海阳核电厂放射性废物最小化研究

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核电厂放射性废物管理策略研究

核电厂放射性废物管理策略研究发布时间：2023-03-06T01:44:51.786Z 来源：《科技新时代》2022年20期10月作者：朱国钦[导读] 根据世界核电厂发展的数据，世界上有11%的电力来自于核能，我国大陆的核能生产总量在2019年末只有4.88%。

朱国钦福建福清核电有限公司福建福清 350318摘要：根据世界核电厂发展的数据，世界上有11%的电力来自于核能，我国大陆的核能生产总量在2019年末只有4.88%。

截止到2021年4月，我国内地拥有49个核发电设备，总计51027MW。

中国核能还有很大的发展空间，而且核电的发展为人们带来了很多好处，但是它所产生的辐射污染也对人们的身体和环境造成不利的影响。

按照每百万KW核电站每年的垃圾废物包体积50m3的保守计算，目前我国每年放射性废物的总质量是2551m3。

另外，核电站在使用和维修期间，常常会遇到积压的低中放射性固体废弃物，它们的贮存时间和容量都超过暂存库的设计能力和贮存时限，其中绝大多数都是低放射性废物。

关键词：核电厂；放射性；废物管理引言核电与核技术的发展为人们带来了极大的好处，但其所产生的放射性废料却对人们健康和环境造成不良的影响。

从二十世纪六十年代开始，世界各地的科学家对核电厂放射性废物开展了大量的研究工作，研制出了许多高效率的放射性废物处理和处置技术。

同时，《中华人民共和国放射性污染防治法》对放射性废物进行了严格的管理，并对其进行了规范。

另外，工作人员利用核电厂、技术用户、铀（钍）矿、采矿单位和有关的放射性矿物，原料选用要合理。

采用先进的生产技术和设备，降低核电厂放射性废物的产生。

一、核电厂放射性废物管理要求（一）核电废物处理方面《排除、豁免和解控概念的适用》（IAEARS— G—1.7）这为核电厂放射性废物的处理范围的确定，也就是在源头上减少了处置项目的数目。

“排除”是指自然辐射辐照的情况，根据该报告，如果不考虑氡的析出该报告中的核素活性浓度不会超过1 mSv。

核设施退役过程废物最小化实践

核设施退役过程废物最小化实践摘要：核设施的退役活动中对污染的放射性设施、系统和设备拆除与对污染场址清污和整治，不可避免会产生各种废物。

废物最小化是放射性废物管理的重要原则，本文主要介绍某铀浓缩核设施退役过程中在优化管理、减少源项、循环利用等方面的废物最小化实践。

关键词：核设施；退役；废物最小化引言：本次退役核设施是指某利用气体离心法生产浓缩铀的工艺系统及其部分附属厂房，其服役期间曾生产过多种丰度的核燃料。

在多年的退役活动中，产生了大量的废物，此时实施退役废物最小化尤为重要。

废物最小化能够保护人体健康和环境；对当代和后代的人们有益；能够减少单位处理和处置废物的负担；有利于核事业的持续发展；能够提高文明生产和科学管理水平。

1.优化管理1.1执行法律、法规和部门规章在项目前期准备阶段根据源项调查情况，结合放射性污染防治法、循环经济促进法、放射性废物管理规定、核设施放射性废物最小化等法律、法规和标准的要求，提出废物最小化的顶层设计及废物管理目标。

退役活动中严格执行法规标准及退役许可证批准文件中规定的总体要求，并将废物最小化的管理措施贯穿至退役实施的各项环节，尽量减少放射性废物的产生量。

1.2废物分类根据退役场所的工作性质，将工作场所按照放射性区域与非放射性区域进行区分，非放射性场所产生的废物直接按照一般废物进行处理，从源头上避免退役废物的混合。

对于放射性区域产生的废物，根据废物种类按照废金属、可燃废物、不可燃废物等进行分类，根据废物污染水平，按照可豁免、可解控、低水平放射性废物进行分类包装、处置，在包装、运输、暂存等各个环节要采取措施防治交叉污染，造成废物量增加。

对于低水平放射性废物根据其废物类型、放射性水平、废物形态和去污工艺，将其分类收集、包装、暂存或处理、处置。

废物管理流程图见图1。

图1 核设施退役废物管理流程图1.3制定规章制度针对该退役项目编制10份系列标准，20余份管理办法，以及一系列操作规程。

核电厂放射性废物处理新工艺——烘干装HIC

装有烘干废物的钢桶封盖后经过核素检测，送至ＨＩＣ封装丁位进行二次包装，包装容器为混凝土ＨＩＣ，性能满足《低、中水平放射性废物高完整性容器——混凝土容器》（报
仪表的安装方式晟好不要改变。（五）仪表选型问题。仪表０ＳＡＰ４０１／４０２ＭＤ安装标准图
２０１８年第１７卷第９期
核电厂放射性废物处理新工艺烘干装ＨＩＣ
口张敬辉刘铁军
【内容摘要】核电厂的放射性废树脂和蒸残液较多采用水泥固化的工艺进行处理，水泥固化体的包容率低、废物量大；烘干装ＨＩＣ（高完整性容器）处理工艺的废物包产量较低，具有良好的安全性和经济性，可作为放射性废物处理的新工艺推广。
中安装往水平管道．中附注明确仪表水平安装。但仪表管道布置冈巾仪表安装在竖商管道Ｌ，现场工艺管道也只有竖直管道。
解决疗案：解决此问题ｆｌ丁以更换仪表或是修改工艺管道以满足仪表安装要求更换仪表代价很大，采购周期较长，影ｎ向］期。后与丁岂专业沟通将竖直管道改成几字形，仪表可以安装在水平管道上。在仪表选型阶段，一定要结合ｌＴ艺设备情况来确定仪表型号，否则可能会出现仪表无法安装的
蒸残液烘十处理时，蒸残液经计量后分批注入烘干设施工作平台上的２００Ｌ钢桶内，钢桶由专用密封盖密封，密封盖上的温度探测器可监测桶内温度并设置连锁。蒸残液经过多次 “填充— — 蒸干 —— 再填充 — — 再蒸干 ”，直至钢桶内烘干的放射性盐填充率达到要求。

放射性废物处理与整备关键技术研究进展王学思

放射性废物处理与整备关键技术研究进展王学思发布时间：2021-08-11T06:15:19.767Z 来源：《中国科技人才》2021年第12期作者：王学思范永梅王雄刘金聚[导读] 伴随着我国核电事业的持续快速发展，放射性废物的产量不断增长。

