減少核電站放射性廢樹脂產(chǎn)生量控制的研究和實(shí)踐

中圖分類號(hào)：TL941文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

0 引言

減少放射性廢物是核電產(chǎn)業(yè)可持續(xù)發(fā)展的前提。根據(jù)我國(guó)核監(jiān)管部門對(duì)放射性固體廢物的管理要求，在核設(shè)施設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行和退役過程中，通過廢物的源頭控制、再循環(huán)與再利用、清潔解控、優(yōu)化廢物處理和強(qiáng)化管理等措施，經(jīng)過代價(jià)利益分析，使最終放射性固體廢物產(chǎn)生量（體積和活度）可合理達(dá)到盡量低。美國(guó)和歐洲核電廠的用戶要求文件對(duì)單臺(tái)新建百萬千瓦壓水堆核電機(jī)組固體廢物包年產(chǎn)生量要求不超過 50m³ 。據(jù)統(tǒng)計(jì)，一臺(tái)機(jī)組放射性廢樹脂的產(chǎn)生量約 5～10m³/a ，傳統(tǒng)水泥固化工藝的增容比約3倍，因此廢樹脂是放射性固體廢物的重要來源之一[]。近年來，科研人員在廢樹脂的減容處理方面做了大量的工作，新的處理技術(shù)有等離子體焚燒、蒸汽重整、超臨界水氧化和濕法氧化等[2-3]，但這些新技術(shù)可能導(dǎo)致廢樹脂中某些放射性氣體的釋放。延長(zhǎng)樹脂的使用壽命，可從根本上減少廢樹脂固體廢物的產(chǎn)生量。

1核級(jí)樹脂的特性和失效機(jī)理

1. 1 核級(jí)樹脂特性

在核電廠中，核級(jí)樹脂主要用于選擇性地交換和吸附工藝系統(tǒng)中的離子。在壓水堆核電站，核級(jí)樹脂主要用于一回路冷卻劑的凈化和除鋰、換料水池和乏燃料池的凈化、硼回收系統(tǒng)的凈化和除硼、廢液處理系統(tǒng)去除放射性核素；在重水堆核電站使用場(chǎng)景更豐富，如慢化劑系統(tǒng)凈化、中子毒物硼和釓的控制、一回路冷卻劑凈化和除鋰、降級(jí)重水的凈化等等。各工藝系統(tǒng)核級(jí)樹脂的用途或功能可歸納為：調(diào)節(jié)鋰、硼和釓的濃度以控制ΔpH 值或反應(yīng)性；去除氯、硫酸根等侵蝕性離子以降低設(shè)備的腐蝕；去除放射性核素以降低輻射場(chǎng)和減少排放，

與常規(guī)樹脂比較，核級(jí)樹脂應(yīng)具有以下的特性：1）具有良好的動(dòng)力學(xué)性能，可減少雜質(zhì)從樹脂床的滲透；2）均一系數(shù)接近1.0，可避免小顆粒樹脂漏入高輻射區(qū)域而降解產(chǎn)生低分子帶電物質(zhì)，被樹脂床吸附而飽和；3）具有極高的純度，樹脂中鐵、銅、鉻等金屬含量低，可降低重金屬對(duì)樹脂的催化降解作用；4）具有很高的穩(wěn)定性，可減少因強(qiáng)輻射場(chǎng)或強(qiáng)氧化環(huán)境而引起的樹脂活性基團(tuán)脫落和骨架降解；5）合適的交換孔道，可提高膠體形態(tài)放射性核素的去污因子。

核電站對(duì)水質(zhì)要求很高，核級(jí)樹脂就地再生無法達(dá)到指標(biāo)，同時(shí)產(chǎn)生大量的放射性廢液，因此核級(jí)樹脂多作為一次性用品使用，延長(zhǎng)運(yùn)行周期是降低廢樹脂產(chǎn)生量的有效途徑之一。

