1、产业与科技论坛2022年第21卷第24期Industrial&Science Tribune2022（21）24钠冷快堆退役技术研究现状及建议邵一穷王荣东董静雅【内容摘要】钠冷快堆因其固有安全性高、高效利用铀资源等特点，成为第四代核能系统中发展最快的堆型，也是我国核电“三步走”战略的关键一步。本文依据国外钠冷快堆的退役情况和关键经验，总结出了钠冷快堆退役技术流程，介绍了国外钠冷快堆退役技术发展情况，并对我国钠冷快堆退役工作的策划和开展提出了建议。【关键词】钠冷快堆;废钠处理;冷阱处置;退役技术【作者简介】邵一穷(1986)，男，中国核工业集团有限公司高级工程师;研究方向:核工程与核技术王荣东，
2、董静雅;中国原子能科学研究院一、引言在过去 50 年，钠冷快堆作为第四代核能系统首选堆型飞速发展，钠冷快堆工程建设在 20 世纪 80 年代达到高峰1，在此期间各国建造了 apsodie(法国)、KNK (德国)、FBT(印度)、JOYO(日本)、MONJU(日本)、BN 350(哈萨克斯坦)、BN 600(俄罗斯)等多座不同规模的钠冷快堆，表 1 是世界各国钠冷快堆运行情况。自 20 世纪 80 年代中期之后，受到各国政策和资金投入等影响，钠冷快堆发展脚步放缓，大多数钠冷快堆转入停运或退役状态，钠冷快堆的退役问题开始受到重视。表 1世界各国钠冷快堆运行情况一览表国家钠冷堆名称临界时间/年(或
3、数字后面补充)终止时间/年目前状态美国EB I19511964完成退役Fermi 119631972退役实施中EB 19641994完成退役FFTF19801993退役实施中英国PF19741994退役实施中DF19621977退役实施中法国apsodie19671983退役实施中Phenix19732010退役实施中Superphenix19841997退役实施中德国KNK 19771991退役实施中印度FBT1985/在运日本JOYO1977/在运MONJU19941995退役实施中哈萨克斯坦BN 35019721998退役实施中俄罗斯B 5/1019592002退役实施中BO 60196
4、9/在运BN 6001980/在运BN 8002016/在运中国CEF2011/在运CF600/建设中注:“/”为反应堆尚未临界或终止，因此时间不详。反应堆退役是核电厂运行的最终阶段，其目标是在退役活动中工作人员和公众受到的放射性危害达到可接受的低水平，最终达到场址无限制开放2。钠冷快堆的退役与常规水堆存在显著不同，使得其退役策略的选择和退役过程中的关键技术表现出特殊性，表现在以下几个方面:一是钠冷快堆退役过程中必须考虑一回路冷却剂 放射性钠的处理和处置。放射性钠由于其极高的化学活性和运行过程中累积的放射性，使得退役过程中的处理处置变得尤为复杂，放射性废钠的处理处置即指将放射性钠转化为化学稳定
5、产物并进行放射性废物最终处置的过程。钠冷快堆退役操作的每一步都要面对放射性钠的处理，因此普遍认为放射性废钠处理是钠冷快堆退役的关键步骤。二是在钠冷快堆退役过程中，将产生高度活化的二次废物，包括内部充满钠及其它杂质并含有大量放射性腐蚀产物、活化产物的冷阱、铯阱等特殊设备，对这些高放、复杂沾钠设备处理技术亦是钠冷快堆退役过程中的关键步骤。本文将介绍钠冷快堆退役工程设计和钠冷快堆退役过程中的关键技术，结合 EB 、apsodie、BN 350 等国外钠冷快堆的退役经验，提出我国钠冷快堆退役技术的发展方向和建议。二、钠冷快堆退役关键技术(一)钠冷快堆退役技术流程。反应堆退役通常包括三个阶段:退役的前期
6、准备阶段、退役实施阶段、退役收尾阶段。参考国外钠冷快堆退役步骤，结合核设施退役一般流程，本文提出了钠冷快堆退役的技术流程，见图 1。图 1钠冷快堆退役技术流程图退役准备阶段主要是制定退役策略及退役终态目标、制452022年第21卷第24期产业与科技论坛2022（21）24Industrial&Science Tribune定退役计划、安全评价、进行退役许可申请、完成放射性源项调查和场址特性调查、完成退役人员和退役设备等条件准备。退役工程实施阶段是退役技术工作的主体，钠冷快堆退役过程往往需持续几年甚至几十年。退役工程实施阶段主要包括以下工作:外围建筑物拆除、乏燃料移除和清洗、放射性钠净化及排钠、
