国内外α放射性泥浆处理研究进展

国内外α放射性泥浆处理研究进展

谢伟婷，李小平，张玉清，谢雨辰，冯润松，袁小琳

（中核四川环保工程有限责任公司，广元 628000）

摘要：如何安全、高效、经济地处理α放射性泥浆是我国核废物处理处置领域重点关注的问题之一。α放射性泥浆的处理需要考虑工艺本身的可实现性以及操作、运输、贮存和处置要求。各国虽然在处理技术上有所不同，但总体的处理处置目标是一致的，废物体需要足够的机械、物理、化学稳定性以满足操作、运输、贮存以及处置要求，并能够抑制放射性核素向生物圈释放。国际上，α泥浆废物的处理处置技术已经比较成熟，且多个国家已有成功的应用经验。本文介绍了各国对于α废物的定义，详细介绍了国际上采用的处理技术和目前的处理现状。概述了目前国内在α放射性泥浆处理方面的研究情况，根据我国对α废物/中放废物的处理处置相关规定，参考国际上的普遍做法，对后续的研究方向提出了建议。

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第一作者简介：谢伟婷（1996—），女，陕西宝鸡人，硕士研究生，工程师，主要研究方向辐射防护及环境保护。

通信作者简介：李小平（1993—），男，四川广元人，硕士研究生，工程师，主要研究方向放射性废物治理。

引言

核能的开发利用极大地促进了社会和经济的发展，与此同时也不可避免地产生了大量放射性废物，而核废物的妥善处理及安全处置是制约核能可持续发展的重大问题[1-2]。我国从上世纪80年代开始从事放射性废物处理工作，经过几十年的发展，形成了一系列成熟的放射性废物处理技术及配套设施，解决了高、中、低放废液、低放有机废液、低放固体废物、低放可燃固体废物等的处理问题。但仍然存在一些较难处理的放射性废物。后处理厂的放射性废液蒸发浓缩液通常含一定量的化学泥浆，由于工艺和废液贮存时间不同，泥浆中的盐分和α活度浓度各不相同，废物特性差别显著。从废物最终处置的角度考虑，部分泥浆经处理、整备后形成的固化体或废物包需按照α废物管理，进行中等深度或深地质处置。对于α泥浆的处理，国内正处于前期探索阶段。本文介绍了各国对于α废物的定义，详细介绍了国际上采用的处理技术和目前的处理现状。概述了国内α泥浆废物的研究进展，对后续的研究方向提出了建议。

1 α废物的定义

国际原子能机构将α废物定义为含有一种或多种发射α粒子的核素（通常是锕系元素），且其数量超过国家监管机构确定的可接受限值的废物。美国将原子序数大于92，半衰期大于20年的发射α射线的放射性核素的比活度大于3.7E+06Bq/kg的废物称为α废物，也称为超铀废物（TRU）。法国α和非α放射性废物的区分是基于为浅地层处置建立的处置准则，α活度<3.7E+05Bq/kg的为非α废物。在使用浅地层处置的英国则采用钚污染废物这一概念，并使用了类似的方法。我国国防科技工业局2017年第65号文规定，α废物为单个货包中半衰期大于5年发射α粒子的超铀核素含量≥4E+06Bq/kg，或平均每个货包半衰期大于5年发射α粒子的超铀核素的平均含量≥4E+05Bq/kg。

2 国外α泥浆处理情况

2.1 英国

英国只有小部分泥浆得到了处理，采用的方法是脱水后水泥固定形成废物包。中放废物包等待地质处置设施建成后进行处置，低放废物包送往低放废物处置库处置。英国塞拉菲尔德厂址的气冷堆燃料贮存池（PFSP）中有超过300m3的放射性泥浆，其α放射性水平为3.7E+07Bq/kg。这些泥浆先通过就地泥浆处理设施（LSTP）进行沉淀浓缩处理，上清液送回燃料池，底部泥浆通过蠕动泵输送到装桶厂，随后送往废物封装厂（WEP）进行水泥固化。WEP使用的是飞灰/普通波特兰水泥混合粉料。一个中等批量罐的混合粉料可制成500L用于固化和封顶浇注的浇注料。此外，英国还开发了一种移动式水泥固化装置（MILWPP）用于处理α泥浆。MILWPP装置设在一个由可运输模块组成的热室内，设计加强了对γ和α辐射屏蔽，同时控制污染扩散。根据2019年英国放射性废物库存报告，2016年底开始处理PFSP的池底泥浆，截止2019年处理了74.1m³，产生了157个废物包。