1. 2 核級(jí)樹脂的失效機(jī)理

目前核電站使用的離子交換樹脂均為苯乙烯系樹脂，是在苯乙烯中加入二乙烯苯（DVB）交聯(lián)劑聚合成體型高分子聚合物（即樹脂骨架），然后引入離子交換基團(tuán)制備。其中，二乙烯苯重量占樹脂骨架的百分比稱為樹脂的交聯(lián)度（ ΔDVB% ）。

離子交換樹脂的交換反應(yīng)是可逆的，可用 表達(dá)，該可逆反應(yīng)的平衡常數(shù) K 也稱為A型樹脂對(duì) B^± 離子的選擇性系數(shù)。顯然，K 越大則A型樹脂對(duì) B^± 離子的吸附能力越強(qiáng)，樹脂床后 B^± 離子的濃度越低。將陰、陽樹脂對(duì) H⁺ 、OH^- 離子的選擇性系數(shù)定為1.0，則常用的交聯(lián)度8% 的磺酸型陽樹脂對(duì) Li⁺ ） ΔNa⁺Ω，Cs⁺ 等陽離子的選擇性系數(shù)分別為 0.8，1.5，2.7 ，常用的強(qiáng)堿陰樹脂對(duì)硼酸、 Cl^- 、硫酸根的選擇性系數(shù)分別約0.5、22、85，膠體形態(tài)的放射性核素的電荷性較弱，選擇性系數(shù)一般小于 0.5^[4]

樹脂床運(yùn)行一段時(shí)間后出水水質(zhì)指標(biāo)超出“控制值”時(shí)就需要立即更換，下面的三種情況會(huì)導(dǎo)致樹脂的失效度很低，樹脂需提前更換：一是除硼、除釓、除鋰樹脂的動(dòng)力學(xué)性能差，交換速度慢導(dǎo)致離子滲透，交換容量利用率低；二是在輻射或氧化劑環(huán)境下樹脂的降解，交換基團(tuán)脫落或樹脂骨架斷裂而產(chǎn)生的極性低分子物質(zhì)被樹脂吸附而導(dǎo)致其飽和；三是膠體形態(tài)的活化腐蝕產(chǎn)物的直徑大于樹脂的孔道，不能進(jìn)入樹脂內(nèi)進(jìn)行離子交換。

不同廠商或型號(hào)的樹脂，即使其全交換容量基本相同，但由于樹脂骨架的合成工藝差異而導(dǎo)致其交聯(lián)結(jié)構(gòu)的均勻性差別較大，這直接影響到樹脂的動(dòng)力學(xué)性能。動(dòng)力學(xué)性能對(duì)除硼、除釓和除鋰樹脂的交換速度和失效度影響較大，因此用于除硼、除釓、除鋰的核級(jí)樹脂，初次使用時(shí)應(yīng)分析其動(dòng)力學(xué)性能，即采用樹脂的物質(zhì)傳遞系數(shù)測(cè)試方式測(cè)量離子交換速率，選擇動(dòng)力學(xué)性能優(yōu)異的核級(jí)樹脂能延長(zhǎng)運(yùn)行周期[5-6] 。

凝膠型陰、陽樹脂的體積交換容量均在 1moL L以上，而核電站工藝系統(tǒng)中氯離子、硫酸根離子等雜質(zhì)離子和放射性核素的濃度都非常低。以一回路冷卻劑系統(tǒng)為例，氯離子、硫酸根離子等的濃度通常低于 0.1mg/L ，鐵離子濃度 2～5μg/L 、鎳離子濃度 0.05～0.2μg/L 、鈷離子濃度約 0.002μg/L ，而放射性核素的濃度更低，總和很少超過 0.1μg/L 一個(gè)運(yùn)行循環(huán)補(bǔ)水量約 800m³ ，因此對(duì)用于去除雜質(zhì)離子和放射性核素的樹脂床，按其交換容量計(jì)算可長(zhǎng)期運(yùn)行，但實(shí)踐中樹脂失效度一般都很低。樹脂降解、樹脂孔道小于放射性核素直徑等都會(huì)導(dǎo)致樹脂床飽和或凈化因子下降而提前失效，因此用作凈化功能的樹脂，提高穩(wěn)定性和對(duì)膠體形態(tài)核素的吸附能力是延長(zhǎng)樹脂運(yùn)行周期的重點(diǎn)。