7、初级清洗和去污、设备拆除和解体切割、沾钠设备处理、放射性废钠处理、堆芯最终封存、设备一般清洗和去污、系统及建筑物拆除。退役收尾阶段是对反应堆场址进行最终恢复，完成终态监测、环境整治，并报上级管理部门完成退役工作建档验收。(二)放射性钠的初级净化及排钠技术。放射性钠在排出反应堆之前需进行放射性去除，此步骤主要是去除放射性钠中的铯(137Cs 和 134Cs)，目前公认的净化方法是铯阱3，即采用高比表面积碳材料对放射性钠中的铯进行吸附去除。BN 350 的去除经验表明3，采用铯阱能够将一回路钠冷却剂辐射剂量率降低 96%以上，铯浓度下降 500 600 倍，铯吸附量约 7300 Ci。图 24 为
8、 BN 350 铯阱安装前和拆卸后采用铅屏蔽作为固体废物储存的照片。apsodie 采用同样的方法将一回路钠中放射性从 42kBq/g 降至 5 8kBq/g。(a)安装使用之前(b)完成净化功能后排钠充铅储存图 2BN 350 铯阱完成初级净化之后即需进行反应堆的排钠，由于目前钠冷快堆的设计中大多未考虑堆池的排钠，因此在钠冷快堆退役中往往需要对堆池进行钻孔和新建排钠装置，造成了钠冷快堆退役周期和成本较高。图 3 为 BN350 堆池的排钠装置图。图 3BN 350 排钠装置结构图和实物图3(三)沾钠设备清洗技术。在反应堆排钠之后，由于反应堆容器结构复杂，在容器内壁和低洼处仍会残留数量可观的钠
9、，图 44 给出了 BN 350 反应堆堆池内残留钠的位置和中心盘处残留钠情况。图53 是法国 apsodie 排钠后设备表面残留钠和钠气溶胶情况，分析表明，在反应堆用氮气封闭过程中，主容器中约图 4BN 350 反应堆堆池内残留钠的位置及情况4 残留 100kg 的钠气溶胶以及 80kg 的金属钠。由于钠的化学活性可能会对后续切割和清洗操作带来危险，必须对残留钠进行处理。而残留钠量大、分散的特点给沾钠设备处理带来了困难，因此，对沾钠设备的清洗是钠冷快堆退役过程的难点之一。国际上有水清洗法、水蒸气清洗法、醇清洗法、真空蒸馏法、真空清洗法、二氧化碳钝化法、熔融碱清洗法等沾钠设备清洗技术4。美国建
10、立了水蒸气和氮气(WVN)清洗工艺，Fermi 1 采用该方法成功地处理了二回路中的全部残留钠，WVN 法是将沾钠设备用水蒸气和氮气清洗后采用水进行冲洗。法国采用二氧化碳钝化流程进行沾钠设备处理，并在apsodie 和 Phenix 进行应用，该法是将相对湿度为 60%70%的二氧化碳循环通入回路中，通过检测尾气中的氢含量监测清洗过程，并确保全过程中 H2含量始终低于 1%;美国EB 亦是采用二氧化碳钝化流程完成了反应堆所有沾钠设备的清洗5。(a)残留钠气溶胶(b)残留钠薄膜图 5法国 apsodie 排钠后设备表面残留钠所有沾钠表面暴露于蒸汽中是沾钠设备清洗的前提，无论是 WVN 还是二氧化
11、碳钝化法，均无法处理被氧化物堵塞的钠管道或者复杂设备。WVN 法操作简便、快速，适用于拆除后的沾钠设备清洗和处理;二氧化碳钝化法温和，适用于管道和系统中残留钠的处理。(四)设备去污技术。钠冷快堆退役的去污过程分三个部分:一是排钠前的净化，采用铯阱显著去除冷却剂中的放射性;二是初级去污，在进行沾钠设备清洗之前去除大部分137Cs，以减少放射性废物的量和危害;三是设备清洗之后的去污，以去除设备和管道表面的腐蚀产物等放射性杂质。apsodie 采用二甘醇二乙醚进行一回路设备和管道的初级去污，并去除了回路内 4 2 1011Bq 的 137Cs，尽管该方法对于 137Cs 的去除是高效的，但 apso
