核設施退役項目的去污工藝與技術

姚志猛

（陽江核電有限公司，陽江 529525）

核設施退役是核設施因使用期滿，或發生事故損壞，或政治因素，或其他原因停止服役后，為了充分考慮工作人員和公眾的健康與安全及環境保護，而采取的行政和技術行動，經授權從核設施中解除全部或部分監管控制，以使核設施及其場地能夠重新使用。退役包括規劃，物理和放射性表征，設施和場地去污、拆解，材料管理等活動［1］。退役的目的是：降低放射性照射量；回收利用舊設備和材料；使場地和設施或其局部恢復到不受限制的開放和使用狀態；去除松散的放射性污染物和將殘留的污染物固定在原處，以便為監護封存或永久處置活動做好準備；為了公眾的健康和安全縮短監護封存期，從而減少監護封存中的殘余放射性污染物數量。［2］核設施去污是指采用物理（機械）、化學或其他技術，從核設施設備的表面（如管道系統、儲罐和部件）或建筑物（如地面、墻壁和天花板）上清除或減少殘余放射性污染物（有時與其他有害物質混合），以達到既定的退役目標或最終要求。消除放射性污染的總體目標是保護工人、公眾的健康和環境的安全。

核設施退役項目的去污技術主要包括：物理（機械）去污、化學去污、電化學、熱去污和其他去污技術［3］。通過把化學反應器連接到現有電路或部件，使用專用去污車間，可在閉環系統中實施去污。筆者建議把去污的目的和技術，作為評價核設施退役計劃是否合理的指標之一。核設施單位及國家核安全監管部門須對所采用的去污技術產生的二次廢物加強監督和管理。應該根據受照劑量和費用來權衡是否要去污。

1 去污的原因、目的、決策因素和許可文件

1.1 去污原因

核設施去污的原因有很多，主要可概括為三個方面：（1）需減少核設施或設備中放射性物質的庫存，以降低電離輻射水平，最大限度地減少向環境釋放放射性物質的可能性；（2）需減少放射性廢物的產生量，降低部件表面的放射性污染水平；（3）需要完成退役的最后階段，在拆除和修復場地之前，對建筑物進行去污以清除地基和周圍土地的污染［4］。

1.2 去污目的

核設施中許多系統和部件的劑量率，隨著設備服役（使用）時間的增長而上升。因此，在核設施的維護和運行期間，操作員的吸收劑量可能會上升。劑量率的增加，可作為采取減少職業照射糾正措施的依據。通過采用合適的去污技術降低核設施系統和部件的活度以達到去污目的［5］。由于處于運行階段的核設施在去污后仍需安全運行，其部件和系統不能出現損壞情況，因此，不允許采用侵蝕性強的去污技術。去污是一項與核設施拆除密切相關的獨立操作，通常在拆除核設施之前開展。由于核設施系統中待去污的部件與其他部件較容易隔離，特制的密封墊圈可安裝到位，并且系統無須滿足進一步運行的溫度、壓力、濕度等參數操作要求。因此，處于退役階段的核設施所采用的去污技術可能比運行階段的去污技術更具有侵蝕性。

根據文獻［6］和［7］，對于核電廠和研究型反應堆的退役，大多開展全系統去污（full system decontamination，FSD，即壓水堆核電廠一回路去污）［6，7］。通過實施FSD，部件的剩余活度常減少為初始活度的2.5%～20%。退役早期階段的去污不僅可降低劑量率和放射性污染水平，還可最大限度地降低放射性污染物釋放的風險，從而減小職業照射和公眾照射的危害。工作人員通過采用簡單的人工手動操作、機器人或遠程操作等拆解技術去污，來簡化拆解流程，減少對屏蔽物和較繁雜個人防護設備的需求。拆除核設施將產生大量的廢金屬和建筑瓦礫。存在“回收和再利用”或“處置和替換”兩種管理方案供決策者選擇。第一種方案通過最大限度地減少廢物產生量，以保護自然資源和環境，并最大限度地降低與“新放射性材料”產生量相關的風險。在過去幾十年中，由于控制、儲存和處置廢物費用的增加，以及公眾對處置廠址的接受度問題，使廢物產生量最小化凸顯其重要性。當采用“回收和再利用”方案時，幾乎在整個核設施退役項目期間均需開展去污工作。當采用“處置和替換”方案時，去污活動通常僅限于使用去污工藝以減少受照劑量。

1.3 去污決策因素

去污決策的主要事項包括：（1）是否在拆除前實施FSD；（2）在“回收和再利用”和“處理和替換”兩種管理方案中選擇一種。去污的決策因素主要涉及：國家政策、公眾的接受度、去污技術的可行性、危害和風險評估以及經濟等多方面［8］。采用簡單的“決策樹方法”、成本效益分析或更復雜的“決策矩陣方法”開展去污決策。無論采用哪種方法，均需為多個選項提供合理、可評估的解決方案。

1.3.1 監管要求

與保護工人、公眾和環境有關的問題應在國家法律框架內得到解決［9］。監管要求主要涉及工人和公眾受照的劑量限值、放射性三廢的環境排放以及廢金屬和建筑瓦礫的清潔解控水平。清潔解控水平是指審管部門規定的以活度濃度和總活度表示的值，等于或低于該值時，輻射源可以不再受審管部門的管理控制。關于“回收和再利用”方案在國家政策方面的可獲得性，即清潔解控水平，是為減少工人集體劑量以外的目的，應用去污技術的先決條件。只有開展有效監測、采用合適的方法，證明達到了清潔解控水平，才能實現材料自由釋放的目標。核設施單位在規劃退役項目時，應及早與監管機構進行溝通，并妥善解決此問題。

1.3.2 公眾接受程度

決策因素之二是工業領域接受“回收自由釋放材料”和公眾接受“重新再利用材料”的程度。從保護環境角度評價，“處置和替換”方案劣于“回收和再利用”方案，并導致放射性廢物數量和運輸量的增加，并對處置能力和處置場地容量提出了更高要求。與“處置和替換”方案有關的挖掘和去污工藝，增加了使用土地的面積。對這兩種管理方案的風險評估，成為形成輿論和影響決策過程中的決定性因素之一。

1.3.3 去污技術的可行性

去污技術的可行性取決于待去污材料的特性、污染物類型和污染程度（是α、β還是γ射線、是松散還是堅固、滲透的深度以及有無活化或活化程度等）。此外，去污作業團隊、核設施單位和國家核安全監管機構，分別簡稱去污作業方、管理方和監管方，還需考慮去污表面的可達性及其尺寸，以及使用去污材料、去污工藝的兼容性（發生燃燒、爆炸、過度腐蝕的可能性）。其他核設施去污項目的經驗反饋以及對核設施待去污樣本開展的探索性去污測試，有助于去污作業方、管理方和監管方評估去污工藝的效果或效率。此外，還須評估去污的可行性、監測技術的可用性以及二次廢物的控制和處理技術。

1.3.4 安全、風險和危害

采用“合理可能盡量低（ALARA）原則”評估工人受照劑量的優化（最小化），有助于去污作業方、管理方和監管方對“在拆除前實施FSD是否合理”的問題作出決定。實施FSD減少了操作工人的職業照射劑量，但可能增加其接觸有毒、有害氣體等非放射性物質危害的風險。“回收和再利用”和“處置和替代”兩種管理方案均存在放射性和非放射性風險，其放射風險相似。兩種管理方案均明確規定：應避免工人受到外部污染或吸入去污所產生的放射性粉塵和氣溶膠。在評估非放射性風險時，兩種方案存在差異。在“循環和再利用”方案中，實施去污的過程和技術，常涉及接觸致癌或有毒化學試劑的新危害。若去污團隊準備充分，且具有豐富的專業知識，可有效避免、妥善處理新危害。在“處置和替換”方案中，非放射性風險與挖掘和加工等場外活動有關。

1.3.5 經濟可行性

核設施單位通常根據整個去污過程的成本效益分析，對去污的經濟可行性作出決策，即從部件的移除到處置或再利用。因此，需考慮的成本包括：（1）移除、切割、分揀、去污、表征、包裝和運輸的費用；（2）可重復使用或循環再利用材料或部件的殘余價值；（3）去污所產生廢物（包含二次廢物）的控制、處理、貯存及處置費用；（4）許可文件的申請、稅收、保險費用；（5）為抵消因廢物關稅的變化、去污預期效果與實際成效之間的差異以及法律和核安全監管的變化等意外事件所產生的財務風險，進而采取的應變措施。

