核電站退役廢物管理

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核電站退役廢物管理

鄭 莉，孫惠東，楊美健
（中國核電工程有限公司，北京 100840）

摘要：核電站產(chǎn)生的廢物的處理盡可能延用運行廢物處理系統(tǒng)，考慮到退役廢物的廢物類別及產(chǎn)生量與運行廢物差異較大，可考慮增設(shè)必要的廢物處理手段或擴大廢物處理能力，是否新建廢物處理設(shè)施應(yīng)綜合考慮是否有適宜場址、工期是否允許以及是否存在與退役無關(guān)且足夠大的子項可進行改擴建等操作。文章以M310堆為例，估算了單機組退役可能的退役廢物產(chǎn)生量，同時，為實現(xiàn)廢物最小化的目標(biāo)，提出了進行設(shè)計優(yōu)化，嚴(yán)格運行管理、避免事故發(fā)生，嚴(yán)格進行廢物分類，利用廢物處理手段減少廢物處置量和廢物體積以及對材料再循環(huán)再利用等建議。

關(guān)鍵詞：核電站退役；廢物最小化；廢物處理手段；固體廢物量

CLC number：TM623 Article character： A Article ID： 1674-1617（2016）01-0089-05

自1991年我國大陸第一座核電站——秦山一期核電站并網(wǎng)發(fā)電以來，我國核電站建設(shè)高速發(fā)展。截至2014年12月底，我國在運核電機組總數(shù)達到21臺，總裝機容量1 902萬千瓦；在建的核電機組27臺，裝機容量2 953萬千瓦，位于世界在建機組數(shù)第一名［1］。在我國《核電中長期發(fā)展規(guī)劃（2005—2020年）》中確定了“到2020年，核電運行裝機容量爭取達到4 000萬千瓦；核電年發(fā)電量達到2600億～2800億千瓦時。同時，考慮核電的后續(xù)發(fā)展，2020年末在建核電容量應(yīng)保持1 800萬千瓦時左右?！保?］的發(fā)展目標(biāo)，該目標(biāo)也預(yù)示著我國在今后6年內(nèi)仍將上馬一定數(shù)量的核電機組。

我國最早商業(yè)運營的秦山一期核電站將于2020年達到設(shè)計壽命，目前其正在開展申請延長壽期工作，由此可以預(yù)見，自秦山一期核電站退役開始，我國將逐漸迎來核電站退役高峰，核電站作為大型核設(shè)施，其退役必將產(chǎn)生大量放射性廢物，大量放射性廢物如何安全處理，是關(guān)系到公眾及環(huán)境安全的至關(guān)重要的問題，也是對核電相關(guān)從業(yè)人員的巨大挑戰(zhàn)。本文從設(shè)計角度對核電站退役廢物類型、廢物來源、廢物量、廢物處理手段進行簡要介紹，并針對實現(xiàn)核電站退役廢物最小化提出初步的建議。

1 核電站退役廢物類型及來源

核電站退役過程中產(chǎn)生的廢物包括放射性廢物和非放射性廢物，本文主要對放射性廢物的類型及來源進行描述。按照放射性廢物的物理性狀，可分為放射性氣載廢物、放射性液體廢物和放射性固體廢物。

1.1 放射性氣載廢物

其主要產(chǎn)生于使用熱切割工具的拆除過程及對廠房建（構(gòu)）筑物進行表面剝離去污的過程中。

按照GB 9133—1995《放射性廢物的分類》中的要求，根據(jù)濃度高低，放射性氣載廢物又可分為低放廢氣和中放廢氣。

1.2 放射性液體廢物

放射性液體廢物主要來自于三部分：一為安全過渡期內(nèi)的系統(tǒng)倒空及串洗過程；二為退役過程中的放射性物項離線去污廢液；三為工作人員洗澡水。

（1）系統(tǒng)倒空及串洗

在核電站運行結(jié)束后，退役工作正式開始前的安全過渡期內(nèi)，需將系統(tǒng)中殘留的放射性液體倒出，收集并進行處理，這個過程主要涉及燃料廠房及反應(yīng)堆廠房（反應(yīng)堆換料水池除外，反應(yīng)堆壓力容器及堆內(nèi)構(gòu)件初步考慮進行水下切割，需在此水池內(nèi)進行）等廠房系統(tǒng)中殘留的放射性廢液。