2降低廢樹脂產(chǎn)生量的研究和實(shí)踐

2.1 樹脂穩(wěn)定性對(duì)廢樹脂產(chǎn)生量的影響

樹脂的降解表現(xiàn)為交換基團(tuán)的脫落和骨架結(jié)構(gòu)的化學(xué)鍵被破壞，運(yùn)行環(huán)境的水溫高、輻照和氧化性均會(huì)引起核級(jí)樹脂的降解。熱降解是樹脂在高溫條件下樹脂骨架結(jié)構(gòu)的化學(xué)鍵逐漸被破壞的過程，氫氧型陰離子交換樹脂最易發(fā)生熱降解，有關(guān)樹脂熱穩(wěn)定性的問題很早就有研究[7-8]；運(yùn)行中的核級(jí)樹脂大多受到來自 ¹⁶N、³H、⁶⁰Co 等放射性核素的輻照，引起樹脂骨架和活性基團(tuán)的降解[9]；核電站某些工藝系統(tǒng)的水化學(xué)呈強(qiáng)氧化性，同樣會(huì)導(dǎo)致樹脂化學(xué)鍵的破壞。高溫、輻射和氧化性都會(huì)產(chǎn)生羥基自由基OH’，激發(fā)態(tài)的OH‘將導(dǎo)致高分子鏈的骨架斷裂和交換基團(tuán)的脫落，降解產(chǎn)物繼續(xù)氧化生成帶電荷的低聚物被樹脂的活性基團(tuán)吸附，導(dǎo)致樹脂的飽和失效[10]

產(chǎn)生強(qiáng)氧化性O(shè)H’的反應(yīng)為：

2. 1. 1 核級(jí)樹脂氧化穩(wěn)定性試驗(yàn)

樹脂穩(wěn)定性試驗(yàn)采用靜態(tài)模擬的方法，將樹脂用雙氧水進(jìn)行強(qiáng)制氧化，以氧化前后樹脂的交換容量、含水量和浸泡液中降解產(chǎn)物濃度的變化作為核級(jí)樹脂穩(wěn)定性的評(píng)價(jià)指標(biāo)。

（1）試驗(yàn)材料及設(shè)備

樹脂穩(wěn)定性試驗(yàn)所使用的化學(xué)試劑和測(cè)試設(shè)備列于表1。

（2）樹脂樣品及預(yù)處理

基于國(guó)內(nèi)外核電站核級(jí)樹脂使用情況的調(diào)研，本試驗(yàn)采用陶氏化學(xué)凝膠型核級(jí)樹脂作為試驗(yàn)樣本。按表2準(zhǔn)備好各型號(hào)的樹脂，其中AmberliteIRN78預(yù)先用 10% 的 NaHCO₃ 溶液轉(zhuǎn)換成 R-HCO₃ 型，以避免試驗(yàn)時(shí) Ω_oH^- 型交換基與H₂O₂ 反應(yīng)而產(chǎn)生 H₂O 和 0₂ 0

（3）試驗(yàn)方法

分別量取 100mL 各種樹脂樣本，用 ¹L 超純水沖洗樹脂約 ¹h 。準(zhǔn)備兩組共14個(gè) 500mL 容量的玻璃試劑瓶，每組試劑瓶分別加入 50mL 表2中各型號(hào)樹脂，第一組試劑瓶中再分別注人400mL10mg/L 的 H₂O₂ 溶液浸泡，第二組試劑瓶中分別注入 400mL3mg/L 的 H₂O₂ 溶液浸泡，密封保存。分別浸泡 24，72，120，240，360，480，500， 620小時(shí)后，各取樣 15mL 分析總有機(jī)碳（TOC）和硫酸根離子濃度。每次取樣后及時(shí)補(bǔ)充對(duì)應(yīng)濃度的 H₂O₂ 溶液 15mL ，試驗(yàn)期間每2天分析浸泡液中 H₂O₂ 濃度，通過補(bǔ)充 H₂O₂ 維持其濃度不變。

（4）試驗(yàn)結(jié)果

1）樹脂骨架的穩(wěn)定性

氧化導(dǎo)致樹脂骨架高分子鏈斷裂而產(chǎn)生有機(jī)低聚物，浸泡液中有機(jī)低聚物濃度能反映出樹脂骨架的降解程度，TOC含量可衡量有機(jī)低聚物的溶出量。陰、陽樹脂在 10mg/LH₂O₂ 中浸泡后，TOC總量隨氧化時(shí)間呈線性增加，浸泡時(shí)間與TOC總量的關(guān)系示于圖1。可以看出，交聯(lián)度高的樹脂溶出的TOC量低；而交聯(lián)度相近的陰樹脂IRN78、陽樹脂IRN77，其TOC溶出量沒有很大的差別；樹脂的交聯(lián)度越高，骨架高分子鏈越不容易降解，氧化穩(wěn)定性越好。

2）陽樹脂活性基團(tuán)的穩(wěn)定性

3）混合樹脂對(duì)有機(jī)低聚物的吸附能力

4）樹脂交換容量和含水量的變化

樹脂氧化后交聯(lián)結(jié)構(gòu)斷裂引起含水量逐漸增加并出現(xiàn)溶漲，當(dāng)老化到一定程度時(shí)樹脂軟化成水狀甚至壓實(shí)結(jié)塊，因此樹脂的含水量變化可評(píng)價(jià)樹脂的穩(wěn)定性；陽樹脂降解引起活性基團(tuán)聚苯乙烯磺酸基團(tuán)的脫落，陰樹脂降解導(dǎo)致季胺基團(tuán)成為叔胺基或季胺基直接損失。本試驗(yàn)采取加速氧化的方式，用 10% 的 H₂O₂ 浸泡樹脂樣本，分析樹脂含水量和交換容量的變化以評(píng)估其降解程度。試驗(yàn)結(jié)果列于表3。由表3可見，浸泡10天后陰、陽樹脂的含水量都有增加，其中交聯(lián)度 10% 的陽樹脂增加 11.8% ，交聯(lián)度越高，樹脂含水量增加值則越??；陰、陽樹脂的交換容量都有降低，其中陰樹脂下降 19.7% ，交聯(lián)度 10% 的陽樹脂下降5.0% ，陰樹脂的體積交換容量下降率比相同交聯(lián)度的陽樹脂高4倍

5）穩(wěn)定性試驗(yàn)結(jié)果和討論

樹脂的穩(wěn)定性試驗(yàn)表明：1樹脂骨架結(jié)構(gòu)的穩(wěn)定性受樹脂交聯(lián)度的影響，交聯(lián)度越高，結(jié)構(gòu)越穩(wěn)定，抗氧化能力越強(qiáng)，降解產(chǎn)生的低聚物分子量越小；2）陽樹脂活性基團(tuán)對(duì)氧化劑的敏感性取決于樹脂的交聯(lián)度，低交聯(lián)度陽樹脂的活性基團(tuán)對(duì)氧化劑更敏感，釋放的聚苯乙烯磺酸基化合物分子量大于高交聯(lián)度陽樹脂;3）混樹脂氧化降解釋放的硫酸根離子和大部分低聚物可以被樹脂相互吸收；4）樹脂氧化后會(huì)導(dǎo)致其含水量升高和體積交換容量下降，相同交聯(lián)度的陰、陽樹脂，陰樹脂交換容量下降率比相同交聯(lián)度的陽樹脂高出3倍。

2.1.2 提高樹脂交聯(lián)度減少廢樹脂產(chǎn)生量的 實(shí)踐

（1）慢化劑凈化回路改用高交聯(lián)度樹脂的效果

秦山某重水堆核電站慢化劑系統(tǒng)含有2.5～3.5mg/L 的 H₂O₂ ，機(jī)組運(yùn)行初期慢化劑凈化床裝填了陰、陽樹脂交聯(lián)度分別為 6% 和 8% 的PurditeNRW37LC混樹脂，運(yùn)行8周后凈化床出口的 ¹⁴C 比活度大于 200kBq/kg 。將樹脂變更為陰、陽樹脂交聯(lián)度分別為 7% 和 10% 的Amberlite IRN160混樹脂，運(yùn)行26周后樹脂床出口 ¹⁴C 活度上升到200kBq/kg 。圖5為裝填不同交聯(lián)度的PurditeNRW37LC和AmberlieeIRN160混樹脂時(shí)，慢化劑凈化床出口 ¹⁴C 比活度的變化曲線。由圖5可見，樹脂氧化降解產(chǎn)生的有機(jī)低聚物被樹脂相互吸附而導(dǎo)致慢化劑凈化床的提前失效，高交聯(lián)度樹脂的抗氧化能力強(qiáng)，也就減少了廢樹脂的產(chǎn)生量。

（2）乏燃料池凈化回路改用高交聯(lián)度樹脂的效果

核電站乏燃料的 γ 照射導(dǎo)致冷卻水的輻射分解而產(chǎn)生 H₂O₂ ，重水堆核電站乏池的 H₂O₂ 濃度約 2.5～3.5mg/L ，壓水堆核電站由于燃料燃耗淺的原因 H₂O₂ 濃度更高。運(yùn)行初期秦山某重水堆機(jī)組乏燃料池凈化床使用陰、陽樹脂交聯(lián)度分別為 6% 和 8% 的PuroliteNRW37LC混樹脂，乏池冷卻劑的硫酸根離子濃度均值約為 23μg/L ，運(yùn)行三年后更換時(shí)樹脂已結(jié)塊，壓碎強(qiáng)度只有 90g/ 顆，低于PuroliteNRW37LC技術(shù)規(guī)格書壓碎強(qiáng)度高于300g/ 顆的要求；樹脂的水分含量為 69% ，高于含水量 ?54% 的要求，樹脂已變得非常軟[12]。將樹脂更換成AmberliteIRN160混樹脂后，乏池冷卻劑中硫酸根離子濃度均值約為 ，運(yùn)行4年后樹脂的水分含量為 52% 。圖6是乏燃料池分別使用PurbliteNRW37LC和AmberliteIRN160混樹脂時(shí)，冷卻水中硫酸根離子變化曲線。由圖6可見，高交聯(lián)度樹脂可顯著減少乏燃料池廢樹脂的產(chǎn)生量。

（3）大修期間一回路凈化床不同樹脂的效果比較

壓水堆核電站大修熱停堆時(shí)通過熱力或化學(xué)方式除去一回路中的溶解氫，除氫后冷卻劑的輻射分解導(dǎo)致整個(gè)大修期間 H₂O₂ 濃度在3.0mg/L～12.0mg/L 之間，國(guó)內(nèi)某壓水堆核電站化容樹脂床采用 8%DVB 的陽樹脂，機(jī)組重啟時(shí)發(fā)現(xiàn)硫酸根離子濃度超過 150μg/L 的控制限值而導(dǎo)致延期臨界，其原因是在強(qiáng)氧化環(huán)境下，低交聯(lián)度陽樹脂脫落活性基團(tuán)的聚苯乙烯磺酸基分子量大且濃度高，而凝膠型陰樹脂對(duì)大分子量溶出物的吸附效率較低，聚苯乙烯磺酸基繼續(xù)氧化降解為硫酸根離子的時(shí)間較長(zhǎng)，在機(jī)組啟動(dòng)階段硫酸根離子濃度達(dá)到峰值。同一時(shí)期秦山核電站化容樹脂床使用 10%DVB 的陽樹脂，該樹脂床即使連續(xù)運(yùn)行兩個(gè)循環(huán)也未在大修后重啟階段出現(xiàn)硫酸根離子高于 50 μg/L 的情況[13-14] 。

2.2 樹脂孔道對(duì)廢樹脂產(chǎn)生量的影響

2.2.1 活化腐蝕產(chǎn)物穿透樹脂的機(jī)理

核電站大部分放射性核素是以膠體形態(tài)存在的，典型核素如 ⁶⁰Co、⁵⁸Co、^110mAg、¹²⁴Sb 的化學(xué)形態(tài)分別為 Co_yNi_xFe_1-x-yO_4?Co_xNi_1-xO_ν，Ag2O_-Ag⁺ 膠核和 SbO₃^- 聚合成的膠體，這些核素的膠體直徑中位值分別約為 0.4，0.3，0.05，0.08μm ，呈正態(tài)分布[15-16] O