1.4 退役許可文件亟待解決的問題

FSD的實施，以及對“回收和再利用”方案和“處置與替換”方案的選擇，均須在退役初期作出決定。采用的去污技術將影響工人受照劑量、與使用有毒產物有關的非放射性風險、有毒有害氣載物質的產生、處理放射性廢物的類型和數量以及退役計劃和費用。此外，去污團隊負責人還應具有足夠的專業知識來管理去污過程，確保去污作業工人獲得了正確的信息，并接受了去污培訓。因此，上述問題應在退役許可文件中予以解決。即納入退役計劃、健康與安全報告、廢物管理計劃和環境影響評價。

根據《中華人民共和國核安全法》第三十條規定，核設施退役前，核設施營運單位應當向國務院核安全監督管理部門提出退役申請，提交的材料包括：（1）核設施退役申請書；（2）安全分析報告；（3）環境影響評價文件；（4）質量保證文件；（5）法律、行政法規規定的其他材料。核設施退役時，核設施營運單位應當按照合理、可行和盡可能低的原則處理、處置核設施場址的放射性物質，將構筑物、系統和設備的放射性水平降低到滿足國家或行業標準的要求。在環境影響評價中，核設施營運單位須對規劃和建設核設施退役項目在實施（如去污）過程中和實施后，對可能對環境造成的影響進行分析、預測和評估，包括對放射源（源項）、廢物或實踐規模與特性的概述，對廠址或場所環境現狀的分析，以及對正常運行工況和事故情況下可能造成的環境影響或后果的分析；并提出預防或減輕環境影響的對策和措施，開展跟蹤監測的方案。

2 金屬的去污

金屬的去污技術主要包括：化學去污、電化學去污、機械去污、熔煉去污和其他去污技術（泡沫去污、化學凝膠去污、化學漿料去污）。

2.1 化學去污

化學去污利用濃縮或稀釋的溶劑（清洗液），通過溶解覆蓋在基底金屬（母體金屬）上的污染層或母體金屬本身，以去除管道、部件和設備表面的固定污染物［10］。在核設施運行過程中，溶解母體金屬污染層是為了保持母體金屬的完整性；在核設施退役過程中溶解母體金屬，以回收廢金屬。

化學去污可在移除或拆卸核設施部件之前，應用于無法接近的金屬表面、設備和管道的去污；通常可遠程實施；通常對表面粗糙或多孔性物體無效［11］。使用化學去污時，去污團隊須注意氣載物的產生、化學藥劑的使用以及二次廢物的控制和處理。去污效果主要取決于清洗液的接觸時間、濃度、溫度和是否攪拌。隨著化學溶液的飽和，去污效果隨金屬與化學溶劑接觸時間的延長而降低。連續或分批次使用再生試劑可解決去污效果降低的問題。去污效果通常用去污因子（Decontamination Factor，DF）來衡量，定義DF=初始活度/殘余活度。一些研究人員使用劑量率降低因子DFs來衡量去污效果，定義DFs=初始劑量率/殘余劑量率。

2.1.1 多步法去污工藝

多步法去污工藝最初為FSD設計。在多步法去污技術應用中，污染層通常由氧化鉻含量高的、極難溶解的腐蝕產物形成。因此，去污工藝通常先經過氧化，后溶解和絡合溶解金屬的步驟。多步去污技術主要分為軟去污技術（使用稀釋劑）和硬去污技術（使用高濃度化學試劑）。軟去污技術腐蝕性低，常應用于壓水堆核電廠一回路系統，只能達到有限的DF。相比之下，硬去污技術可以獲得更高的DFs，但并不適用于整個壓水堆一回路系統，且會產生大量廢液，目前處于暫停應用狀態。目前FSD使用高濃度的軟化學試劑主要包括：TURCO、MOPAC和CITROX（由0.2 mol/L的檸檬酸、0.2 mol/L草酸與緩蝕劑的混合物組成）［12］。

目前，常用的軟去污技術包括：加拿大去污和污染修復工藝（Canadian Decontamination and Remediation Process，CANDEREM）、低氧化態金屬離子（Low Oxidation-state Metal Ion，LOMI）、化學氧化還原去污（Chemical Oxidizing Reducing Decontamination，CORD）和退役去污（Decontamination For Decommissioning，DFD）。上述去污工藝通常須經歷兩個或多個去污過程，以降低劑量率。

CANDEREM是加拿大原子能公司（Atomic Energy of Canada Limited，AECL）于20世紀80年代中期利用檸檬酸和乙二胺四乙酸（Ethylenediaminetetraacetic Acid，EDTA）研發的一種再生去污技術。20世紀90年代中期，西屋公司的PN服務子公司（Westinghouse subsidiary PN Services，PN）采用CANDEREM去污技術對美國印度安角核電廠2號機組實施了全系統化學去污。西屋公司批準了CANDEREM去污技術應用于裝載核燃料的壓水堆核電廠開展FSD。

LOMI去污技術由英國中央電力公司（Central Electricity Generating Board，CEGB）于20世紀70年代末80年代初研發。該去污技術以釩為還原劑，以吡啶甲酸為絡合劑或螯合劑，在水中徹底除氧，用氫氧化鈉控制溶液pH值，運行溫度為80℃～90℃。LOMI去污技術在反應器運行過程中運用了鋅、水、氫化學反應原理，成功去除了沉積物。但其主要缺點是產生的二次廢物量較大。因此，CEGB對LOMI去污技術中所使用的化學反應試劑進行了改進，使二次廢物量減少了50%。

CORD去污技術最初由德國電站聯盟（Kraft Werk Union AG，KWU）的西門子公司研發，是一種包含三個步驟的化學過程，應用于多個去污循環。每個去污循環包括一個氧化步驟（80℃～90℃使用高錳酸）、一個去污步驟（使用草酸）和一個純化步驟（添加高錳酸或過氧化氫）。文獻［1］描述了法馬通子公司（AREVA NP GmbH）研發的CORD系列工藝，該去污技術已應用到核設施退役項目中，并達到了預期的去污效果。例如，在瑞典巴舍拜克（Barseb?ck）核電廠1號和2號機組中，使用CORD去污技術獲得了高達25的DF。此外，比利時BR3反應退役項目部還把用于壓水堆一回路去污的CORD技術，應用到拆解部件的去污試驗。針對該應用，比利時聯邦政府核能研究中心（Belgian Nuclear Research Centre，SCK·CEN）對CORD去污技術進行了改進，使其不再只對氧化層進行腐蝕，還對金屬母材進行腐蝕。

美國電力科學研究院（Electric Power Research Institute，EPRI）于1996年開展了DFD技術的研發，旨在去除金屬構件表面的放射性污染，使部件能回收或作為非放射性物質進行自由釋放。EPRI研制的DFD技術使用了氟硼酸、高錳酸鉀和草酸進行循環去污。

當上述去污技術用于清洗槽中已切割成較小塊的部件時，去污效率可通過化學去污技術與超聲波去污技術相結合方式得到提高。多步法去污工藝，是為了提高去污效果而使用兩種以上去污劑的去污方法，首先將一種清洗液注入待去污對象的系統內，以實現去污；然后排出去污液，接著進行洗滌，再使用下一種清洗液。即去污團隊要求實施幾個去污循環，采用串聯方式安放到去污清洗槽中；碎塊從一個清洗槽轉移到另一個清洗槽，然后重新啟動一個新的去污循環，直至達到預期的殘留水平。因此，多步法去污工藝可獲得較高的DF，但具有去污工藝復雜、產生廢液較多的缺點。