分析核電站運行過程可知，冷卻劑從堆芯帶出的活化腐蝕產(chǎn)物等會造成一回路系統(tǒng)內(nèi)部的污染，故考慮在安全過渡期內(nèi)通過系統(tǒng)整體或局部串洗等操作降低其放射性水平，以減少后續(xù)拆除人員的照射劑量，簡化拆除工作；原有廢液處理系統(tǒng)在運行過程中用于貯存、監(jiān)測和處理來自核電廠控制區(qū)的放射性廢液，因此該系統(tǒng)內(nèi)部也存在污染，可以通過串洗進行去污。

（2）離線去污

在核電站退役過程中，部分拆除產(chǎn)生的放射性固體廢物通過離線去污可能達到降級或解控的目的，對于這類廢物可考慮進行離線去污操作，離線去污過程中會產(chǎn)生放射性廢液。

（3）洗澡水

退役工作人員由于從事放射性工作，需要遵循在退役工作開始前更換工作服，工作結(jié)束后洗澡以進行身體表面清洗去污，達到要求后方可更換回家常服離開的輻射防護規(guī)定。洗澡在待退役廠房本身或鄰近廠房的衛(wèi)生出入口內(nèi)進行，該過程產(chǎn)生的洗澡水為放射性液體廢物。

按照GB 9133—1995《放射性廢物的分類》中的要求，根據(jù)濃度高低，放射性液體廢物又可分為低放廢液、中放廢液和高放廢液。

1.3 放射性固體廢物

放射性固體廢物主要包括系統(tǒng)倒空過程中產(chǎn)生的廢樹脂、廢過濾器芯等；退役過程中因設(shè)備及管道等拆除產(chǎn)生的金屬或非金屬廢物（包括塑料、木材等）、因建（構(gòu)）筑物表面剝離產(chǎn)生的混凝土廢物、場址清理產(chǎn)生的污染土壤以及產(chǎn)生的廢工作服和抹布等軟廢物等。

按照GB 9133—1995《放射性廢物的分類》中的要求，非α廢物綜合考慮固體廢物中核素半衰期長短、活度濃度及釋熱率等因素，又可分為低放廢物、中放廢物和高放廢物三類。

2 核電站退役廢物的處理手段［3］

在核電站設(shè)計中，為了處理核電站在運行過程中產(chǎn)生的放射性廢物，已建立了相關(guān)的廠房排風(fēng)系統(tǒng)、廢液處理系統(tǒng)及固體廢物處理系統(tǒng)，在退役過程中，為了盡可能避免新建廢物處理系統(tǒng)增加退役工作量及廢物產(chǎn)生量，考慮盡量利用核電站原有廢物處理系統(tǒng)。下面分別介紹針對不同物理性狀的廢物，所考慮的處理手段。

2.1 放射性氣載廢物

在對放射性物項進行熱切割時，會產(chǎn)生含有放射性的氣體、煙霧和氣溶膠，若被工作人員吸入，可造成一定程度的內(nèi)照射?？紤]在切割工位旁設(shè)置移動式通風(fēng)裝置，該裝置可對產(chǎn)生的放射性粉塵及氣溶膠進行過濾（針對粒徑0.5μm及以上的顆粒過濾效率可達99.99%），過濾后的氣體進入廠房排風(fēng)系統(tǒng)。

在對廠房建（構(gòu)）筑物進行表面剝離去污的過程中，對墻地面的打磨會產(chǎn)生一定量的放射性粉塵，因此考慮將表面剝離機與高效工業(yè)吸塵器配套使用，剝離過程中產(chǎn)生的粉塵可直接被高效工業(yè)吸塵器（該設(shè)備配有HEPA高效過濾器，針對粒徑0.3μm及以上的顆粒過濾效率可達99.97%）收集，過濾后的氣體也將進入廠房排風(fēng)系統(tǒng)。

上述氣流進入廠房排風(fēng)系統(tǒng)后利用原有廢氣處理手段進行處理后監(jiān)測排放。

2.2 放射性液體廢物

自我完善和發(fā)展并不是最終的發(fā)展，行業(yè)組織、國家的發(fā)展才是最高目標(biāo)。因此，在自我提升的同時還要注重行業(yè)間的共享和學(xué)習(xí)。

由于系統(tǒng)倒空和串洗在安全過渡期內(nèi)開展，此時用于處理運行廢液的核電站原有廢液/固體廢物處理系統(tǒng)仍可用，故倒空及串洗產(chǎn)生的放射性廢液可利用原有廢液處理系統(tǒng)進行處理，處理產(chǎn)生的濃縮液利用原濃縮液處理站（屬于固體廢物處理系統(tǒng)）進行處理。

在設(shè)施離線去污手段時，需與廢液處理系統(tǒng)相連，產(chǎn)生的去污廢液可直接送至廢液處理系統(tǒng)進行處理，待廢液處理系統(tǒng)完成退役后，去污廢液利用增設(shè)的小型移動式廢液處理裝置進行收集、處理及檢測，檢測合格后排放。

洗澡水通過核島/常規(guī)島液態(tài)流出物排放系統(tǒng)收集，收集后取樣分析，達到排放標(biāo)準(zhǔn)后排放，若超過排放管理限值則送回廢液處理系統(tǒng)再處理。在核島/常規(guī)島液態(tài)流出物排放系統(tǒng)及廢液處理系統(tǒng)完成退役后，后續(xù)退役工作人員洗澡水可由增設(shè)的小型移動式廢物處理裝置進行收集、處理及檢測，檢測合格后排放。

2.3 放射性固體廢物

在核電站系統(tǒng)倒空過程中產(chǎn)生的廢樹脂、廢過濾器芯等固體廢物可利用原有固體廢物處理系統(tǒng)的廢樹脂處理線和廢過濾器芯處理線等進行處理。

退役過程中產(chǎn)生的廢物類型及廢物量與運行期間存在著較大的區(qū)別，為運行所配備的固體廢物處理設(shè)施在處理手段及處理能力上不能完全滿足退役廢物的處理要求，因此在退役工作開始前增設(shè)必要的具備所需功能及足夠處理能力的廢物處理手段，使其可以完成對退役過程中產(chǎn)生的固體廢物進行必要的解控檢測、處理整備（如離線去污、超壓、水泥固定、熔煉等）、包裝、檢測及貼標(biāo)簽等工作；還可考慮增加廢油和廢有機溶劑焚燒手段等；并應(yīng)具備足夠容量的固體廢物暫存設(shè)施，其容量應(yīng)滿足固體廢物解控前暫存及包裝后送處置場之前的暫存需求。

上述所需的廢物處理手段可利用原有子項進行改擴建或新建廢物處理設(shè)施以滿足廢物處理的需要。具體采用何種方案，應(yīng)綜合考慮是否有適宜場址、工期是否允許以及是否存在與退役無關(guān)且足夠大的子項可進行改擴建等操作。例如，若工期允許且滿足建設(shè)規(guī)模需求，可將待退役核電站中部分與退役無關(guān)廠房進行改擴建或先行拆除后在該廠房原場址新建廢物處理設(shè)施；若不滿足工期或建設(shè)規(guī)模要求，可在控制區(qū)內(nèi)尋找有適宜場址直接新建廢物處理設(shè)施，若無適宜場址則考慮在控制區(qū)外尋找適宜場址，同時應(yīng)對控制區(qū)范圍進行必要的調(diào)整或建立獨立的實物保護系統(tǒng)。此外，還需考慮到道路的承重、老化等問題。根據(jù)道路實際情況及運輸需求對相關(guān)道路進行翻新或加固以滿足廢物運輸要求。

