放射性固体废物玻璃固化技术综述
陈明周，张瑞峰，吕永红，刘夏杰，向文元
中科华核电技术研究院，广东深圳 ５１８１２４
［摘 要］ 阐述了放射性固体废物玻璃固化技术的原理与优势，
综合分析了国外玻璃固化装置，包括燃料式熔炉、焦耳加热熔炉、感应加热熔炉、等离子体炬和电弧（等离子体弧）熔炉等反应器的结构、工作原理及其优缺点。提出等离子体熔炉较冷坩埚感应熔炉更适合于核电厂处理低、中放射性固体废物。
［关 键 词］ 核电厂；固体废物；玻璃固化；焚烧；熔炉；低、中放射性［中图分类号］ ＴＬ９４１．３［文献标识码］ Ａ
［文章编号］ １００２－３３６４（２０１２）０３－０００１－
０６［ＤＯＩ编号］ １０．３９６９／ｊ
．ｉｓｓｎ．１００２－３３６４．２０１２．０３．００１Ａ ＳＡＭＭＲＹ ＯＦ ＧＬＡＳＳ－ＳＯＬＩＤＩＦＩＣＡＴＩＯＮ
ＴＥＣＨＮＯＬＯＧＹＦＯＲ ＲＡＤＩＯＡＣＴＩＶＥ
ＳＯＬＩＤ ＷＡＳＴＡＧＥＳＣＨＥＮ Ｍｉｎｇｚｈｏｕ，ＺＨＡＮＧ Ｒｕｉｆｅｎｇ，ＬＶ Ｙｏｎｇｈｏｎｇ，ＬＩＵ Ｘｉａｊｉｅ，ＸＩＡＮＧ Ｗｅｎｙ
ｕａｎＺｈｏｎｇｋｅｈｕａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ Ｒｅｓｅａｒｃｈ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｓｈｅｎｚｈｅｎ ５１８１２４，Ｇｕａｎｇｄｏｎｇ
Ｐｒｏｖｉｎｃｅ，ＰＲＣＡｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ ｐｒｉｎｃｉｐｌｅ ａｎｄ ｓｕｐｅｒｉｏｒｉｔｉｅｓ ｏｆ ｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
ｆｏｒ ｍｅｄｉｕｍ－ａｎｄ ｌｏｗ－ｒａｄｉｏａｃ－ｔｉｖｅ ｓｏｌｉｄ ｗａｓｔａｇｅｓ ｈａｖｅ ｂｅｅｎ ｅｘｐｏｕｎｄｅｄ，ｔｈｅ ｓｔｒｕｃｔｕｒｅ，ｗｏｒｋｉｎｇ ｐｒｉｎｃｉｐｌｅ，ａｎｄ ｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇ ｓｔｒｏｎｇａｎｄ ｗｅａｋ ｐｏｉｎｔｓ ｏｆ ｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｆａｃｉｌｉｔｉｅｓ ａｔ ａｂｒｏａｄ，ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ
ｆｕｅｌ ｔｙｐｅ ｓｍｅｌｔｅｒｓ，ｊｏｕｌｅ ｈｅａｔｉｎｇｓｍｅｌｔｅｒｓ，ｉｎｄｕｃｔｉｏｎ ｈｅａｔｉｎｇ ｓｍｅｌｔｅｒｓ，ａｓ ｗｅｌｌ ａｓ ｐｌａｓｍａ ｔｏｒｃｈ ａｎｄ ｅｌｅｃｔｒｉｃ ａｒｃ（ｐｌａｓｍａ ａｒｃ）ｓｍｅｌｔｅｒｓ，ｂｅ－ｉｎｇ ｃｏｍｐｒｅｈｅｎｓｉｖｅｌｙ
ａｎａｌｙｓｅｄ，ｔｈｅ ｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｉｅｓ ｓｕｉｔａｂｌｅ ｔｏ ｌｏｗ－ａｎｄ ｍｅｄｉｕｍ－ｒａｄｉｏａｃ－ｔｉｖｅ ｓｏｌｉｄ ｗａｓｔａｇｅｓ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔｓ，ｓｕｃｈ ａｓ ｓｅｌｅｃｔｉｎｇ ｉｎｃｉｎｅｒａｔｉｏｎ ｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｏｒ ｄｉｒｅｃｔｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｍｏｄｅ，ｈａｖｅ ｂｅｅｎ ｐ
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ｅｓ 核电机组在运行、维修过程中会产生低、中放射性物包化学稳定性较差，而玻璃固化可以减少放射性废固体废物［
１］
。目前国内核电厂采用的处理方式有水泥物的体积及重量，固定放射性核素，简化最终处置的工固化、混凝土固定、压缩和超级压缩。水泥固化和混凝艺，降低处置成本，有利于进一步实现废物的最小化。
土固定增加了最终的废物量，压缩／超级压缩得到的废
收稿日期：： ２０１１０６１７作者简介－－
陈明周（１９７８－）
，男，博士，工程师，从事核电站放射性固体废物处理技术研究。Ｅ－ｍａｉｌ： ｃｈｅｎｍｉｎｇｚｈｏｕ＠ｃｇｎｐ
ｃ．ｃｏｍ．ｃｎ
１ 玻璃固化的原理