为行之有效的处理好放射性废物，同时也为了更好的优化生态环境的安全，应该积极采用科学的技术体系，精准全面的实现放射性废物的处理。

在放射性废物的处理实践中，整备关键技术的应用，能够科学有效的提升处理实效，也能够卓有成效的降低放射性废物的产量。

王学思范永梅王雄刘金聚中核第四研究设计工程有限公司河北石家庄 050021摘要：伴随着我国核电事业的持续快速发展，放射性废物的产量不断增长。

为行之有效的处理好放射性废物，同时也为了更好的优化生态环境的安全，应该积极采用科学的技术体系，精准全面的实现放射性废物的处理。

在放射性废物的处理实践中，整备关键技术的应用，能够科学有效的提升处理实效，也能够卓有成效的降低放射性废物的产量。

关键词：放射性废物；废物处理；整备；关键技术随着我国核电稳步增长和早期核设施的退役，将产生大量不同种类的放射性废物。

如何安全、有效地处理放射性废物是核能可持续发展的关键问题。

在实践过程中，为卓有成效地降低放射性废物对生态环境以及人们生命安全的影响，同时也为了更好地降低放射性废物的产量，应该行之有效的采用高效且科学化的放射性废物处理技术，科学全面的应用好整备关键技术。

1放射性废物处理整备技术的应用现状在核能事业的发展过程中，伴随着一系列新兴的核能技术的产生与发展，伴随着老一代核能设备的淘汰，放射性废物处理显得迫切而关键。

在放射性废物处理实践过程中，有必要依托于科学且高效化的处理技术，行之有效的提升其处理成效，更好的保障生态环境的安全。

可以说，在放射性废物处理实践中，整备关键技术的科学且合理应用，具有非常重要的现实作用。

当前阶段下，放射性废物处理整备技术的应用主要体现在以下几个方面：1.1中低放固体废物整备处理技术应用在核能事业的发展实践中，中低放射性废物的处理是非常关键且迫切的，也是有效降低其危害的主要手段。

我国核电站放射性化学废水的处理工艺

Water Pollution and Treatment 水污染及处理, 2019, 7(2), 73-76Published Online April 2019 in Hans. /journal/wpthttps:///10.12677/wpt.2019.72011The Treatment Process of RadioactiveChemical Waste Water Coming from Nuclear Power Plant in ChinaRuoxia Ma, Bin YangChongqing Science and Technology Branch, SPIC Yuanda Environmental Protection Co. Ltd., ChongqingReceived: Mar. 1st, 2019; accepted: Mar. 14th, 2019; published: Mar. 28th, 2019AbstractThe waste water which is produced by the nuclear power plant adheres to the principle of classi-fied collection and processing. This wastewater mainly includes the coolants, chemical waste wa-ter, the ground drainage and the drainage from nonradioactive region. The chemical waste water’s quality is poorer, contains many impurities, and has high electrical conductivity. And the activity concentration may be higher, such as chemical cleaning waste water, the drainage of chemical de-contamination and the waste water from radioactive chemical analysis laboratory, etc. This paper describes the treatment process of chemical waste water in typical nuclear power plants in China, and analyzes and summarizes various technological processes.KeywordsNuclear Power Plant, The Chemical Wastewater, Treatment Processing我国核电站放射性化学废水的处理工艺马若霞，杨彬国家电投远达环保工程有限公司重庆科技分公司，重庆收稿日期：2019年3月1日；录用日期：2019年3月14日；发布日期：2019年3月28日摘要在核电站中产生的废水都遵循分类收集和处理的原则，我国的核电站产生的废水主要包括工艺废水、化马若霞，杨彬学废水、地面排水和常规岛排水等，其中化学废水的水质较差、杂质多、电导率高，且放射性活度浓度可能较高，如化学清洗废水和化学去污的排水以及放射性化学分析实验室进行样品分析后产生的废水等。

海阳核电厂离堆放射性废物处理技术介绍及应用分析

海阳核电厂离堆放射性废物处理技术介绍及应用分析海阳核电厂采用了世界上先进的第三代核电技术AP1000，AP1000在设计中首次提出了离堆放射性废物处理的概念，即在多堆核电厂址中设计独立的放射性废物处理设施，集合多种放射性废物处理系统来对多台机组运行和事故工况下产生的放射性废物进行处理，这样既可以优化相关系统的功能设计又可以减少多机组相同系统的重复设计，文章将对海阳核电厂采用的离堆放射性废物处理技术进行介绍并对其应用进行应用分析。

标签：AP1000；放射性废物处理；SRTF；移动式；应用分析1 概述海阳核电厂厂址放射性废物处理设施（以下简称“SRTF”）是山东海阳核电一期工程重要的BOP子项之一，SRTF独立于AP1000机组，设计具有能够满足处理6台AP1000机组运行产生的放射性废物的能力并且具有处理8台机组的扩展能力，在机组特定的事故工况下具备处理机组产生的放射性废物的能力，SRTF 内处理的所有放射性废物，无需再回到核岛或其它设施进行再处理，经SRTF相关系统处理合格的液态放射性废物汇至电厂排放总管排放，放射性固体废物经处理后转化为合格的废物货包在SRTF内暂存后转运至处置场永久处置。

2 海阳核电厂SRTF放射性废物处理技术介绍（1）SRTF功能介绍。

处理来自于核岛的化学液体废物、0.25%燃料包壳破裂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（包括放射性超标废水）；固体放射性废物和空桶的暂存；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；SRTF设施内液态和气态流出物监测和排放；过程监测和辐射监测以及可靠的仪表使用和控制。

（2）SRTF主要系统介绍。

海阳核电厂SRTF具备完整的放射性固体废物和放射性液体废物处理功能，在设计中根据具体的放射性废物类型设计了不同的处理系统，如，实现放射性固体废物处理功能的系统包括HIC（High Integrity Container）装料和脱水系统、废物分拣和压缩和灌浆系统、湿废物烘干系统；实现放射性废液处理功能的系统包括化学废液处理系统、0.25%燃料包壳破裂液体处理系统、SGTR液体处理系统、超标废液处理系统。

【精品文档】-放射性废物的安全管理及最小化

核动力工程Nuclear Power Engineering第31卷第 1 期2 0 1 0 年2月V ol. 31. No.1 Feb. 2 0 1 0文章编号：0258-0926(2010)01-0131-05放射性废物的安全管理及最小化王金明1，荣峰1，王鑫2，李金艳1(1. 核工业第四研究设计院，石家庄，050021；2. 中国核动力研究设计院，成都，610041)摘要：我国放射性废物的安全管理和最小化与发达国家相比存在一定差距。

研究并应用放射性废物的安全管理及应采取的最小化措施，对实现其安全管理并有效降低处理、处置费用，降低环境辐射危害具有实际意义。

本文对核能生产、核技术应用和核设施退役等方面产生的放射性废物安全管理和最小化进行了较系统的研究和论述，总结并提出了放射性废物的安全管理手段及最小化措施与方法。

关键词：放射性废物；安全管理；最小化中图分类号：TL94 文献标识码：A1 引言随着核能产业的发展与核技术进步，放射性物质应用在取得良好的经济和社会效益的同时，其安全管理，尤其是放射性废物的安全管理也成为国际共同关注的焦点问题之一。

本文以核燃料循环产生的放射性废物为基础，较系统地研究和论述了放射性废物的安全管理以及实现放射性废物最小化的有效措施，以有效地降低环境辐射危害。

2 放射性废物来源及分类2.1 放射性废物来源目前，放射性废物主要来自核能生产、放射性同位素生产和核设施退役3个方面，其中核能生产是放射性废物的最大来源。

核能生产产生的放射性废物绝大部分来自核燃料循环，其中99%以上放射性存在于乏燃料或乏燃料后处理废物。

同位素生产和核设施退役产生的放射性废物所占的权重较小（约占总量的百分之几），但已经引起人们的重视。

2.2 放射性废物分类放射性废物分类的确定需要考虑多种因素，如来源、形式（即固体、气体和液体）、放射性水平、长短寿命核素的量、穿透性辐射的强度、最终处置要求或核素毒性等。

海阳核电厂AP1000放射性固体废物处理系统介绍

海阳核电厂AP1000放射性固体废物处理系统介绍【摘要】本文介绍了海阳核电厂AP1000放射性固体废物处理系统WSS以及与其接口的厂址废物处理设施，处理放射性废物树脂的操作流程。

并分析目前存在的问题。

【关键词】系统功能；废树脂；处理流程；存在问题Introduce AP1000 Solid Radwaste System of Haiyang Nuclear Power PlantDUAN Li-ming（Shandong Nuclear Power Company LTD，Haiyang Shangdong，265116）【Abstract】Introduces the function of AP1000 Solid Radwaste System（WSS）and its interface to site radwaste treatment facility，including handling radioactive waste spent resins treat processes，it also put forward on some existed problems now.【Key words】System functions；Spent resins；Treat processes；Existed problems0 前言海阳核电厂位于山东省烟台市海阳市，为首批国家第三代核电技术的自主化依托项目，采用AP1000核电技术路线。

AP1000技术以其特有的非能动安全系统和模块化设计成为目前世界上安全性高、先进的核电技术。

放射性固体废物处理系统（WSS）位于辅助厂房和放射性厂房，用于收集废树脂、废过滤器芯子、干放射性废物以及混合废物。

核岛侧产生的废树脂通过水力输送至WSS废树脂暂存罐，废过滤器芯子通过转运容器转运至放射性废物厂房贮存。

厂址废物处理设施（SRTF）是核岛三废处理系统的补充，主要包括核岛侧的移动式废液处理系统和废树脂脱水系统（SEDS）及高整体性容器（HIC），SRTF 建筑物内的干湿固体废物处理、洗衣房、暂存库和其他辅助系统。

国家核安全局关于印发《海阳核电厂1、2号机组核与辐射安全非例行检查报告》的函

国家核安全局关于印发《海阳核电厂1、2号机组核与辐射安全非例行检查报告》的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2019.09.29•【文号】国核安函〔2019〕74号•【施行日期】2019.09.29•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核与辐射安全管理正文关于印发《海阳核电厂1、2号机组核与辐射安全非例行检查报告》的函国核安函〔2019〕74号山东核电有限公司：根据《关于开展核与辐射安全非例行检查的通知》（国核安函〔2019〕21号）的统一部署，我局组织检查组于2019年5月27日至31日对海阳核电厂1、2号机组进行了核与辐射安全非例行检查。

现将检查报告印送给你公司，你公司应采取有效措施，落实检查报告中提出的各项要求，确保海阳核电厂1、2号机组运行安全。

附件：1.检查组人员名单2.受检单位人员名单国家核安全局2019年9月29日海阳核电厂1、2号机组核与辐射安全非例行检查报告检查单位名称：生态环境部（国家核安全局）受检单位名称：山东核电有限公司检查日期：2019年5月27日至31日一、检查依据（一）《中华人民共和国核安全法》；（二）《中华人民共和国环境保护法》；（三）《中华人民共和国放射性污染防治法》；（四）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则；（五）《中华人民共和国核材料管制条例》及其实施细则；（六）《核电厂核事故应急管理条例》及其实施细则；（七）《民用核安全设备监督管理条例》及配套文件；（八）《放射性废物安全管理条例》；（九）《核电厂质量保证安全规定》；（十）《核动力厂设计安全规定》；（十一）《核动力厂运行安全规定》。

二、检查内容（一）核电厂质量保证体系运转情况；（二）近一年的运行事件及异常的评价和处理；（三）辐射防护；（四）环境与流出物监测；（五）放射源管理；（六）三废管理；（七）实物保护；（八）危险化学品对核安全的影响；（九）消防安全管理；（十）事故管理与应急准备。

核电厂流出物中14C_在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用

㊀第44卷㊀第2期2024年㊀3月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.44㊀No.2㊀㊀Mar.2024㊃辐射生物影响㊃核电厂流出物中14C 在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用许莉萍(福建福清核电有限公司,福建福清350318)㊀摘㊀要:滨海核电厂流出物的排放会对周围公众产生照射,其中剂量贡献最大的放射性核素为14C ,又以食入海产品中14C 所致的剂量占比最高㊂在进行食入海产品这一关键途径的剂量评价时,海产品中14C 的浓集情况将直接影响剂量评价的合理性㊂本文采用比活度平衡模式,充分考虑福清核电厂址海域海水及海产品实际碳含量,计算出不同种类海产品14C 浓集因子,并通过与部分厂址海产品的14C 浓集因子实测值及国际原子能机构(IAEA )推荐值对比验证,得到了适用于福清核电厂址海域的海产品14C 浓集因子,推荐鱼类取6800㊁藻类取5300㊁甲壳类取5000㊁软体动物取4500,并应用于公众剂量评价,划分不同年龄组,计算出食入海产品中14C 所致的公众个人有效剂量㊂关键词:14C ;浓集因子;海产品;剂量评价中图分类号:X822.7文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2023-02-13作者简介:许莉萍(1989 ),女,2011年本科毕业于华北电力大学环境工程专业,工程师㊂E -mail:xulp01@㊀㊀核电厂向环境释放的放射性流出物,对周围公众产生的辐射照射,是人工辐射源对公众照射的一个重要组成部分㊂根据监管部门的要求,核电厂需统计放射性流出物活度浓度及排放量,估算对公众的照射剂量,并需按照信息公开㊁法规要求对公众进行公示㊂根据福清核电厂机组运行阶段环境影响报告书中的辐射环境影响预测[1],机组运行产生的放射性流出物中14C 对关键居民组的剂量贡献最大,而食入海产品造成的内照射,则是14C 的关键影响途径㊂14C 是碳元素的一种放射性同位素,主要来源于宇宙射线㊁反应堆运行以及核爆炸,其半衰期约为5730a,与12C 等其他碳元素一起参与生物地球化学循环过程㊂海洋中的14C 通过碳循环,经食物链进入人体造成内照射㊂随着全球核技术应用规模的不断发展,14C 引发的环保问题,已越来越引起国际上的重视㊂尤其在日本政府宣布计划将福岛核废水排入太平洋后,废水中大量3H 和14C 对海洋生态环境的影响,更是引发了研究人员的激烈讨论和社会谴责,公众对核电厂放射性流出物排放及辐射影响的关注度与日俱增㊂1㊀14C 对公众的辐射影响14C 是压水堆机组燃料和冷却剂的活化产物,半衰期长且同位素交换率高,排放量主要受机组数量㊁工况影响㊂碳作为生物体最基本组成元素,广泛参与人类及动植物的各种代谢活动,14C 一旦进入生物体,将产生长期的内照射风险㊂核电厂产生的14C 向环境的释放途径主要为气㊁液态两种方式㊂气载放射性流出物经烟囱排入大气,空气中的一部分放射性核素随降雨等方式返回地面和水体中,另一部分直接进入生物体中,进而通过食物链进入人体而对公众产生辐射照射㊂气载途径流出的14C 对公众的照射途径主要有空气浸没外照射㊁地面沉积外照射㊁吸入和食入内照射,详见图1㊂液态放射性流出物经稀释后通过明渠排入周围海域,在海水中随海流稀释和扩散,在此过程中,放射性核素悬浮于海水或沉积至底泥,或通过转移进入海洋生物体内,进而对公众产生照射㊂公众接受来自液态流出物中14C 的照射途径主要有食入海产品内照射㊁岸边沉积外照射㊁海域活动外照射,详见图2㊂㊃471㊃许莉萍:核电厂流出物中14C 在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用㊀图1㊀气载流出物对公众照射途径Fig.1㊀Public exposure pathways from airborneeffluents图2㊀液态流出物对公众照射途径Fig.2㊀Public exposure pathways from liquid effluents㊀㊀根据以上照射途径,以福清核电机组运行期间的流出物实际排放量为源项,进行关键居民组辐射剂量评价,结果见表1[2]㊂评价结果显示:排放所致关键居民组的辐射剂量中,剂量贡献最大的核素为14C,食入海产品造成的内照射是其影响关键途径,2019 2021年该途径的剂量影响均超过了总剂量的40%,在华龙机组投运后,该数值升至了64%㊂海产品体内的14C 含量变化,直接关系到公众摄入14C 的含量,因此,分析厂址海域海产品体内的14C 含量,对公众辐射剂量评价十分重要㊂2㊀14C 在海产品中的浓集从生物积累的角度看,生物中14C 与12C 之比与其生活海域水体中的比值大致相同㊂如果地球上的14C /12C 之比由于人类核活动而升高,那么生物体结合的14C /12C 之比也将随着升高[3]㊂有研究显示,海洋植物对14C 的富集能力最强,其次是㊃571㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期㊀㊀㊀㊀㊀㊀表1㊀关键居民组辐射剂量评价结果Tab.1㊀Dose evaluation of the critical group鱼和其它生物,由此推测若14C 由海洋初级生产者引入食物链,其在生态系统(特别是海洋生物体)中的富集将会明显增加[4]㊂2.1㊀比活度平衡模式㊀㊀海产品中的14C 含量取决于海水中14C 在海洋生物中的转移浓集,其稳定态元素以饱和形式存在,因此在进行14C 对生物的辐射剂量评价时,迁移模式并不适用㊂国际原子能机构(IAEA)推荐采用比活度平衡模式(SA model)进行14C 对生物的辐射剂量估算[3],对于海产品中的14C,可理解为海洋生物从海水碳库中同时获取14C 和稳定态碳元素,假设海洋生物体内的碳元素快速达到平衡,其体内的14C /12C 之比将与海水中的14C /12C 之比相同,可用下式表示:C f S f=C w S w(1)式中,C f 为海洋生物中14C 的活度浓度,Bq /kg(鲜重);C w 为海水中14C 的活度浓度,Bq /L;S f 为海洋生物中稳定碳含量,g C /kg(鲜重);S w 为海水中稳定碳含量,g C /L㊂2.2㊀14C 浓集因子㊀㊀海洋生物通过各种途径从海水中摄取㊁吸收放射性核素后,核素将在其体内某些特定器官㊁组织中逐渐积累,并在一定的条件下达到平衡㊂一般用浓集因子(CF )描述海洋生物对水中放射性核素富集能力的大小㊂根据IAEA 422号技术报告[5],CF 指海洋生物体内的放射性核素活度浓度与水中放射性核素活度浓度的比值,计算公式如下:CF =C fC w (2)㊀㊀由公式(1)和公式(2),可得:CF =C fC w=S fS w(3)C f =CF ˑC w(4)公式(2)㊁(3)㊁(4)中参数同式(1)㊂由此可见,通过海洋生物中稳定碳含量和海水中稳定碳含量之比,可求得该类海洋生物的14C 浓集因子㊂由浓集因子和海水中14C 的活度浓度,可进一步得到该类海产品中14C 的含量㊂综上可知,在进行辐射剂量评价时,海洋生物14C 浓集因子的选取,将直接影响海产品中14C 含量的计算结果,最终影响食入海产品中14C 这一途径所致的公众个人有效剂量的结果㊂IAEA 等机构根据全球海洋调查数据,给出了多种海产品14C 浓集因子的推荐值,但因不同海域环境特征相差较大,海产品中稳定碳含量及海水中稳定碳含量不尽相同,此推荐值是否适用于福清厂址海域的海产品,需进行明确的分析和计算验证㊂3㊀厂址海域海洋生物14C 浓集因子的确定3.1㊀海水中的稳定碳㊀㊀海水中的稳定碳(12C),其存在形式较为复杂,主要包括溶解无机碳(DIC )㊁溶解有机碳(DOC)㊁颗粒无机碳(PIC)和颗粒有机碳(POC),DIC 和DOC 主要存在于水中,PIC 和POC 主要存在于沉积物中㊂DIC 是大多数海洋生物摄取碳的主要来源,是海水中最常见的碳形态,生物通过光合作用可以将无机碳(主要是DIC)转化为有机碳(DOC 和POC),之后以生物为介质,在食物网内转移,在一系列的综合作用下,整个海洋中的碳平衡是基本稳定的㊂IAEA 472号技术报告[6]和IAEA 1616号技术文件中[7]均建议比活度平衡模式中的海水中稳定碳浓度可基于DIC 浓度,因此在计算海水中的14C /12C 之比时,选取DIC 的浓度作为12C 的浓度,那么结合公式(1),海洋生物的SA 模型可用下式表示:C f S f=C wS DIC (5)㊃671㊃许莉萍:核电厂流出物中14C 在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用㊀式中,S DIC 为海水中DIC 的浓度,g C /L㊂结合(3)式,14C 浓集因子CF 按下式表示:CF =C fC w =S fS DIC (6)㊀㊀由公式(6)可看出,根据海产品中稳定碳的浓度S f 及海水DIC 浓度S DIC 可估算出其对14C 的浓集因子,由于海产品体内总碳量及海水中碳量基本稳定,所以S f 及S DIC 是相对较稳定的数值㊂3.2㊀厂址周围海域的DIC 浓度㊀㊀海水DIC 的成份主要包括HCO 3-㊁CO 32-㊁CO 2和H 2CO 3等,影响其浓度的因素较多,包括pH 