日本核电固体废物处理现状和技术

到有效控制，在发电机组增加 4 倍的情况下，近 15 年来贮存量没有增加， 平均废物产生量也下 降为 600~700 桶/堆·年。
日本核电站对最终处置废物产生量的控 制，主要采取以下两个方面的措施。 控制废物产 生量：严格控制带入控制区的物品；污染工器具 的再利用；采用长寿命的机械部件（如长寿命的 控 制 棒 等 ）； 采 用 可 焚 烧 的 气 体 过 滤 器 ； 金 属 材 料去污后循环使用等。 废物减容技术措施：可燃 废物焚烧，高温焚烧和超级压实。 图 1 可以看出 相关技术的应用对废物贮存量的影响情况。
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第 72 期
李忠镝：日本核电固体废物处理现状和技术
有两台高温熔融炉正在运行， 其中一台建在福 岛第一核电站。 该炉型今后能否在日本核电站 中继续推广，其前景不容乐观，相关新技术设备 （如等离子熔融焚烧和高频熔融设备）已在核电 站得到应用。
5 等离子熔融焚烧技术
上世纪 90 年代，日本开始研究采用等离子 电弧加热技术处各类废物，在此之前，等离子加 热技术主要应用于金属熔炼和材料合成领域。 1995 年日本原子能发电公司与瑞典和美国合作 开展等离子熔融设备的性能试验，1998 年着手 进行项目建设，2002 年完成设施建设并开始调 试运行，截止到 2004 年末完成调试运行并投入 运行。
等离子熔融炉结构详见图 5， 其工作原理 为： 利用等离子焊枪产生的高能等离子电弧来 熔融废物，废物熔融液体温度约为 1550℃；熔融 炉内床以 25rpm 的速度旋转， 使废物得到均匀 地加热并熔融；熔融结束后，减慢炉床的旋转速 度，并从排出口排出炉内的熔液。 该设备技术参 数如 下 ：等 离 子 焊 枪 输 出 功 率 为 1850kW，处 理 能力 710kg ／ 批，熔融炉尺寸约 φ2.1m×8m（高）。 该设备可对金属类、无机物、难燃物等多种废物 进行混合处理， 可高效焚烧离子交换树脂和氯 乙烯等难燃物，综合废物减容比为 5。
图 3 日本核电站固体废物分类方法
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3 改进水泥固化技术
在水泥固化技术应用问题上， 日本走过了 一段从放弃到改进再应用的过程。 上世纪 80 年 代，由于传统的水泥固化减容效果较差，日本在 废液固化处理中倾向于采用塑料固化和沥青固 化， 对于焚灰等采用造粒水泥固化方法进行处 理。 进入 90 年代，随着新型水泥固化基材的研 究和发展，水泥固化技术又重新受到重视，向着 多功能水泥固化系统的方向进行改进， 并逐步 应用于实际工程。 对水泥固化基材的改进主要 是提高废液的包容率和水泥浆的流动性， 从而 改善水泥浆的搅拌性能， 使之适应废物固定对 水泥浆流动性的要求。 此外，新水泥配方由于改 善了水泥浆的附着性， 达到了减少设备清洗废 水量的目的。
1550℃。 熔融体冷却 1 天后装入 200 L 钢桶并进
行水泥固定。 对于熔融焚烧的工艺尾气，首先进
行二次燃烧，使尾气温度达到 1000℃，彻底分解
2 日本核电废物处理技术概况
日本核电废物的减容工作经历了一段艰苦 的过程，自 70 年代该国核电站开始运行以来废 物产生量急剧增加，平均废物产生量为 3000 桶/ 堆·年 ， 目 前 在 日 本 各 核 电 站 贮 存 的 废 物 还 有 约 50 万桶（200L）。 较为突出的例子就是福岛第一 核电站（日 本 第 一 个 核 电 站 ），在 80 年 代 末 期 ， 在该厂贮存的废物就达到了 25 万桶。 进入到 90 年代， 随着焚烧技术的应用和六所村废物处置 场开始接收废物， 日本电站的废物贮存量才得
4 固体废物焚烧技术
在固体废物焚烧设备的研究和生产上，日
