摘要  熱等離子體(ti)技術可(ke)以把廢物(wu)中無(wu)機(ji)物(wu)轉變成穩定無(wu)毒(du)的(de)融渣，有(you)(you)機(ji)物(wu)則被分解為可(ke)燃性氣體(ti)。國(guo)外的(de)研究和(he)初步應用(yong)表明，等離子體(ti)焚燒熔(rong)融處理系統具有(you)(you)設備體(ti)積小(xiao)、處理速度(du)快(kuai)和(he)減容比高(gao)等優勢，在低(di)放廢物(wu)的(de)處理領域是(shi)最具前途(tu)的(de)技術之一。

關鍵詞  熱等離子(zi)體　熔融　低放(fang)廢物

核電站、核研究所、同位素使用等領域會產生各種各樣的(de)(de)低中(zhong)放廢物(wu)(wu)(wu)，目(mu)前(qian)一(yi)般通過(guo)廢物(wu)(wu)(wu)分類后，分別經(jing)過(guo)水泥固化、混泥土固定(ding)、直接裝(zhuang)桶、壓縮(suo)打包形成(cheng)廢物(wu)(wu)(wu)貨包進(jin)入暫存(cun)庫(ku)暫時貯存(cun)，這(zhe)些廢物(wu)(wu)(wu)貨包日后將送往永久處(chu)(chu)置場(chang)進(jin)行(xing)埋藏處(chu)(chu)置。上述處(chu)(chu)理(li)技(ji)術已有一(yi)套成(cheng)熟的(de)(de)處(chu)(chu)理(li)工藝(yi)流程，但普遍存(cun)在增容和廢物(wu)(wu)(wu)體(ti)不穩定(ding)的(de)(de)缺點。由(you)于對環境的(de)(de)高度關注，暫存(cun)庫(ku)空間有限(xian)，處(chu)(chu)置場(chang)選址的(de)(de)困難，處(chu)(chu)置費(fei)用的(de)(de)增加和目(mu)前(qian)對低中(zhong)放廢物(wu)(wu)(wu)缺乏更有效的(de)(de)處(chu)(chu)理(li)方法(fa)等原因，為進(jin)一(yi)步提高廢物(wu)(wu)(wu)處(chu)(chu)理(li)處(chu)(chu)置的(de)(de)安全(quan)性(xing)和經(jing)濟性(xing)，十(shi)分需要一(yi)種既能顯(xian)著減小廢物(wu)(wu)(wu)體(ti)積(ji)又能提供(gong)較為穩定(ding)的(de)(de)廢物(wu)(wu)(wu)體(ti)的(de)(de)低中(zhong)放廢物(wu)(wu)(wu)綜(zong)合處(chu)(chu)理(li)技(ji)術[1]。

1 熱等離子體技術簡介

等(deng)(deng)離子(zi)(zi)(zi)(zi)體是(shi)物(wu)(wu)質存(cun)在的(de)(de)(de)第四態，是(shi)由(you)電子(zi)(zi)(zi)(zi)、離子(zi)(zi)(zi)(zi)、原(yuan)子(zi)(zi)(zi)(zi)、分子(zi)(zi)(zi)(zi)或(huo)自由(you)基(ji)等(deng)(deng)粒子(zi)(zi)(zi)(zi)組合成(cheng)的(de)(de)(de)電中(zhong)性(xing)集合體，是(shi)部分或(huo)全部電離的(de)(de)(de)氣(qi)體。等(deng)(deng)離子(zi)(zi)(zi)(zi)體中(zhong)的(de)(de)(de)離子(zi)(zi)(zi)(zi)、電子(zi)(zi)(zi)(zi)、激發態原(yuan)子(zi)(zi)(zi)(zi)、分子(zi)(zi)(zi)(zi)及自由(you)基(ji)都是(shi)極活(huo)潑的(de)(de)(de)反應性(xing)物(wu)(wu)種，使(shi)通常條件下難(nan)以進行或(huo)速度很慢的(de)(de)(de)反應變得十分迅(xun)速，尤其適合于污染物(wu)(wu)的(de)(de)(de)處理[2]。

