核燃料循環(huán)設施與放射性廢物環(huán)境安全管理的實踐和思考

程琦福 費洪澄 張 鈞

(中國核工業(yè)集團公司安全環(huán)保部，北京 100822)

我國2007年頒布的《核電中長期發(fā)展規(guī)劃(2005－2020年)》提出了:“堅持核燃料閉合循環(huán)的技術路線”、“適度超前發(fā)展核燃料產(chǎn)業(yè)”的要求。目前，我國已建成了鈾純化、鈾轉化、鈾濃縮、元件制造等完整的核燃料加工產(chǎn)業(yè)，核燃料生產(chǎn)能力保證了我國核電廠的核燃料供應，動力堆乏燃料后處理中試廠成功完成熱調試，打通了核燃料閉式循環(huán)技術路線，核燃料產(chǎn)業(yè)的快速發(fā)展為我國核能安全高效發(fā)展奠定了堅實基礎和保障。我國核燃料循環(huán)設施建成投產(chǎn)以來，營運單位建立了良好的運行管理體系，核燃料循環(huán)設施安全穩(wěn)定運行，核燃料加工制造質量可靠，營運單位安全環(huán)保體系健全，周圍環(huán)境質量保持良好，保證了環(huán)境安全和公眾健康。

放射性廢物處理處置是核燃料循環(huán)的重要組成部分，是核能可持續(xù)發(fā)展和環(huán)境安全的保障。早在九十年代初我國啟動了早期核設施退役及放射性廢物治理專項計劃，經(jīng)過近三十年的努力，在國家政府部門的指導和支持下，在相關科研院所和企業(yè)的努力下，專項工作取得了很大的成績。早期核設施退役和放射性廢物治理取得重要進展，鈾地質和鈾礦冶設施退役工作相當部分已經(jīng)完成，為緩解和消除早期遺留環(huán)境安全隱患、保護公眾健康與環(huán)境安全做出了積極貢獻，為核工業(yè)后續(xù)發(fā)展創(chuàng)造了良好的安全環(huán)境。本文介紹我國核燃料循環(huán)設施和放射性廢物安全管理實踐，討論今后需研究解決的輻射環(huán)境問題。

1 現(xiàn)狀

核燃料循環(huán)設施核安全問題與核臨界、輻射、化學毒性、火災和爆炸等相關，輻射環(huán)境問題與流出物排放、放射性物質運輸和放射性廢物管理相關［1，2］。為了確保核燃料循環(huán)設施運行安全，除了工程設計安全措施以外，在很大程度上依賴于運行人員的干預和管理控制。我國核燃料循環(huán)設施營運單位一直高度重視核安全和輻射環(huán)境安全管理，始終堅持核安全是核工業(yè)生命線的理念，加強核設施的安全環(huán)保管理，嚴格執(zhí)行國家核安全環(huán)保法律法規(guī)及標準，以及國家核安全局批準的運行限值和條件，核燃料循環(huán)設施運行單位保持了良好的核安全記錄，確保了核與輻射安全和環(huán)境安全。

根據(jù)國家民用核燃料循環(huán)設施安全規(guī)定要求［3］，核燃料企業(yè)均制定了核燃料循環(huán)設施運行質量保證大綱及其配套程序，質保體系有效運行。目前，核燃料企業(yè)均按照GB/T24001、GB/T28001 環(huán)境、職業(yè)健康安全管理標準，通過了環(huán)境、職業(yè)健康安全管理體系認證，每年通過內審和管理評審等多種形式對體系管理及執(zhí)行情況進行檢查審核和改進，以確保管理體系持續(xù)改進和有效。

放射性廢物安全問題是核能開發(fā)和利用面臨的最大瓶頸之一。為加快推進我國早期核設施退役步伐，實現(xiàn)放射性廢物安全處理處置，我國在近些年加快了廢物處理處置能力建設，現(xiàn)已基本建成了與核設施退役和放射性廢物治理相配套的放射性廢物處理處置設施，保證了核設施退役的順利開展。按照原國防科工委、國家環(huán)?？偩趾蛧铱萍疾?006年發(fā)布的《高放廢物地質處置科研指南》要求，我國高放廢物地質處置研究工作正在按計劃積極推進，在高放廢物地質處置庫選址、安全評價、處置化學、工程概念設計等研究方面已取得了重要進展［4］。