具備了必要的廢物處理手段后，對退役廢物進行處理整備，不同放射性水平的放射性固體廢物的處理整備途徑如下：

1）高放固體廢物主要為活化廢物，全部來自反應(yīng)堆壓力容器及堆內(nèi)構(gòu)件，根據(jù)退役實施時最終采取的處置方式，若需要解體則將這部分廢物解體為適當(dāng)大小的塊，裝入屏蔽容器中，運出廠房，暫存于改擴建或新建的廢物處理設(shè)施，最終經(jīng)整備后送深地質(zhì)處置設(shè)施處置；若采取整體處置，則將其整體運出廠房直接裝入屏蔽容器暫存于改擴建或新建的廢物處理設(shè)施，最終送深地質(zhì)處置設(shè)施處置。

2）中低放固體廢物包括活化的金屬廢物、污染金屬廢物和活化的非金屬廢物。這類廢物經(jīng)包裝后送至改擴建或新建的廢物處理設(shè)施，對于去污后可降級或解控（滿足GB 27742—2011《可免于輻射防護監(jiān)管的物料中放射性核素活度濃度》要求的大批量物料）的廢物考慮進行離線去污；對于放射性水平初步判斷為熔煉后可解控的金屬廢物進行熔煉，熔煉后經(jīng)檢測合格（滿足GB/T 17567—2009《核設(shè)施的鋼鐵、鋁、鎳和銅再循環(huán)、再利用的清潔解控水平》要求）暫存，待審管部分批準(zhǔn)后方可解控或再循環(huán)再利用；處理后不可解控或再循環(huán)再利用的廢物以及無需進一步處理的廢物，裝入標(biāo)準(zhǔn)容器經(jīng)必要的整備（如超壓、水泥固定等）后送至中低放固體廢物處置場處置。

3）極低放非金屬廢物包括污染混凝土和一些軟廢物，例如毛巾、抹布和衣物等。這類廢物需裝入軟包裝袋后，送至改擴建或新建的廢物處理設(shè)施檢測貼標(biāo)簽，而后送至極低放填埋場填埋。

3 放射性固體廢物量估算

針對不同類型的核電站，其放射性廢物量差別較大，本文以我國建設(shè)較多的M310堆型（1 000 MW）核電站（如福清1、2號核電機組）為例進行初步估算，若采用立即拆除的退役策略，單機組退役將產(chǎn)生：

1）高放固體廢物約340 t（43 m3）；

2）中低放固體廢物共約10 480 t（2 000 m3）［其中金屬廢物約8 680 t（1 100 m3），非金屬廢物約1 800 t（900 m3）］；

3）極低放非金屬廢物約1 130 t（565 m3）。

上述廢物量是根據(jù)有關(guān)退役經(jīng)驗進行的理論估算［4］，具體估算原則如下：

1）依據(jù)國外退役經(jīng)驗，將反應(yīng)堆壓力容器及堆內(nèi)構(gòu)件按照高放廢物進行估算；

2）依據(jù)核電站設(shè)計階段的輻射防護分區(qū)圖，將綠區(qū)、黃區(qū)、橙區(qū)及除壓力容器以外的紅區(qū)內(nèi)的物項按照中低放固體廢物進行估算；

3）根據(jù)各房間的輻射防護分區(qū)，按照污染嚴(yán)重房間剝離層深大，污染輕微房間剝離層深小的原則，對各廠房建（構(gòu)）筑物剝離產(chǎn)生的混凝土廢物量進行估算，并將這類廢物連同抹布、衣物等軟廢物作為極低放廢物進行考慮。

但根據(jù)核電廠實際運行情況的不同，實際廢物量會有差異，主要原因包括：考慮到待退役廠房及其中物項的污染水平與其運行過程息息相關(guān)；而且除活化類型的廢物為體污染外，其余設(shè)備等放射性廢物均為表面污染，在實際退役過程中，會將設(shè)備或管道等拆除物項受到放射性污染和未受到放射性污染的部分區(qū)分開，且經(jīng)過去污、熔煉等處理手段，會使一部分廢物放射性水平降級或達到解控水平，因此實際廢物產(chǎn)生量較以上理論估算值將有一定的差異。