目前國(guó)內(nèi)核電站核級(jí)樹脂普遍采用凝膠型樹脂，交換孔道只有 1nm ，遠(yuǎn)小于膠體態(tài)放射性核素的直徑，進(jìn)入樹脂孔道變得非常困難，因而放射性核素極容易穿透樹脂床，樹脂失效度一般都很低。大孔樹脂是在骨架高分子鏈聚合過程中加人致孔劑，孔道平均直徑約 100nm ，為加強(qiáng)骨架結(jié)構(gòu)的強(qiáng)度，大孔樹脂交聯(lián)度高于凝膠型樹脂，穩(wěn)定性也相應(yīng)提高。大孔樹脂的孔道形成了網(wǎng)絡(luò)結(jié)構(gòu)，內(nèi)部充滿了水，粒徑較大的核素也可以自由地進(jìn)入樹脂的內(nèi)部孔道，縮短了與活性基團(tuán)的距離，所以動(dòng)力學(xué)性能優(yōu)于凝膠型樹脂，對(duì)膠體和弱電荷物質(zhì)也具有吸附作用。國(guó)外多個(gè)核電站的實(shí)際運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，大孔強(qiáng)堿陰樹脂相對(duì)凝膠型強(qiáng)堿陰樹脂抗有機(jī)物性能要好，更容易除去膠體形態(tài)的放射性核素。盡管大孔樹脂的交換容量比凝膠型樹脂低 20% 左右，但凈化放射性核素的交換容量利用率大幅增加[17-18] 。

2.2.2 使用大孔樹脂對(duì)減少廢樹脂產(chǎn)生量的實(shí)踐

（1）廢液處理系統(tǒng)凈化樹脂改進(jìn)的效果

秦山某壓水堆機(jī)組廢液處理系統(tǒng)曾出現(xiàn)凈化床出口 ^110mAg 偏高的問題，廢液經(jīng)前置陽樹脂床AmberliteIRN77和混樹脂床AmberliteIRN160處理后， ^110mAg 的單次循環(huán)凈化因子均值僅為39% 。 ^110mAg 的化學(xué)形態(tài)主要為膠體，比表面積大，吸附溶液中的離子而帶有弱電荷，顆粒直徑約0. 02～0. 06μm ，遠(yuǎn)大于凝膠型樹脂的孔道直徑，因而凈化因子較低。將前置陽床由原來的凝膠型陽樹脂AmberliteIRN77改為大孔陰樹脂AmberliteIRN9766和陽樹脂AmberliteIRN77雙層樹脂，按1：1 比例裝填，改進(jìn)后廢液處理系統(tǒng)對(duì) ^110mAg 單次循環(huán)的平均去除率達(dá)到 97% ，更重要的是交換容量的利用率明顯增加，廢樹脂產(chǎn)生量減少約 60%[19]

（2）一回路凈化系統(tǒng)樹脂改進(jìn)的效果

核電站運(yùn)行期間產(chǎn)生的放射性核素多以膠體形態(tài)存在，放射性核素主要吸附在凈化床凝膠型樹脂的外表面，大修停堆時(shí)冷卻劑水化學(xué)由還原性變?yōu)閺?qiáng)氧化性，硼化和除鋰使pH值降低，導(dǎo)致沉積在設(shè)備表面的放射性核素大量釋放而進(jìn)入凈化床。由于凝膠型樹脂對(duì)膠體形態(tài)放射性核素的吸附能力較弱，水化學(xué)瞬態(tài)引起附著在樹脂表面的放射性核素被重新置換出來，化容樹脂床至上充管線之間的輻射水平大幅上升。秦山某壓水堆核電站經(jīng)過試驗(yàn)和論證，214大修期間將凈化床AmberliteIRN217樹脂的填裝量由 950L 減少至625L ，余量用AmberliteIRN9766大孔樹脂替代，投運(yùn)后對(duì)放射性核素 ^110mAg 的去除效率大于 98% ，比優(yōu)化前的 68% 有明顯提升，化容系統(tǒng)凈化床下游設(shè)備房間ND460的環(huán)境輻射水平明顯降低，從優(yōu)化前的 1800μSv/h 降低到 200μSv/h ，在整個(gè)燃料循環(huán)周期內(nèi)保持連續(xù)運(yùn)行，雙層裝填方式的實(shí)施解決了化容樹脂床放射性核素的釋放問題，其他各項(xiàng)指標(biāo)也均達(dá)到了預(yù)期。大孔樹脂的使用滿足了長(zhǎng)燃料循環(huán)的交換容量，提高了樹脂利用率，也減少了放射性廢樹脂的產(chǎn)生量。