2 環(huán)境安全管理實踐

2.1 開展安全環(huán)保風險管理

2013年中核集團發(fā)布了《安防環(huán)保風險管理規(guī)定》，規(guī)定明確了風險識別、評價和等級劃分原則，以及風險治理要求等。按照規(guī)定，營運單位開展了安全環(huán)保隱患排查治理和風險管理工作，防止安全環(huán)保事故的發(fā)生，確保風險安全受控。安防環(huán)保風險是指設備、人因、管理等方面的不確定因素對安全環(huán)保的影響，一旦風險管理控制措施失效，發(fā)生事故將造成人員傷亡、財產(chǎn)損失或環(huán)境污染。重點安全環(huán)保風險包括核與輻射安全風險、工業(yè)安全風險、環(huán)境保護風險及職業(yè)健康安全風險等。按照“預防為主、防控結合”的原則，有針對性地提出風險防范和應急措施，加強風險點監(jiān)控，制定風險治理計劃，做到責任、措施、資金、時間、預案五到位，確保風險安全受控。同時，營運單位對風險進行定期評估和安全趨勢分析，形成風險管理長效機制。

2.2 嚴格執(zhí)行核臨界安全運行限值

核臨界安全是核工業(yè)的特殊安全問題。在整個核燃料循環(huán)中加工、處理、操作、貯運易裂變材料而伴隨的臨界安全問題，它與核設施主工藝緊密相關，直接涉及核燃料工業(yè)生產(chǎn)的安全性、經(jīng)濟性和技術水平［5］。隨著我國核燃料產(chǎn)業(yè)的快速發(fā)展，一批新設施的建設、新工藝的應用、原有設施的升級改造和新技術的開發(fā)等都對核臨界安全管理提出了新的要求。

核燃料循環(huán)設施裝料運行前，始終對臨界安全采取從嚴的技術措施和行政審管要求。新建、改建或在役運行改變某些條件的核設施存在核臨界安全問題時，編制的安全分析報告和設計文件，應包括核臨界安全內容。在設計新工藝流程或改變現(xiàn)有工藝流程的某些條件和設備之前，必須進行核臨界安全分析、評價或復核性安全評價，保證在整個操作過程或整個工藝流程在正常條件和可信的異常條件下均處于次臨界安全狀態(tài)。

營運單位依據(jù)國家核臨界安全法規(guī)標準，結合本單位核設施實際情況，涉及核臨界安全的任何運行操作，均制定了運行操作規(guī)程，建立了核臨界安全限值卡片或檢查圖表。營運單位在運行過程中，嚴格執(zhí)行臨界安全操作規(guī)程和國家核安全局審管部門批準的運行限值。

2.3 開展核設施環(huán)境監(jiān)測與評價

核設施流出物與環(huán)境監(jiān)測是核設施安全體系的重要組成部分。為加強流出物與環(huán)境監(jiān)測規(guī)范管理，中核集團統(tǒng)一制定了核燃料循環(huán)單位流出物與環(huán)境監(jiān)測大綱，各營運單位按照監(jiān)測大綱對監(jiān)測計劃進行了修訂，中核集團對各營運單位監(jiān)測計劃進行了審核，保證各營運單位流出物與環(huán)境監(jiān)測計劃合理、有效，保證環(huán)境質量可控，也為后續(xù)開展核設施運行對環(huán)境和公眾的影響評價提供參考依據(jù)。

為做好核設施單位周圍環(huán)境影響評價，中核集團建立了年度流出物及環(huán)境監(jiān)測與評價制度，每年開展流出物及環(huán)境監(jiān)測與評價工作，評價核設施周圍環(huán)境質量狀況。評價報告的主要內容包括，環(huán)境質量監(jiān)測結果(包括監(jiān)測布點及不同環(huán)境介質中污染物的監(jiān)測結果);公眾的受照劑量;主要結論或簡單評價;存在的問題及擬采取的解決措施等。為加強監(jiān)測質量控制，中核集團組織開展了營運單位環(huán)境監(jiān)測比對活動，通過完善分析測量流程，統(tǒng)一監(jiān)測方法，進一步促進核設施單位的監(jiān)測水平。

