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放射性废物的处理和处置
新闻来源：中国能源报
作者：刘志弢
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核电厂像其他工业企业一样会产生废物。在核电厂运行过程中，一回路、二回路、净化系统冲洗的排水会因腐蚀产物带有放射性，反应堆系统工艺设备如稳压器卸压箱、冷却剂疏水箱等的排气会带有放射性；在设备维修检查过程中，玷污的劳保用品、更换的仪表设备，也会带有放射性。
按照放射性废物的物理性状，可以分为气载废物、液体废物和固体废物；按照放射性活度水平的高低，可以分为豁免废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物。其中豁免废物放射性水平很低，无需接受辐射安全监督管理机构控制。
放射性废物的处理
为使放射性废物变成适合向大气、水体排放或作最终处置的状态所实施的工艺过程，叫做放射性废物的处理。核电厂放射性废物的处理，一是源头控制，二是分类处理。
所谓源头控制，就是最大限度控制放射性废物的产生。核电厂所有的设备、管道、阀门、仪表等都要求用耐腐蚀材料，而且密封良好，防止放射性冷却剂外泄；设有专门的系统，对放射性废液、废气进行最大限度地收集、净化、处理、复用。
所谓分类处理，就是对核电厂已经产生的放射性废物根据不同的类别采用不同的方式进行处理。
反应堆工艺设备排出的废气要先加压注入到贮存箱中，两三个月后，待放射性气体得到充分衰变，再通过高效微粒过滤器有控制地从烟囱排放；放射性废物中碘131等的危害较大，排放之前先用液体溶液吸收，或用固体材料吸附。
核电厂工艺系统排出的废液一般为中、低水平放射性废液，要经过适当的净化处理，在符合国家规定的条件下，排入江河或海洋，借助与水体的充分混合，高度稀释扩散，达到安全排放。
通过压缩和焚烧使放射性固体废物减容，是放射性固体废物处理的重要手段。压缩就是把放射性固体废物装入桶中压实，这样固体废物的体积明显缩小，而对于可燃性固体废物，焚烧则可在减容的同时做到减重。对于低、中放废物，一般使用气密容器包装，对于高放固体废物，还需要在气密容器外加混凝土二次容器包装。包装好的固体废物，进行时间不等的中间贮存，然后作最终处置。
放射性废物的处置
保持放射性废物与生物圈隔离，直到使放射性废物衰变到对人类无危害水平所采取的措施叫做放射性废物的处置。放射性废气和废液经过净化处理，大部分放射性核素已浓集到固体废物中。低、中放固体废物一般隔离三百年就可以达到安全水
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ISO &&核能.核燃料技术.测定核电厂产生的低和中级放射性废物包放射性的换算因子法
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核能.核燃料技术.测定核电厂产生的低和中级放射性废物包放射性的换算因子法
nuclear energy -- nuclear fuel technology -- scaling factor method to determine the radioactivity of low- and intermediate-level radioactive waste packages generated at nuclear power plants
ISO/DIS 21238
SS ISO 21238 Ed. 1 (2007)
英文版,中文版
国际标准化组织标准ISO
gives guidelines for the common basic methodology of empirically determining scaling factors to evaluate the radioactivity of difficult-to-measure nuclides in low- and intermediate-level radioactive waste packages.ISO
gives common guidelines for the scaling factors used in the characterization of contaminated wastes produced in nuclear
with water-cooled reactor. ISO
is also relevant to other reactor types, such as gas-cooled reactors. Methodologies for determining scaling factors based on theoretical considerations (i.e. not based on experimental measurement) are not covered by ISO .
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scaling factors to evaluate the radioactivity of difficult-to-measure nuclides in low- and intermediate-level
radioactive waste packages.
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contaminated wastes produced in nuclear
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openresty/1.9.7.4第19版:核电
中国能源报
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核电科普系列
放射性废物的处理和处置
中国能源报
　　本栏特邀顾问　　原国家核安全局总工程师、　　国家核电技术公司专家委员会专家林诚格　　　　　　　　　核电厂像其他工业企业一样会产生废物。在核电厂运行过程中，一回路、二回路、净化系统冲洗的排水会因腐蚀产物带有放射性，反应堆系统工艺设备如稳压器卸压箱、冷却剂疏水箱等的排气会带有放射性；在设备维修检查过程中，玷污的劳保用品、更换的仪表设备，也会带有放射性。　　按照放射性废物的物理性状，可以分为气载废物、液体废物和固体废物；按照放射性活度水平的高低，可以分为豁免废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物。其中豁免废物放射性水平很低，无需接受辐射安全监督管理机构控制。　　放射性废物的处理　　为使放射性废物变成适合向大气、水体排放或作最终处置的状态所实施的工艺过程，叫做放射性废物的处理。核电厂放射性废物的处理，一是源头控制，二是分类处理。　　所谓源头控制，就是最大限度控制放射性废物的产生。核电厂所有的设备、管道、阀门、仪表等都要求用耐腐蚀材料，而且密封良好，防止放射性冷却剂外泄；设有专门的系统，对放射性废液、废气进行最大限度地收集、净化、处理、复用。　　所谓分类处理，就是对核电厂已经产生的放射性废物根据不同的类别采用不同的方式进行处理。　　反应堆工艺设备排出的废气要先加压注入到贮存箱中，两三个月后，待放射性气体得到充分衰变，再通过高效微粒过滤器有控制地从烟囱排放；放射性废物中碘131等的危害较大，排放之前先用液体溶液吸收，或用固体材料吸附。　　核电厂工艺系统排出的废液一般为中、低水平放射性废液，要经过适当的净化处理，在符合国家规定的条件下，排入江河或海洋，借助与水体的充分混合，高度稀释扩散，达到安全排放。　　通过压缩和焚烧使放射性固体废物减容，是放射性固体废物处理的重要手段。压缩就是把放射性固体废物装入桶中压实，这样固体废物的体积明显缩小，而对于可燃性固体废物，焚烧则可在减容的同时做到减重。对于低、中放废物，一般使用气密容器包装，对于高放固体废物，还需要在气密容器外加混凝土二次容器包装。包装好的固体废物，进行时间不等的中间贮存，然后作最终处置。　　放射性废物的处置　　保持放射性废物与生物圈隔离，直到使放射性废物衰变到对人类无危害水平所采取的措施叫做放射性废物的处置。放射性废气和废液经过净化处理，大部分放射性核素已浓集到固体废物中。低、中放固体废物一般隔离三百年就可以达到安全水平，所以国际社会普遍接受低、中放废物的近地表处置，处置的安全性是通过选择适宜的厂址、良好的工程措施和完善的管理制度来达到的。　　长寿命高放废物的最终处置备受世人关注，也是极复杂的技术问题。当今公认比较现实的方案是把包装妥当的高放废物放置到深地层的稳定地质构造中或深海床的沉积物中。　　（作者系核科学与技术专业博士&刘志弢）　　　　　　■读者如对核电有关知识存疑，请与本报联系，您将得到来自行业专家的详细解答。　　■下期预告：核电厂的辐射防护
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应用焚烧技术处理核电厂放射性固体废物的技术经济分析
第 31 卷 第 2 期 2011 年 3 月辐 射 防 护 Radiation ProtectionVol. 31 No.2 Mar. 2011应用焚烧技术处理核电厂放射性 固体废物的技术经济分析刘 佩，刘 昱（ 中国广东核电工程设计有限公司，上海 200030 ） 摘 要： 介绍了