3結(jié)論

核電廠放射性廢物管理遵從廢物最小化原則，根據(jù)工藝系統(tǒng)凈化目標(biāo)和樹脂的性能選擇合適的核級(jí)樹脂，對(duì)降低廢樹脂產(chǎn)生量的作用是非常明顯的。

從樹脂的穩(wěn)定性試驗(yàn)和核電站實(shí)際運(yùn)行情況分析，高交聯(lián)度樹脂具有更好穩(wěn)定性。一般來說，樹脂的 DVB% 越高，其交聯(lián)結(jié)構(gòu)就會(huì)變得硬且密集，離子的遷移速度就會(huì)減慢。但隨著離子交換樹脂技術(shù)的發(fā)展，在骨架合成過程中通過一些特殊工藝改進(jìn)樹脂的孔隙度，交聯(lián)度即使達(dá)到 20% ，離子交換速度仍然不受影響。當(dāng)前國(guó)內(nèi)眾多科研人員正在研發(fā)核級(jí)樹脂，動(dòng)力學(xué)性能的改進(jìn)需引起特別的關(guān)注，放射性核素大多以膠體形態(tài)存在，孔道的設(shè)計(jì)也是研發(fā)核級(jí)樹脂時(shí)需要重點(diǎn)考慮的因素。

參考文獻(xiàn)：

［1］胡向盟，劉輝．核級(jí)樹脂的優(yōu)化管理對(duì)放射性固廢體積最少化的貢獻(xiàn)[C]//2014年中國(guó)電機(jī)工程學(xué)會(huì)年會(huì)．合肥：中國(guó)電機(jī)工程學(xué)會(huì)，2014：1-5.

［2］郭喜良，馮文東，高超，等．廢樹脂濕法氧化減容處理技術(shù)路線及問題探討［J]．輻射防護(hù)，2015，35（5）：267-273.GUO Xiliang，F(xiàn)ENG Wendong，GAO Chao，et al. A roadmap and key isues of spent resin wet-oxidation research[J].Radiation Protection，2015，35（5）：267-273.

[3］陳斌．核電廠低中放廢樹脂處理工藝[J]．輻射防護(hù)通訊，2010，30（1）：13-16.CHEN Bin.Process researchof spent resin treatment from NPP[J].Radiation Protection Buletin，2010，30（1）：13-16.

[4] 何艷紅.離子交換技術(shù)（ROHM AND HAAS離子交換指導(dǎo)手冊(cè)）[R]．上海：上海羅門哈斯化工有限公司，2006：8-60.

[5] 梁永江．秦山三期核級(jí)樹脂篩選及相關(guān)技術(shù)指標(biāo)優(yōu)化研究［D]．上海：上海交通大學(xué)，2007.

[6] Kunin R. Aber-Hi-Lites：50 years of ion-exchange technology[M]. Colorado：Tall Oaks Publishing，1996.

[7] 王為強(qiáng)，楊建明，李亞妮，等．強(qiáng)堿型陰離子交換樹脂的耐熱性改進(jìn)研究進(jìn)展[J]．化工新型材料，2013，41（7）：26-28.WANG Weiqiang，YANG Jianming，LI Yani，et al.Research progress inimprovement of heat-resistant strongly basicanion exchange resin[J]. New Chemical Materials，2013，41（7） ： 26-28.