2.1.2 一步法去污工藝

一步法去污工藝，主要使用Ce4+、HNO3、HF或HBF4作為去污液。

Ce4+去污技術利用Ce4+的高氧化電位，氧化“積垢”（富鉻上層沉積物）中的氧化物，同時氧化和溶解幾微米的基層。該去污技術在瑞典由斯圖斯維克公司STUDSVIK研發，稱為強臭氧去污技術（Strong Ozone Decontamination Process，SODP）；在日本由日本原子能研究所（Japan Atomic Energy Research Institute，JAERI）和日本電力示范反應堆（Japan Power Demonstration Reactor，JPDR）退役項目部聯合研發，稱為氧化還原去污（Reduction and Oxidation，REDOX）；在比利時由SCK·CEN研發，稱為鈰氧化金屬去污（Metal Decontamination by Oxidation with Cerium，MEDOC）［13-16］。SODP已應用于壓水堆退役，使用硝酸作為去污液，對去污環境要求：常溫，pH值保持在0.6左右。氧化劑Ce4+通過加入臭氧進行再生，Ce4+在硝酸環境中的去污流程如圖1所示。Ce4+去污系統主要由去污槽、配液槽、電化學氧化槽、配液泵和去污液泵、過濾器等設備組成［17］。SODP去污技術除應用于瑞典阿杰斯塔核電廠（Agesta）兩臺蒸汽發生器的去污外，還應用于法國當皮埃爾核電廠（Dampierre）的蒸汽發生器去污。去污后溶液的處理過程主要包括：（1）使用過氧化氫將多余的Ce4+還原為Ce3+，（2）在堿性環境中沉淀氫氧化物。由于工作溫度為20℃，去污過程相對較緩慢。在較高溫度下應用Ce4+去污工藝會引發安全問題，因此，去污團隊須在已將蒸汽發生器從壓水堆核電廠一回路系統中拆除且冷卻至常溫的情況下，采用SODP技術對蒸汽發生器實施去污。

圖1 不銹鋼設備Ce4+/硝酸浸泡去污流程Fig.1 Stainless steel equipment Ce4+ / nitric acid immersion decontamination flow chart

氧化還原（REDOX）和硫酸鈰（Sulfuric acid Cerium，SC）去污技術的化學原理相同。即在60℃～80℃的高溫環境下，使用Ce4+去污，與常溫去污環境相比，高溫環境提高了化學反應速率。REDOX和SC去污技術分別在硝酸和硫酸環境中使用Ce4+；均在單獨的容器中通過電化學實現Ce3+的再生，即去污液不斷再生。

MEDOC工藝的本質是：在與去污環境相同的溫度下，利用臭氧在氣液接觸器中實現清洗液的連續再生。MEDOC工藝結合了兩種去污工藝的優點，即在高溫環境下加速腐蝕速率和使用臭氧的簡單再生技術，二次污染物的產量少。假設溶解厚度為10 mm、面積為20 m2的污染物表面，將產生11.5 L的瀝青固化廢物。去污團隊通過對溶液的電滲析來實現回收硫酸，以進一步減少二次廢物的產生量。MEDOC去污裝置已成功應用于比利時BR3反應堆退役的去污，主要部件包括，（1）一個裝有籃子（穿孔容器）的去污槽，籃子里裝滿待去污部件。（2）用于臭氧再生的緩沖槽和氣液接觸器。臭氧由臭氧發生器采用電暈放電法產生（電暈放電法產生臭氧的基本原理：臭氧發生器由一對電極、介電體與放電氣隙構成。當外加交流高壓于兩個電極時，由于高速電子與氧分子碰撞，在外界高能量的作用下，氣隙中發生電暈放電，帶氧的氣體被電離，間隙中的含氧離子化濃度大幅度增長，氧離子與氧分子相互之間反應形成臭氧）。（3）開展超聲波去污的清洗槽。去污實踐經驗表明，MEDOC工藝可實現DFs大于10000，既可用于切割部件的批量去污，又可用于蒸汽發生器、穩壓器、儲罐等大型部件的閉環去污［18］。

HNO3/HF去污工藝既可使用高壓流體對去污層進行粉碎，還可把蝕刻膏涂抹到待去污部件表面，再放入去污槽溶液中清洗。當處理表層覆蓋著氧化層的不銹鋼時，液體通過氧化層滲透到母體金屬材料。其腐蝕機理為：氧化還原侵蝕與母體金屬的溶解相結合。母體金屬受到腐蝕后，氧化物脫落并殘留在溶液中。因此，去污溶液中逐漸充滿了顆粒形式的不溶性氧化物，來自氧化物的部分溶解，以及母體金屬與溶液化學反應生成的溶解鹽。反應速率和效率隨著溫度、HF濃度和反應時間的增加而增加。

HNO3/HF去污技術在低溫和高濃度下，常應用于大塊破碎部件（如槽或罐的內表面）的去污；或在高溫、低濃度下，用于清洗液中金屬碎塊的去污。當處理后的金屬碎塊再經超聲波去污后，該去污工藝的效率得到了明顯提高。對于部分不溶解的氧化物，經過濾去除。隨著溶液中溶解鹽濃度的增加，該去污工藝的去污效率逐漸降低。氟離子與溶解態金屬的螯合作用，降低了氟離子的侵蝕性。因此，去污團隊須向溶液中加入新的HF，或者更新清洗液。在去污過程中，氟硝溶液對剩余的游離氟化物進行中和、螯合處理。由于去污過程需使用特殊建筑材料（主要為塑料），且在工人安全方面存在重大隱患，因此，去污槽內洗清去污技術無顯著的優點。此外，清洗液的效率快速下降，導致試劑快速耗盡。相比之下，把去污液噴霧到待去污設備壁上帶來的益處包括：（1）所需試劑數量少；（2）在低溫下應用引發的安全問題較少；（3）廢水的產生量更小。同樣去污工藝可概括為：把侵蝕膏涂抹到待去污部件的表面；經幾個小時后，膏體干燥，采用機械方法去除；最后用高壓水流沖洗。該去污技術主要用于外表面或熱點區域，已成功在實驗室完成測試，應用于拆卸設備的去污。

DECOHA去污工藝以氟硼酸（HBF4）為基礎。其工作原理為：（1）在低溫下粉碎待去污部件；（2）在較高溫度下將去污部件浸泡在清洗槽中，溫度低于90℃；（3）在更高的溫度（90℃左右）下浸泡在清洗槽中；（4）廢液可進行電化學再生，陽離子在陰極被還原并沉積為金屬；（5） HBF4在陽極重新生成；（6）60Co在陽極與金屬共沉淀［19］。再生過程不允許100%去除陽離子，一般在98%的陽離子沉積時停止再生。137Cs未沉積在陰極而停留在溶液中。為了處理剩余2%的陽離子，工藝流程包括：（1）通過添加磷酸沉淀不溶性磷酸鹽；（2）沉淀不溶性草酸鹽或不溶性硅酸鹽；（3）與Ca（OH）2中和，生成不溶性CaF2。

DECOHA去污技術在工業規模（5 t/day）上應用的經典實例是切爾諾貝利核電廠污染金屬碎塊的去污。該去污技術可用于不銹鋼的去污（速率為0.02～0.5 mg·cm-2·h-1），碳鋼的去污（速率至少為0.05 mg·cm-2·h-1），鋁的去污（速率為6 mg·cm-2·h-1或22 mm/h）。與上述其他去污技術（如使用鈰或硝磺酸）相比，DECOHA去污技術的侵蝕性較小、侵蝕速率低。與HF相比，由于DECOHA去污技術侵蝕性更小，因此安全問題更少。該去污技術通過陰極沉淀再生可實現氟硼酸HBF4的回收，并在陰極沉積大部分陽離子。該去污技術使用的材料為聚丙烯。由于反應過程中產生氫氣，去污過程需加強通風和氣體流出物的稀釋，以確保H2濃度在H2和空氣混合物的爆炸濃度之下。

一步法去污使用一種去污液，將去污液注入去污系統內實施去污，去污后排出去污液，接著進行洗滌，或者用離子交換樹脂凈化去污液。一步法去污的優點包括：工藝簡單，操作簡便，廢液的產生量少。其缺點是：往往達不到預期的去污效果。例如，利用質量分數為15%的HNO3對污染的不銹鋼進行一次性去污，用氨基酸對污染的碳鋼表面開展一次性去污等。

化學去污的優點包括：（1）去污時間較短，可對難以接近的污染物表面或幾何形狀復雜的污染物實施去污；（2）可實現現場去污或遠程遙控操作；（3）化學去污試劑易于獲取，能重復使用；（4）去污過程產生的氣載有害廢物量少。其缺點為：（1）難以處理具有表面面積大、多孔、易腐蝕性的污染物表面；（2）化學試劑種類多，去污工藝復雜，運行處理費用較高；（3）可能產生混合廢物，產生的液體廢物量大。

2.2 電化學去污

電化學去污又稱電解拋光去污，是一種陽極溶解去污技術。待去污材料為陽極，而陰極為不銹鋼、銅電極或去污槽。在去污過程中，可控數量的金屬表面層溶解，把固定在表層的放射性污染物帶走。該去污技術用于降低劑量率（如蒸汽發生器筒體內去污），或用于拆解件廢物的分類（如從高活度到低活度的分類）。由于待去污部件表面層必須靠近電極，去污部件僅限于可接觸的金屬表面。在進行電化學去污之前，去污團隊須去除金屬部件表面的油漆或氧化層。核電廠中適合采用電化學去污技術的部件主要包括壓水堆核電廠一回路系統和高污染的厚壁部件。電解工藝主要涉及電解液的使用和運行條件（參數）。

2.2.1 磷酸去污工藝

磷酸去污工藝的運行條件（參數）為，（1） H3PO4濃度：40%～80%體積；（2）工作溫度：40℃～80℃；（3）電壓：8～12 V 直流電；（4）電流密度：60～500 mA/cm2。磷酸溶液去污可應用于碳鋼和不銹鋼，具體步驟包括：（1）通過添加草酸沉淀草酸亞鐵，帶走高活度的60Co（137Cs不析出）；（2）殘留磷酸經沉淀分離，稀酸經蒸發濃縮；（3）草酸鐵在250℃的氧化鐵中經熱解破壞，具備了最終貯存的條件。由于要避免廢液含有草酸鹽，該去污技術在處理二次廢水時具有一定的復雜性。由于磷酸去污工藝會釋放H2，因此，去污團隊在去污過程中須加強氣體稀釋，以減小爆炸風險。該去污技術在貢德雷明根（Gundremmingen）核電廠一臺電功率250 MW的沸水反應堆（Boiling water reactors，BWR）上開展了工業規模的應用；在完成100～500 mm厚表層污染物的去除后，達到了徹底去除數百噸鐵素體鋼的效果。

2.2.2 硝酸去污工藝

硝酸去污工藝主要包括兩種去污技術：一種由英國原子能機構（UK Atomic Energy Authority，AEA）Harwell研發，另一種由法國原子能委員會（French Atomic Energy Commission，CEA）UDIN研發。由AEA/Harwell研發，并商業應用于不銹鋼去污的運行條件為：（1）室溫使用濃度為1 mol/L的HNO3；（2）電流密度低，為2-3 mA/cm2；（3）采用鈦電極，以最大限度地減少H2和NOx的生成。待去污碎塊放置在帶孔的鈦制容器（籃子）中。DF在2 h內達到1000，相當于去除了5 mm的污染層。AEA宣布去污處理的廢物產生量為0.6 dm3/m2，所選擇的HNO3環境與AEA的廢物處理裝置兼容。

CEA/UDIN研發的去污技術，在HNO3環境中采用鼓內陽極溶解法，處理钚污染的金屬廢物。對不銹鋼件去污的條件為：（1） HNO3濃度：2 mol/L；（2）電流密度：10～30 mA/cm2；（3）去污時間：1～3 h。散裝污染廢物置于帶孔的鈦制容器中，在陽極極化并運動。不銹鋼陰極平行安裝，放置于轉動鼓內。選擇硝酸是由于其與去污或后處理產生的廢水兼容（PuO2）。在此條件下，不銹鋼的侵蝕速率約為16 mm/h，鋁合金的侵蝕速率約為20 mm/h，未噴漆鐵素體鋼的侵蝕速率約為500 mm/h 。

2.2.3 硫酸去污工藝

日本東芝公司研發了硫酸法去污技術，用于不銹鋼件去污，其運行條件為：（1）H2SO4濃度：5%；（2）溫度：60℃；（3）電流密度：300～1000 mA/cm2。由于H+的耗盡，腐蝕速率從處理初期的240 mm/h降到60 mm/h，電流效率η（電解時在電極上實際沉積或溶解的物質的量，與按理論計算出的析出量或溶解量之比，通常用符號η表示）隨著溶解離子的濃度從40%降到20%。酸度須維持在規定水平，以保持侵蝕率和電流效率的最佳值。去污工藝主要包括：溶液的中和與氫氧化物的沉淀。若存在137Cs，則須采用亞鐵氰化物處理，并結合氫氧化物沉淀的方法。

2.2.4 硫酸鈉去污工藝

日本東芝公司研發了用硫酸鈉交替電解去污技術（Alternative Electrolytic Decontamination with Sodium Sulfate，AEDSS）。AEDSS去污技術把硫酸鈉作為電解質，采用了交替極化的電極。在陽極電解時，金屬氧化并溶解，但氧化物（如氧化鐵）保持完整。位于氧化層下方的金屬侵蝕，僅在電解液穿透薄膜的情況下才發生。陰極電解使表面氧化膜減少，把三價鐵還原為二價鐵，母體金屬保持完好。兩種技術的結合，即電極極化有規律性發生改變，提高了整體腐蝕速率。硫酸鈉去污工藝對于表面覆蓋有厚層氧化鐵的鐵素體鋼的去污效果顯著。該去污工藝的運行條件包括：（1） Na2SO4濃度為20 wt%（重量或質量百分比）。（2）電壓為20 V。溶液中的鐵離子以氫氧化鐵形式析出，并攜帶60Co。（3）電流效率相對較弱，約為6%，導致能耗較大，約4000 kWh/t（200 kWh/m2侵蝕50 mm），但二次廢物的產量非常少，約為10 kg/t。

瑞典ABB原子能公司研發了電化學去污技術（Electrochemical Decontamination，ELDECON）。電化學去污是通過電化學溶解原理除去污染的金屬表層，以實現去污的過程。電化學去污適用于核設施退役過程中產生的碳鋼、不銹鋼、鋁等金屬表面的深度去污，以實現清潔解控和再循環利用。ELDECON以硫酸鈉作為電解質。其運行條件為：（1） Na2SO4濃度：5 wt%；（2）電流密度：100～600 mA/cm2；（3） pH值：7；（4）最大電壓：24 V；（5）去污時間：15 min至1 h不等，取決于不同的部件，當電流密度為400 mA/cm2時，侵蝕速率約為60 mm/h。

瑞典ABB原子能公司建造的商業化的清洗槽尺寸為：1060 mm×660 mm×500 mm，可承受600 kg載荷。整流器在24 V時提供最大輸出電流1000 A。在去污過程中，溶解的鐵以氫氧化物形式沉淀，并攜帶60Co。

電化學去污的主要優點包括：（1）在不經切割或拆卸的情況下，能有效地對大面積或幾何形狀復雜的導電體部件進行去污。（2）待去污金屬部件經去污后表面平滑，并由氧化保護膜覆蓋，不易受二次污染。（3）去污操作時間短，費用較低。（4）對大面積或幾何形狀復雜的導電體部件去污效果顯著。電化學去污的主要缺點為：（1）無法對絕緣體進行去污。（2）在對涂有油漆、環氧樹脂等絕緣涂層的金屬材料進行電化學去污之前，須預先清除涂層。（3）去污過程中往往會產生氫氣和氧氣，因此，去污作業區域需保持良好的通風條件。

2.3 物理去污

物理去污又稱機械去污，是核設施去污的重要方法之一，是利用機械方法去除或降低污染物表面的放射性污染水平的過程。與化學和電化學去污工藝相比，機械去污操作更簡單，且通常無侵蝕性。機械去污大多與去污清洗劑結合使用，從簡單的清洗和刷洗，到表面的磨損和機械去除。機械去污適用于材料的外表面，例如松散的灰塵、牢固附著的污染物［20］。機械去污的二次廢物產生量較小，磨料介質可多次重復應用。為了去除熱點，可對表面進行部分去污。機械去污不僅可單獨使用，還可與化學去污結合使用。

2.3.1 超聲波去污工藝

超聲去污利用超聲波在液體中的空化作用、加速度作用和直進流作用，對液體和污物產生直接或間接作用，使污物層分散、乳化、剝離，以達到去污的目的。超聲波頻率高、波長短，因此，具有傳播的方向性好、穿透能力強的特點。超聲波去污適用于不穩定和松散固定的污染碎塊的去污，通常在加入洗滌劑的情況下使用。洗滌液中的能量損失使洗滌液溫度自然升高，從而有利于增強去污效果。超聲波去污技術僅適用于核設施中松散固定的污染物；DFs小于2；通常與化學去污技術結合使用，或應用于化學去污后的碎塊去污。

2.3.2 干冰去污工藝

干冰去污是利用CO2冰晶粒子高速噴射到待去污部件表面，以達到清除污染的目的。工作原理為：1.8 MPa的壓縮空氣，在噴射器中對CO2冰晶顆粒器加速；顆粒體積流量達21.5 m3/min；污染物移出待去污部件表面，由多余的空氣帶走；CO2冰晶顆粒蒸發，去除的污染物沉降于地面，或由通風系統帶走，再經空氣過濾系統收集、處理。污染物仍然位于密封圍隔去污區域的地面和（或）過濾器中。干冰去污作業條件要求：確保圍隔作業空間的通風充足，以避免CO2的積聚和消除空氣污染；操作人員須穿通風服工作。該去污技術的噪聲水平在75～125 dB。該去污技術一般應用于輕度污染碎塊或附著力不強的污染物的去污。

2.3.3 噴射冰粒去污工藝

噴射冰粒去污工藝與干冰去污工藝相似，但其去污裝置結構比噴射CO2冰晶粒子去污裝置結構稍微簡單。冰晶與壓縮空氣噴射到待去污部件表面，冰晶融化時形成的水，將去除的污染物帶走，然后污染物懸浮或溶解。懸浮或沉積在水中的污染物，通過一個專門的廢水和固體廢物處理系統來處理液體流出物。噴射冰粒的去污效率與噴射CO2冰晶顆粒的去污效率接近。噴射冰晶去污的侵蝕性，不足以對固定污染物進行徹底去污。

2.3.4 加壓水去污工藝

當加壓水流處于低壓時（5～15 MPa），加壓水去污技術常用于強污染件的預去污，用于清洗池壁、池中碎塊或長期浸泡在池水中的工具。

當加壓水流處于中壓時（15～70 MPa），加壓水去污技術用于核電廠設備的去污，以降低劑量率和可遷移污染物的污染水平，并可用于具有冷態固定污染物表面的去污（如在環境溫度下使用的池襯墊和管道）。由于加壓水去污設備的工作參數存在差異，水的消耗率（單位時間內水的消耗量）范圍為60～6000 L/h。此外，去污團隊可通過在60℃的溫水中添加清洗液體以提高去污效率。耗水量（單位去污面積對水的消耗量）范圍為10～600 L/m2。中壓水去污技術的缺點是：若水不經過濾和回收，則會形成污染的氣溶膠，且耗水量大。

當加壓水流處于高壓時（大于70 MPa），加壓水噴射去污技術原理與切割金屬技術的原理相同。當水流加壓到300～400 MPa時，噴射器出口的水流速度約為900 m/s。去污團隊通過在水中添加磨料可提高去污效率。水的消耗率為120～240 L/h，壓縮機功率為20～40 kW。該去污技術的投資巨大。此外，由于加壓水去污系統不是為回收磨料而設計，因此，對磨料的消耗量相當大。高壓水能去除材料的表層，因此，高壓水去污徹底。但由于高壓水噴射水流的速度大，將產生液態氣溶膠。

2.3.5 磨料去污工藝

磨料去污是利用磨料高速度噴射到待處理部件表面的撞擊力來實現去污的。磨料去污須保證磨料的循環利用，以限制二次廢物的產生。因此，去污團隊淘汰了無回收功能的干式或濕式噴砂裝置，優先采用具有回收功能的濕式噴砂和干式噴砂去污技術。根據去污對象的不同，去污團隊一般采用以下材料作為研磨介質：（1）礦物（如磁鐵礦或沙子）；（2）鋼球；（3）玻璃珠或玻璃熔塊；（4）塑料顆粒；（5）天然產品（如稻殼或磨碎的堅硬果殼）。去污團隊通常選擇使用壽命長、去污力強的磨料。由于磨料能打碎表面材料，噴砂適用于大多數表面材料的去污，在平坦部件表面上去污效果最佳，也可用于難以觸及的部件表面的去污。噴砂裝置須安裝接地保護，以避免產生靜電危害。噴砂裝置的流體輸送器，使用的介質多為加壓水或壓縮空氣。具有回收功能的濕式噴砂去污裝置主要構件包括：（1）收集水、磨料和污染混合物的系統；（2）帶有水流或壓縮空氣并添加磨料的噴砂槍；（3）帶有循環泵的磨料回收裝置；（4）細磨料和去除污染物的回收和過濾單元；（5）用于過濾污泥的預處理單元。該濕式噴砂去污裝置已在BR3反應堆和其他多個核設施的退役項目中使用，并對大型污染件、涂漆金屬和局部可到達的污染斑塊開展去污，取得了良好的去污效果。

具有回收磨料功能的干式噴砂去污裝置結構原理如圖2所示。該干式噴砂裝置的流體輸送器中的介質為壓縮空氣，其結構主要包括：（1）通過預過濾器、袋式過濾器以及高效空氣過濾器（high efficiency particulate air，HEPA）與普通通風設備相連接的去污作業區域（通風櫥）；（2）手持式氣噴砂槍或壓縮空氣噴射器；（3）磨料和污染物的回收系統；（4）磨料和污染物的分離系統，通常為旋風除塵系統。磨料在旋風除塵系統中收集并回收。污染物和細小的磨粒疏散到過濾系統中收集和過濾。去污團隊須采取防塵措施來控制粉塵和氣體污染物，如通過在工作區域使用過濾式真空系統來減少粉塵和氣體污染物。該干式噴砂系統已應用于許多核設施的退役工程，并取得了良好的去污效果。例如，應用于比利時布諾谷普斯公司（Belgoprocess）的自動化去污系統中，實現了金屬部件的自動裝載、去污和卸載。

圖2 干式噴砂去污裝置結構原理圖Fig.2 Structure diagram of dry abrasive blasting decontamination device

2.3.6 打磨、拋光和刷洗去污工藝

市場上常見的角磨機（安裝砂輪或鋼絲刷）包括：直柄打磨機、直磨機、刮刀、風管、拋光機、拉絲機等多種用于打磨、拋光和刷洗的去污設備。砂帶是使用黏結劑將磨料黏結在紙或布等可撓性材料上制成的一種帶狀工具，是涂附磨具的一種主要形式，可用于磨削和拋光。砂帶由基材、磨料和黏結劑組成。磨砂輥又稱為消光輥，其基材為優質的無縫鋼管或合金鋼等金屬，光輥的表面加以磨砂或噴砂應力后，其表面不再具有光潔度，成為可對金屬表面進行機械打磨和拋光的滾筒。市場上的砂帶、磨砂輥具有種類多、型號齊全、尺寸范圍大等特點。同一打磨、拋光和刷洗設備可用于不同功能、不同類型污染物表面的去污。由于打磨、拋光、刷洗去污作業會產生粉塵，因此要求去污團隊在通風的環境中開展去污操作，并穿著防護服（面罩或通風服）。

一般而言，機械去污可單獨使用，也可與其他去污技術結合使用，以提高去污效果。機械去污是對多孔表面污染物進行去污的唯一方法。機械去污的缺點包括：（1）要求污染物表面具有可達性（可觸及）。（2）去污過程易產生粉塵。因此去污團隊在實施機械去污作業前，要清除障礙物（如管道、電纜、支撐物等），去污作業過程中除須保持良好的通風環境以外，還須采取降塵和除塵的措施，以保護工作人員的身體健康和安全。

2.4 熔煉去污

金屬熔煉是一種將放射性污染的金屬（如碳鋼、不銹鋼、鑄鐵、銅、鋁、鎳等有色金屬）加熱到其熔化溫度以上，加入造渣劑和氧化劑使其與金屬材料發生化學反應，在此過程中不同元素及其放射性同位素在鑄錠、爐渣和粉塵之間進行重新分布的高溫去污技術。一些與鐵化學性質相似的元素，如鈷、鎳、鉻、鋅、錳等，主要殘留在熔體中。更多的揮發性元素，如銫、碘或氚，離開熔體并轉移到尾氣或熔渣中。超鈾元素以及一些裂變產物容易氧化并轉移到熔渣中。

雖然熔煉去污工藝的主要目的是回收和利用金屬，但由于許多放射性同位素從熔體中分離出來，并集中在熔渣或通風過濾器中，因而在熔煉過程中同時實現了金屬的去污。137Cs是一種揮發性核素，積聚在粉塵中，由通風過濾器捕集。鑄錠中主要剩余核素為60Co。其他核素的半衰期較短。因此，放射性比活度較低的鑄錠可自由釋放，或者經過短暫的貯存、衰變后再釋放。放射性比活度低于（國家或行業）標準限值的鑄錠可回收和再利用，并用作屏蔽塊或屏蔽容器的基材。由于放射性廢金屬冶煉廠的規模比非放射性金屬冶煉廠的規模小，去污團隊須將放射性污染金屬切割成較小的碎塊以裝入熔煉爐。碳鋼和不銹鋼成為回收利用的首選合金材料。鉛易于回收，熔融溫度低，只要采取必要的衛生和安全防護措施，就可在現場進行回收利用，無須投入昂貴的資本。其他金屬（如鋁、黃銅、鐵素體鋼和鎳基合金等）須在有資質的專用冶煉廠熔煉。

對于大型核電廠去污項目，已經建成了集中的熔煉設施，如英國的卡彭赫斯特（Capenhurst）和法國的斯柯德（SOCODEI）熔煉廠。大型商業熔煉設施已在世界各地建成，接收來自國外的放射性廢金屬，并開展金屬的熔煉去污。例如，德國的辛佩爾坎普（Siempelkamp）、瑞典的斯圖斯維克（Studsvik）和美國的能源解決方案（Energy Solutions）熔煉廠。

金屬熔煉去污技術的優點包括：（1）能有效去除金屬廢物中放射性核素，達到凈化金屬廢物的目的。研究表明，金屬廢物中的放射性核素及其子體的去污效率可達到99%。（2）能實現金屬資源的回收和再利用，金屬廢物通過熔煉，放射性核素大部分已轉移到爐渣中，經過熔煉后的部分金屬可達到清潔解控水平，從而實現金屬的回收和再利用。（3）可在放射性廢物處理過程中實現放射性核素的包容。廢金屬經熔煉后，絕大部放射性核素進入爐渣中，廢渣質量約為金屬質量的4%，從而大幅減少了需處理的廢物量；此外，產生的爐渣可用水泥進行固化，以實現放射性核素的包容。熔煉去污技術的缺點為：（1）前期處理工序復雜；（2）去污成本較高；（3）煙氣產生量大。

2.5 其他去污技術

使用泡沫、化學凝膠和化學漿料的去污技術用于特定用途核設施的退役階段（如形狀復雜熱室和部件的去污）。

2.5.1 泡沫去污工藝

泡沫去污工藝是利用表面活性劑產生的泡沫作為化學去污劑的載體，使去污劑與污染表面的放射性核素保持較長時間的接觸，然后用水漂洗或噴淋，以實現放射性去污目的。泡沫去污技術成熟，應用廣泛，尤其適用于形狀復雜或體積較大的部件。泡沫去污技術的優點包括：（1）可應用于形狀復雜部件表面的去污；（2）由于泡沫中空氣占有90%以上的體積，去污過程中二次廢物的產生量少；（3）泡沫去污設備價格低廉，操作簡單，適合去污團隊人工或遠程遙控操作。其缺點是：通過一次性應用泡沫（分批去污）去污難以獲得良好的DF值，并且不適用于填充式的大空腔、有裂縫的部件表面或有較深或復雜裂縫部件的去污。

2.5.2 化學凝膠去污工藝

化學凝膠作為化學去污劑的載體，是含有各種去污試劑（如H2SO4、H3PO4+Ce4+）、脫漆劑和其他組分的黏性溶液。在去污過程中，將化學凝膠噴霧或涂刷到待去污件的表面，形成一層持久的液膜，在成膜過程中，高分子鏈上的官能團（如羥基、羧基、胺基等）以及其中的絡合劑，與引起放射性污染的核素發生物理化學反應，使放射性核素從污染物表面進入液膜中；經過一段去污時間，然后開展擦洗、擦拭、抽真空、沖洗或剝離。典型的試劑組合為：硝酸、氫氟酸和草酸的混合物，與羧甲基纖維素膠凝劑混合的非離子洗滌劑，硝酸鋁（作為氟的螯合劑）。化學凝膠去污技術的優點包括：（1）可有效地從大型部件中去除原地的可涂抹性污染物；（2）二次廢物的產生量少；（3）易實現遠距離遙控操作；（4）可獲得高達100的DFs。化學凝膠去污技術的缺點是：（1）操作工藝復雜，至少需要經過兩次噴涂和兩次水沖洗流程；（2）只有在長時間接觸的情況下，才能顯現效果，此外，須最大限度地減少浪費。化學凝膠噴涂是處理幾何形狀簡單的低碳鋼管道上β和γ發射體的良好去污工藝。

2.5.3 化學漿料去污工藝

化學漿料廣泛應用于不銹鋼等金屬表面的去污，由填料、載體和活性劑（酸或酸的混合物）組成。化學漿料去污技術需在漿料中加入磨料。磨料的機械作用有助于破碎表面的污染物薄膜，從而提高化學漿料的去污效果。

3 建筑物表層的去污

建筑物表面材料的自由釋放，可能涉及待去除污染物或活化材料（如反應堆的生物屏蔽層和加速器外殼的建筑材料）。因此，待去污的建筑物表面厚度從幾毫米到幾米不等。表面去污通常采用簡單的去污工藝，如清洗、擦洗和真空清洗；也用作拆解前或拆解過程中的第一步，為采用具有侵蝕性的去污技術（如粗琢、銑削、刨削和液壓、氣動錘擊）做好前期準備。

3.1 粗琢去污工藝

粗琢去污是一種純機械過程，利用（碳化鎢材質）活塞頭的上下往復運動或高速旋轉沖擊待去污建筑物表層的混凝土，使混凝土破碎，以實現去除混凝土表面污染層的目的。破碎后的混凝土廢物依靠高效真空集塵裝置吸走，并收集到包裝容器中。市場上常見粗琢機的活塞頭數量從1個到7個不等。對于難以到達的去污場所，可采用全角度粗琢機（去污設備）。粗琢機一般采用電機驅動或氣體驅動方式工作。粗琢機按操作方式分為手持式和遠距離操作式兩種類型。粗琢去污技術屬于干式去污技術，即不需要水、化學試劑或磨料。產生的廢物僅由清除的碎屑組成。由于混凝土成分、特性和抗壓強度的多樣性，以及所選擇粗琢機的活塞頭數量的差異性，因此，去污團隊難以估算去污的工作速率。去污實踐表明，手動操作式粗琢機的每個活塞頭在每小時內可去除0.3 cm厚度的混凝土表面層，面積為5 m2。對于7個活塞頭的粗琢機，其去除效率為35 m2/h。粗琢機適合去除厚15～25 mm的污染混凝土薄層。建議在下列情況中使用：（1）限制或避免去污過程中產生氣載廢物；（2）混凝土表面去污后需重新使用；（3）廢物量最小化；（4）拆除前混凝土需要去污。粗琢后的混凝土表面整體較為平整。該去污技術既適用于大面積的開闊區域，也適用于小面積狹窄區域的去污作業。美國洛斯阿拉莫斯國家實驗室的钚工廠曾用粗琢機對300 m2的混凝土進行了去污，美國的鈉冷堆實驗裝置（Sodium Reactor Experiment，SRE）退役項目使用了含有7個活塞的手動式地面粗琢機對混凝土開展去污，去污效果良好。

3.2 研磨去污工藝

研磨去污又稱銑削（刨削）去污，是另一種純機械加工過程。研磨機主要由動力源、研磨頭、集塵裝置和輔助裝置組成。其工作原理為：動力系統帶動研磨輪高速旋轉，研磨輪上的硬質合金圓盤與混凝土表面摩擦，粉碎混凝土，依靠高效真空集塵裝置收集破碎的污染混凝土，從而達到清除混凝土表面污染的目的。

研磨輪的磨料主要有水冷金剛石粗顆粒磨料、多層碳化鎢磨料。對于高強混凝土（含有硬骨料）表面，適合選擇金剛石顆粒磨料。軟骨料混凝土，則不適合選擇金剛石顆粒磨料。去污試驗和工程應用表明：帶金剛石磨輪的轉盤式地面研磨機每天可去除混凝土幾百立方米，去除深度約為1 cm；若去污團隊對研磨機進行適當控制，混凝土表面去除深度可達2～3 cm。

根據研磨（銑削、刨削）設備的經驗反饋，比利時布諾谷普斯公司（Belgoprocess）研發了一種遠程控制的金剛石墻面研磨（銑削）系統，作為大型混凝土表面去污的方案。研磨（銑削）系統由下列部件組成：（1）用于遠程遙控銑削機器的水力和電力控制柜；（2）真空系統用于固定臨時真空墊，以保持銑削單元呈水平或垂直狀態；（3）簡單的XY框架系統，包含水平導軌、垂直導軌和用于安裝銑削頭的行車支架；（4）一種快速更換的金剛石旋轉銑削頭，帶有防塵蓋，可連接到現有的除塵系統。整個研磨（銑削）系統分節搭建，可由一名操作者攜帶；以可控和無振動的方式去除混凝土層；每次去污深度在1～15 mm可控，并產生光滑的表面。

旋轉銑削頭設計成可跟隨去污表面的輪廓，深度的調整以1 mm增量進行手動設置，以最大限度地減少廢物的產生。使用300 mm和150 mm寬的旋轉銑削頭，既能進入寬敞的區域，也能進入狹小的角落開展去污作業。當垂直導軌安裝在銑削頭剃刮的墻壁上時，水平導軌可以斷開并向前移動，從而保證去污作業的連續性。研磨（銑削）系統的去污速率取決于混凝土的結構和硬度、深度設置、銑削速度和銑削頭所使用的金鋼石類型。每個銑削頭剃刮去污面積可達2000 m2，無須更換。美國在圣奧諾弗雷核電廠（San Onofre Nuclear Generating Station，SONGS）1號機組采用地面研磨機和手動式研磨機研磨去污，成功實現了對混凝土表面的去污。

3.3 液壓或氣壓錘擊去污工藝

核設施的污染層或活化物深度通常達到幾十厘米。對于此深度的污染或活化層，粗琢和銑削（刨削）去污過程過于緩慢，且屬于勞動密集型作業。為了清除幾十厘米深度的污染地面和墻壁，去污團隊可以使用巖石破碎機或氣錘等機器。混凝土建筑物的切割和去污可利用液壓或氣壓錘；既可手動操作，也可借助電動、液壓控制的支撐臂進行自動操作。后者可配備液壓錘、掘進機支架或其他工具，適合地面和墻壁的去污。重350 kg的小型電動、液壓錘擊裝置常用于污染物已深入混凝土表面區域的去污作業，增加了去除污染物的可能性，并顯著減少了操作人員的工作量。

3.4 熱磨劃去污工藝

熱磨劃法主要用于混凝土去污，利用火焰或等離子體提供的熱能來沖擊、破碎混凝土的表面，從而達到去污的目的。根據熱源的不同，待去污對象的表面將出現飛濺和熔融兩種熱磨劃現象。當待去污對象表面下的礦物質中的較大晶體對突然噴入的能源（熱量）產生反應，從而改變其晶間結構時，就會在待去污對象表面下釋放晶間力，從而使去污對象以小片形式從表面噴射出來，形成飛濺現象。對于高度晶化和無定形礦物質則不會發生飛濺現象，而是發生熔融過程。熔融過程中產生玻璃狀的熔制小球，停留在待去污對象的表面，通過機械方法將這些小球或小片從去污對象的表面去除，從而達到去污的目的。

典型的火焰磨劃采用氧-乙炔燃燒器，最高溫度可達3200℃。去污實踐表明：一次火焰磨劃操作對于粒徑小于33 cm的粗粒徑混凝土，剝離深度為2.5～3 mm，而對于粒徑小于8 cm的細粒徑混凝土，剝離深度為1.4～1.5 mm。

4 影響選擇去污技術的因素

核設施退役項目中存在各種類型的待去污部件，主要包括拆解前或拆解后的金屬部件、工具、設備、包裝和建筑材料。因此，在一個核設施退役項目中通常采用幾種去污技術的組合開展去污。去污作業方、管理方和監管方根據成本效益分析結果，選擇去污技術。這種分析通常伴隨著對樣本開展大量試驗。為了選擇合適的去污技術，去污作業方、管理方和監管方須考慮以下三個方面的因素：（1）待去污部件的特征。包括：（A）部件的類型、材料和表面狀態；（B）部件在運行過程中的使用情況，如待去除污染物的種類、組成和分布等信息；（C）部件的歷史，如部件在其運行壽命期內是否已經過某種處理或去污。（2）去污的目的。是減少劑量，還是無限制重復使用。（3）哪些去污技術符合該部件的去污條件且可采用。需要考慮的因素包括：（A）針對污染物所采用去污技術的有效性，已獲得證實，以及來自其他退役項目的經驗反饋；（B）去污設備的可用性、經濟性和復雜性，包括管理二次廢物所需的設備；（C）申請退役許可文件所需的時間和對退役計劃的影響；（D）健康、安全和環境問題；（E）是否具有訓練有素的去污工作人員；（F）為開展去污，須對現有核設施進行升級改造的程度（如隔離系統、封閉系統及通風空間）；（G）從去污準備階段到二次廢物管理的整個去污過程中，去污作業方、管理方和監管方職業劑量的攝入。

是否對核設施退役項目中的部件開展去污和去污技術的選擇，取決于上述因素在現行通用標準下成本、時間、安全等方面的最佳綜合平衡。

5 去污技術在BR3反應堆退役中的應用

BR3壓水堆核電廠由美國設計和制造，并出口到比利時。該核電廠從1957年開工建設，1962投入商業運行，是歐洲第一座建造和投入運行的壓水堆核電廠。其額定熱功率為40 MW，電功率為10.5 MW，具有商用壓水堆核電廠的回路系統和特性，主要用于比利時核電廠操作員的培訓，后用作全壓水堆條件下新型核燃料（MOX燃料、毒物的消耗、高燃耗）的試驗平臺，于1987年停閉并進入退役階段［21］。自1987年以來，SCK·CEN參與了BR3壓水堆的源項調查、拆除解體、去污、廢物管理、輻射檢測、輻射防護、場址清污等退役工作。

作為BR3反應堆退役的一部分，退役現場采用了多種去污技術來去除金屬污染物。例如，（1）人工清洗或超聲波清洗部件外表面輕度污染的碎塊；（2）用研磨機和拋光機對金屬進行人工拋光；（3）對形狀簡單、重量達3 t、長度達3 m的銹蝕或噴漆部件開展濕式磨料去污；（4） MEDOC去污技術的硬化學去污。MEDOC去污裝置設計用于不銹鋼部件的去污。這些不銹鋼件被活度高達20000 Bq/cm2的60Co污染（應用CORD去污技術實施FSD后的壓水堆一回路）；每批次去污面積為20 m2，最大待去污部件重量為1000 kg。根據去污實驗和測試程序結果，在MEDOC去污裝置中使用鈰去污。去污結果表明：待去污部件可達到自由釋放水平。在同一核設施中，采用了合適的化學方法對碳鋼去污（無Ce+4和臭氧化反應）。

去污決策過程中的關鍵問題是：證明“在經濟方面，投資MEDOC去污設施以消除215000 kg的污染物直至達到自由釋放水平，具有合理性”。在該決策作出的1995年，據評估，使用MEDOC去污技術的自由釋放成本相當于實施“不開展去污”方案并因此在放射性狀態下處理廢物成本的45%左右。根據2010年的經濟形勢，這一比例已降至28%。在核設施退役項目實施期間，經濟狀況的變化不僅很難預測，還在去污決策過程中扮演著重要角色。

盡管MEDOC 裝置是為核設施退役的批量去污而設計的，但研究人員Ponnet提出了另一種去污想法。即將MEDOC去污裝置應用于核電廠蒸汽發生器、穩壓器等大型部件的去污，然后將其切割成較小的部件。通過將大型待去污部件與MEDOC設備集成在一個回路中，實現對大型部件的去污。該去污工藝具有的優點包括：（1）減少了全身受照劑量；（2）減少了化學試劑和二次廢物的數量，最終降低了部件管理成本。由于穩壓器內襯不銹鋼存在缺陷，去污操作的主要風險來自去污液與蒸汽發生器二次側碳鋼，或與殼體碳鋼的接觸。為了避免產生的H2達到爆炸濃度，須將蒸汽發生器二次側置于惰性氮氣中。去污過程中，氮氣不斷地吹過二次側，同時不斷地向穩壓器上部吹入壓縮空氣，并安裝氫氣濃度探測器。此外，在H2存在異常的情況下，立即注入脫鹽水以中止酸腐蝕。MEDOC去污技術還成功應用于Inconel-600材料制造的蒸汽發生器傳熱管的去污，其放射性污染水平高達50000 Bq/cm2。對鋁樣品開展去污試驗的結果表明：MEDOC去污裝置也可用于鋁制碎塊的去污。退役去污工程實踐表明：經驗豐富和訓練有素的去污方人員在施工現場工作，有助于選定去污工藝和優化設施的使用。

6 新興去污技術與未來發展趨勢

近年來，在放射性廢物管理研究和發展計劃的框架內，研究人員提出了許多新興去污技術。新興去污技術大多是由化學、電化學、微生物、機械、激光、超臨界萃取、等離子體消融、微波粗琢、超聲波去污技術中的一種或多種組成的混合技術。新興去污技術的目標是提高現有去污技術的效果，或使去污技術缺點最小化。由于微生物或電極去污屬于緩慢的去污工藝，過去幾年的研發投入和應用程度有所下降。

激光去污技術利用透鏡組合，將激光束聚集到微小區域，產生高達幾千度或幾萬度的高溫，對受污染的核設施金屬部件和設備的表面進行加熱，使之汽化、蒸發、瞬間膨脹破裂；通過蒸汽流帶動污染物層脫離待去污物體表面，在焦點附近上方區域進一步加熱電離形成等離子體，以達到降低核設施金屬部件、設備的放射性水平或回收再利用金屬部件的目的。激光去污過程中激光與物質的相互作用，是多種物理和化學作用的復雜混合過程。激光去污過程中產生的揮發性物質由真空系統或多級過濾器捕集，有機物可使用活性炭床捕集。

微生物是一類形體微小的單細胞或個體結構比較簡單的多細胞，甚至是沒有細胞結構的低等生物；是眼看不見，手摸不著，有生命的微小生物，只有借助光學顯微鏡和電子顯微鏡才能看到。微生物包括細菌、病毒、真菌等。微生物去污是一種利用細胞膜的吸收作用、沉積作用、離子交換作用，以及微生物的誘捕作用、甲基化作用、脫羥作用、氧化還原作用、催化作用、降解作用等對待去污的核設施進行去污的單一的或綜合性的去污技術。微生物去污工藝流程包括：（1）用滾筒、毛刷、噴霧器等工具將微生物溶液涂抹并覆蓋到待去污部件的表面，微生物穿過表面接觸污染面；（2）待微生物對污染物完成消耗后，再使用洗滌劑或溶劑對反應物和大多數污染物進行洗滌；（3）對洗滌廢液進行干燥，以破壞殘留的微生物，若未破壞，可通過加熱或化學處理方法（如酸洗或表面活性劑洗滌）對其進行進一步處理，使微生物失去活性；（4）使用新鮮溶劑洗滌掉物體基質表層殘留的污染物及其衍生物。在微生物去污過程中，需確保待去污物體表面保持適當的溫度。微生物去污技術適用于地板、墻面、開放性裝置、集油槽、閥門、管道、貯存罐等殘留物的去污。

微波粗琢去污利用微波照射混凝土表面，使其中的結合水汽化，在表層產生機械應力和熱應力，使混凝土表層發生爆裂，從而達到去污的目的。該去污方法不適用于金屬和含水量過低的混凝土的去污。

超臨界流（液）體（Supercritical fluid，SCF）是指溫度和壓力均高于臨界點的流體，如二氧化碳、氨、乙烯、丙烷、丙烯、水等。處于超臨界狀態時，超臨界流體的氣液兩相性質非常相近，液體兼有氣液兩相的雙重物理特性，既有與氣體相近的高擴散系數、較低的黏度和良好的滲透性，又有液體相近的密度和良好的溶解能力。應用較多的超臨界流體是二氧化碳，它具有無毒、不燃燒、與大部分物質不反應、價廉等優點；其密度對溫度和壓力變化十分敏感，且與溶解能力在一定壓力范圍內成正比，因此，可通過控制溫度和壓力改變物質的溶解度。超臨界流體萃取去污以超臨界液體作為萃取劑，通常分為萃取和分離兩個階段。在萃取階段，超臨界流體將所需組分從原料中萃取出來；在分離階段通過改變某些操作參數或方法，使萃取組分從超臨界液體中分離出來，分離后的超臨界流體經凈化、加壓后可再循環使用。超臨界液體（CO2）萃取去污過程包括：（1）將污染物置于萃取室與超臨界流體（CO2）接觸，加壓到300 atm（標準大氣壓），通過加熱溫度升高到80℃，維持20 min；（2）然后抽出CO2，減壓升溫，使超臨界流體（CO2）變為普通液體，把萃取的放射性核素“釋放”出來，以達到去污的目的。臨界萃取去污技術的優點包括：（1）可對幾何形狀和結構復雜的設備和部件進行有效去污，超臨界流體的表面張力較低，與液體相比，其擴散能力較強，在去污過程中超臨界流體可進入設備或部件的微孔，從而有效去除污染物；（2）去污時間較短，去污效率高；（3）超臨界流體可循環使用，二次廢物的產生量少；（4）對去污對象的腐蝕作用小。超臨界萃取去污技術的缺點包括：（1）由于去污過程在高壓環境中開展，去污設備的一次性投資較大；（2）去污屬于非連續性操作，工作效率較低。

熱處理去污技術是一種新興的建筑物表面去污技術，主要適用于涂層的去除，也適用于薄礦物質或有機層的剝離和分層。通過對待處理物體表面施加熱量，或吸收熱量，導致材料性質在高溫或低溫，或在溫度梯度下發生變化，即利用低溫脆性和熱誘導張力作用去污。張力由涂層和母體材料的不同熱膨脹系數，以及材料表面和深度方向的局部溫差產生。此外，軟力學機制用于在不損傷母體材料的情況下，破壞涂層的結合力。用液氮（-196℃）和固體二氧化碳（-78℃）作冷卻介質，通過激光、微波或火焰引入熱量，把多種技術相結合，以最大限度地提高熱應力。

此外，近十余年改進的DFD技術取得了最新進展。DFD技術的改進，主要涉及使用電化學離子交換池去除金屬和溶解放射性核素。在一個工業化的、考慮成本效益的核設施退役項目中，新興去污技術的應用僅限于完成一個測試方案之后的特定情況。

7 挑戰與經驗教訓

去污在核設施的退役工程中是一個重要環節，涉及經濟、社會、技術、環保、安全等諸多領域。去污必須在核設施的退役許可文件中進行詳細描述。去污工藝、技術和類型須經國家核安全監管機構批準后才能組織實施。現有的各種去污技術均存在一定的局限性。母體材料、污染物種類、去污對象等，均對去污技術的選擇存在著制約作用［22］。去污通常需要聯合使用幾種去污技術，而非僅僅使用一種去污技術。選擇去污技術時應考慮的因素包括：核設施的類型和生產工藝，核設施的運行歷史，待去污對象的材料類型、污染狀態，去污對象的材質、表面狀態、化學性質與核素種類等，與去污技術相匹配的去污劑等。

在選擇去污技術的過程中，去污作業方、管理方和監管方須對“倘若去污目標僅部分達到，或者根本未達到，將對整個核設施退役工程產生哪些影響”進行充分評估和論證，開展與健康、安全和環境因素相關的評估工作，以實現核設施退役項目的去污工藝最佳化。例如，受照劑量、二次廢物的產生量和廢物的處置與管理等問題。在不影響受照劑量、費用和廢物處置路線最佳化的前提下，優先采用現場去污技術。此外，去污技術需要根據核設施去污作業的實際情況做出調整。

為了擴大現有核設施去污工藝的適用范圍，提高現有去污技術的效果，去污作業方、管理方和監管方還需進一步開展去污的試驗研究、工程應用、技術改進等方面的工作，研制出技術更先進、性能更優越的去污設備或化學試劑，探索出一套適合中國經濟和社會發展水平、快速和簡單的核設施去污技術，使中國的核設施去污技術向環境友好型、復合型和高效型發展。