可燃性放射性废物通常采用焚烧处理。焚烧可以实现废物的无机化转变，提高废获得高度减容和减重，
２］
，物贮存、运输和处置的安全性［但其不足之处在于：
［１０］
。排出系统及尾气净化系统等５个部分构成（图２）
根据热源的不同，玻璃固化熔炉可分为燃料式熔炉和其中电加热熔炉包括焦耳加热、感应加电加热熔炉，
热、等离子体炬和电弧（等离子体弧）加热熔炉等。
（）（仅能处理可燃性废物，混合废物需分拣预处理；１２）
（）产生的灰渣整备后才能最终处置；为充分燃烧需通３系统产生的尾气量大，尾气处理工艺复入过量空气，杂。
３］
基于焚烧技术开发的热解焚烧技术［使有机废物
，首先在第一燃烧室热解（温度低于９产生的００℃）ＣＨ４、ＣＣＯ、ＣＯ２Ｈ６、２等混合气体进入第二燃烧室充
。系统产生的尾气经过净分燃烧（温度１１００℃左右） 化处理后排放。与直接焚烧相比，热解焚烧使燃烧过且系统飞灰产量较直接燃烧低，但其同样程更加稳定，
存在不能处理混合废物、灰渣需整备的缺陷。
玻璃固化是在高温下将废物中的无机成分熔融，冷却后形成玻璃质或类似于玻璃的物质，将放射性核
４］
，素固定在玻璃网络（图１）中实现稳定化［其中废物
图２ 放射性废物玻璃固化系统
１
２．１ 燃料式熔炉１
燃料式熔炉以化石燃料的燃烧为热源对废物进行
［］
中的有机成分被气化。与其它处理手段相比，玻璃固（）（）能够获得更高的减容比；形成的玻化主要优势：１２（璃固化体高度稳定；能固定重金属离子、放射性核３）（素等多种污染物，且产物性能不会明显下降；可以４）处理含量不确定的有机和无机污染物。
熔融玻璃固化。西屋汉福特公司采用Ｂａｂｃｏｃｋ ＆
。该旋风炉图３）Ｗｉｌｃｏｘ的旋风式熔炉处理模拟废物（由燃烧器、炉体和尾气处理等系统构成，燃料为天然气。模拟废物与玻璃形成剂混合后由进料口喷入旋风炉，熔融后流入淬冷箱。
图１ 硅玻璃原子结构和硅－氧网络
美国环保局经过论证，认为玻璃固化是处理高放
５］
。随并出版了技术手册［射性废物的最佳可用技术，
着环保标准的日趋严格，该技术逐渐应用于低、中放射
］６８－
，包括压水堆核电厂产生的低、中放性废物的处理［９］
。射性废物［
２ 玻璃固化熔炉比较
玻璃固化系统主要由热源、炉体、进料系统、产物
图３ 小型旋风熔炉模拟装置
该型熔炉运行灵活，可快速起动和停止。停炉后，２．３ 冷坩埚感应熔炉
燃烧器继续工作可以排空玻璃熔体，但尾气量较大（如冷坩埚感应熔炉是利用电磁感应对废物进行非接
果用氧气替代空气，尾气量可以减少至原来的１／５）、触式加热的装置（
图５）［１５］
，其炉体外壁为水冷套管和放射性核素挥发率高。
感应圈，感应圈中通高频（１０５～１
０６
Ｈｚ）电流，水冷套管中通过冷却水。由于壁面的冷却，熔融体在炉体内２．２ 焦耳加热陶瓷熔炉壁温度较低区域（＜２００℃）形成一层凝固壳层（简称焦耳加热陶瓷熔炉（ＪＨＣＭ）在浸入熔融体中的电为凝壳）
。极间通过电流，利用焦耳热加热熔体（图４）。该技术由美国太平洋西北实验室（ＰＮＮＬ）开发，萨凡那河的国防核废物处理设施（ＤＷＰＦ）和西谷示范性工程（ＷＶＤＰ）的玻璃固化装置均属此类型。ＪＨＣＭ是利用燃烧器加热玻璃体至导电，或者在玻璃体表面洒一层导电物质在电极间形成通路实现熔炉的冷起动。ＪＨＣＭ起初用于高放射性废液的玻璃固化，后发展出移动式焦耳加热熔融系统用于处理低放射性废物和混
合废物［
１２］
。图５ 冷坩埚结构
冷坩埚玻璃固化起初用于高放射性废液的处理，法国原子能委员会（ＣＥＡ）和俄罗斯的相关机构对此类装置做了较多研究。韩国电力研究院的Ｐａｒｋ Ｊｏｎｇ
－Ｋｉｌ等［９］
依据装置的寿命、
处理能力、对废物的适用性以及在役期间是否更换材料、Ｃｓ的挥发夹带量和经济
成本，对冷坩埚感应熔炉、焦耳加热熔炉、量子催化萃取装置和等离子体炬熔炉４种技术做了评价，结果表明用冷坩埚感应熔炉处理蒸发浓缩液、废树脂及固体
图４ 焦耳加热熔炉结构
可燃物，用等离子体炬熔炉处理不可燃废物效果较佳，但组合２种技术会增加整个处理工艺的复杂性，最终
焦耳加热熔炉的优点主要有
［１３］
：处理量大，工艺
与法国合作建造了冷坩埚玻璃固化装置［
１６－
１７］。相对简单；无需向炉膛内通入气体，并能运行“冷帽”，与ＪＨＣＭ相比，冷坩埚感应熔炉主要优点有：凝减少挥发性核素向尾气中的挥发以及颗粒物的夹带；壳保护炉体免受熔融体的侵蚀，使熔炉寿命长；工作温被处理废物的熔融体在熔炉内停留时间长，确保了产度高，炉温可高至１ ６００℃；适用性强，可处理多种废物玻璃体的均匀性。其不足之处在于：（１）由于ＪＨＣＭ物；
退役废物量小。缺点主要有：热效率低、能耗大，用的电极材料常用铟科镍６９０，其工作温度较低（通常为于熔融废物的电能仅占总耗电能的３０％（线圈耗电１
１５０℃），需要调配废物组成以控制熔融温度；（２）高２０％，冷坩埚热损失耗电４０％）
，比陶瓷熔炉多耗电熔点和金属废物需要从进料中拣出；（３）浸入式电极加５０％［２］
；
直接进料增加颗粒物的夹带；熔炉的处理量较热对熔体的电导率非常敏感，为了优化熔炉的运行工小（２５ｋｇ
／ｈ），通常需要多台装置并联运行［１８］。况，需控制废物各组分之间的配比使１
１５０℃时的熔融体具有较高的电阻率（≥６．
５Ω·ｃｍ）［１４］
；（４）体积２．４ 等离子体炬熔炉
大，
不便于退役。此类反应器以等离子体炬产生的热等离子体为热源。根据工作时熔炉炉膛是否转动分为固定炉膛式和
旋转炉膛式。Ｒａｄｏｎ的等离子体气化熔炉（ＰＧＭ）
［１８－
１９］、
［２０］
以及台湾核能研Ｒｅｔｅｃｈ的等离子体炉膛炉（ＰＨＰ）２１］
究所（的熔炉［等均属于固定炉膛式等离子体ＩＮＥＲ）
旋转炉膛式熔炉是等离子体离心处理系统
［］２２２３－
（），的主处理室（图７其中有一转速为１ＰＡＣＴ）５～
／４０ｒｍｉｎ的旋转离心反应器。等离子体炬在反应器内
其结构见图６。炬熔炉，
形成１预先在反应器内形成熔２００～１６００℃的高温， 融体作为处理废物的熔池。尾气与熔融体的排放出口通过控制转速排出熔体。设置在坩埚中央，
（）ａＰＧＭ反应器
图７ ＰＡＣＴ主处理室结构
由于采用热等离子体为热源，炉膛工作温度高（可，达１甚至更高）因此处理效率高。Ｐ６００℃，ＡＣＴ的 旋转炉膛使加热更均匀，与固定炉膛式熔炉相比，效率可提高２倍以上。此外，对废物的适用性强，能够处理包括高熔点废物和金属在内的混合废物，且产生尾气／／量低，ＰＧＭ系统的尾气量仅为焚烧处理的１２～２３。
除上述优势外，等离子体炬装置存在以下缺陷：（）炉膛耐火材料的寿命较短。对于Ｐ由于其旋１ＡＣＴ，转坩埚内壁形成凝固层可保护炉膛，耐火材料寿命较
（）ｂＰＨＰ反应器
对于固定炉膛式装置，炉膛耐火材料直接受到废物长；
熔体的侵蚀，延长其寿命和在辐照条件下对其进行更）换较难。（放射性核素的挥发。高温能促进放射性２元素的挥发，尤其对于Ｐ其动态ＡＣＴ的离心反应器，
１９］
。Ｐ处理模式会使情况加剧［ＧＭ的竖炉设计使熔融
废物沿竖直部分向下区到尾气出口的温度梯度很大，
运动的同时对尾气降温，并吸附尾气中的放射性核素。
３７
该装置捕集１在熔融体中的比例＞８Ｃｓ８％。（３）ＮＯｘ的控制。采用Ｎ２作为工作气体的等离子体炬系统，
尾气中ＮＯｘ产生量较焚烧处理高。等离子体弧）熔炉２．５ 电弧（
（）／ｃ１０ｋｈＩＮＥＲ炉体剖面 ｇ
等离子体炬熔炉采用压缩电弧为热源，而电弧（等离子体弧）熔炉的热源为自由电弧，根据电源的种类可
图６ 固定炉膛式等离子体炬熔炉
分为交流及直流电弧熔炉。
］文献［认为Ｊ等离子体炬熔炉和电弧熔１３ＨＣＭ、其中等离子体炬熔炉和炉均能够处理分拣后的废物，
该熔炉利用单根石墨电极与炉底电极产生直流电弧，石墨电极可上下升降，进料口位于炉体侧面，排气口位于炉顶，金属和熔融体从不同出口排出。ＰＮＮＬ电弧熔炉更能处理组分不确定的废物。图８为美国矿等利用该装置处理了非放射性模拟废物、含放射性核务局（ＵＳＢＭ）
奥尔巴尼研究中心研发的交流电弧熔素Ｐｕ的废物以及中子发生器，研究了冷物料的覆盖炉［
２４］
。该装置有３根石墨电极，通三相交流电，利用程度、
电极位置、进料粒径大小等各种工况对重金属与交流电弧加热被处理物，
连续进料和排渣。技术评估放射性核素在处理系统中迁移的影响。
试验中对模拟废物进行处理，废物的组成为（以质量分与三相熔炉相比单电极直流石墨电弧熔炉的优点数计）：３８％以碳钢和不锈钢为主的金属废物、２４％固有：（１）单电极操控简单，炉顶设计简单；（２）便于控制体可燃物、２３％有机废物、７．３％硝酸盐、７．７％氢氧化输入功率；（３）耐火材料消耗比交流系统更低；（４）能量物。结果表明，
模拟废物无需预处理可直接送入炉中；传递效率比等离子体炬熔炉和感应熔炉高。
即使不严格控制进料的组成，产物的耐久性也能达到
ＭＩＴ的Ｊ．Ｅ．Ｓｕｒｍａ等研发了等离子体增强熔炉
高放射性玻璃固化体的水平［
２５］
。（ＰＥＭＴＭ）
，该熔炉融合了直流等离子体弧加热和玻璃工业的焦耳加热［２７］
，其反应器结构见图１０。
图８ ＵＳＢＭ的交流电弧熔炉结构
在美国能源部（ＤＯＥ）的支持下，美国太平洋西北国家实验室（ＰＮＮＬ）、麻省理工学院（ＭＩＴ）和电热解图１０ ＰＥＭＴＭ反应器构造
公司（ＥＰＩ
）采用直流电弧熔炉进行了混合废物的处理试验［２６］
，熔炉结构见图９
。
３根直径为１５．２４ｃｍ的石墨电极接三相交流电
源，３根直径为７．６２ｃｍ的石墨电极接直流电源（１根电极位于１种极性，另２根位于相反极性），等离子体电弧在熔融体和电极间产生。与单电极熔炉相比，ＰＥＭＴＭ交流电的焦耳热使熔池能保持均匀的温度分布，并彻底处理残存在熔池中的物料，解决了装置的冷起动和电极消耗不均衡的问题。
３ 处理建议
核电厂产生的低、中放射性固体废物包含有机材料、金属部件和非金属材料，可以选择“焚烧＋玻璃固化”或直接玻璃固化。
“焚烧＋玻璃固化”是将废物中的可燃性成分分拣
图９ ＰＮＮＬ、ＭＩＴ和ＥＰＩ试验用直流电弧熔炉结构
出来焚烧，
对焚烧炉的灰渣和空气处理系统的残渣进
行玻璃固化。焚烧处理能够销毁有机成分，除去湿气，使玻璃固化熔炉运行更加稳定。为了降低成本、简化尤其是尽可能缩小放射性污染范围，可考虑直接设计，
玻璃固化。直接玻璃固化要求向熔融炉进料的速率稳定，废物粒径均匀，以减小对熔炉内工况的扰动。供选冷坩埚感应熔炉和等离子体熔用的熔炉有燃料熔炉、
炉。实践中具体选取何种技术需基于废物的产量和成分综合考虑。不同炉型对废物的适用性见表１。
表１ 各种炉型对废物的适用性
炉型
燃料熔炉焦耳加热熔炉冷坩埚感应熔炉等离子体熔炉
有机废物
√√√√
无机废物
金属废物
√×√√
非金属废物
√√√√
，，ＲｉｃｈｌａｎｄＷＡ：ＶｅｃｔｒａＴｅｃｈｎｏｌｏｉｅｓＩｎｃ．１９９５． ｇ
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ＴｒｅａｔｍｅｎｔｏｆＩｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ－ＬｅｖｅｌＲａｄｉｏａｃｔｉｖｅｅｒａｔｕｒｅ ｐ
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［ｃａｔｉｏｎｏｆＤＯＥＬｏｗ－ＬｅｖｅｌＭｉｘｅｄＷａｓｔｅＣ］．ＯｒｌａｎｄｏＦＬ： ＥｌｅｃｔｒｉｃＰｏｗｅｒＲｅｓｅａｒｃｈＩｎｓｔｉｔｕｔｅＬｏｗ－ＬｅｖｅｌＷａｓｔｅＣｏｎ －，ｆｅｒｅｎｃｅ１９９５．
““表示不适用，表示适用。×” 注：√”
核电厂产生的低、中放射性固体废物宜选用冷坩综合考虑能量利用效率、埚感应熔炉或等离子体熔炉；
处理能力、对熔融体的电阻率敏感性等因素，尤其是群堆模式下对废物处理能力的需求，等离子体熔炉更为适合。
［参 考 文 献］
［］何文新，陈德淦．大亚湾核电厂放射性固体废物１ 黄来喜，
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［ｎｏｌｏｆｏｒＬｏｗ－ＬｅｖｅｌＲａｄｉｏａｃｔｉｖｅａｎｄＭｉｘｅｄＷａｓｔｅＲ］． ｇｙ
（下转第２１页）
当金属或水的温度高于５不利于对金属表０℃时，检查期间需要面的检查。如果上水温度在２０～７０℃，使金属壁温不超过４９℃。为了减少对金属壁温的调／，降压力速度应≤０．检查期间压力应保持３ＭＰａｍｉｎ不变。
（）应在周围气温高于５℃时进行锅炉水压试验，３
节，应采用２１～５０℃的试验水温，且高于所用钢种的试验用水温度应高于周围露点温度以防止锅炉表面结脆性转变温度。
露，但水温不宜过高以防止汽化和过大温差应力，水温一般为２１～５０℃，
且应高于所用钢种的脆性转变温６ 结 论
度。
（４
）对于奥氏体耐热不锈钢受压元件，水压试验时（１）锅炉水压试验压力为过热器出口压力的１．２５
水的氯离子含量应＜０．２ｍｇ
／Ｌ。倍，且不小于省煤器进口压力的１．１倍；试验时，薄膜应力不得超过元件材料在试验温度下屈服点的９０％。［参考文献］
（２）锅炉水压试验时，升压速度应≤０．３
［１］ 李之光．
锅炉强度计算标准应用手册［Ｍ］．北京：中国标ＭＰａ／ｍｉｎ，当水压升至过热器出口工作压力时，应暂停准出版社，１９９８：２５２－
２５３．升压，检查有无泄漏或异常现象后，再升压到试验压［２］ 吕国诚，
许淳淳，程海东．３０４不锈钢应力腐蚀的临界氯离力，升压速度应≤０．１ＭＰａ／ｍｉｎ。保持试验压力
子浓度［Ｊ］．化工进展，２００８，２７（８）：１２８４－
１２８７．２０ｍｉｎ
，当压力降至过热器出口工作压力时进行检查，檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼
（上接第６页）
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［参 考 文 献］
［２］ ＤＬＴ ５０００—２０００，火力发电厂设计技术规程［Ｓ］．［１］ 张卓澄．
