天然吸附材料在内陆某核设施液态流出物排放中的应用研究

2020-01-16孟静中核四四有限公司甘肃兰州732850

化工管理 2020年30期

孟静(中核四〇四有限公司，甘肃兰州 732850)

0 引言

我国GB 6249—2011《核动力厂环境辐射防护规定》中规定对于内陆核电厂址，槽式排放出口处的放射性流出物中除氚和碳14外其他放射性核素浓度不应超过100Bq/L，并保证排放口下游1km 处受纳水体中总β 放射性不超过1Bq/L。内陆某核设施液态流出物除氚外的放射性浓度≤40Bq/L，满足GB 6249—2011的排放要求，但拟选厂址位于内陆戈壁，没有受纳水体，长期露天漫排会造成排放区域放射性核素累积，因此需要一种更为有效的处理方式满足合理可行尽可能低的要求。

文章根据内陆某核设施液态流出物源项和厂址特征，按照废物最小化原则，提出了利用天然斜发沸石等填料对放射性核素的吸附优化排放方案，进一步降低液态流出物放射性浓度，并对方案的环境影响进行初步分析。

1 液态流出物源项

内陆某核设施的液态流出物产生的主要途径如下：

(1)工艺废液经过多级蒸发净化后的二次蒸汽冷凝液；

(2)非工艺中放废液经蒸发产生二次蒸汽冷凝液，再经低放蒸发产生的二次蒸汽冷凝液；

(3)低放废液蒸发的蒸汽冷凝液；

(4)经监测符合排放的洗衣废水和淋浴水。

液态流出物年排放量30000m3，放射性浓度≤40Bq/L(除氚外)。

2 液态流出物管理策略

ICRP第81号出版物中给出了放射性废物管理战略，对于放射性废物的处置分为 “稀释和弥散”与“浓集和滞留”两种方式。放射性废物的处置不仅是固体废物的环境处置，也包括经过审管部门批准的气态和液态流出物的排放行为，两种处置方式不是相互排斥的。如果存在选择时，两种战略的平衡是一个辐射防护问题，其中包括要考虑在包容期内放射性核素的衰变，以及由于自然或人为破坏增加照射的危险。无论采取何种处置战略，其核心是公众和环境在现在以及将来的安全，这是放射性废物管理的目标。

“稀释和弥散”一般有水体弥散和大气弥散两种方式，两种方式都是通过大的载体趋于无限稀释来满足环境的要求。利用海洋的强大稀释能力一直以来都是核设施液态流出物排放的优先的选择。目前世界上运行的同类设施多采用的是海洋排放方式，明显优点是技术上比较简单，不需要复杂的系统来运行，有多年的运行经验，设计上比较成熟。大气也是一种巨大的稀释体，核设施气态流出物都是采用大气弥散的方式排放。在合适的气象条件下，液态流出物通过大气弥散排放也是一种有效的方式，但需要相对比较复杂的系统来实现，技术要求比水体弥散高，对大气扩散条件要求高，是一种在特定地理条件下才能实现的排放方式。

内陆某核设施位于内陆戈壁，没有可用于“稀释和弥散”的接受水体，因此，不能采用水体弥散的方式进行排放，液态流出物长期漫摊排放将带来放射性累积的问题。考虑到该设施的厂址条件，可以将“浓集和滞留”作为液态流出物排放的管理策略，据此提出利用天然斜发沸石等吸附材料浓集和滞留放射性物质，实现排放方案最优化。

3 液态流出物排放方案理论基础

地面以下潜水面以上的地带称为包气带，包气带划成毛细管悬着水带(有时称土壤水带)、毛细管水活动带和中间包气带。包气带也常称为非饱和层，对于核素的滞留和延迟具有重要作用。

核素以离子、络离子、分子、胶体等状态在水中存在，当含有核素的水流过土壤(或岩石)时，发生复杂的物理化学反应，核素的迁移受到阻滞使其迁移速度远小于水流的速度。核素迁移反应机理包括离子交换吸附、电性吸附、分子吸附、过滤、沉淀、表面络合和矿化等。不同核素在土壤-地下水系中的反应机理不同，核素迁移强度差异很大，大致分为极易迁移的核素(如3H)、迁移较快的核素(如129I，99Tc)、迁移较慢的核素(如85Sr，237Np)和迁移极慢的核素(如137Cs，239Pu)四个级别。

针对包气带中核素的迁移，近年来国内开展了一些研究。中国辐射防护研究院通过对野外核素迁移试验和实验室研究发现黄土包气带对60Co，85Sr和137Cs具有很强的吸附作用，在天然条件和喷淋条件下，60Co和137Cs的浓度峰向下迁移不超过1cm，85Sr浓度峰在天然条件向下迁移不到2cm，喷淋条件下向下迁移约13cm。中国工程物理研究院核物理与化学研究所对90Sr和137Cs在某种包气带土壤中的迁移情况研究，迁移试验表明土壤对90Sr的阻滞系数为220.4，在模拟实际降雨量的情况下，90Sr的平均迁移速度为0.63cm/a，137Cs在没有明显迁移，数值模拟结果基本与大型柱试验结果相同。

4 液态流出物排放方案设想

鉴于液态流出物的放射性浓度，且厂址地下水位较深，可采用“浓集和滞留”方式处置液态流出物。排放方案设想是：设置内填充有合适的吸附介质的排放井，液态流出物通过排放井将大部分放射性核素滞留在井内，水进入包气带后，包气带将对残余的放射性继续阻滞，实现最优化排放的目的。

按照30000m3/年，放射性浓度40Bq/L(氚除外)计算，液态流出物的放射性总活度为1.2×109Bq/年。按设施运行30年，退役20年，50年排放的总放射性活度6.0×1010Bq。设计400个排放井，每个排放井内滞留的放射性总量不超过1.5×108Bq。其工程方案如下：

(1)排放井长宽深为5m×5m×7m，井壁为混凝土结构，并做防水处理，顶部设有水喷淋装置，井上部适当一定的蓄水空间。排放井底层填充细沙，中层填充添加过滤吸附介质，顶层填充细沙。过滤吸附填充层按照85Sr最大迁移速度(0.07m/年)保守计算，50年85Sr向下迁移距离为3.5m，考虑一定的余量按4m设计。

(2)单井年处理量75m3，按年运行300天计，每天处理能力250L。

(3)排放井顶部设有屏蔽盖板，确保排放井周围辐射水平满足辐射防护要求；排放管线埋深冻土层以下；洗衣废水杂质较多，需先进行过滤，再排入排放井。

(4)排放井退役后，可将顶部灌注水泥后就地处置。

排放井填充材料考虑次用天然斜发沸石，天然斜发沸石是一种多空结构的无机非金属矿物，价格低廉，安全易得，在水处理工艺中常作为吸附剂使用，并兼有离子交换剂和过滤剂的作用。俄罗斯专家研究表明，一个柱容积的斜发沸石可以从含有24mg/L Ca2-、Mg2-的50000柱容积的水中去除99%的137Cs。美国爱达荷国立核反应堆试验站采用颗粒大小为1～6mm的斜发沸石处理中低放射性废水，90Sr的净化系数为200。国内西南科技大学对某核工厂弱放废水进行了生产规模的工程应用试验，结果表明沸石较好的净化功能。

5 环境影响初步分析

环境影响初步分析基于以下前提：液态流出物放射性浓度≤40Bq/L(不含氚)，年释放量≤1.2×109Bq，50年总释放量≤6×1010Bq；厂址地区没有地下水；厂址降雨量小，蒸发量大；厂址5km范围内没有地下水开采。液态流出物排入排放井后，在重力的作用下渗入滤芯，绝大部分放射性核素被滞留在滤芯的过滤吸附层内，微量放射性滤芯渗入排放井下的包气带，包气带作为地质屏障进一步滞留和延迟核素迁移。鉴于厂址地区年蒸发量远远大于降雨量，地表蒸发将阻止包气带中的水分向地下迁移，因此，通过排放井净化后的水主要通过地表蒸发，即使厂址区域存在地下水，只要存在一定的包气带，净化后的水也不会进入地下水。

我国对于中低放处置场核素迁移方面有许多研究，其成果可以提供一些参考。北京师范大学环境科学研究所与中国辐射防护研究院联合开展了《低中放废物处置场核素经地下水迁移对环境影响预测》研究，对核素在地下水中的迁移进行了详细分析与计算，该研究表明包气带作为地质屏障能延迟核素迁移。正常情况下，当存在6m的包气带时，能延迟60Co、137Cs、90Sr、63Ni和239Pu的迁移。500年中，能使60Co吸附在4m以内；137Cs在1m内降低到可忽略水平；使90Sr在6m内和63Ni在3m内的浓度降低到×10-10Bq·m-3。239Pu在库底的释放在500年内虽呈上升趋势，但6m包气带使其降低6个数量级。能穿过包气带的核素只有3H和14C。

假设放射性核素穿过包气带进入地下水，重庆大学与马兰基地开展的《基岩裂隙水中90Sr迁移的数值模拟》研究可以提供相应参考。该研究针对我国西北某放射性废物处置场的水文地质情况，建立了基岩裂隙水渗透模型和90Sr在基岩裂隙水中的迁移模型，并对90Sr进入处置场地下水后的迁移情况进行了数值模拟预测。假设处置库建成100年后因人为破坏闯入或土壤盐碱化对建筑工程的腐蚀破坏等原因，导致核素迁移入地下水并随地下水迁移和扩散，从而造成地下水污染。模拟计算过程假定处置库破坏后，残留核素90Sr瞬时地进入地下水并随地下水迁移，并模拟了在自然流场(不存在抽水等人类活动的干扰)和存在抽水两种条件下的核素的迁移。结果表明，核素90Sr进入地下水后的污染范围不超过30000m2，沿水流方向总的污染距离不超过200m，污染面积比较小。无论处置场中的水井是否抽水，进入地下水中的核素90Sr对该井的影响都不会超过规定的安全限值，更不会对更远区域产生不利影响。

上述的研究成果表明，在适当的地质条件下，液态流出采用排放井排放是安全的，其对环境的影响是可以接受的。但是考虑到厂址特征，以及影响包气带水分运移和核素迁移的各种因素的复杂性，需要开展野外核素迁移试验和实验室核素迁移研究，以及排放井填充材料研究等。