2.4 推進核設施退役及放射性廢物治理工作

核設施退役及放射性廢物治理是一項技術含量高、復雜的系統(tǒng)工程。中核集團在國家有關部門的指導下，按照國家總體規(guī)劃的目標和要求，綜合統(tǒng)籌集團內優(yōu)勢資源，加快早期核設施退役，加強放射性廢物處理能力建設，放射性廢物處理手段逐步完善。我國已建成中低放廢液處理、固體廢物分揀整備、可燃固體廢物焚燒、金屬廢物熔煉去污等處理和整備設施，以及極低放廢物填埋場、中低放固體廢物處置場等處置設施，具備了放射性廢物處理和處置能力，放射性廢物治理取得階段性成果。高放廢液玻璃固化設施正在建設，預計“十三五”末將投入運行。

2.5 推行安全環(huán)保標準化建設

按照《企業(yè)安全生產(chǎn)標準化基本規(guī)范》(AQ/T 9006－2010)［6］要求，標準化建設包括安全生產(chǎn)目標、組織機構和職責、安全生產(chǎn)投入、法律法規(guī)與安全管理制度、教育培訓、生產(chǎn)設備設施、作業(yè)安全、隱患排查和治理、重大危險源監(jiān)控、職業(yè)健康、應急救援、事故報告調查和處理、績效評定和持續(xù)改進等13 個要素。針對核設施的特殊性，以及核設施輻射環(huán)境安全管理的需要，中核集團在標準化建設中增加了環(huán)境保護要素。通過安全環(huán)保標準化建設，核設施現(xiàn)場管理得到明顯改善，各營運單位輻射環(huán)境安全管理能力進一步提升。

環(huán)境保護標準化建設考核要求包括:(1)流出物排放管理。企業(yè)應按法律法規(guī)和標準規(guī)范要求，建立各類污染物的處理處置設施，并保證環(huán)保設施正常運行，各類流出物達標排放。各類流出物處理排放設施應有專人負責管理，定期檢驗和維護。(2)監(jiān)測與評價。開展流出物及設施(廠區(qū))周圍的環(huán)境監(jiān)測，并建立監(jiān)測檔案。配置與流出物和環(huán)境監(jiān)測相適應的監(jiān)測設備、工具及監(jiān)測人員。各類監(jiān)測設備應有專人負責管理，定期檢驗和維護。開展環(huán)境統(tǒng)計及年度環(huán)境質量評價。(3)放射性廢物安全管理。企業(yè)的放射性廢物安全管理應符合有關法律法規(guī)、標準規(guī)范要求，實行分類管理，安全貯存，及時處理處置。企業(yè)應在項目設計、建設、運行、維修、退役全過程中貫徹廢物最小化原則。

3 建議

3.1 加快制定核燃料循環(huán)前端廢物安全處置標準

我國核燃料循環(huán)前端設施(鈾轉化、濃縮、元件制造)在長期運行過程中產(chǎn)生了一定量的放射性廢物或疑似放射性廢物，這些廢物主要為廢過濾器芯、廢樹脂和廢渣等含鈾廢物，含有的放射性核素主要是238U、235U 和234U 等天然鈾同位素。目前，對于低于清潔解控水平的含鈾廢物向環(huán)境保護主管部門申請解控，而對于高于清潔解控水平的含鈾廢物仍存放在暫存庫中。建議盡快制定核燃料循環(huán)前端廢物安全處置規(guī)定或標準，以指導廢物的最終處置。

3.2 建立核三廢治理激勵措施，加快核三廢治理進度

我國早期核設施已進入全面退役階段，核設施退役任務量多、難度大，退役實施進度與預期目標相比存在較大差距。我國早期核設施退役及廢物治理工作被定位為公益性事業(yè)，是一項國家任務，任務承擔單位不計利潤，國家有關部門雖采取了年度考核機制，但總體上只有處罰而沒有獎勵措施，缺乏有效的制約機制與激勵手段。建議從國家層面推動建立核三廢治理績效掛鉤機制，提出激勵措施，加快退役治理進程，消除輻射環(huán)境安全隱患。