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ｄｅｎｓｅｒｓ［Ｓ］．
放射性固体废物玻璃固化技术综述
陈明周，张瑞峰，吕永红，刘夏杰，向文元
中科华核电技术研究院，广东深圳 ５１８１２４
［摘 要］ 阐述了放射性固体废物玻璃固化技术的原理与优势，
综合分析了国外玻璃固化装置，包括燃料式熔炉、焦耳加热熔炉、感应加热熔炉、等离子体炬和电弧（等离子体弧）熔炉等反应器的结构、工作原理及其优缺点。提出等离子体熔炉较冷坩埚感应熔炉更适合于核电厂处理低、中放射性固体废物。
［关 键 词］ 核电厂；固体废物；玻璃固化；焚烧；熔炉；低、中放射性［中图分类号］ ＴＬ９４１．３［文献标识码］ Ａ
［文章编号］ １００２－３３６４（２０１２）０３－０００１－
０６［ＤＯＩ编号］ １０．３９６９／ｊ
．ｉｓｓｎ．１００２－３３６４．２０１２．０３．００１Ａ ＳＡＭＭＲＹ ＯＦ ＧＬＡＳＳ－ＳＯＬＩＤＩＦＩＣＡＴＩＯＮ
ＴＥＣＨＮＯＬＯＧＹＦＯＲ ＲＡＤＩＯＡＣＴＩＶＥ
ＳＯＬＩＤ ＷＡＳＴＡＧＥＳＣＨＥＮ Ｍｉｎｇｚｈｏｕ，ＺＨＡＮＧ Ｒｕｉｆｅｎｇ，ＬＶ Ｙｏｎｇｈｏｎｇ，ＬＩＵ Ｘｉａｊｉｅ，ＸＩＡＮＧ Ｗｅｎｙ
ｕａｎＺｈｏｎｇｋｅｈｕａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ Ｒｅｓｅａｒｃｈ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｓｈｅｎｚｈｅｎ ５１８１２４，Ｇｕａｎｇｄｏｎｇ
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ｆｏｒ ｍｅｄｉｕｍ－ａｎｄ ｌｏｗ－ｒａｄｉｏａｃ－ｔｉｖｅ ｓｏｌｉｄ ｗａｓｔａｇｅｓ ｈａｖｅ ｂｅｅｎ ｅｘｐｏｕｎｄｅｄ，ｔｈｅ ｓｔｒｕｃｔｕｒｅ，ｗｏｒｋｉｎｇ ｐｒｉｎｃｉｐｌｅ，ａｎｄ ｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇ ｓｔｒｏｎｇａｎｄ ｗｅａｋ ｐｏｉｎｔｓ ｏｆ ｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｆａｃｉｌｉｔｉｅｓ ａｔ ａｂｒｏａｄ，ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ
ｆｕｅｌ ｔｙｐｅ ｓｍｅｌｔｅｒｓ，ｊｏｕｌｅ ｈｅａｔｉｎｇｓｍｅｌｔｅｒｓ，ｉｎｄｕｃｔｉｏｎ ｈｅａｔｉｎｇ ｓｍｅｌｔｅｒｓ，ａｓ ｗｅｌｌ ａｓ ｐｌａｓｍａ ｔｏｒｃｈ ａｎｄ ｅｌｅｃｔｒｉｃ ａｒｃ（ｐｌａｓｍａ ａｒｃ）ｓｍｅｌｔｅｒｓ，ｂｅ－ｉｎｇ ｃｏｍｐｒｅｈｅｎｓｉｖｅｌｙ
ａｎａｌｙｓｅｄ，ｔｈｅ ｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｉｅｓ ｓｕｉｔａｂｌｅ ｔｏ ｌｏｗ－ａｎｄ ｍｅｄｉｕｍ－ｒａｄｉｏａｃ－ｔｉｖｅ ｓｏｌｉｄ ｗａｓｔａｇｅｓ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔｓ，ｓｕｃｈ ａｓ ｓｅｌｅｃｔｉｎｇ ｉｎｃｉｎｅｒａｔｉｏｎ ｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｏｒ ｄｉｒｅｃｔｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｍｏｄｅ，ｈａｖｅ ｂｅｅｎ ｐ
ｕｔ ｆｏｒｗａｒｄ．Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ；ｓｏｌｉｄ ｗａｓｔａｇｅ；ｇｌａｓｓ－ｓｏｌｉｄｉｆｉｃａｔｉｏｎ；ｉｎｃｅｎｅｒａｔｉｏｎ；ｓｍｅｌｔｅｒ；ｌｏｗ－ａｎｄ ｍｅ－ｄｉｕｍｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ ｗａｓｔａｇ
ｅｓ 核电机组在运行、维修过程中会产生低、中放射性物包化学稳定性较差，而玻璃固化可以减少放射性废固体废物［
１］
。目前国内核电厂采用的处理方式有水泥物的体积及重量，固定放射性核素，简化最终处置的工固化、混凝土固定、压缩和超级压缩。水泥固化和混凝艺，降低处置成本，有利于进一步实现废物的最小化。
土固定增加了最终的废物量，压缩／超级压缩得到的废