［8］侯信，黃文強(qiáng)，何炳林．強(qiáng)酸性陽離子交換樹脂的熱穩(wěn)定性[J]．離子交換與吸附，1995（5）：465-472.HOU Xin，HUANG Wenqiang，HE Binglin.Studies on the thermostability of strongly acidic cation exchange resins[J].Ion Exchange and Adsorption，1995（5）： 465-472.

[9]何艷紅，王鑫．AP1000化容系統(tǒng)離子交換樹脂輻照穩(wěn)定性研究[J]．核科學(xué)與工程，2016，36（2）：251-256.HE Yanhong，WANG Xin. APlooO CVS resin radiation degradation research[J]. Nuclear Science and Enginering，2016，36（2）： 251-256.

[10]Couderc R，Ambrus P.Performance of ion exchange resins in the active circuits of PWR：COG-97-136[R].Canada：Atomic Energy of Canada Limited，1997：18.

[11]Izumi T，Hagiwara M H. Development of 14% crosslinked strong acid cation gel resin[C]//EPRI San FranciscoUSA，2004.

[12]Dalessandro J.NRW37LC nuclear grade ion exchangeresin technical data[Z]．ThePurolite Company，PuroliteInternational Limited.

[13]Jones N，SceniniF，LivensF.Assessmentoftheinteractionsofcationicandanionicionexchangeresins withtypicalPWRprimary circuit solution species[C]//2Oth NPC International Conference，2016.

[14] Palo Alto.Pressurized water reactor primary water chemistry guidelines，volumes1[R].Revision 7.EPRI，CA，2014：152-160.

[15] GarbettK，etal.Corrosion productbehaviour in thesizewell BPWR[C]//JAIF International ConferenceonWaterChemistryin NuclearPowerPlants.Japan：U.S.Departmentof Energy Offceof Scientificand Technical Information，1998：65.

[16]FruzztiK．Samplingconsiderations formonitoringcorrosion products inthereactorcoolant system inpressurizedwaterreactors[R]. EPRI，Palo Alto，CA，2006：1013668.

[17] 婁嵩，劉永峰，白清清，等．大孔吸附樹脂的吸附機(jī)理[J]．化學(xué)進(jìn)展，2012，24（8）：1427-1436.LOU Song，LIU Yongfeng，BAI Qingqing，et al.Adsorption mechanism of macroporous adsorption resins[J].ProgressinChemistry，2012，24（8）：1427-1436.

[18] Palo Alto.Presurized water reactor primary water chemistry guidelines，volumes 2[R].Revision 7.EPRI，CA，2014：50-57.

［19］王東，張志強(qiáng)，秦建華．大孔徑陰樹脂去除核電廠 ^110mAg 核素研究［J]．科技視界，2015（11）：228-229.WANG Dong， ZHANG Zhiqiang，QIN Jianhua. Study on removal of ^110mAg nuclide from nuclear power plant with largepore size negative resin[J]. Science amp; Technology Vision，2015（11）：228-229.

Research and practice of reducing radioactive waste resins in nuclear power plants

GE Jian'an，SHEN Xiaohui，SHEN Zhaogen，ZENG Jinzhong，LU Liyan （CNNP Nuclear Power Operation Management Co. Ltd.，Zhejiang Haiyan 314300）

Abstract：Based on the characteristics of resin beds in various process systems of nuclear power plants，this article studies the effects of nuclear grade resin kinetic performance，oxidation stability，and exchange channels on the operational life of resin beds.It is concluded that the kinetic performance has a significant impact on the utilization rate of resinused to regulate the concentration of additives in process systems；The degradation of resin is manifested by the fracture of the skeleton and the detachment of exchange groups.The higher the crosslinking degree，the better the stabilityof the resin；The use of macroporous resin is beneficial for improving the purification factor of radioactive nuclei and the failure rate of the resin.Through the analysis of failure mechanisms and the summary of operational practices，the problems in the use of nuclear grade resins were explored and countermeasures were proposed.

Key words：nuclear resin;minimization of radioactive waste;crosslinking structure internal pores；lose ffcacy