低；
催化处理技术下，Mn-54、Fe-59 和Sb-124 核素衰变时刻放射性活度相对较低；
蒸汽重整处理技术下，Co-58、Ag-110m 和Sb-125 核素衰变时刻放射性活度相对较低。在此基础上，本文整体分析了不同处理技术对于放射性废树脂中核素衰变时刻放射性活度的处理效果，即在对样品处理180 天后，各核素衰变时刻放射性活度与初始值之间的差异，得到的数据结果见图2。
结合图2 中的数据分析结果可以看出，在三种不同的处理技术下，不同核素衰变时刻放射性活度下降程度具有明显差异，其中，催化处理技术和蒸汽重整处理技术的处理效果相近，本文设计处理技术的处理效果明显优于对照组。
图2 核素衰变时刻放射性活度下降程度对比图
综合上述测试结果得出结论，本文设计的核电厂放射性废树脂处理技术可以有效降低放射性废树脂中核素衰变时刻放射性活度，并且具有较高的作用效率，可以在短时间内大幅降低放射性活度。对于实际的核电厂而言，具有良好的应用价值。
妥善处理核电厂放射性废物是保障核电厂能够实现长期稳定运行的重要基础，而且无论是从环保角度分析，还是从社会发展的角度分析，该项工作内容都具有深远意义。本文提出核电厂放射性废树脂处理技术研究，以放射性核素的构成情况为基础，开展了相应的处理措施，大大降低了放射性废树脂的活度，具有良好的实际应用价值。在之后的研究中，可以从以下几个方面进一步完善放射性废树脂处理技术：首先，对于核电站放射性废树脂而言，其自身对于容器材料的吸附性会在一定程度上对辐照敏感性产生影响，针对此问题可以展开相关研究。其次，处理阶段的固有安全性保障问题是值得关注的重点。
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