收稿日期：： ２０１１０６１７作者简介－－
陈明周（１９７８－）
，男，博士，工程师，从事核电站放射性固体废物处理技术研究。Ｅ－ｍａｉｌ： ｃｈｅｎｍｉｎｇｚｈｏｕ＠ｃｇｎｐ
ｃ．ｃｏｍ．ｃｎ
１ 玻璃固化的原理
可燃性放射性废物通常采用焚烧处理。焚烧可以实现废物的无机化转变，提高废获得高度减容和减重，
２］
，物贮存、运输和处置的安全性［但其不足之处在于：
［１０］
。排出系统及尾气净化系统等５个部分构成（图２）
根据热源的不同，玻璃固化熔炉可分为燃料式熔炉和其中电加热熔炉包括焦耳加热、感应加电加热熔炉，
热、等离子体炬和电弧（等离子体弧）加热熔炉等。
（）（仅能处理可燃性废物，混合废物需分拣预处理；１２）
（）产生的灰渣整备后才能最终处置；为充分燃烧需通３系统产生的尾气量大，尾气处理工艺复入过量空气，杂。
３］
基于焚烧技术开发的热解焚烧技术［使有机废物
，首先在第一燃烧室热解（温度低于９产生的００℃）ＣＨ４、ＣＣＯ、ＣＯ２Ｈ６、２等混合气体进入第二燃烧室充
。系统产生的尾气经过净分燃烧（温度１１００℃左右） 化处理后排放。与直接焚烧相比，热解焚烧使燃烧过且系统飞灰产量较直接燃烧低，但其同样程更加稳定，
存在不能处理混合废物、灰渣需整备的缺陷。
玻璃固化是在高温下将废物中的无机成分熔融，冷却后形成玻璃质或类似于玻璃的物质，将放射性核
４］
，素固定在玻璃网络（图１）中实现稳定化［其中废物
图２ 放射性废物玻璃固化系统
１
２．１ 燃料式熔炉１
燃料式熔炉以化石燃料的燃烧为热源对废物进行
［］
中的有机成分被气化。与其它处理手段相比，玻璃固（）（）能够获得更高的减容比；形成的玻化主要优势：１２（璃固化体高度稳定；能固定重金属离子、放射性核３）（素等多种污染物，且产物性能不会明显下降；可以４）处理含量不确定的有机和无机污染物。
熔融玻璃固化。西屋汉福特公司采用Ｂａｂｃｏｃｋ ＆
。该旋风炉图３）Ｗｉｌｃｏｘ的旋风式熔炉处理模拟废物（由燃烧器、炉体和尾气处理等系统构成，燃料为天然气。模拟废物与玻璃形成剂混合后由进料口喷入旋风炉，熔融后流入淬冷箱。
图１ 硅玻璃原子结构和硅－氧网络
美国环保局经过论证，认为玻璃固化是处理高放
５］
。随并出版了技术手册［射性废物的最佳可用技术，
着环保标准的日趋严格，该技术逐渐应用于低、中放射
］６８－
，包括压水堆核电厂产生的低、中放性废物的处理［９］
。射性废物［
２ 玻璃固化熔炉比较
玻璃固化系统主要由热源、炉体、进料系统、产物
图３ 小型旋风熔炉模拟装置
该型熔炉运行灵活，可快速起动和停止。停炉后，２．３ 冷坩埚感应熔炉
燃烧器继续工作可以排空玻璃熔体，但尾气量较大（如冷坩埚感应熔炉是利用电磁感应对废物进行非接
果用氧气替代空气，尾气量可以减少至原来的１／５）、触式加热的装置（
图５）［１５］
，其炉体外壁为水冷套管和放射性核素挥发率高。
感应圈，感应圈中通高频（１０５～１
０６
Ｈｚ）电流，水冷套管中通过冷却水。由于壁面的冷却，熔融体在炉体内２．２ 焦耳加热陶瓷熔炉壁温度较低区域（＜２００℃）形成一层凝固壳层（简称焦耳加热陶瓷熔炉（ＪＨＣＭ）在浸入熔融体中的电为凝壳）
。极间通过电流，利用焦耳热加热熔体（图４）。该技术由美国太平洋西北实验室（ＰＮＮＬ）开发，萨凡那河的国防核废物处理设施（ＤＷＰＦ）和西谷示范性工程（ＷＶＤＰ）的玻璃固化装置均属此类型。ＪＨＣＭ是利用燃烧器加热玻璃体至导电，或者在玻璃体表面洒一层导电物质在电极间形成通路实现熔炉的冷起动。ＪＨＣＭ起初用于高放射性废液的玻璃固化，后发展出移动式焦耳加热熔融系统用于处理低放射性废物和混
合废物［
１２］
。图５ 冷坩埚结构
冷坩埚玻璃固化起初用于高放射性废液的处理，法国原子能委员会（ＣＥＡ）和俄罗斯的相关机构对此类装置做了较多研究。韩国电力研究院的Ｐａｒｋ Ｊｏｎｇ
－Ｋｉｌ等［９］
依据装置的寿命、
处理能力、对废物的适用性以及在役期间是否更换材料、Ｃｓ的挥发夹带量和经济
成本，对冷坩埚感应熔炉、焦耳加热熔炉、量子催化萃取装置和等离子体炬熔炉４种技术做了评价，结果表明用冷坩埚感应熔炉处理蒸发浓缩液、废树脂及固体
图４ 焦耳加热熔炉结构
可燃物，用等离子体炬熔炉处理不可燃废物效果较佳，但组合２种技术会增加整个处理工艺的复杂性，最终
焦耳加热熔炉的优点主要有
［１３］
：处理量大，工艺
与法国合作建造了冷坩埚玻璃固化装置［
１６－