2.2 法国

法国阿格场址石墨气冷堆和UOx燃料后处理运行产生了约9400m3的放射性泥浆，贮存在场址上STE2的7个贮坑和贮罐内。泥浆中含有较多的长寿命核素，如241Am、238Pu等。α放射性水平在108量级。最初，法国采用沥青固化技术处理STE2中的泥浆。2008年法国核安全局禁止沥青固化技术后，欧安诺公司开始研究水泥固化处理技术，并开展了相关的固化试验。试验结果表明，水泥固化技术无法实现高包容率，水泥基体与泥浆成分的兼容性存在不确定性，而且法国认为，水泥固化前还需对泥浆进行干燥预处理，基于上述考虑，放弃了水泥固化处理技术。2010年欧安诺公司提出采用干燥处理技术，随后在阿格场址上建造了试验规模的干燥设施，并使用模拟泥浆开展了大量的试验。结果表明干燥可去除泥浆中95%的水分。欧安诺还对汉福特场址可直接操作的超铀废物模拟物进行了试验，并取得了可喜的结果。在试验过程中，欧安诺公司发现该设施在设备运行和维修方面存在较大的困难，因此提出了新的替代方案，采用离心法处理，并提交了安全论证文件，目前还在审查当中。此外，欧安诺公司与法国可替代能源与原子能委员会、法国国家放射性废物管理局合作开发了DEM&MELT罐内玻璃固化技术。该技术工艺操作简单、二次废物量少、投资和运行成本低。针对α废物的罐内玻璃固化技术，目前已经完成技术开发和验证工作（自2005年开始），进行了20次全规模中试，技术成熟度达到7级。

2.3 美国

放射性废物玻璃固化一直被认为是一种很有前景的满足永久处置要求的整备方式，主要应用于高放废液的固化处理，也适用于任何浆料、泥浆或浓缩液体废物的处理。美国在西谷、萨凡纳河场址已成功处理过高水平放射性泥浆。1996年美国西谷后处理厂建成焦耳加热陶瓷熔融玻璃固化装置（WVDF），用于处理后处理产生的2200m3高放泥浆废物，主要为上清液和泥浆，放射性水平为7.3E+10Bq/L。美国萨凡纳河国防废物处理设施（DWPF）用于处理萨凡纳贮罐区的高水平放射性废物，包括上清液、泥浆和盐饼。其中泥浆由未溶解的固体组成，主要为含有锕系元素和带入上清液的铁、铝的氧化物/氢氧化物。DWPF于1989建成，运行期间使用了3台熔炉，3号熔炉从2017年12月开始运行，目前仍在运行。美国在萨凡纳河场址M区建造了玻璃固化厂，用于处理该场址贮存的1608.625 m3碱性泥浆和废过滤介质，泥浆中含有高浓度的铝、钠、铀和硝酸盐。玻璃固化厂于1996年1月建成，1996年10月开始运行，1999年2月运行完成。美国能源部针对汉福特K乏燃料池泥浆开展了罐内玻璃固化GeoMelt技术研究，包括一系列实验以及真实尺寸比例的试验台架的非放射性和放射性实验，实验结果证明满足玻璃固化处置要求。

2.4 其它国家

印度集中废物管理设施（CWMF）采用水泥固化的方式处理核电及研究设施产生的160m3的放射性泥浆。泥浆的α放射性水平在1E+05Bq/kg～6E+05Bq/kg范围。该工艺首先使用低活性废水/水稀释泥浆，使其均匀化并增强流动性，再使用卧螺离心机对泥浆进行脱水，随后将脱水后的浓缩物固定在普通波特兰水泥中（OPC），并加入蛭石作为添加剂进行桶内搅拌，固化体完全硬化后再运输至近地表处置设施（NSDF）进行安全处置。水泥固化共产生了750个废物包，其α活度≤4E+06Bq/kg，满足近地表处置设施的混凝土沟渠处置废物接收标准。

比利时应用水泥固化处理欧化公司（后处理中试厂）可燃α废物酸消化工艺中形成的泥浆残渣，水泥浆灌注到200L桶内，养护后长期暂存。目前处于暂存过程中，下一步将与高放废物一同处置。当前的处置库规划中已经考虑了这部分废物体，并开展了水泥固化体长期处置的性能研究。

俄罗斯的西伯利亚矿业化工联合公司（MCC）采用水泥固化技术处理在MCC贮罐中积累的放射性泥浆。泥浆的体积约几千立方米。处理流程包括从贮罐中去除液相、泥浆的溶解、从溶液中提取U和Pu、未溶解泥浆的水泥固化、水泥固化体的长期贮存/处置