中国改进型三环路压水堆 （CPR1000） 放射性固体废物的来源和当前放射性固体废物处对当前废物处理工艺和使用焚烧技术的处理工艺进行了 理系统， 并以含4台CPR1000机组的厂址为例， 比较分析。 结果表明， 焚烧技术在核电厂低、 中水平放射性固体废物减容和废物处理经济性方面具有明 显的优势。 关键词： 焚烧技术； CPR1000； 放射性固体废物 中图分类号： TL94 文献标识码： A核电厂运行过程中所产生的放射性固体 废物的处理与处置是核电发展中必须解决的 重要问题之一。在国家大力发展核电的背景 下， 更多的核电厂在近几年将陆续建成， 每年 积累产生的放射性固体废物量也将成倍增加， 如不加以严格控制和采取减容措施， 势必造成 放射性废物暂存压力、 增加最终处置费用和电 厂运行成本。随着核电厂群堆建设和运营模式 的形成，在核电厂内选取合理的废物处理工 艺， 以满足废物最小化以及日益严格的包装废 物总量控制要求日益急迫。目前放射性可燃废 物焚烧技术在中国改进型三环路压水堆 ） （CPR1000 废物处理工艺中的应用具有很大的 [1] 潜力 。本文以含有 4 台 CPR1000 机组的厂址 为例，假设使用焚烧技术处理放射性固体废 物， 从固体废物最小化和降低最终处置费用两 方面与当前使用的处理技术进行了比较分析。存核电厂运行和维护时产生的放射性固体废 物。放射性固体废物暂时在贮存库内进行放射 性衰变后， 或者在废物暂存库 （或贮存厂房） 贮 存期满后， 中水平放射性固体废物按照国 低、 家区域处置政策送国家区域处置场进行最终 处置。 固体放射性废物处理系统一般位于核辅 助厂房内的废物收集处理站，为 2 台机组共 用。废物辅助厂房内的废物分拣、 压缩、 打包及 贮存等工序和废物暂存库为全厂共用 （一般为 4 台或 6 台机组 。 ）2放射性固体废物的来源和分类根据放射性固体废物的特点， 将机组运行 和维护过程中产生的固体废物分为 4 类： 废离 子交换树脂、 浓缩液、 废过滤器芯子和干固体 废物， 干固体废物也称技术废物 （以下称技术 废物 。各种放射性固体废物的设计年产生量 ） 及其放射性水平列于表 1。 2.1 废离子交换树脂 废离子交换树脂来自核电厂化学和容积 控制系统 （RCV 、 ） 蒸汽发生器排污系统 （APG 、 ）1 CPR1000 固体放射性废物处理系统 介绍3] CPR1000 固 体 废 物 处 理 [2， 系 统 （TES ）收 集、 暂存、 （或固定） 压缩、 固化 、 包装和临时贮收稿日期：
作者简介： 刘佩(1985―)， 2007 年毕业于重庆大学热能工程专业， 男， 助理工程师。E-mail： .cn? ? 110辐射防护） 表 1 CPR 1000 放射性固体废物年产生量 1 及放射性水平第 31 卷 第 2 期Tab.1 Annual Output and activity of CPR1000 solid radwaste种类 废离子交换树脂 设计年产生量 34 m3 物理特性 20.5 低水平： m3 中水平： m3 7.5 高水平： m 6 浓缩液 20 m3 3.7 TBq/m3 外表面剂量率： 废过滤器芯子 218 个 &2 mSv/h： 个 100 ≥2 mSv/h： 个 118 技术废物 280 m3 85％为可压缩， 15％为不可压缩 布、 塑料及废的设备零部件等废物 纸、3备注 & 低水平： 0.37 TBq/m3 中水平： TBq/m3～3.7 TBq/m3 0.37 高水平： &3.7 TBq/m3放射性活度：1 参考 CPR1000 核电厂初步安全分析报告， ） 数据为 2 台机组年设计固体废物产生量。下文中除特别说明外均表示 2 台机组 的废物产生量和对应处理结果。硼回收系统 （TEP 、 ） 反应堆和乏燃料水池冷却 ） 及 处 理 系 统 （PTR 、 放 射 性 废 液 处 理 系 统 ） （TEU 的离子交换器。 2.2 浓缩液 浓缩液主要来自 TEU 的蒸发装置产生的蒸 残液， 在特殊情况下， 少量来自 TEP 系统蒸发器 的废液和热车间疏水系统 （SRE 的化学废水。 ） 2.3 废过滤器芯子 PTR、 RCV、 废过滤器芯子同样来自 APG、 TEP 和 TEU 的过滤器。 通风过滤器不在 TES 系 统中封装， 如需要， 可在废物辅助厂房对其进 行压缩。 2.4 技术废物 技术废物来自核岛各工作现场， 分为可压 可压缩废物包括抹 缩和不可压缩两类。