12、die 和德国5 均发生了乙基卡必醇处理过程中的爆炸事故，该法已被禁止使用。apsodie 采用 NaOHKMnO4 H2SO4 H3PO4“三步法”的组合去污剂对设备进行清洗去污，去除深度 12m，将一回路放射性从 5500Bq/cm2 降至 10Bq/cm2 以下，确保了设备和管道顺利拆除。55产业与科技论坛2022年第21卷第24期Industrial&Science Tribune2022（21）24(五)复杂钠设备解体切割技术。池式钠冷快堆堆本体的拆除主要靠切割实现，而在反应堆内的切割方式选择需考虑切割设备重量、钠环境下操作、惰性气体覆盖和被切割设备的最终尺寸等因素。德国 KNK 开
13、发了用于反应堆拆卸的专用切割装置，见图 6，该装置集成了夹紧固定单元、旋转单元、切割机械手和手动释放单元，可实现反应堆内部件的远程切割拆卸。图 6德国 KNK POTEM 切割装置外观图法国利用钠试验台架对带钠切割技术进行了研究，并给出了不同场景下适宜的切割方式和工具，见表 25。表 2带钠切割推荐方式切割对象最佳切割方式切割工具小口径钠管道(DN25 以下)便携式带锯切割便携往复锯、液压剪中等口径钠管道或设备(DN25 DN500)便携式带锯切割往复锯、液压传动切管机大口径钠管道或设备(DN500 DN2200)环形切割切管机此外，铯阱和冷阱的退役处置是钠冷快堆退役的突出难点，铯阱具有极高的
14、放射性活度，通常采取充铅封存的方式，不进行处理，作为放射性固体废物直接进行最终处置。冷阱中富集了大量氧化物、超氧化物和放射性产物，在处理过程中需注意防止发生起火或爆炸。Fermi 1 采用切割和 WVN 工艺进行二回路冷阱的处理，但在切割丝网过程中发生了火灾，随后 Fermi 1 排钠后焊接了盖子，采用 WVN 法完成了冷阱的处置4。法国 Su-perphenix 采用非切割方式处理二回路 15 个废冷阱，其工艺流程如图 7 所示。图 7Superphenix 二回路冷阱处理流程图(六)放射性废钠处理处置技术。在快堆退役过程中，需对一回路排出的大量放射性废钠进行处理，尽管文献表明放射性废钠经
15、50 年封存后有望实现解控或重复使用6，国外钠冷快堆仍选择对放射性废钠及时处理的方案。法国 NOAH流程7 成功用于 apsodie 一回路 37 吨放射性废钠的处理。图 8 为 NOAH 流程示意图。NOAH 工艺是目前较为成熟的大量废钠处理工艺，在快堆退役的大量废钠处理方面得到了广泛应用8 9。此外，美国将钠水反应生成的氢氧化钠溶液转化为氢氧化钠固体(高于70wt%的氢氧化钠溶液在60以下为固体)，进而作为低放固体废物进行储存的方法实现了EB 和 Fermi I 总计 653 吨钠冷却剂的处理。图 8法国 NOAH 流程示意图三、国内钠冷快堆退役研究现状我国第一座钠冷快堆 中国实验快堆于
16、2011 年临界，在我国福建正在建设的中国示范快堆 1 号机组已进入调试阶段，作为第四代核能系统主力堆型，钠冷快堆在我国势必飞速发展，然而国内目前尚未系统性开展钠冷快堆退役研究，钠冷快堆退役标准体系尚未建立;放射性废钠处理、沾钠设备清洗、带钠设备切割和拆除等关键技术储备尚未完成，这对我国的快堆安全构成了较大威胁。中国原子能科学研究院作为中国实验快堆和中国示范快堆的主要研究单位，已开展了部分沾钠设备清洗、废钠处理、去污、特殊设备处置等研究工作，但尚未形成足够的技术能力，不足以支撑钠冷快堆退役活动开展。四、结论及建议钠冷快堆退役研究是钠冷快堆安全发展的重要基础，应引起足够重视，提前布局关键技术研发，尽早谋划退役技术研究，在退役工作开展之前完成退役有关的技术攻关和验证，充分吸取国外钠冷快堆退役成功经验，采用成熟的技术以降低退役成本，确保我国钠冷快堆安全和可持续发展。基于我国钠冷快堆发展现状，结合国外钠冷快堆退役经验，提出如下建议。(一)我国钠冷快堆应采取立即拆除的退役策略。尽管目前国际上绝大多数钠冷快堆的退役策略为延缓拆除策略，但仍然建议我国钠冷快堆采用立即拆除的退役策略，主要基于以下考虑:
