摘要  熱等離子體技術(shù)可以把廢物中無機(jī)物轉(zhuǎn)變成穩(wěn)定無毒的融渣，有機(jī)物則被分解為可燃性氣體。國外的研究和初步應(yīng)用表明，等離子體焚燒熔融處理系統(tǒng)具有設(shè)備體積小、處理速度快和減容比高等優(yōu)勢，在低放廢物的處理領(lǐng)域是最具前途的技術(shù)之一。

關(guān)鍵詞  熱等離子體　熔融　低放廢物

核電站、核研究所、同位素使用等領(lǐng)域會產(chǎn)生各種各樣的低中放廢物，目前一般通過廢物分類后，分別經(jīng)過水泥固化、混泥土固定、直接裝桶、壓縮打包形成廢物貨包進(jìn)入暫存庫暫時貯存，這些廢物貨包日后將送往永久處置場進(jìn)行埋藏處置。上述處理技術(shù)已有一套成熟的處理工藝流程，但普遍存在增容和廢物體不穩(wěn)定的缺點。由于對環(huán)境的高度關(guān)注，暫存庫空間有限，處置場選址的困難，處置費用的增加和目前對低中放廢物缺乏更有效的處理方法等原因，為進(jìn)一步提高廢物處理處置的安全性和經(jīng)濟(jì)性，十分需要一種既能顯著減小廢物體積又能提供較為穩(wěn)定的廢物體的低中放廢物綜合處理技術(shù)[1]。

1 熱等離子體技術(shù)簡介

等離子體是物質(zhì)存在的第四態(tài)，是由電子、離子、原子、分子或自由基等粒子組合成的電中性集合體，是部分或全部電離的氣體。等離子體中的離子、電子、激發(fā)態(tài)原子、分子及自由基都是極活潑的反應(yīng)性物種，使通常條件下難以進(jìn)行或速度很慢的反應(yīng)變得十分迅速，尤其適合于污染物的處理[2]。

等離子體高溫焚燒熔融處理技術(shù)是近十多年發(fā)展起來的一項新技術(shù)，因等離子體弧溫度極高、能量集中的特性，對污染物有很高的處理效率，尤其適合難處理的污物和有特殊要求的污染物，如低中放廢物、PCBs、石棉廢物等等[3-5]。美國、俄羅斯、日本、韓國等國家的研究和初步應(yīng)用表明等離子體高溫焚燒熔融處理技術(shù)因其設(shè)備體積小，處理速度快，能夠處理各種各樣的廢物，減容比高且熔融產(chǎn)物穩(wěn)定，投資運行費用相對較低等優(yōu)勢成為低放廢物處理領(lǐng)域最有發(fā)展前途的技術(shù)之一。

2 應(yīng)用研究現(xiàn)狀

目前有很多國家在開展熱等離子體處理低放廢物的研究，等離子體熔融處理系統(tǒng)已經(jīng)開始商業(yè)化，應(yīng)用于直接處理核電廠的低放射性固體廢物或放射性廢物焚燒產(chǎn)生的底灰和飛灰。比較典型的等離子體熔融處理系統(tǒng)包括美國Retech公司的等離子體離心處理系統(tǒng)（PACT），俄羅斯拉氡等離子體氣化熔融(PGM)技術(shù)，日本川崎重工的等離子體減容設(shè)備，韓國水電與核電公司核環(huán)境技術(shù)研究所的玻璃固化設(shè)施以及我國臺灣核能研究所等離子體焚化熔融處理系統(tǒng)等等。

2.1  美國Retech公司的等離子體離心處理系統(tǒng)（PACT）

Retech公司于1986年開始從事等離子體處理廢棄物的應(yīng)用研究，開發(fā)了等離子體離心處理系統(tǒng)。系統(tǒng)利用等離子弧產(chǎn)生的熱來熔化廢物中的無機(jī)部分，生成不可浸出的殘渣；同時有機(jī)部分被蒸發(fā)、分解直至最后被氧化（燃燒）。廢物被輸入由等離子體炬加熱的一個離心室，熔化材料被排空注入一鋼渣模，工業(yè)廢氣被導(dǎo)入第二個由另一個等離子體炬加熱的燃燒室，通入空氣完全燃燒。產(chǎn)生的尾氣經(jīng)過急冷室、噴射洗滌器、充填床洗滌器、除霧器后，潔凈的氣體最后通過煙囪排入大氣。PACT系統(tǒng)流程如圖1所示。

圖1  Retech等離子體離心處理系統(tǒng)流程

PACT的優(yōu)點在于進(jìn)料方式有多種選擇，包括螺旋桿連續(xù)進(jìn)料、水平或垂直方式整桶進(jìn)料；利用旋轉(zhuǎn)爐可進(jìn)行有效加熱，控制轉(zhuǎn)速可以將熔融廢物體安全排出；對廢物種類要求不嚴(yán)格，可以同時處理多種混合廢物；得到的熔融體重金屬浸出少，且均質(zhì)、穩(wěn)定[6]。