其中， 布、 塑料布类、 纸张、 口罩、 手套、 防护鞋套、 防 护服等等；不可压缩废物包括金属零部件、 管 [4] 道、 阀门、 木材、 混凝土等 。装处理。放射性固体废物中的部分可燃废物， 如部分废离子交换树脂和技术废物， 在 CPR1000 废物处理工艺中按传统方法处理。 3.2 采用焚烧技术处理放射性固体废物 焚烧技术是被世界各国公认的能有效减 少放射性废物体积的有效措施之一 [5]。若将焚 烧技术应用在放射性固体废物处理工艺中， 可 以对废树脂和可燃固体废物进行焚烧， 并对焚 烧灰固化处理， 其他可压缩不可燃废物采取超 压和水泥固定处理， 不可压缩固体废物进行直 接装桶处理。焚烧设备从对燃烧空气量的控制 过量空气焚烧炉、 控制空气 分为热解焚烧炉、 [6， 7] 焚烧炉等 。早期焚烧炉一般采用过量空气焚 烧炉， 近年新建的焚烧炉多为热解焚烧炉。这 些焚烧炉都可以焚烧一般的可燃废物，还可以 焚烧可燃的液体废物 （废油等 和低放射性废树 ） 脂。可燃放射性废物经燃烧处理后会最大程度 的减容， 一般废物减容系数可以达到 80～120 包 （ 括二次污染物的处理） ，可燃废物焚烧后由有 机物转化为无机物 （焚烧灰） 这既可以大幅度 ， 减少放射性废物的贮存、运输和最终处置费 用， 又可以大大提高贮存、 运输和最终处置的 安全性。 在国外，焚烧炉技术已经运用了很多年， 很多国家都使用焚烧技术处理可燃放射性固 法国、 德国、 日本、 斯洛伐 体废物， 诸如比利时、 [6， 7] 克、 西班牙和美国等 ， 这些国家用于放射性 废物处理的焚烧设备列于表 2。3放射性固体废物处理工艺及效果3.1 传统处理工艺 CPR1000 根据放射性固体废物的来源、 种 类和性质， 采用不同的处理手段和不同的废物 （1 对工艺放 桶封装。主要采用的处理手段有： ） 射性固体废物 （如浓缩液、 废树脂和废过滤器 芯子） 采取桶内水泥固化 ， （或混凝土固定） 处 理； ） 对可压缩技术废物，采取压缩打包封 （2 装； 对不可压缩干固体废物， 采用直接装桶封刘 佩等： 焚烧技术处理核电厂放射性固体废物的技术经济分析? ? 1113.3 放射性固体废物处理工艺比较 传统处理技术和焚烧技术都是目前国际 中水平放射性固体废物处 上常见的核电厂低、 理工艺， 相比而言， 传统处理技术在国内应用 广泛， 并有多年成熟运行经验， 如秦山一期、 秦 大亚湾核电厂。但缺点是废物减容效 山二期、 果差， 核电厂废物暂存贮存压力大。 焚烧技术具有可处理废物类型广、 减容效 果明显等突出优点， 目前在国外核电行业或放 射性废物处理中应用较多， 在国内核电厂中尚 医疗废 无应用先例， 国内仅在城市生活垃圾、 弃物等一般废物处理过程中使用， 公民更多地 在关注焚烧技术造成的二次污染问题。随着科技的发展和先进技术的应用， 焚烧技术对二次 污染物 （如二 f 英 的处理效果已日益提高， ） 更 经济、 安全。 加环保、 3.4 放射性固体废物处理效果 （1 CPR1000 放射性固体废物处理效果 ） 采用传统技术处理放射性固体废物中的 低、中水平放射性废离子交换树脂和部分干固 体可燃废物， 设计工况下， CPR1000 废离子交换 树脂和技术废物处理结果 （阳江核电有限公司. 阳江核电厂一、 三、 二、 四号机组初步安全分析 2008 列于 报告， 阳江核电工程文件内部资料， ） 表 3。 由表 3 知忽略包装桶外形外包装的体积，7] 表 2 一些国家核设施的焚烧设备[6，Tab.2 Incinerator of some countries国家 比利时 法国 设备 / 场地 Goprocess, CILVA Cadarache Socodei Melox 格雷诺布尔 德国 日本 卡尔斯鲁厄 PNC 东海村， 1980 年 1991 年 2001 年 1992 年 1991 年 1997 年 1989 年 开始运行时间 1995 年 1988 年 1998 年 1994 年 焚烧能力 固体 79 kg/h 液体 61 kg/h 20 kg/h 固体 3500 t/a 20 kg/h 20 kg/h 固体 50 kg/h 液体 40 L/h 固体 50 kg/h 液体 10 kg/h 固体 50 kg/h 西班牙 美国 ENRESA- EI Cabril 橡树岭， 洛斯阿拉莫斯， TSCA 焚烧炉 萨凡纳河， 改进型焚烧设备 Duratek， 橡树岭 固体， 液体 50 kg/h 700 kg/h 固体与有机液体 400 kg/h 固体和 450 kg/h 液体 两个焚烧炉， 每个大约 200 kg/h 处理混合化学 / 放射性废物 处理 PUREX 后处理溶剂， 低 放与混合废物 商业低放废物处理设施 位于低放废物处置厂 用于处理低放废物 Bohunice 废液处理设施 （BSC ） 斯洛伐克 Jaslovske， 固体废物包括织物、塑料、 橡 溶剂等 胶； 液体包括油、 用于 a 污染的固体废物 商业低放废物处理设备 废物性质 液体和离子交换树脂 固体、表 3 CPR1000 放射性固体废物处理结果 Tab.3 Result of CPR1000 and radwaste treatment废物装桶产量 ） （个 种类 废树脂 技术 废物 不可压缩废物 15％ 可压缩杂项废物 85％ 合计 体积 3 （m） 总体积 3 （m） 处理方法 水泥固化 直接装桶 超压、 水泥固定 200 L 金属桶 60 210
175.62) 132 304 121.6 400 L 金属桶 1721 396 个 200 L 金属桶压缩后装入 400 L 桶内水泥固定， ） 减容系数为 0.67； 金属桶的外包装所占体积份额很小， 2 ） 忽略不计[8]。? ? 112辐射防护第 31 卷 第 2 期合计总体积 175.6 m3。废物在处理前后体积的 变化用废物的减容系数 ） （F 来表示： F = V B / VA （1 ） 3 式 ） VA 为废物处理前体积 ） VB 为废物 （1 中， （m ； 3 处理后体积 ） （m 。 根据上述数据可以计算出以下减容系数： 废离子交换树脂水泥固化减容系数： 1＝ F （60×0.2＋172×0.4 /34＝2.38； ） 不可压缩固体 废物减容系数： 2=210×0.2/ F （280×15％ =1。 ） （2 焚烧技术处理放射性固体废物效果 ） 在相同废物源项 （见表 1 的情况下， ） 若采 用焚烧技术处理放射性固体废物， 焚烧炉减容 系数保守设定焚烧固体废物的减容系数为 80， 5] 技术废物中 85％为可燃废物[4， ， 15％为不可燃 废物， 中水平放射性废离子交换树脂可作 低、 为焚烧废物， 焚烧后的焚烧灰采用水泥固化处 理。焚烧灰水泥固化减容系数与废离子交换树 放射性固体 脂直接水泥固化减容系数 F1 相同， 废物处理列于表 4。灰考虑了水泥固化， 未考虑焚烧灰压缩处理手 段， 如果焚烧灰采用压缩处理手段， 还可以使 采用焚烧技术后最终产生的废物量更小。 另外， 结合大亚湾核电厂实际运行情况， 电 厂运行过程中还会产生一定量放射性污染废油， 核电厂目前还没有处理手段， 若采用焚烧技术处 理这些废油， 对废物最小化更具意义[4]。 4.2 处置费用分析 国际上对核电厂产生的低、 中水平放射性 固体一般都采用有偿处置。核电厂产生的这些 废物在送往废物处置场进行最终处置时， 需要 [9] 支付一定的处置费用 。参考目前国际上已运 营废物处置场的收费标准和行业指导价， 按人 3 民币4 万元 /m 计算 （不含运输费用） 则 4 台 ， CPR1000 机组采用焚烧技术后， 废物减容每年 3 节省的处置费用为： 2×111 ） （万元 /m3 （m ×4 ） ＝888 （万元 。 ） 4 台 CPR1000 核电机组在设计寿命 40 年 内运行，可节约的固体废物处置费用为： 888 （万元 ×40 ） ） （a =35 520 （万元 。 ） 上述计算结果未考虑随着全民环保意识 的增强， 核电厂低、 中水平放射性固体废物处 CPR1000 核电机组延寿期运行 置费用的上涨， 以及焚烧设备在多于 4 台机组的厂址共用等 因素。 4.3 焚烧装置投资回收期 根据相关资料显示，采用国外技术满足 4～6 台机组使用的一套焚烧装置 （配套废气、 废水等 2 次污染物的处理设施以及安装调试） 7] 总费用约为人民币 8 000 万元人民币 [5，（视具 体工程和应用炉型确定实际费用） ，装置设计4废物处理效果经济性分析4.1 废物最小化比较 按照以上 CPR1000 传统处理工艺和焚烧 技术处理工艺对废树脂和干固体废物的处理 效果， 可以得出采用焚烧技术处理后 2 台机组 废物体积减容量每年为： V△＝175.6 - 64.6 =111 （m3 ） 设计工况下，对于核电厂址内的 4 台机 组， 则每年废物减容量为 2×V△＝222 m3。