3.3 加快放射性廢物中等深度處置研究

我國中低放廢物實行近地表處置政策，已建成了西北處置場和廣東北龍?zhí)幹脠?。但部分長壽命較高水平放射性廢物面臨處置難題，如高活度廢放射源、反應堆運行及退役過程中產(chǎn)生的堆芯構件、廢石墨等。國際上對長壽命較高水平放射性廢物采用中等深度處置的方式。我國目前還沒有中等深度處置的實踐，僅一些學者對其進行了探索研究，尚不深入。目前，我國對于長壽命較高水平放射性廢物尚未明確處置方式。建議以工程為牽引，積極推進放射性廢物中等深度處置的研究，盡快實現(xiàn)工程化，滿足我國廢物管理的實際需求。

3.4 加快高放廢物地質處置地下實驗室建設

近年來我國高放廢物地質處置研究取得了積極進展，但與國外相比還有較大差距，與我國核能快速發(fā)展也不相適應。鑒于高放廢物地質處置工作的長期性和重要性，國務院發(fā)布的《核電中長期發(fā)展規(guī)劃(2005－2020年)》，原國防科工委、國家環(huán)?？偩趾蛧铱萍疾?006年發(fā)布的《高放廢物地質處置科研指南》，均明確提出了2020年建成我國高放廢物地質處置地下實驗室、2050年建成高放廢物地質處置庫的目標。根據(jù)國外的經(jīng)驗，建設地下實驗室至少需要5年左右的時間，目前我國地下實驗室項目尚未立項，時間非常緊迫。建議盡快啟動地下實驗室建設項目立項，這樣才有可能實現(xiàn)我國在2020年前后建成地下實驗室的目標，為我國后續(xù)高放廢物地質處置庫研究提供技術保證。

3.5 完善核設施退役治理相關政策和技術標準

我國現(xiàn)有的核設施退役治理技術標準，無論從涵蓋范圍還是實際可執(zhí)行上都存在一定缺陷。目前我國早期核設施大多已進入或即將進入退役階段，需盡快完善退役治理涉及的核設施退役策略、退役場址土壤允許殘留水平、環(huán)境恢復、廢物最小化和廢物再循環(huán)利用等相關政策和技術標準，以指導我國核設施退役和環(huán)境治理工作。

4 結束語

我國核能開發(fā)和核技術利用事業(yè)在快速發(fā)展，放射性廢物安全管理仍然是核工業(yè)發(fā)展面臨的主要問題。要實現(xiàn)核能開發(fā)和核技術利用事業(yè)可持續(xù)健康發(fā)展，必須重視和加強放射性廢物安全管理工作。對此，我國必須統(tǒng)籌謀劃，及早行動，從政策上和技術上取得新的突破，加快早期核設施退役和放射性廢物治理，同時抓好核燃料循環(huán)設施規(guī)范運行，確保輻射環(huán)境安全，為我國核能安全高效發(fā)展保駕護航。

［1］劉遠松，楊鋼．核燃料循環(huán)設施運行階段的安全要求［J］．輻射防護，2005．25(6):388．

［2］IAEA．Safety of Uranium Fuel Fabrication Facilities［R］．IAEA Secific Safety Guide No．SSG－6，2010．

［3］國家核安全局．民用核燃料循環(huán)設施安全規(guī)定［S］．HAF301，1993．

［4］蘇銳，程琦福，王駒，等．我國高放廢物地質處置庫場址篩選總體技術思路探討［J］．世界核地質科學，2011，28(1):45－51．

［5］阮克強，等．核臨界安全［M］．北京:原子能出版社，2005．

［6］國家安全生產(chǎn)監(jiān)督管理總局．企業(yè)安全生產(chǎn)標準化基本規(guī)范［S］．AQ/T 9006－2010．北京:煤炭工業(yè)出版社，2010．