１７］。相对简单；无需向炉膛内通入气体，并能运行“冷帽”，与ＪＨＣＭ相比，冷坩埚感应熔炉主要优点有：凝减少挥发性核素向尾气中的挥发以及颗粒物的夹带；壳保护炉体免受熔融体的侵蚀，使熔炉寿命长；工作温被处理废物的熔融体在熔炉内停留时间长，确保了产度高，炉温可高至１ ６００℃；适用性强，可处理多种废物玻璃体的均匀性。其不足之处在于：（１）由于ＪＨＣＭ物；
退役废物量小。缺点主要有：热效率低、能耗大，用的电极材料常用铟科镍６９０，其工作温度较低（通常为于熔融废物的电能仅占总耗电能的３０％（线圈耗电１
１５０℃），需要调配废物组成以控制熔融温度；（２）高２０％，冷坩埚热损失耗电４０％）
，比陶瓷熔炉多耗电熔点和金属废物需要从进料中拣出；（３）浸入式电极加５０％［２］
；
直接进料增加颗粒物的夹带；熔炉的处理量较热对熔体的电导率非常敏感，为了优化熔炉的运行工小（２５ｋｇ
／ｈ），通常需要多台装置并联运行［１８］。况，需控制废物各组分之间的配比使１
１５０℃时的熔融体具有较高的电阻率（≥６．
５Ω·ｃｍ）［１４］
；（４）体积２．４ 等离子体炬熔炉
大，
不便于退役。此类反应器以等离子体炬产生的热等离子体为热源。根据工作时熔炉炉膛是否转动分为固定炉膛式和
旋转炉膛式。Ｒａｄｏｎ的等离子体气化熔炉（ＰＧＭ）
［１８－
１９］、
［２０］
以及台湾核能研Ｒｅｔｅｃｈ的等离子体炉膛炉（ＰＨＰ）２１］
究所（的熔炉［等均属于固定炉膛式等离子体ＩＮＥＲ）
旋转炉膛式熔炉是等离子体离心处理系统
［］２２２３－
（），的主处理室（图７其中有一转速为１ＰＡＣＴ）５～
／４０ｒｍｉｎ的旋转离心反应器。等离子体炬在反应器内
其结构见图６。炬熔炉，
形成１预先在反应器内形成熔２００～１６００℃的高温， 融体作为处理废物的熔池。尾气与熔融体的排放出口通过控制转速排出熔体。设置在坩埚中央，
（）ａＰＧＭ反应器
图７ ＰＡＣＴ主处理室结构
由于采用热等离子体为热源，炉膛工作温度高（可，达１甚至更高）因此处理效率高。Ｐ６００℃，ＡＣＴ的 旋转炉膛使加热更均匀，与固定炉膛式熔炉相比，效率可提高２倍以上。此外，对废物的适用性强，能够处理包括高熔点废物和金属在内的混合废物，且产生尾气／／量低，ＰＧＭ系统的尾气量仅为焚烧处理的１２～２３。
除上述优势外，等离子体炬装置存在以下缺陷：（）炉膛耐火材料的寿命较短。对于Ｐ由于其旋１ＡＣＴ，转坩埚内壁形成凝固层可保护炉膛，耐火材料寿命较
（）ｂＰＨＰ反应器
对于固定炉膛式装置，炉膛耐火材料直接受到废物长；
熔体的侵蚀，延长其寿命和在辐照条件下对其进行更）换较难。（放射性核素的挥发。高温能促进放射性２元素的挥发，尤其对于Ｐ其动态ＡＣＴ的离心反应器，
１９］
。Ｐ处理模式会使情况加剧［ＧＭ的竖炉设计使熔融
废物沿竖直部分向下区到尾气出口的温度梯度很大，
运动的同时对尾气降温，并吸附尾气中的放射性核素。
３７
该装置捕集１在熔融体中的比例＞８Ｃｓ８％。（３）ＮＯｘ的控制。采用Ｎ２作为工作气体的等离子体炬系统，
尾气中ＮＯｘ产生量较焚烧处理高。等离子体弧）熔炉２．５ 电弧（
（）／ｃ１０ｋｈＩＮＥＲ炉体剖面 ｇ
等离子体炬熔炉采用压缩电弧为热源，而电弧（等离子体弧）熔炉的热源为自由电弧，根据电源的种类可
图６ 固定炉膛式等离子体炬熔炉
分为交流及直流电弧熔炉。
］文献［认为Ｊ等离子体炬熔炉和电弧熔１３ＨＣＭ、其中等离子体炬熔炉和炉均能够处理分拣后的废物，
该熔炉利用单根石墨电极与炉底电极产生直流电弧，石墨电极可上下升降，进料口位于炉体侧面，排气口位于炉顶，金属和熔融体从不同出口排出。ＰＮＮＬ电弧熔炉更能处理组分不确定的废物。图８为美国矿等利用该装置处理了非放射性模拟废物、含放射性核务局（ＵＳＢＭ）
奥尔巴尼研究中心研发的交流电弧熔素Ｐｕ的废物以及中子发生器，研究了冷物料的覆盖炉［
２４］
。该装置有３根石墨电极，通三相交流电，利用程度、
电极位置、进料粒径大小等各种工况对重金属与交流电弧加热被处理物，
连续进料和排渣。技术评估放射性核素在处理系统中迁移的影响。
试验中对模拟废物进行处理，废物的组成为（以质量分与三相熔炉相比单电极直流石墨电弧熔炉的优点数计）：３８％以碳钢和不锈钢为主的金属废物、２４％固有：（１）单电极操控简单，炉顶设计简单；（２）便于控制体可燃物、２３％有机废物、７．３％硝酸盐、７．７％氢氧化输入功率；（３）耐火材料消耗比交流系统更低；（４）能量物。结果表明，
模拟废物无需预处理可直接送入炉中；传递效率比等离子体炬熔炉和感应熔炉高。
即使不严格控制进料的组成，产物的耐久性也能达到
ＭＩＴ的Ｊ．Ｅ．Ｓｕｒｍａ等研发了等离子体增强熔炉
高放射性玻璃固化体的水平［
２５］
。（ＰＥＭＴＭ）
，该熔炉融合了直流等离子体弧加热和玻璃工业的焦耳加热［２７］
，其反应器结构见图１０。
图８ ＵＳＢＭ的交流电弧熔炉结构
在美国能源部（ＤＯＥ）的支持下，美国太平洋西北国家实验室（ＰＮＮＬ）、麻省理工学院（ＭＩＴ）和电热解图１０ ＰＥＭＴＭ反应器构造
公司（ＥＰＩ
）采用直流电弧熔炉进行了混合废物的处理试验［２６］
，熔炉结构见图９
。
３根直径为１５．２４ｃｍ的石墨电极接三相交流电
源，３根直径为７．６２ｃｍ的石墨电极接直流电源（１根电极位于１种极性，另２根位于相反极性），等离子体电弧在熔融体和电极间产生。与单电极熔炉相比，ＰＥＭＴＭ交流电的焦耳热使熔池能保持均匀的温度分布，并彻底处理残存在熔池中的物料，解决了装置的冷起动和电极消耗不均衡的问题。
３ 处理建议
核电厂产生的低、中放射性固体废物包含有机材料、金属部件和非金属材料，可以选择“焚烧＋玻璃固化”或直接玻璃固化。
“焚烧＋玻璃固化”是将废物中的可燃性成分分拣
图９ ＰＮＮＬ、ＭＩＴ和ＥＰＩ试验用直流电弧熔炉结构
出来焚烧，
对焚烧炉的灰渣和空气处理系统的残渣进
行玻璃固化。焚烧处理能够销毁有机成分，除去湿气，使玻璃固化熔炉运行更加稳定。为了降低成本、简化尤其是尽可能缩小放射性污染范围，可考虑直接设计，
玻璃固化。直接玻璃固化要求向熔融炉进料的速率稳定，废物粒径均匀，以减小对熔炉内工况的扰动。供选冷坩埚感应熔炉和等离子体熔用的熔炉有燃料熔炉、
炉。实践中具体选取何种技术需基于废物的产量和成分综合考虑。不同炉型对废物的适用性见表１。
表１ 各种炉型对废物的适用性
炉型
燃料熔炉焦耳加热熔炉冷坩埚感应熔炉等离子体熔炉
有机废物
√√√√
无机废物
金属废物
√×√√
非金属废物
√√√√
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Ｌｏｗ－ＬｅｖｅｌＲａｄｉｏａｃｔｉｖｅＷａｓｔｅｉｎａＳｌａｉｎＣｏｍｂｕｓｔｏｒ ｇｇｇ ［Ｒ］．ＷＨＣＳＡ２９１４Ｐ．ＲｉｃｈｌａｎｄＷＡ：Ｗｅｓｔｉｎｈｏｕｓｅ－－－Ｆ ｇ，ＨａｎｆｏｒｄＣｏｍａｎ１９９５． ｐｙ
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““表示不适用，表示适用。×” 注：√”
核电厂产生的低、中放射性固体废物宜选用冷坩综合考虑能量利用效率、埚感应熔炉或等离子体熔炉；
处理能力、对熔融体的电阻率敏感性等因素，尤其是群堆模式下对废物处理能力的需求，等离子体熔炉更为适合。
［参 考 文 献］
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（下转第２１页）
当金属或水的温度高于５不利于对金属表０℃时，检查期间需要面的检查。如果上水温度在２０～７０℃，使金属壁温不超过４９℃。为了减少对金属壁温的调／，降压力速度应≤０．检查期间压力应保持３ＭＰａｍｉｎ不变。
（）应在周围气温高于５℃时进行锅炉水压试验，３
节，应采用２１～５０℃的试验水温，且高于所用钢种的试验用水温度应高于周围露点温度以防止锅炉表面结脆性转变温度。
露，但水温不宜过高以防止汽化和过大温差应力，水温一般为２１～５０℃，
且应高于所用钢种的脆性转变温６ 结 论
度。
（４
）对于奥氏体耐热不锈钢受压元件，水压试验时（１）锅炉水压试验压力为过热器出口压力的１．２５
水的氯离子含量应＜０．２ｍｇ
／Ｌ。倍，且不小于省煤器进口压力的１．１倍；试验时，薄膜应力不得超过元件材料在试验温度下屈服点的９０％。［参考文献］
（２）锅炉水压试验时，升压速度应≤０．３
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１２８７．２０ｍｉｎ
，当压力降至过热器出口工作压力时进行检查，檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼
（上接第６页）
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ｎ Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ Ｒｅｖｉｅｗ Ｍｅｅｔｉｎｇ［Ｒ］．ＩＮＥＬ－９５／００５４，Ｉ－Ｃｉｖｉｌ Ｅｎｇ
ｉｎｅｅｒｓ，２００２．檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼檼（上接第１７页）
［参 考 文 献］
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ｄｅｎｓｅｒｓ［Ｓ］．