其中 焚烧灰的直接水泥 对于焚烧处理的减容系数、 固化减容系数采用了保守选取方法， 对于焚烧表 4 焚烧技术处理固体废物情况表 Tab.4 Result of incineration solid radwaste treatment种类 废树脂 废树脂 技术体废物 低、 中水平： m 28 高水平： m 63 3处理方法 焚烧、 水泥固化 水泥固化 焚烧、 水泥固化 直接装桶废物产量 体积 3 （m） 28/80×F1=0.83 6×F1=14.26 280×85％×F1/80=7.07 280×15％×F2=42.0 64.06 200 L金属桶 ） （个 51) 72 362) 210 323可燃固体废物 85％ 不可燃废物 15%3) 合计 总体积 3 （m）1 低、 ） 中水平放射性废离子交换树脂的比活度比设计值更低， 满足焚烧炉的设计要求； ） 2 采用水泥固化属于保守估算， 若焚 烧灰继续进行压缩处理， 体积将会进一步减小； 包含少量可压缩不可燃废物。 3 ）刘 佩等： 焚烧技术处理核电厂放射性固体废物的技术经济分析? ? 113寿命一般为 40～50 年。假设焚烧装置采购、 安 装、 调试时间为 1 年， 厂址内 4 台机组每 2 台 之间的投产时间差为 2 年， 则焚烧装置投资回 [10] 收期为 ： （1 静态投资回收期 ） 静态投资期主要为技术方案经济性评价 或比较提供直观参考。Tj（C Σ -C）=0i 0 T T=1（2 ）式 ） Tj 为静态投资回收期 （2 中， （年）（Ci -C0 T ， ） 为第 T 年现金流入量 Ci 与现金流出量 C0 之差 （万元 ， ） 不考虑资金的时间价值。 Tj= 000- 888/2×2 /888＋2＋1=11 ） （8 ） （年 4 理想状况下， 台机组同时运行并不考虑 安装、 调试时间， 用同样的方法计算， 得 采购、 出焚烧炉静态投资回收期为 9 年。 （2 动态投资回收期 ） 若采购焚烧装置使用银行贷款，按目前 6 年以上贷款利率为 6.12％考虑， 则动态投资回 收期为 （按照静现值法计算公式 ： ）Td焚烧技术与传统应用技术在处理 CPR1000 核 电厂放射性固体废物方面进行了分析比较， 分 析结果表明： （1 焚烧技术在放射性固体废物减容处理方 ） 面具有明显的优势。对于 4 台 CPR1000 机组的 厂址，焚烧炉每年减少容积保守估计约 222 m3， 且减容量随着厂址内机组数量的增加而增加。 （2 核电厂废物包装体体积的减少会为后 ） 期废物的最终处置带来可观的经济效益。在 4 台 CPR1000 机组的厂址内投资一套焚烧装 置， 动态投资回收期约为 19 年， 在电厂设计寿 期内， 节省处置费用约为 35 520 万元人民币。 （3 随着核电厂群堆建设和专业化运营模 ） 式的形成，放射性固体废物焚烧技术在 CPR1000 核电厂废物处理工艺中具有很大的 应用潜力。在后续核电项目中可将放射性固体 废物固化和焚烧处理工艺进行对比， 综合考虑 废物最终处置问题。 参考文献：［1］ 景顺平. 可燃废物焚烧技术在 CPR1000 中应用的 探讨 . 核电 ［J］ （中广核集团内部期刊） 2008， ， 6： 26―31. ［2］ 广东核电培训中心. 900MW 压水堆核电站系统与 设备 ［M］ 北京： . 原子能出版社， 2007： 249―252. ［3］ 吕殿全. 广东大亚湾核电站放射性固体废物处理 及暂存措施 . 辐射防护， ［J］ 1996， ） 304―308. 7 （4 ： ［4］ 赵剑刚. 核电厂放射性固体废物减容处理 . 核 ［J］ 电 （中广核集团内部期刊 ，2008， 32―36. ） 6： ［5］ 郭志敏. 放射性固体废物处理技术 ［M］ 北京： . 原 子能出版社， 2007： 22―109. 9； ［6］ 罗上庚. 放射性废物处理与处置 ［M］ 北京： . 中国 环境科学出版社， 2007： 80―101. ［7］ Nukem. Incineration of radioactive waste［R/OL］ .