本碍子公司是日本在此方面最具实力的一家。 该 公 司 于 1973 年 与 德 国 KfK 签 订 焚 烧 技 术 引 进合同，1976 年开发出耐热陶瓷过滤装置，1978 年 在 敦 贺 电 站 建 成 日 本 第 一 个 焚 烧 装 置 ，1986 年在东海核电站建成改进型焚烧炉。 该公司为 核电站提供了 25 套焚烧装置。 据了解，截止到 2003 年日本各核电站均配置了焚烧装置。
日本东芝公司在新型水泥配方的基础上对 桶内搅拌系统进行了改进， 并开发了高性能桶
核工程研究与设计
2008年 10 月
外搅拌系统。 针对桶内搅拌废物填充率低、搅拌 时废物容易外溢的问题，东芝采用小型螺旋桨配 合固化桶旋转的水泥搅拌方法有效地解决了上 述问题，使废物桶填充率达到接近 95%的水平。
图 4 桶外搅拌系统示意图
混合废物在处理之前，需将铝、铅等废物分 拣剔除， 并按金属、 无机物和难燃废物进行分 类。 熔融炉进料方式分为三种，金属废物采用水 平推料加入利用螺旋加料器进料；在设备启
动阶段，高密度废物垂直进料。 利用氮气等离子
炬对废物进行熔融焚烧， 废物熔融体温度约为
针对放射性废液处理， 该系统设置一套刮 板蒸发器，对浓缩废液进行再浓缩处理，废物以 盐粉的形式进行水泥固化。 刮板蒸发器所用蒸 汽温度为 170℃。 据称，硼酸盐废物的包容率为 115kg /桶，硫酸盐包容率为 200kg /桶，焚烧灰包 容量为 100kg /桶。
该系统的水泥搅拌能力为 2 桶/小时， 设备 冲洗水量为 50L /每次。 冲洗水收集在带有搅拌 的废水罐内，待下次搅拌时作为搅拌水使用。
日本核电站废物的长途运输全部采用海 运，所用船舶为双层船体，并配置了相应的屏蔽 结构。 船体表面剂量控制值为＜2mSv/h，船体表 面 2m 处剂量控制值为＜0.1mSv/h，船内居住区 最大剂量＜1.8μSv/h（实测最大值为 0.05μSv/h）， 船员个人剂量控制值＜1mSv/年。
图 2 核电站废物处理流程示意图
碍子公司生产的焚烧炉以立式圆筒炉居 多，炉体内部没有炉排等内部构件。 早期焚烧工 艺对焚烧尾气采用干法处理， 目前基本上采用 干湿混合法对尾气进行处理。 可燃固体废物焚 烧装置的技术参数如下：
⑴ 焚烧炉 ·炉型:自燃式的立式圆筒炉 ·焚烧温度：800～1000℃ ⑵ 排气处理系统 ·陶瓷过滤装置：碳化硅(SiC)过滤元件 ·HEPA 过滤装置：耐热型(250℃)过滤装置 ⑶ 总体去污系数 ·陶瓷滤芯出口：105 以上 ·HEPA 过滤装置出口：107 以上 （挥发性核素除外） ⑷ 减容效果 ·减容比：1/40～1/100 ·减重比：1/20～1/30 ⑸ 炉体寿命 30 年 ⑹ 所 处 理 废 物 的 放 射 性 活 度 浓 度 ＜1 × 106Bq/kg 目前， 该公司正在对传统的焚烧炉进行改 进，以便对废树脂进行混合焚烧处理，并建有一 套 10kg/h 的试验装置。 处理目标为粉末树脂（粒 径 40~250μm）和粒 状 树 脂 （粒 径 430~650μm）， 放射性活度浓度小于 5.55×107Bq/kg （干基），减 容比为 50 左右。 对炉体的主要改进是改变了炉 体下部空气喷嘴的设置， 采取切线进气方式在 炉 内 实 现 流 态 化 焚 烧 。 炉 内 焚 烧 温 度 为 700~ 800℃，空气比为 2.0~2.2。 试验表明在可燃废物 与粉状废树脂的混合比为 6∶4，粒状树脂的混合 比为 8∶2 的情况下可以维持连续自燃。 碍子公司还生产一种高温熔融焚烧炉，用 于保温材料、混凝土等不可燃废物的混合焚烧， 主要焚烧燃料为重油，炉内温度约为 1500℃。 废 物熔融物经过炉底的收集水池转化为琉璃状的 粒状废物，然后进行水泥固定。 目前日本核电站
本次交流的内容包括： 日本核电概况及政 策、放射性固体废物处理和处置法规、固体废物 的处理、改进水泥固化技术、可燃性固体杂废物 焚烧、高频熔融固化系统、超级压实系统、等离 子电弧的应用技术和超临界废树脂氧化处理技 术等。 此外还进行了对福岛第一核电站废物整 备中心的实地考察。
以下就有关情况和具体技术设备进行简要 的介绍。