作為首批開發(fā)的PACT-6已被用于美國境保局 (EPA)實施的有害廢物、污染土壤的環(huán)境修復(fù)技術(shù)中。瑞士Zwilag引進(jìn)PACT-8等離子體熔融系統(tǒng)處理瑞士境內(nèi)各核電廠產(chǎn)生的低放射性廢棄物，于1995年通過等離子體爐設(shè)置許可執(zhí)照， 2000年等離子體熔融爐設(shè)施建造完成，并于2000年3月獲得試運轉(zhuǎn)執(zhí)照而進(jìn)行各項測試，2005年4月通過廢氣排放檢測后已宣布將開始處理實際放射性廢棄物。日本原子力發(fā)電公司引進(jìn)PACT-8等離子體熔融系統(tǒng)，于1998 年10月在福井縣敦賀電廠開始施工建造低放射性廢棄物等離子體熔融處理廠，處理敦賀核電廠桶裝無機(jī)廢物和松散有機(jī)廢物， 2005年4月28日獲得正式運轉(zhuǎn)許可，同年5月開始熔融處理放射性廢棄物。此外，美國Norfolk海軍基地利用PACT-8系統(tǒng)來處理廢涂料與軍需品罐、油性破布、不可循環(huán)的電池及溶劑等。還有幾個小的PACT系統(tǒng)用于實驗室研究[7]。

2.2  俄羅斯

俄羅斯Kurchatov研究所與俄羅斯拉氡（RADON）聯(lián)合體共同研究開發(fā)了等離子體氣化熔融(PGM)技術(shù)，該技術(shù)將等離子體、氣化與熔融3個過程結(jié)合成一個步驟，使3個過程同時發(fā)生。

1995年在俄羅斯拉氡建造低放射性廢棄物處理實驗工廠，實驗工廠為以等離子體炬作為熱源的豎型爐為基礎(chǔ)，廢棄物中不可燃廢棄物含量可達(dá)40%(質(zhì)量分?jǐn)?shù))，處理量為50~80 kg/h。等離子體豎型爐的結(jié)構(gòu)如圖2所示。等離子體豎爐包括進(jìn)料、融渣收集、后級燃燒。豎型爐是實驗工廠的基本單元，爐內(nèi)進(jìn)行廢棄物干燥、熱解、氣化、氧化及熔融等物理過程。豎型爐主要由豎爐與熔融爐兩部分組成，此外還包括廢物進(jìn)料、融渣排出等單元。熔融爐內(nèi)襯難熔耐火磚及纖維絕熱材料，頂部安裝等離子體炬，熔融爐底部有卸料口。熔融爐的頂部逐漸變細(xì)，轉(zhuǎn)變?yōu)樨Q爐。

1－廢物進(jìn)料；2－豎爐；3－熔爐；4－融渣收集；5－等離子體炬；6－門；7－尾氣出口

圖2   等離子體豎型爐結(jié)構(gòu)

作為熱源的直流電弧等離子體炬安裝于熔爐的熔融池上方，等離子體工作氣體采用空氣，炬功率為60~150 kW。副燃燒室采用等離子體炬點火穩(wěn)燃，功率為30~50 kW。所采用的等離子體炬均是由RADON自行設(shè)計與制造的[8]。

俄羅斯與以色列環(huán)境能源資源公司合作放大實驗工廠，在拉氡建造處理低中放廢物設(shè)施，設(shè)施處理量為350 kg/h，已于2002年正式運轉(zhuǎn)。在以色列建造了處理量為1 000 kg/h的等離子體氣化熔融系統(tǒng)，于2004年開始運轉(zhuǎn)。

2.3  日本川崎重工等離子體減容設(shè)備

日本川崎重工業(yè)公司開發(fā)的等離子體減容設(shè)備，以高溫等離子體弧為熱源， 可同時熔融不燃物及分解難燃物。不燃物的熔漿排出后，經(jīng)過冷卻、凝固，就可得到致密均勻的固化體。由于不需要坩鍋，所以可實現(xiàn)很高的減容比。難燃物的焚燒灰可與不燃物同時熔融，不燃物中含有的放射性物質(zhì)以及難燃物中的放射性物質(zhì)均可穩(wěn)定地封入固化體中。

實際規(guī)模熔融試驗使用能夠往熔爐內(nèi)供應(yīng)200 L桶的全尺寸規(guī)模的驗證試驗裝置，它擁有最大功率為l MW的轉(zhuǎn)移型等離子體炬，熔融連續(xù)處理能力約為1 000 kg/h，確認(rèn)了等離子體減容技術(shù)處理雜項固體廢物的有效性及實用設(shè)備的可行性[9]。