德国卡尔斯鲁厄对于α泥沙、泥浆一类的废物的处理方式是将这些废物放置在沉淀池进行沉淀分离，然后将池底的沉淀物装入200L钢桶中进行干燥，每批次干燥多个200L桶，干燥温度为80℃。干燥后的废物与桶一起超压，将超压后的钢饼放入200升桶后再放入钢箱中进行水泥浇筑。浇筑后的钢箱暂存100年后送入深地质处置库。同时，德国也在考虑从废物中分离出长寿命同位素，从而降低废物处理难度，回收有用材料。目前处于基础研究阶段，工程化应用时间还比较长。

3国内α泥浆处理情况

我国α废物处理处置相比国外较晚，对于α泥浆处理技术仅开展过一些基础性研究。目前还没有可以工程化应用的α泥浆处理处置相关技术。

针对水泥固化处理技术，上世纪80年代中国原子能科学研究院徐素珍等开展了水泥固化低放化学沉淀泥浆的研究，结果表明固化体抗压、抗浸出等性能是合格的。西南科技大学李玉香等人开展了富铝碱矿渣粘土矿物复合胶凝材料基模拟放射性泥浆固化体的性能研究，研究了模拟泥浆掺量、胶砂比对固化体的抗压强度、抗冲击性影响；西南科技大学滕元成等人进行了锆英石陶瓷固化模拟放射性废物泥浆的初步研究。

2001年，中核四0四有限公司对801堆水池α泥沙进行了非α化工程处理技术研究，主要工艺路线是硝酸浸取-阳离子交换法，在溶液酸度0.3mol/L的条件下，使用H+型阳离子交换柱可将α泥沙中的大部分U、Pu、Am、Cm等核素提取，浸取率最高可达98.8%；如果只考虑去除Pu，则可以选择硝酸浸取-阴离子交换法，推荐的阴离子交换树脂类型为001×7和D296。

八二一厂在2023年开展了泥浆酸溶后去除超铀核素的实验室规模原理性试验，获得了泥浆酸溶和树脂吸附的工艺参数。通过试验可知，对泥浆进行研磨后使用4倍体积8mol/L的硝酸溶解1体积的泥浆，此时泥浆的溶解率最高，泥浆溶解率可达到70%-80%；使用9种吸附树脂开展泥浆酸溶液的浸取吸附试验，各类树脂均能顺利完成超铀核素吸附，吸附率大于96%，最高可达99.996%，吸附树脂与酸溶液比例为10~40:1，吸附时间24~72h，吸附后的废液中α比活度为105Bq/L水平，可以通过水泥固化的方式进行处理。后续还将从泥浆酸溶液放射性水平、振荡吸附时间、固/液比、吸附率等方面进一步开展试验，推荐出适合工程化应用的吸附树脂和吸附工艺。同年，开展了泥浆酸溶玻璃固化研究，获得了满足EJ1186-2005要求的模拟泥浆酸溶液玻璃固化配方。

4结论及建议

国际上，α泥浆废物的处理处置技术已经比较成熟，且多个国家已有成功的应用经验。其中水泥固化、泥浆脱水后干燥、玻璃固化技术应用较为广泛。随着现代技术的发展以及放射性废物管理要求逐渐严格，一些新的技术得到开发，如罐内玻璃固化技术、超铀核素分离技术等。国内关于这些研究都比较基础，距离工程应用还有较长一段时间。根据我国对α废物/中放废物的处理处置相关规定，参考国际上的普遍做法，后续可针对α泥浆废物开展水泥固化、泥浆脱水后干燥暂存、泥浆酸溶后去除超铀核素、泥浆酸溶玻璃固化处理、微波固化技术的研究。对于水泥固化技术，需要研究针对不同源项的工艺控制条件。泥浆脱水后干燥暂存需要研究的关键技术包括泥浆干燥器的设计与加工、泥浆干燥工艺的开发。酸溶后去除超铀核素及泥浆酸溶玻璃固化技术的关键点都在于如何使泥浆中的超铀核素尽可能多的进入到泥浆酸溶液，降低不溶物中的α比活度。微波固化处理放射性泥浆形成的最终产物为烧结固化体，性能类似于玻璃固化体，结构稳定，核素包容性好，是最近几年提出的一种新的思路，目前需要研究的关键技术有固化体长期贮存的稳定性、放射性核素在固化体中的固化机理和分布规律、微波固化工程规模的处理工艺和装备研究等。

参考文献

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