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低、 中水平放 射性固体废物包装容器―― ―钢桶 . . ［S］ ［9］ IAEA. IAEA-TECDOC-1552 Cost considerations and financing mechanisms for the disposal of low and intermediate level radioactive waste［S］ Austria： . 2007. ［10］张淮建. 动静态分析法在评价节能改造方案经济 性中的应用 . 江西能源， ［J］ 2009， ） 51―53. （2 ：NPV=Σ i-C0 （1+i - T （C ） ） TT=1（3 ）式 ） Td 为动态投资回收期 （3 中， （年）（Ci -C0 T ， ） 为第 T 年现金流入量 Ci 与现金流出量 C0 之差 NPV 为静现值。计算得 （万元 ， 为贷款利率， ）i T （年 ≈19 ） 出： d=18.25 ） （年 。 动态投资回收期 19 年包括采购、 安装、 调 试时间 1 年， 厂址内 4 台机组每 2 台的投产时 间差为 2 年。若 4 台机组同时运行并不考虑采 购、 安装、 调试时间， 用同样的方法计算， 得出 焚烧炉动态投资回收期为 14 年。 以上计算得到的静态投资回收期和动态 投资回收期均小于焚烧装置的设计寿命， 并具 有很大裕量。这说明即使投资焚烧装置投资总 费用适量增加， 也可在使用寿期内使核电厂受 益， 投资焚烧装置在经济上是可取的。5结论随着核电和核技术的发展应用， 中放 低、 固体废物量日益增多， 废物的减容问题越来越 受到人们的重视。本文在设计工况下， 对采用? ? 114辐射防护第 31 卷 第 2 期Technical and Economic Analysis of Incineration in Nuclear Power Plant Solid Radioactive Waste TreatmentLiu Pei， Liu Yu（China Nuclear Power Design Company，Shanghai 200030 ）Abstract： The source and current treatment system of solid radioactive waste in CPR1000 was introduced. Adoption of incineration technology in solid waste treatment was compared with current process at a typical NPP site with 4 reactors. Conclusions showed that both in NPP&#39;s low and intermediate level solid waste minimization and in disposal cost saving, incineration technology has significant advantages. Key words：Incineration；CPR1000；Solid Radioactive Waste（上接第 108 页， Continued from page 108 ）coefficients of222Rn on activated charcoal deter -gasen[J]. Helv Chim Acta， 1955， 2224． 37： ［13］郭亮天， 史英霞， 王瑞云， 用于核电站放射性气 等． 体处理的常温活性炭滞留床研究 ． 辐射防护， ［J］ 1994， （1 ： 14 ） 15―24． ［14］Moeller D W， Underhill D W. Review and evaluation of factors affecting noble gas adsorption on activat ed car- bon . Nuclear Safety， ［J］ 1981， （5 ： 22 ） 599. ［15］施荫锐， 姜兆熊， 吴铁玲， 活性炭的吸湿性能研 等． 究 ． 林业化学与工业， ［J］ 1982， 1―11. 4：mined by adsorption- desorption method J］ Physics， ［ ． 2001， （2 ： 80 ） 175―176． ［11］El Samman H，Ucegyptedu，Arafa W，et al. Temperature and humidity consideration for calcu-lating airborne222Rn using activated charcoal canisters [J]．Health Physics， 2002， （1 ： 83 ） 97―104． ［12］Von O Gubeli， Stori M. Zur Mischadsorption von Radon an Aktivkohle mit verschiedenen Trager -Factors Influencing Dynamic Absorption of Noble Gases by Activated CarbonXie Defu， Xiao Detao， Qiu Shoukang（Nuclear Science and Technology College，University of South China，Hunan Hengyang 421001 ）Abstract：The influence factors of dynamic absorption of noble gases in activated carbon is discussed in this paper. The influence of flow rate in a certain range and of CO2 concentration in normal environment may be ignored. Dynamic absorption coefficient increases with the increase in system pressure and decreases with the increase in temperature and relative humidity. Water content in activated carbon is practically used as an influence factor instead of relative humidity in the condition of unbalanced absorption. Key words：Activated Carbon；Noble Gases；Dynamic Absorption