摘要  熱等離子體技術(shù)可以把廢物中無(wú)機(jī)物轉(zhuǎn)變成穩(wěn)定無(wú)毒的融渣，有機(jī)物則被分解為可燃性氣體。國(guó)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(shì)，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(huì)產(chǎn)生各種各樣的低中放廢物，目前一般通過(guò)廢物分類后，分別經(jīng)過(guò)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(kù)暫時(shí)貯存，這些廢物貨包日后將送往永久處置場(chǎng)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(diǎn)。由于對(duì)環(huán)境的高度關(guān)注，暫存庫(kù)空間有限，處置場(chǎng)選址的困難，處置費(fèi)用的增加和目前對(duì)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(jiǎn)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(lái)的一項(xiàng)新技術(shù)，因等離子體弧溫度極高、能量集中的特性，對(duì)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(guó)、俄羅斯、日本、韓國(guó)等國(guó)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(yùn)行費(fèi)用相對(duì)較低等優(yōu)勢(shì)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(guó)家在開(kāi)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(kāi)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(guó)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(guó)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(guó)臺(tái)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(guó)Retech公司的等離子體離心處理系統(tǒng)（PACT）

Retech公司于1986年開(kāi)始從事等離子體處理廢棄物的應(yīng)用研究，開(kāi)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(lái)熔化廢物中的無(wú)機(jī)部分，生成不可浸出的殘?jiān)�；同時(shí)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(gè)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(gè)由另一個(gè)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(guò)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(guò)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(diǎn)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(duì)廢物種類要求不嚴(yán)格，可以同時(shí)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(kāi)發(fā)的PACT-6已被用于美國(guó)境保局 (EPA)實(shí)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(guò)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(yùn)轉(zhuǎn)執(zhí)照而進(jìn)行各項(xiàng)測(cè)試，2005年4月通過(guò)廢氣排放檢測(cè)后已宣布將開(kāi)始處理實(shí)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(kāi)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(wú)機(jī)廢物和松散有機(jī)廢物， 2005年4月28日獲得正式運(yùn)轉(zhuǎn)許可，同年5月開(kāi)始熔融處理放射性廢棄物。此外，美國(guó)Norfolk海軍基地利用PACT-8系統(tǒng)來(lái)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(gè)小的PACT系統(tǒng)用于實(shí)驗(yàn)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(kāi)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(gè)過(guò)程結(jié)合成一個(gè)步驟，使3個(gè)過(guò)程同時(shí)發(fā)生。

1995年在俄羅斯拉氡建造低放射性廢棄物處理實(shí)驗(yàn)工廠，實(shí)驗(yàn)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(jí)燃燒。豎型爐是實(shí)驗(yàn)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(guò)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(diǎn)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(jì)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(shí)驗(yàn)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(yùn)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(kāi)始運(yùn)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(kāi)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(shí)熔融不燃物及分解難燃物。不燃物的熔漿排出后，經(jīng)過(guò)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(shí)現(xiàn)很高的減容比。難燃物的焚燒灰可與不燃物同時(shí)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(shí)際規(guī)模熔融試驗(yàn)使用能夠往熔爐內(nèi)供應(yīng)200 L桶的全尺寸規(guī)模的驗(yàn)證試驗(yàn)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(xiàng)固體廢物的有效性及實(shí)用設(shè)備的可行性[9]。

2.4  韓國(guó)玻璃固化設(shè)施

韓國(guó)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(guó)大田建成一套玻璃固化試驗(yàn)裝置。該玻璃固化試驗(yàn)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(gè)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(guò)濾器等在等離子體熔融爐內(nèi)進(jìn)行了21次測(cè)試，實(shí)驗(yàn)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(guò)技術(shù)合作程序，支持韓國(guó)在蔚珍建造商用中低放廢物玻璃固化設(shè)施的計(jì)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(jì)從2003年開(kāi)始，計(jì)劃2007 年開(kāi)始商業(yè)運(yùn)行[10]。

2.5  臺(tái)灣核能研究所等離子體焚化熔融處理系統(tǒng)

臺(tái)灣核能研究所于1993年7月起陸續(xù)開(kāi)展一系列的系統(tǒng)化研發(fā)工作，由自行研發(fā)設(shè)計(jì)等離子體炬關(guān)鍵技術(shù)開(kāi)始，從小功率(20 kW)到大功率(3 MW)等離子體炬，開(kāi)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(cè)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(dòng)模式推入爐內(nèi)，熔融爐渣排放到一個(gè)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(gè)55加侖桶中，然后送到臨時(shí)儲(chǔ)存地點(diǎn)[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(zhǎng)期試運(yùn)轉(zhuǎn)測(cè)試，于2004年達(dá)到250 h連續(xù)運(yùn)轉(zhuǎn)的階段目標(biāo)；全廠的運(yùn)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(huì)物管局提出運(yùn)轉(zhuǎn)執(zhí)照申請(qǐng)。

3 結(jié)  論

利用熱等離子體技術(shù)處理低放射性廢物在國(guó)外已經(jīng)得到了工業(yè)驗(yàn)證，并已經(jīng)開(kāi)始應(yīng)用于放射性廢物的處理。我國(guó)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(xiǎn)廢物方面的研究，但諸多技術(shù)還停留在實(shí)驗(yàn)室，還未見(jiàn)工業(yè)應(yīng)用的報(bào)道。隨著我國(guó)核工業(yè)的穩(wěn)步發(fā)展，基于國(guó)家大力發(fā)展核電的指導(dǎo)方針，放射性廢物的處理問(wèn)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)

[1]  羅上庚, 放射性廢物概論[M].北京:原子能出版社,2003.

[2]  過(guò)增元,趙文華. 電弧和熱等離子體[M].北京:科學(xué)出版社,1986.

[3]  TENDLER M, RUTBERG P，OOST VAN G. Plasma based waste treatment and energy production[J]. Plasma Phys. Control. Fusion,2005,47: A219–A230.

[4]  MOUSTAKAS K, FATTA D, MALAMIS S, et al. Demonstration plasma gasification vitrification system for effective hazardous waste treatment[J]. Journal of Hazardous Materials,2005,B123:120–126.

[5]  KIMA S W, PARKB H S, KIM H J.100 kW steam plasma process for treatment of PCBs waste[J]. Vacuum,2003,70:59–66.

[6]  WOMACK R K. Using the centrifugal method for the plasma-arc vitrification of waste[J]. Journal of Metals, 1999, 51(10):14-16.

[7]  WOMACK R, SHUEY M. Development and use of the dual-mode plasma torch[C]. Tucson, AZ:WM’02 Conference, 2002.

[8]  DMITRIEV S A, LIFANOV F A, SAVKIN A E, et al. Plasma plant for radioactive waste treatment[C]. Tucson, AZ:WM’01 Conference,2001.

[9]  劉勝吾譯. 放射性廢物等離子體減容設(shè)備的開(kāi)發(fā)[J].國(guó)外核動(dòng)力,2000(4):58-62.

[10]  SONG M J. 韓國(guó)放射性廢物玻璃固化方案[J]. 放射性廢物管理與核設(shè)施退役,2003(4):27-33.

[11]  TZENG C C, KUO Y Y, HUANG T F, et al. Treatment of radioactive wastes by plasma incineration and vitrification for final disposal[J].Journal of Hazardous Materials,1998,58:207-220.

[12]  TZENG C C, HUNG T M. The status and prospects of development of thermal plasma processes for the treatment of hazardous wastes in INER[C]. Hanyang University, Seoul, Korea:2001 International Workshop on Plasma Processing for Nuclear Applications,2001.

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