2.4  韓國玻璃固化設(shè)施

韓國水電與核電公司核環(huán)境技術(shù)研究所在SGN 和Mobis 兩家公司的支持下，于1999年10月，在韓國大田建成一套玻璃固化試驗裝置。該玻璃固化試驗設(shè)施由進(jìn)料系統(tǒng)、一座300 kW的水冷坩堝熔爐（CCM）、一座200 kW的等離子體炬熔爐（PTM）和一個尾氣處理系統(tǒng)組成�？扇夹詮U物在水冷坩堝內(nèi)利用高頻加熱被分解，加入氧氣后燃燒；不可燃廢物在等離子體熔爐內(nèi)熔融，生成玻璃體物質(zhì)。水冷坩堝爐和等離子體熔爐共用一套尾氣處理系統(tǒng)。使用模擬混凝土、泥土、廢玻璃、金屬屑和廢過濾器等在等離子體熔融爐內(nèi)進(jìn)行了21次測試，實驗結(jié)果證明可以得到環(huán)境穩(wěn)定性的廢物玻璃固化體。

IAEA已經(jīng)通過技術(shù)合作程序，支持韓國在蔚珍建造商用中低放廢物玻璃固化設(shè)施的計劃。這一設(shè)施的冷坩堝和等離子體熔融分別為300、500 kW。玻璃固化設(shè)施的設(shè)計從2003年開始，計劃2007 年開始商業(yè)運行[10]。

2.5  臺灣核能研究所等離子體焚化熔融處理系統(tǒng)

臺灣核能研究所于1993年7月起陸續(xù)開展一系列的系統(tǒng)化研發(fā)工作，由自行研發(fā)設(shè)計等離子體炬關(guān)鍵技術(shù)開始，從小功率(20 kW)到大功率(3 MW)等離子體炬，開發(fā)出一系列的直流等離子體炬系統(tǒng)。

1996年研制完成100 kW的非轉(zhuǎn)移型直流等離子體炬、坩堝型等離子體熔融爐及處理量10 kg/h的等離子體巖化系統(tǒng)。經(jīng)各類模擬放射性廢棄物熔融處理測試，獲得很好的減容效果及高品質(zhì)熔巖，遠(yuǎn)優(yōu)于最終處置的相關(guān)法規(guī)要求[11]。

1998年核研所自行規(guī)劃建造一座處理量250 kg/h(6 t/d)的放射性廢棄物等離子體焚化熔融廠(INER-PF250R)，與原有處理可燃性廢棄物的放射性焚化爐共享同一套廢氣處理系統(tǒng)。圖3為放射性廢物等離子體焚化熔融爐。

系統(tǒng)處理能力為250 kg/h非可燃性廢物或者40 kg/h可燃性廢物。主燃室的最高操作溫度為1 650 ℃，副燃室的操作溫度通常為1 100 ℃。進(jìn)料系統(tǒng)的螺旋機(jī)構(gòu)可以將55加侖桶裝廢物以半自動模式推入爐內(nèi)，熔融爐渣排放到一個45加侖的碳鋼接收桶內(nèi)，接收桶由水冷夾套冷卻，然后被送到冷卻地道，直到溫度降至60 ℃以下。最后45加侖桶被重新包裝到一個55加侖桶中，然后送到臨時儲存地點[12]。

圖3  放射性廢物等離子體焚化熔融爐

2001年底放射性廢棄物等離子體熔融廠建造完成，經(jīng)模擬放射性廢棄物及工業(yè)有害廢棄物的長期試運轉(zhuǎn)測試，于2004年達(dá)到250 h連續(xù)運轉(zhuǎn)的階段目標(biāo)；全廠的運轉(zhuǎn)，完全符合環(huán)保及輻防的安全標(biāo)準(zhǔn)。2006年6月向原能會物管局提出運轉(zhuǎn)執(zhí)照申請。

3 結(jié)  論

利用熱等離子體技術(shù)處理低放射性廢物在國外已經(jīng)得到了工業(yè)驗證，并已經(jīng)開始應(yīng)用于放射性廢物的處理。我國在該領(lǐng)域的應(yīng)用研究目前還處于起步階段，雖然已有熱等離子體處理危險廢物方面的研究，但諸多技術(shù)還停留在實驗室，還未見工業(yè)應(yīng)用的報道。隨著我國核工業(yè)的穩(wěn)步發(fā)展，基于國家大力發(fā)展核電的指導(dǎo)方針，放射性廢物的處理問題日益突出，發(fā)展高減容、高穩(wěn)定性產(chǎn)物的熱等離子體熔融技術(shù)具有較大的戰(zhàn)略意義。

參考文獻(xiàn)

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