高性能水泥搅拌系统使用的桶外搅拌机采 用了底部大倾角的搅拌容器， 水泥浆卸料阀门 位于底部最低点的外侧， 搅拌桨为由一对长桨 和一对短桨组成的组合桨叶。 水泥浆搅拌过程 中，浆体不仅有围绕轴向的运动，还有沿坡底方 向的横向混合，因此水泥浆搅拌更加充分，浆体 的均匀性更好。 日本水泥固化体抗压强度要求 为 1.47MPa，流动度要求为 16~50 秒。 较为特殊 的 是 日 本 标 准 中 没 有 规 定 水 泥 固 化 体 养 护 28 天后必须达到的强度指标， 东芝公司采用的水 泥配方， 其达到 80%抗压强度的养护时间约为 60 天，强度达到稳定所需的养护时间为 80 天。
对于废物放射性活度浓度的测定， 日本核 电站对混合固体废物普遍采用比例因子法来确 定废物核素含量。 此方法原理是对具有代表性 的样品进行放射化学分析， 而后得出难测核素 和关键核素（较易于测量的核素）的相互关系， 结合关键核素无损测量的结果， 以此确定混合 废物中的放射性核素浓度。
经过整备的废物主要送往位于日本青森县 的六所村处置场进行处置。 对于中低放废物，根 据废物的活度浓度不同采取不同的处置方法， 对于极低放废物采取近地表处置沟进行处置， 监管期为 30~50 年； 低放废物采用近地表地坑 进行处置； 堆芯废物等具有较高外照剂量的废 物进行浅地层处置，处置单元的深度在地下 50~ 100m 范围之内。 目前该处置场已接收处置了 19 万桶固体废物。 日本处置场在选址上没有对地 下水位做出要求， 这可能与日本处置场选址余 地较小有关。 对地下水和渗漏液的侵蚀完全依 靠疏排系统、工程屏障和废物体的抗浸出性能。
日本核电固体废物处理现状和技术
化工所 李忠镝
1 前言
2007 年 7 月 3~13 日，根据中日双方制定的 交流计划，日本海外电力调查会组织实施了“关 于放射性固体废物处理技术”的技术培训项目。 海外电力调查会 （Japan Electric Power Information Center - JEPIC）是由日本国内十二个电力 公司共同出资组建的非盈利的国际合作机构， 人员构成来自于各电力公司。 其主要工作内容 为：研究发展中国家的能源状况、与东盟国家进 行技术合作、核电安全技术合作、作为日本国际 合作组织的执行机构开展国际技术合作、 与国 外电力信息机构进行信息交流。 该组织与我国 国家电力信息中心保持有定期交流关系。
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李忠镝：日本核电固体废物处理现状和技术
后再进行处理。 固体废物的具体分类方法见图 3。 在日本的可燃放射性固体废物分类中引入了 难燃废物的概念， 难燃废物主要是指在焚烧炉 内较难彻底燃烧的废物。 可燃废物一般采用焚 烧处理，主要炉型为立式焚烧炉。 对于难燃废物 和部分不可燃废物 （保温材料、 混凝土和过滤 器）可采用高温焚烧炉进行熔融焚烧处理。 金属 类废物采用超级压实处理。 焚灰、压实废物进行 水泥固定。 由于近年来已开始采用等离子焚烧 和高频熔融技术对混合废物进行处理， 实现了 焚灰、金属废物、保温材料和混凝土等废物的一 并处理。 经处理后所产生的废物体分为两层，上 层是密度约为 3t /m3 左右的陶瓷废物，下层为金 属废物， 陶瓷废物的浸出性能接近于玻璃固化 体的浸出性能，废物总体减容比为 3~5。
图 1 福岛第一核电站放射性固体废物贮存量
目前， 日本核电站废物的总体处理流程如 图 2 所示， 压水堆气载放射性废物衰变后经高 效过滤器过滤后排放， 沸水堆气载放射性废物 经吸附处理后过滤排放。 液体放射性废物进行 分类收集，针对洗衣废水、机修废水等放射性浓 度较低的废水采用过滤、脱盐处理，处理后的水 进行复用。 对于核电站工艺系统产生的废水，一 般采用蒸发浓缩处理， 冷凝水经过脱盐处理可 以实现部分水的循环使用， 不可利用的水进行 监视排放， 蒸发浓缩液采取水泥固化或沥青固 化方法进行固化处理。 对于固体废物，根据处理 方法的不同进行了详细的分类， 同时考虑到处 理人员所受的外照射剂量， 部分表面剂量高于 2mSv/h 的废物需在暂存库内进行存放， 待衰变