等(deng)離(li)子(zi)體(ti)高(gao)溫焚燒(shao)熔融處(chu)理(li)技(ji)(ji)術(shu)是近十(shi)多(duo)年發展(zhan)起來(lai)的(de)(de)一項新技(ji)(ji)術(shu)，因等(deng)離(li)子(zi)體(ti)弧溫度極高(gao)、能量集中(zhong)的(de)(de)特(te)性，對(dui)污染物(wu)(wu)(wu)(wu)有很高(gao)的(de)(de)處(chu)理(li)效(xiao)率，尤其適(shi)合難處(chu)理(li)的(de)(de)污物(wu)(wu)(wu)(wu)和(he)有特(te)殊要求(qiu)的(de)(de)污染物(wu)(wu)(wu)(wu)，如低(di)中(zhong)放(fang)廢(fei)物(wu)(wu)(wu)(wu)、PCBs、石棉廢(fei)物(wu)(wu)(wu)(wu)等(deng)等(deng)[3-5]。美國(guo)、俄羅(luo)斯、日本、韓國(guo)等(deng)國(guo)家的(de)(de)研究和(he)初(chu)步應用表明(ming)等(deng)離(li)子(zi)體(ti)高(gao)溫焚燒(shao)熔融處(chu)理(li)技(ji)(ji)術(shu)因其設備(bei)體(ti)積小，處(chu)理(li)速度快，能夠處(chu)理(li)各種(zhong)各樣的(de)(de)廢(fei)物(wu)(wu)(wu)(wu)，減容(rong)比高(gao)且熔融產物(wu)(wu)(wu)(wu)穩定，投資運(yun)行費用相對(dui)較低(di)等(deng)優勢(shi)成為低(di)放(fang)廢(fei)物(wu)(wu)(wu)(wu)處(chu)理(li)領(ling)域最(zui)有發展(zhan)前(qian)途的(de)(de)技(ji)(ji)術(shu)之一。

2 應用研究現狀

目前有(you)很多國家(jia)在開(kai)展熱等(deng)離(li)子(zi)體(ti)(ti)處理(li)(li)低放廢(fei)物(wu)的(de)(de)研究，等(deng)離(li)子(zi)體(ti)(ti)熔融處理(li)(li)系統(tong)已經開(kai)始商業化，應用于直接處理(li)(li)核(he)電廠的(de)(de)低放射性固體(ti)(ti)廢(fei)物(wu)或放射性廢(fei)物(wu)焚(fen)燒(shao)產生的(de)(de)底灰(hui)和飛灰(hui)。比較典型的(de)(de)等(deng)離(li)子(zi)體(ti)(ti)熔融處理(li)(li)系統(tong)包(bao)括美國Retech公司(si)的(de)(de)等(deng)離(li)子(zi)體(ti)(ti)離(li)心處理(li)(li)系統(tong)（PACT），俄羅斯(si)拉氡等(deng)離(li)子(zi)體(ti)(ti)氣化熔融(PGM)技術，日本川崎重工(gong)的(de)(de)等(deng)離(li)子(zi)體(ti)(ti)減容設(she)備，韓國水(shui)電與核(he)電公司(si)核(he)環境技術研究所(suo)的(de)(de)玻璃固化設(she)施(shi)以及我國臺灣核(he)能研究所(suo)等(deng)離(li)子(zi)體(ti)(ti)焚(fen)化熔融處理(li)(li)系統(tong)等(deng)等(deng)。

2.1  美國Retech公司的等離子體離心處理系(xi)統（PACT）

Retech公司于1986年開始從事等離子體處理廢棄物的應用研究，開發了等離子體離心處理系統。系統利用等離子弧產生的熱來熔化廢物中的無機部分，生成不可浸出的殘渣；同時有機部分被蒸發、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，工業廢氣被導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。產生的尾氣經過急冷室、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系統流程如圖1所示。

圖1  Retech等(deng)離子體(ti)離心處理系統流程

PACT的優點在(zai)于進(jin)料(liao)方式(shi)有(you)多(duo)種選擇，包(bao)括螺(luo)旋(xuan)桿連續進(jin)料(liao)、水(shui)平或垂直方式(shi)整桶進(jin)料(liao)；利(li)用(yong)旋(xuan)轉爐(lu)可進(jin)行(xing)有(you)效加熱，控(kong)制轉速可以(yi)將熔(rong)融(rong)廢物體(ti)安全排出(chu)；對廢物種類要求不嚴格，可以(yi)同時處(chu)理(li)多(duo)種混合廢物；得到的熔(rong)融(rong)體(ti)重金屬浸出(chu)少，且均質、穩定[6]。

作為首批開發的(de)(de)PACT-6已被用于美國(guo)境(jing)保(bao)局(ju) (EPA)實施(shi)的(de)(de)有害廢(fei)(fei)(fei)(fei)物(wu)、污染土壤的(de)(de)環(huan)境(jing)修復技術中。瑞(rui)士Zwilag引(yin)進(jin)PACT-8等離(li)子體(ti)(ti)熔融(rong)系統處(chu)理(li)瑞(rui)士境(jing)內各核電(dian)(dian)廠產生的(de)(de)低(di)放(fang)射(she)性(xing)廢(fei)(fei)(fei)(fei)棄(qi)物(wu)，于1995年(nian)通過等離(li)子體(ti)(ti)爐設置許可(ke)執(zhi)照， 2000年(nian)等離(li)子體(ti)(ti)熔融(rong)爐設施(shi)建(jian)(jian)造完成，并于2000年(nian)3月獲(huo)得試運轉(zhuan)執(zhi)照而進(jin)行(xing)各項測(ce)試，2005年(nian)4月通過廢(fei)(fei)(fei)(fei)氣排放(fang)檢測(ce)后已宣布將開始(shi)處(chu)理(li)實際放(fang)射(she)性(xing)廢(fei)(fei)(fei)(fei)棄(qi)物(wu)。日(ri)本(ben)原子力發電(dian)(dian)公(gong)司引(yin)進(jin)PACT-8等離(li)子體(ti)(ti)熔融(rong)系統，于1998 年(nian)10月在福井縣敦賀電(dian)(dian)廠開始(shi)施(shi)工建(jian)(jian)造低(di)放(fang)射(she)性(xing)廢(fei)(fei)(fei)(fei)棄(qi)物(wu)等離(li)子體(ti)(ti)熔融(rong)處(chu)理(li)廠，處(chu)理(li)敦賀核電(dian)(dian)廠桶裝無機(ji)廢(fei)(fei)(fei)(fei)物(wu)和松散有機(ji)廢(fei)(fei)(fei)(fei)物(wu)， 2005年(nian)4月28日(ri)獲(huo)得正(zheng)式運轉(zhuan)許可(ke)，同年(nian)5月開始(shi)熔融(rong)處(chu)理(li)放(fang)射(she)性(xing)廢(fei)(fei)(fei)(fei)棄(qi)物(wu)。此外(wai)，美國(guo)Norfolk海軍(jun)基地利用PACT-8系統來處(chu)理(li)廢(fei)(fei)(fei)(fei)涂料與軍(jun)需品(pin)罐、油性(xing)破布、不可(ke)循環(huan)的(de)(de)電(dian)(dian)池及(ji)溶劑等。還有幾個(ge)小的(de)(de)PACT系統用于實驗室研究[7]。

2.2  俄羅斯

俄(e)羅斯Kurchatov研究所與俄(e)羅斯拉氡（RADON）聯合(he)體共同研究開發了等(deng)離(li)子(zi)體氣(qi)化(hua)熔融(PGM)技(ji)術，該技(ji)術將等(deng)離(li)子(zi)體、氣(qi)化(hua)與熔融3個過(guo)程結合(he)成一(yi)個步(bu)驟，使(shi)3個過(guo)程同時發生。

1995年在俄羅斯拉氡建造低放(fang)射(she)性廢棄物(wu)處理(li)實驗工(gong)廠，實驗工(gong)廠為(wei)(wei)(wei)以(yi)等離(li)子體炬(ju)作(zuo)為(wei)(wei)(wei)熱(re)源的(de)豎(shu)(shu)(shu)型爐(lu)為(wei)(wei)(wei)基礎，廢棄物(wu)中不可(ke)燃廢棄物(wu)含量可(ke)達(da)40%(質量分(fen)數)，處理(li)量為(wei)(wei)(wei)50~80 kg/h。等離(li)子體豎(shu)(shu)(shu)型爐(lu)的(de)結構如圖(tu)2所示(shi)。等離(li)子體豎(shu)(shu)(shu)爐(lu)包括進料、融(rong)渣收集、后級(ji)燃燒。豎(shu)(shu)(shu)型爐(lu)是實驗工(gong)廠的(de)基本單元(yuan)，爐(lu)內進行廢棄物(wu)干(gan)燥(zao)、熱(re)解、氣化(hua)、氧(yang)化(hua)及(ji)熔融(rong)等物(wu)理(li)過程。豎(shu)(shu)(shu)型爐(lu)主要由豎(shu)(shu)(shu)爐(lu)與熔融(rong)爐(lu)兩部(bu)分(fen)組成，此外(wai)還包括廢物(wu)進料、融(rong)渣排出(chu)等單元(yuan)。熔融(rong)爐(lu)內襯(chen)難熔耐火磚及(ji)纖維絕熱(re)材料，頂部(bu)安裝等離(li)子體炬(ju)，熔融(rong)爐(lu)底(di)部(bu)有(you)卸料口。熔融(rong)爐(lu)的(de)頂部(bu)逐漸(jian)變(bian)細，轉(zhuan)變(bian)為(wei)(wei)(wei)豎(shu)(shu)(shu)爐(lu)。

1－廢物進料；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(shu)型爐結構

作為熱源的直流電弧等(deng)離子體(ti)(ti)炬(ju)(ju)安裝于熔爐的熔融池上方，等(deng)離子體(ti)(ti)工作氣體(ti)(ti)采(cai)用空氣，炬(ju)(ju)功率為60~150 kW。副燃(ran)燒室采(cai)用等(deng)離子體(ti)(ti)炬(ju)(ju)點火穩燃(ran)，功率為30~50 kW。所采(cai)用的等(deng)離子體(ti)(ti)炬(ju)(ju)均是由(you)RADON自行設計與制造的[8]。

俄羅斯與以色(se)列環境能源(yuan)資源(yuan)公(gong)司合作放(fang)大實驗工廠，在拉氡(dong)建(jian)造處理低中放(fang)廢物設施，設施處理量為350 kg/h，已(yi)于2002年(nian)(nian)正式運(yun)轉(zhuan)。在以色(se)列建(jian)造了處理量為1 000 kg/h的等離子(zi)體氣化熔融系(xi)統(tong)，于2004年(nian)(nian)開始(shi)運(yun)轉(zhuan)。

2.3  日本(ben)川(chuan)崎重工等(deng)離子體減容設備

日本川崎(qi)重工業公司開(kai)發的(de)(de)等離子體(ti)(ti)(ti)減容設備，以(yi)高溫等離子體(ti)(ti)(ti)弧為(wei)熱源(yuan)， 可(ke)同(tong)時熔(rong)融(rong)(rong)不燃物(wu)(wu)(wu)(wu)及(ji)分解(jie)難(nan)燃物(wu)(wu)(wu)(wu)。不燃物(wu)(wu)(wu)(wu)的(de)(de)熔(rong)漿排出(chu)后(hou)，經過(guo)冷卻、凝(ning)固(gu)(gu)(gu)，就可(ke)得到致(zhi)密(mi)均(jun)勻的(de)(de)固(gu)(gu)(gu)化體(ti)(ti)(ti)。由于不需要(yao)坩鍋，所以(yi)可(ke)實(shi)現很高的(de)(de)減容比。難(nan)燃物(wu)(wu)(wu)(wu)的(de)(de)焚燒灰(hui)可(ke)與不燃物(wu)(wu)(wu)(wu)同(tong)時熔(rong)融(rong)(rong)，不燃物(wu)(wu)(wu)(wu)中(zhong)(zhong)含有(you)的(de)(de)放(fang)射性物(wu)(wu)(wu)(wu)質以(yi)及(ji)難(nan)燃物(wu)(wu)(wu)(wu)中(zhong)(zhong)的(de)(de)放(fang)射性物(wu)(wu)(wu)(wu)質均(jun)可(ke)穩定地封入(ru)固(gu)(gu)(gu)化體(ti)(ti)(ti)中(zhong)(zhong)。

實際規模(mo)熔融試驗使用(yong)能夠(gou)往熔爐內供(gong)應200 L桶的(de)(de)全(quan)尺寸規模(mo)的(de)(de)驗證試驗裝置(zhi)，它(ta)擁有最大功率為l MW的(de)(de)轉(zhuan)移型等離子體炬(ju)，熔融連續處理(li)能力約(yue)為1 000 kg/h，確(que)認(ren)了等離子體減容技術處理(li)雜項固體廢物的(de)(de)有效性及實用(yong)設備的(de)(de)可(ke)行性[9]。

2.4  韓國玻璃固化設(she)施

韓(han)國水電(dian)與核電(dian)公(gong)司核環境技術研究所在(zai)SGN 和(he)(he)Mobis 兩(liang)家(jia)公(gong)司的支持下，于1999年10月，在(zai)韓(han)國大田建成(cheng)一套玻璃(li)(li)固(gu)(gu)化(hua)試(shi)驗(yan)裝置。該(gai)玻璃(li)(li)固(gu)(gu)化(hua)試(shi)驗(yan)設施由進(jin)料系統、一座300 kW的水冷坩(gan)堝(guo)熔爐(lu)(lu)（CCM）、一座200 kW的等(deng)離(li)子(zi)體炬熔爐(lu)(lu)（PTM）和(he)(he)一個尾氣處(chu)理系統組成(cheng)。可(ke)燃(ran)性廢(fei)物(wu)在(zai)水冷坩(gan)堝(guo)內(nei)(nei)利用(yong)高頻加(jia)熱被分(fen)解，加(jia)入氧(yang)氣后燃(ran)燒；不可(ke)燃(ran)廢(fei)物(wu)在(zai)等(deng)離(li)子(zi)體熔爐(lu)(lu)內(nei)(nei)熔融，生(sheng)成(cheng)玻璃(li)(li)體物(wu)質。水冷坩(gan)堝(guo)爐(lu)(lu)和(he)(he)等(deng)離(li)子(zi)體熔爐(lu)(lu)共用(yong)一套尾氣處(chu)理系統。使用(yong)模擬(ni)混凝(ning)土、泥(ni)土、廢(fei)玻璃(li)(li)、金屬屑和(he)(he)廢(fei)過濾器等(deng)在(zai)等(deng)離(li)子(zi)體熔融爐(lu)(lu)內(nei)(nei)進(jin)行了21次測試(shi)，實驗(yan)結果證(zheng)明可(ke)以得到(dao)環境穩定(ding)性的廢(fei)物(wu)玻璃(li)(li)固(gu)(gu)化(hua)體。

IAEA已經通過技術合作程序，支持韓國在蔚珍建造商用中低放廢物玻璃(li)固化設(she)施(shi)的計劃。這一設(she)施(shi)的冷(leng)坩堝和等離子體熔融(rong)分別為300、500 kW。玻璃(li)固化設(she)施(shi)的設(she)計從2003年(nian)開始(shi)，計劃2007 年(nian)開始(shi)商業運行[10]。

2.5  臺灣核能研(yan)究所等離子體(ti)焚化(hua)熔融處理系統

臺灣核能(neng)研究所于(yu)1993年7月起陸續開(kai)展(zhan)一系列的(de)(de)系統化研發工(gong)作，由自行(xing)研發設計等(deng)離(li)(li)子(zi)體(ti)(ti)炬(ju)(ju)關鍵技術(shu)開(kai)始，從(cong)小功率(lv)(20 kW)到(dao)大功率(lv)(3 MW)等(deng)離(li)(li)子(zi)體(ti)(ti)炬(ju)(ju)，開(kai)發出一系列的(de)(de)直流(liu)等(deng)離(li)(li)子(zi)體(ti)(ti)炬(ju)(ju)系統。

1996年(nian)研制(zhi)完成100 kW的非(fei)轉移型直(zhi)流等(deng)離(li)(li)子體(ti)(ti)炬、坩(gan)堝型等(deng)離(li)(li)子體(ti)(ti)熔(rong)融(rong)爐及處(chu)理(li)量10 kg/h的等(deng)離(li)(li)子體(ti)(ti)巖(yan)化系統。經(jing)各類(lei)模擬放射(she)性廢棄(qi)物熔(rong)融(rong)處(chu)理(li)測(ce)試，獲得(de)很好的減容效果及高品質熔(rong)巖(yan)，遠優(you)于最終處(chu)置的相關法規要(yao)求[11]。

1998年(nian)核研所自(zi)行規劃建造一座處(chu)理(li)(li)量250 kg/h(6 t/d)的放射性(xing)廢棄物(wu)等離子體(ti)焚(fen)化熔融廠(INER-PF250R)，與原有處(chu)理(li)(li)可燃(ran)性(xing)廢棄物(wu)的放射性(xing)焚(fen)化爐共享同(tong)一套廢氣處(chu)理(li)(li)系統。圖(tu)3為放射性(xing)廢物(wu)等離子體(ti)焚(fen)化熔融爐。

系統處理能力為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 ℃。進料系統的螺旋機構可以將55加侖桶裝廢物以半自動模式推入爐內，熔融爐渣排放到一個45加侖的碳鋼接收桶內，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(nian)底放射性(xing)(xing)廢棄(qi)物等離子體熔融廠建(jian)造(zao)完成，經模(mo)擬放射性(xing)(xing)廢棄(qi)物及工(gong)業有(you)害(hai)廢棄(qi)物的長期試運(yun)(yun)轉(zhuan)測試，于2004年(nian)達到250 h連續運(yun)(yun)轉(zhuan)的階段(duan)目(mu)標(biao)；全廠的運(yun)(yun)轉(zhuan)，完全符合環保及輻防的安全標(biao)準。2006年(nian)6月向(xiang)原能會物管局提出(chu)運(yun)(yun)轉(zhuan)執照申請。

3 結  論

利(li)用熱(re)等(deng)離子體(ti)技術處(chu)理(li)(li)低放射性廢(fei)物在(zai)國外已(yi)(yi)經得到了工業驗證，并已(yi)(yi)經開始應用于(yu)放射性廢(fei)物的(de)(de)處(chu)理(li)(li)。我國在(zai)該領(ling)域的(de)(de)應用研究(jiu)目前(qian)還(huan)處(chu)于(yu)起步(bu)階段，雖(sui)然(ran)已(yi)(yi)有熱(re)等(deng)離子體(ti)處(chu)理(li)(li)危險廢(fei)物方面的(de)(de)研究(jiu)，但諸(zhu)多技術還(huan)停留在(zai)實驗室，還(huan)未見工業應用的(de)(de)報道(dao)。隨著我國核工業的(de)(de)穩步(bu)發(fa)展，基于(yu)國家大力發(fa)展核電的(de)(de)指(zhi)導方針，放射性廢(fei)物的(de)(de)處(chu)理(li)(li)問題日益突出，發(fa)展高減(jian)容、高穩定性產(chan)物的(de)(de)熱(re)等(deng)離子體(ti)熔融技術具有較大的(de)(de)戰略意(yi)義。

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