值㊁温度㊁盐度㊁环流等㊂福清核电的放射性废液通过排水明渠汇入兴化湾海域,位于台湾海峡及东海南侧的交汇地带,根据历史大面积海域调查结果,台湾海峡及东海海域海水中DIC 的浓度[8-9]列于表2㊂表2㊀台湾海峡及东海海域海水中DIC 浓度Tab.2㊀DIC concentration in seawater of㊀㊀2013年,福清核电开展了厂址环境水体本底调查[10],根据调查结果,厂址附近10km 范围内海域DIC 浓度变化示于图3㊂根据表1数据,台湾海峡及东海海域海水全图3㊀厂址附近10km 范围内海域DIC 浓度Fig.3㊀DIC concentration in the sea areawithin 10km near the plant site年溶解无机碳(DIC)浓度变化为9.89~28.83mgC /L,并且大部分时间集中在20~30mg C /L 范围内㊂根据图3数据,厂址附近10km 范围内海域DIC 浓度变化为16.7~25.8mg C /L,并且大部分集中在20~25mg C /L㊂考虑剂量评价针对的是以厂址为中心的80km 范围,因此厂址海域DIC 取20~30mg C /L 为宜㊂厂址邻近海域生态环境现状调查结果表明,厂址海域全年四个季度溶解有机碳(DOC)浓度的均值在1.69~4.73mg C /L [11],可看出,海水中DIC 浓度明显高于DOC,进一步验证了选取DIC 浓度作为海水中稳定碳浓度的合理性㊂3.3㊀厂址周围海域海产品的含碳量㊀㊀构成生物体的化合物中,除水和无机盐外,其他都是有机物㊂海洋植物吸收空气中的二氧化碳,通过光合作用形成葡萄糖,有机体利用葡萄糖合成其他有机化合物,而这些有机化合物又通过食物链的传递,形成海洋动物体内的一部分㊂因此,生物体内的碳主要为有机碳,选取海产品中有机碳浓度作为海产品中12C 的浓度㊂福清核电厂址80km 范围内的食谱调查结果表明,当地居民食用的主要海产品包括鱼类㊁甲壳类㊁藻类及软体动物,在进行食入海产品剂量评价时,主要考虑这4类生物的影响㊂根据福建省海域闽东㊁闽中㊁闽南-台浅各渔场的渔业调查结果,得到各类海产品的鲜样有机碳平均含量,调查结果列于表3[12]㊂㊀㊀福清核电定期开展了厂址海域海产品监测,根据当地养殖及居民食谱情况,选取了部分鱼类㊁藻类㊁甲壳类㊁软体类海产品作为固定监测项目,每年在厂址10km 范围内海域采集海产品㊂根据㊃771㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期㊀㊀㊀㊀㊀表3㊀主要可食入海产品平均含碳量Tab.3㊀Average carbon content of majoredible marine organisms2013 2022年监测结果,鱼类的有机碳含量为50.0~110.6g C /kg(鲜样);藻类的有机碳含量为21.4~122.5g C /kg(鲜样);甲壳类的有机碳含量为57.0~100.3g C /kg(鲜样);软体类的有机碳含量为29.7~75.6g C /kg(鲜样),平均含碳量详见表4㊂表4㊀厂址海域海产品的实测平均含碳量Tab.4㊀The measured average carbon content of marineorganisms in the sea area of the plant site㊀㊀因表4中的海产品种类数相对表3较少,取样范围也更小,含碳量均值也低于表2,保守考虑,将鱼类㊁藻类(属于浮游植物)㊁甲壳类㊁软体动物的平均含碳量分别选取为135㊁105㊁100㊁90g C /kg㊂3.4㊀14C 浓集因子计算结果与分析㊀㊀根据3.2节和3.3节的结论,取厂址海域DIC 为20~30mg C/L,鱼类㊁藻类㊁甲壳类㊁软体动物的含碳量分别取为135㊁105㊁100㊁90g C /kg,按公式(6)计算出不同种类海产品对14C 的浓集因子,计算值列于表5,并与IAEA 422号技术报告[5]中的推荐值对比㊂表5㊀厂址海域各类海产品14C 浓集因子(CF )的计算值Tab.5㊀Calculation of14C concentration factors (CF )of various marine organisms in thesea area of the plant site㊀㊀从表5中数据可以看出,IAEA 在综合考虑全球海洋环境的情况下,给出的海产品浓集因子相当保守,是计算值的数倍之多,如果使用此推荐值,则按公式(4)计算得出的海产品中14C 的活度浓度相应的也将偏大许多,将过高地估算海产品中14C 水平,而表5中的CF 计算值则结合了厂址海域环境参数,可较好地反映厂址海域海产品14C富集的实际情况㊂3.5㊀14C 浓集因子实测值与分析㊀㊀福清核电对厂址附近海域海水14C 浓度进行了调查,在排放口10km 左右范围内,布置了总计14个点位,进行取样分析㊂监测结果显示,厂址附近10km 范围海域海水14C 的活度浓度范围在5.07~6.47mBq /L㊂同年厂址海域海产品中14C 含量监测结果:鱼类(3种)的14C 活度浓度为23.09~31.16Bq /kg(鲜样);藻类(1种)的14C 活度浓度为22.75Bq /kg(鲜样);甲壳类(3种)的14C 活度浓度为19.28~23.07Bq /kg (鲜样);头足类(1种)的14C 活度浓度为12.45Bq /kg (鲜样);贝类(4种)的14C 活度浓度为12.30~18.76Bq /kg(鲜样)㊂根据公式(3),利用海产品中14C 的活度浓度和海水中14C 的活度浓度,计算各类海产品的14C 浓集因子,得到14C 浓集因子实测值,结果列于表6㊂从计算结果可以看出,厂址海域海产品CF 的实测值较表4中的计算值略低,且明显低于表4中IAEA 推荐值㊂CF 实测值较计算值偏低的可能原因为:比活度平衡模式假定的是海产品中的14C 与海水中的14C 快速达到平衡的理想情况,而实际上在捕获海产品进行测量时,可能还未完全达到平衡,即C f 偏低㊁C w 偏高,所以造成计算所得的㊃871㊃许莉萍:核电厂流出物中14C在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀表6㊀厂址海域海产品14C浓集因子(CF)实测值Tab.6㊀Measured value of14C concentration factor(CF) of marine organisms in the sea area of the plant siteCF值偏低㊂因此可以认为,表5中的CF计算值较表6中的实测值已更为保守地估算海产品对14C 的蓄积能力,适用于本海域的海产品㊂综合考虑,可选取CF计算值中的最大值,作为厂址海域海产品14C浓集因子,用于剂量评价㊂4㊀厂址海域14C浓集因子对公众剂量评价的应用4.1㊀扩散模型㊀㊀液态放射性流出物在海水中的弥散,受排放流量㊁受纳水体流场变化㊁海底地形特征㊁沉降吸附作用等因素综合影响㊂‘福清核电厂5㊁6号机组运行阶段环评专题液态流出物数值模拟复核研究报告“[13]根据厂址附近海域复杂的地形地势㊁潮流以及温㊁盐分布等特定条件,采用二维数模计算和物模试验相结合,给出了各典型潮态下排放口不同海域低放废水的扩散情况㊂本文中的评价模型采用了稀释扩散模型,计算了排放口各范围海域海水14C浓度㊂按照近区和远区选取14C稀释因子C i,C i取自上述报告中的模拟结果㊂保守考虑,计算时选取了最不利于扩散的潮态,即冬季小潮时的C i,具体数值为:距离厂址排放口0~1km 范围内海域放射性核素的C i取0.30,1~2km范围内取0.23,2~3km范围内取0.20,3~5km范围内取0.12,5~10km范围内取0.07,10~20km 范围内取0.05,20~80km范围内取0.002[13]㊂4.2㊀海水14C活度浓度㊀㊀以福清核电2021年流出物排放数据为排放源项,计算海域海水中的14C活度浓度C w㊂2021年,福清核电共6台机组运行,全年液态途径14C 的排放总量为2.65ˑ1010Bq,排放口不同海域海水中14C活度浓度C w可用下式计算:C w=3.17ˑ10-8ˑQ wˑCiˑq-1(7)式中,Q w为14C年排放量,Bq/a;C i为稀释因子;q 为冷却水排水流量,m3/s,6台机组循环水流量为348m3/s㊂计算可得厂址排放口附近海域不同距离范围内14C活度浓度C w分别为:0~1km为0.72Bq/ m3;1~2km为0.55Bq/m3;2~3km为0.48Bq/ m3;3~5km为0.29Bq/m3;5~10km为0.17Bq/ m3;10~20km为0.12Bq/m3;20~80km为0.005 Bq/m3㊂需要注意的是,海水14C活度浓度还要在上述计算结果的基础上加上14C的环境本底值㊂根据福清核电运行前环境本底调查结果(2013年),福清核电附近海域的海水14C的活度浓度范围在4.32~6.82mBq/L,均值为5.71mBq/L,因此取海水14C的本底值为5.71mBq/L㊂4.3㊀海产品中14C的活度浓度㊀㊀海产品中14C活度浓度,根据下式计算:C f=CFˑC w(8)㊀㊀保守考虑,取表5中海产品14C浓集因子CF 计算值的最大值(鱼类取6800㊁藻类取5300㊁甲壳类取5000,软体动物取4500)以及IAEA推荐值分别计算,得到海产品中14C的活度浓度,结果列于表7㊂4.4㊀食入海产品中14C所致个人有效剂量㊀㊀为保守计算,假设厂址半径80km范围内居民食入的海产品全部来自厂址附近的海域㊂食入海产品中放射性核素所致个人内照射剂量可按下式计算:D e p=C fˑUpˑexp(-λ㊃t p)ˑDF e(9)式中,D e p为公众个人食入该海域内海产品p所致的年有效剂量,Sv/a;U p为公众个人对海产品p的消费量,kg/a,不同年龄段居民的人均海产品消费量取自‘福建福清核电厂5㊁6号机组厂址周围人口和人口分布及食谱调查和统计分析专题报㊃971㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期告“[14];λ为14C的衰变常数1.38ˑ10-8,h-1;t p为海产品p从捕捞到被消费的时间间隔,取24h; DF e为14C对公众个人的食入有效剂量转换因子, Sv/Bq,成人5.80ˑ10-10,青少年8.00ˑ10-10,儿童1.6ˑ10-9,婴儿1.4ˑ10-9[15]㊂将不同年龄段居民分为婴儿(1岁)㊁儿童(2~ 7岁)㊁青少年(7~17岁)㊁成人(>17岁)四个组进行评价,结合表7中C f的数值,计算得到公众个人因食入海产品(鱼类㊁藻类㊁甲壳类㊁软体动物)所致的个人年有效剂量,结果列于表8㊂表7㊀海产品中14C的活度浓度Tab.7㊀14C content in marine organisms表8㊀食入海产品中Tab.8㊀Public personal effective dose due to ingestion of14C in marine organisms㊀㊀从表7和表8的数据可以看出,因为IAEA给出的14C浓集因子推荐值较大,采用该推荐值参与计算时,得到海产品中14C的含量偏大,从而导致食入海产品中14C所致的个人年有效剂量较大,超出采用表5中厂址14C浓集因子CF计算值所得的个人年有效剂量3倍,过高的估算了公众受照剂量㊂在前文中已提到,表5中给出14C浓集因子CF计算值中的最大值已较为保守,更能反映福清核电厂址海域的海产品对14C的富集情况,因此,采用此最大值所得到的剂量结果,较IAEA推荐值更能反映厂址周围居民因食入海产品中14C所致的个人有效剂量的真实水平㊂5㊀结论及建议㊀㊀14C是福清核电厂放射性流出物中的关键核素,主要通过食入海产品途径对公众产生内照射㊂在进行14C对公众的剂量评价时,海产品中的14C 的浓集因子是主要参数㊂通过比较厂址比活度模式计算值㊁厂址采样计算值和IAEA推荐值,最终推荐了适用于福清核电厂厂址㊁同时避免过高估计14C对公众剂量的海产品的CF值,分别为:鱼类取6800㊁藻类取5300㊁甲壳类取5000㊁软体动物取4500㊂该套数值能提高辐射剂量评价的准确度,进一步确保向公众公示数据的可信度㊂14C浓集因子与当地海水DIC浓度及海产品中稳定碳含量密切相关,应当关注相关的环境特征调查活动,或自主开展相关的调查工作㊂根据调查结果,不断修正海产品14C浓集因子,为合理评价食入海产品这一关键途径上14C所致的公众剂量提供更有代表性的数据支持㊂考虑核电厂放射性废液排放影响的公众关注度较高,随着华龙机组的运行,建议在6台机组稳定运行后,择机开展厂址附近海域的14C水平调查,验证华龙机组流出物排放对海域环境的影响㊂㊃081㊃许莉萍:核电厂流出物中14C在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用㊀参考文献:[1]㊀中国核电工程有限公司.福建福清核电厂5㊁6号机组环境影响报告书(运行阶段)[R].2020:6-23.[2]㊀福建福清核电有限公司.福建福清核电厂流出物及环境监测评价报告(2019 2021年)[R].2022.[3]㊀史建君.放射性核素对生态环境的影响[J].核农学报,2011,25(2):397-403.[4]㊀Kumblad Linda,Gilek Michael,Kautsky Ulrik,et al.An ecosystem model of the environmental transport and fate of carbon-14in a bay of the Baltic Sea,Sweden[J].Ecological Modelling,2003,166(3):193-210.[5]㊀IAEA.Sediment distribution coefficients and concentration factors for biota in the marine environment:IAEA TechnicalReports Series No.422[R].Vienna:IAEA,2004.[6]㊀IAEA.Handbook of parameter values for the prediction of radionuclide transfer in terrestrial and freshwater environments:IAEA Technical Reports Series No.472[R].Vienna:IAEA,2010.[7]㊀IAEA.Quantification of radionuclide transfer in terrestrial and freshwater environments for radiological assessments:IAEA-TECDOC-1616[R].,2009:564-568.[8]㊀林辉.台湾海峡及邻近海域溶解无机碳与有机碳的时空分布及其影响因素[D].厦门:厦门大学,2013:28.[9]㊀张述伟.东海近岸海域溶解态碳和氮的分布变化特征[D].青岛:中国海洋大学,2012:18-22.[10]㊀中国辐射防护研究院.福建福清核电厂一期工程环境水体及生物中14C本底调查报告[R].2014:37.[11]㊀国家海洋局第一海洋研究所.福建福清核电厂厂址邻近海域生态环境现状调查及分析评价报告[R].2018:182.[12]㊀李雪丁,卢振彬.福建近海渔业资源生产量和最大可持续开发量[J].厦门大学学报(自然科学版),2008,47(4):597-598.[13]㊀中国水利水电科学研究院.福清核电厂5㊁6号机组运行阶段环评专题液态流出物数值模拟复核研究报告[R].2018.[14]㊀中国辐射防护研究院.福建福清核电厂5㊁6号机组厂址周围人口和人口分布及食谱调查和统计分析专题报告[R].2018:117-126.[15]㊀核工业标准化研究所.电离辐射防护与辐射源安全基本标准:GB18871 2002[S].北京:中国标准出版社,2002.Concentration study of14C in marine organisms caused by NPPeffluents and application to public dose evaluationXU Liping(Fujian Fuqing Nuclear Power Co.Ltd.,Fujian Fuqing350318) Abstract:Considering the exposure to the surrounding public caused by coastal nuclear power plant radioactive effluents,the largest contribution is caused by14C.During dose evaluation of the key route feeding from marine organisms,the14C concentration will directly affected the rationality.In this study,the specific activity equilibrium model was adopted,as well as consideration of the actual carbon content of sea water and marine organisms in Fuqing NPP.Calculating14C concentration factors of different species of marine organisms,which were verified by comparing with measured values and IAEA rec-ommended values of some marine organisms on sites.As conclusions,14C concentration factors suitable for the Fuqing NPP area were obtained.It is recommended to take6800for fish,5300for algae,5000for crustaceans and4500for mollusks.They can be applied to public dose evaluation by dividing different age groups and calculate the public personal effective dose caused by14C intake from marine organisms.These recommended values can be applied to the assessment of the public radiation dose caused by the effluents from the coastal NPP.Key words:14C;concentration factor;marine organisms;dose evaluation㊃181㊃。

板式换热器放射性去污实践探索

先要清除板式换热器表面油污。首先,用 WD - 40
去除板式换热器表面油渍,并进行污染测量。 193
将待去污板式换热器每 5 片 1 组摆放至去污
槽内部,片与片之间加垫块, 彼此间隔不小于 2
mm,保证片与片之间充满化学去污溶液。将调配
好的去污溶液注入去污槽内部,将板式换热器全
片板式换热器经逐片测量,其 β 表面污染水平数
泡沫去污时间不少于 30 min。
试验试剂
可剥离凝胶 ZXG-003-P,pH:7. 0 ~ 8. 5
100%原液
8 h( 指喷涂过程所用时长)
试验时间
可剥离凝胶去污结束后,将干燥的可剥离膜
撕除干净。使用 MPR200 + β 探头进行污染测量,
表 4 第三阶段去污试验的条件参数
试验工艺
部浸入去污溶液中,开展化学浸泡去污,试验参数
板式换热器作为效果评价参考对象,建立试验台
表 3 第二阶段去污试验的条件参数
值在 19 ~ 981 Bq / cm 2 之间。分别选取 10 片污染
账,其擦拭后 β 表面污染水平列于表 1。
4. 2 第一阶段去污试验
列于表 3。
试验工艺
化学去污( 中性)
可剥离凝胶 ZXG - 003 - P 对板式换热器各部位进
981
1#
行可剥离膜去污,如去污验收仍未达标,则作为放
射性固体废物处置;
(6) 功能再鉴定。通过 VT 外观检查( 目视检
查) ,判断板式换热器整体外观有无变形或损坏,
未发现变形或损坏,检查结果为合格。
合格的板式换热器逐片使用塑料布套接防
由板片相隔。板片在拆卸和清理过程中不可避免造成交叉污染。

核电厂放射性废物及其处置现状讨论

核电厂放射性废物及其处置现状讨论摘要：核电厂在长期的发展过程中，会产生大量的放射性废物，其中大部分属于暂存状态，还有少部分已经超期暂存，放射性废物处置问题受到了广泛关注，随着国家核电厂放射性废物区域处置与集中处置并行政策的出台，进一步规范了对于核电厂放射性废物的处置行为。

本文主要围绕核电厂放射性废物及其处置现状展开论述，首先概述了核电厂放射性废物来源以及废物量估算；其次分析了核电厂放射性废物的处置现状；最后提出了优化核电厂放射性废物处置的策略。

关键词：核电，放射性废物，处置Discussion on nuclear power radioactive waste and its disposal statusAbstract: During the long-term development of nuclear power plants, a large amount of radioactive waste will be produced, most of whichare in temporary storage, and a few have been temporarily storedbeyond the time limit. The disposal of radioactive waste has received widespread attention. With the introduction of the national policy of parallel regional and centralized disposal of nuclear waste, the disposal of nuclear waste has been further standardized. This paper mainly discusses the current situation of nuclear electric radioactive waste and its disposal. Firstly, the sources of nuclear power wasteand the estimation of waste quantity are summarized; Secondly, the disposal status of nuclear radioactive waste is analyzed; Finally, the strategies for optimizing the disposal of nuclear radioactive wasteare put forward.Keywords: nuclear power； radioactive waste；disposal放射性废物具体指含有放射性核素或被放射性核素所污染，其活度或活度浓度大于规定的清洁解控水平，并且所引起的照射未被排除的废弃物。

先进核电放射性废物处理工艺标准化

节能环保与生态建设\China Science&Technology Overview先进核电放射性废物处理工艺标准化毛莉李斌廖能斌任力耿忠林(国家电投集团远达环保工程有限公司，重庆401122)摘要:作为API000第三代核电依托项目，山东海阳核电厂和浙江三门核电厂是国内首批采用核岛与厂址废物处理设施相结合，实施核电废物集中处理模式的核电厂，其厂址废物处理设施的作用是实现全厂低、中放固体废物的集中处理、暂存及部分液体废物的处理。

厂址废物处理设施的整体功能由两部分来实现，一是核岛区域的核辅助厂房和放射性废物厂房内的部分废物处理设施系统，二是厂址废物处理设施内的相关废物处理设施系统及其它配套辅助系统。

本文简要介绍了海阳和三门核电厂址废物处理设施的主要处理工艺，并结合国内现有主流处理工艺进行技术经济对比分析，以提出先进核电放射性废物处理工艺标准化的建议，为促进放射性废物处理技术进步、形成规范化、系列化处理技术及装备,推动放射性废物安全管理、落实废物最小化原则发挥积极作用。

关键词:核电厂；放射性废物；厂址废物处理设施；处理工艺中图分类号:TM623文献标识码:A文章编号:1671-2064(2020)12-0030-040引言海阳核电厂和三门核电厂采用了世界上先进的第三代核电技术AP1000,AP1000在设计中首次提出了离堆放射性废物处理的概念，即在多堆核电厂址中设计独立的放射性废物处理设施，也称厂址废物处理设施(简称SRTF),SRTF 集合了多种放射性废物处理系统来对多台机组运行和事故工况下产生的放射性废物进行处理。

有别于一般压水堆核电机组的废物处理设施，SRTF厂房位于AP1000核岛主厂房以外，且为多台机组共用，这种模式融合了分散与集中的统一性，有力整合了资源，同时也充分体现了核岛废物处理系统和SRTF的优势互补。

SRTF处理的主要废物包括：一回路树脂(包括树脂和湿活性炭)、一回路废过滤器芯、化学废液、0.25%燃料包壳破裂和蒸汽发生器管道破裂(SGTR)产生的液体废物、可压实干废物、不可压实干废物、暖通空调系统(HVAC)高效空气过滤器芯等。

核电厂放射性化学去污废液预处理新技术报告

核电厂放射性化学去污废液预处理新技术报告摘要：介绍了一种利用UV/Fenton氧化技术处理核电站化学去污与热检修车间产生的化学废液中有机物的技术。

该技术作为化学去污废液的预处理手段，不仅可以有效去除热车间化学去污废液中的有机物，还能显著降低废液中的核素和重金属离子。

选用该工艺对化学去污废液进行预处理，可以简化工艺，具有能耗低、二次废物量少、运行维护费用低等，有较好的示范作用和推广前景。

关键词：核电厂；放射性；化学去污废液；有机物；与处理技术0 引言在核电厂日常维修过程中，由于部分带放射性的部件需要采用化学方法（用酸、碱、柠檬酸、洗涤剂等化学试剂）进行去污，因而产生了一定量的化学去污废液。

产生的化学废液含有一定量的有机物、清洁剂、络合剂、酸碱等化学物质，成分复杂。

为满足废物最小化管理要求，核电厂通常采用移动式废液处理装置来处理核电厂化学去污和热检修车间产生的化学去污废液。

但移动式废液处理装置对于化学去污废液的输入源项，有一定的适用性要求。

由于移动式废液处理装置采用离子交换树脂直接处理含有有机物、化学离子物质较多的化学去污废液，极易造成离子交换树脂中毒失效并产生较多的二次废物，因而需要考虑设置化学去污废液的预处理工艺，通过预处理装置取出化学去污废液中的绝大部分有机物和化学物质等，达到满足移动式废液处理装置的输入要求，最终使热车间化学去污废液能够被有效处理，达标排放。

1 化学去污废液预处理技术原理化学去污废液预处理工艺技术采用“UV/Fenton氧化+絮凝沉底+过滤”的工艺对热车间产生的化学去污废液进行预处理，主要采用Fenton试剂对有机物进行氧化分解。

Fenton试剂是由H2O2与Fe2+组成的混合体系，二价铁离子催化分解H2O2产生氢氧自由基(•OH)，(•OH)具有比一般常用强氧化剂更高的氧化电位，能有效的氧化多种有毒或难氧化的有机物，将大分子有机物降解为小分子有机物或矿化为二氧化碳和水的无机物。

核电厂离堆放射性废物处理方案浅析

处理的放射性废液在核岛内只进行收集和暂存。ＳＲＴＦ内废物处理工艺为核电厂全厂或整个区域共用，避免同类处理工艺的重复设置。（２）核岛内放射性废物处理系统得到极大简化。相比ＣＰＲ１０００核电厂，ＡＰ１０００核电厂采用ＳＲＴＦ离堆废物处理方案后，核岛内没有设置固体废物处理工艺设备，并取消了传统的化学废液蒸发装置，大大简化了核岛内放射性废物处理系统工艺流程和厂房布置。（３）废物处理工艺和厂房配置更加合理。放
第３４卷
第５期
核动力工程
ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ
Ｖ０１．３４．ＮＯ．５
２０１３年１０月文章编号：０２５８－０９２６（２０１３）０５－０１４９－０５
中图分类号：ＴＬ９４９文献标志码：Ａ
１前
言
随着更多的核电厂陆续建成、投运，每年累计产生的放射性废物量也将成倍增长，预计到２０２０年，全国核电厂运行产生的低、中放射性废物量累计约３．６万立方米【】Ｊ。核电厂离堆放射性废物处理方案有效地利用放射性废物处理技术对放射性废物进行集中处理，在核电机组群堆建设模式下已具有很大的发展潜力。
性废物处理方案具有以下特点：（１）合理的放射性废物处理模式。核岛内废
等减容手段处理核电机组内产生的但无法通过核岛废物处理系统进行处理的固体废物和特殊情况
下产生的液体废物，同时ＳＲＴＦ内设置有核电厂的洗衣房和废物暂存库。根据ＡＰ１０００的设计理念，该模式融合了分散与集中的统一性，有力整

山东海阳近地表处置场建设构想

山东海阳近地表处置场建设构想方祥洪;杨彬【摘要】该文通过对山东海阳近地表处置场的处置容量、选址、处置方案等方面的研究,介绍了山东海阳近地表处置场开展的前期工作.该研究成果可为山东海阳近地表处置场的选址、设计等工作提供理论支撑依据,并为山东海阳近地表处置场的选址落地打下基础.【期刊名称】《科技创新导报》【年(卷),期】2017(000)009【总页数】3页(P41-42,44)【关键词】处置场;山东海阳;选址;处置方案【作者】方祥洪;杨彬【作者单位】中电投远达环保工程有限公司重庆科技分公司重庆 401122;中电投远达环保工程有限公司重庆科技分公司重庆 401122【正文语种】中文【中图分类】TL941核设施及核技术应用单位在运行和退役过程中会产生各类低、中水平的放射性废物，这些废物须经过严格处理，满足国家标准要求后，方可进行永久处置[1]。

我国从20世纪80年代开始研究低、中水平放射性废物处置技术，并制定发布了相关的政策、法规和标准[2]。

1992年国务院发布了《关于我国低、中水平放射性废物处置的环境政策的通知》（国发（1992）45号），2003年公布的《中华人民共和国放射性污染防治法》明确规定了低、中水平放射性固体废物在符合国家规定的区域实行近地表处置及责任划分、许可证制度和监管要求等。

根据全国低、中水平放射性废物产生量及分布，目前我国已建成了两个低、中水平放射性废物处置场，即西北处置场、北龙处置场，在建的有四川飞凤山处置场。

目前正在筹建山东海阳低、中水平放射性固体废物近地表处置场[3,4]。

山东海阳低、中水平放射性固体废物处置场的预选场址——峰顶地区处于海阳核电厂附近，为海阳核电厂选址期间普查的15 km范围内。

根据相关资料，峰顶地区在区域地质构造、地壳稳定性、地震及气候条件上与海阳核电厂相似，大区域范围内的人口分布、社会经济发展情况等也与海阳核电厂类似。

峰顶地区地处黄海之滨，属东亚暖温带季风气候区，常年四季分明，受海洋的影响，季节交替较同纬度的内陆滞后，年平均气温12.9 ℃，年降雨量700～800 mm。