國外經(jīng)驗表明，德國1 300 MW PWR退役過程產(chǎn)生放射性廢物3 214 t，折合約1 000 m3［5］。

上述理論估算值及國外經(jīng)驗都是作為核電站退役經(jīng)費估算及處置場建設(shè)需求等方面的參考。

4 廢物最小化建議

由上述退役固體廢物量估算過程可知，退役廢物產(chǎn)生量與運行過程、廢物分類的粗細(xì)程度及其處理整備手段緊密相關(guān)，故為了減少退役廢物的產(chǎn)生量，實現(xiàn)廢物最小化的目標(biāo)，應(yīng)該做到：

（1）設(shè)計階段考慮相應(yīng)的措施

在設(shè)計過程中若采取一些優(yōu)化措施，則可在一定程度上減少退役廢物產(chǎn)生量。例如，通過選擇限制含鈷材料和含銻材料的使用，限制材料含銀量，從而減少腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生，降低輻射場劑量水平，從而可在一定程度上實現(xiàn)廢物的降級，降低退役難度，減少退役廢物處理或最終處置量；選擇非惰性材料，使污染停留于區(qū)域表面，避免了深層污染，減少了退役廢物產(chǎn)生量，等等。

（2）嚴(yán)格管理運行過程，避免事故的發(fā)生

在運行過程中嚴(yán)格按照操作規(guī)章制度進行，限制污染的擴散；而事故過程往往伴隨著放射性氣載廢物或放射性液體廢物的蔓延，有可能造成非放射性區(qū)域的污染或放射性區(qū)域放射性水平的提高，從而增加了放射性廢物的產(chǎn)生量或因提高放射性區(qū)域的放射性水平而增加退役操作的難度，因此在運行過程中盡可能避免事故的發(fā)生。

（3）嚴(yán)格廢物分類

在退役過程中，應(yīng)按照上述分類標(biāo)準(zhǔn)對退役過程中產(chǎn)生的廢物進行嚴(yán)格劃分，避免發(fā)生不同類別廢物混雜等情況的發(fā)生，從而確保各類廢物可得到有效有針對性的處理處置。

（4）廢物處理手段的利用

經(jīng)必要的去污或熔煉等處理手段，可使部分廢物放射性水平降級或達到解控水平，從而減少需處置或填埋的廢物的量；對于需要進行處置或填埋的廢物應(yīng)經(jīng)過必要的剪切、壓實等整備操作，以盡可能降低需要處置的廢物的體積。

（5）材料的再循環(huán)再利用

可循環(huán)再利用的廢物經(jīng)必要處理整備后進行循環(huán)再利用，在減少廢物量的同時避免資源的浪費。

5 結(jié)束語

在核電站退役過程中，會產(chǎn)生放射性氣載廢物、放射性液體廢物及放射性固體廢物，且放射性固體廢物包括廢樹脂、廢過濾器芯、活化金屬、污染金屬、活化非金屬、污染非金屬及軟廢物等多種類型。針對不同類型的放射性廢物，盡可能延用原運行廢物處理系統(tǒng)；為了滿足退役廢物的最終處置接收要求，應(yīng)考慮新增必要的廢物處理手段，可利用原有子項進行改擴建或新建必要的廢物處理設(shè)施。

核電站設(shè)計階段估算的退役廢物量是依據(jù)現(xiàn)有退役經(jīng)驗得到的理論估算值，該數(shù)值及國外經(jīng)驗數(shù)值都僅作為參考。

本文初步提出了核電站退役廢物最小化的5點建議，其中設(shè)計中的考慮和運行中的嚴(yán)格管理是實現(xiàn)廢物最小化的基本，這兩點措施從源頭上可以減少廢物的產(chǎn)生量，對于實現(xiàn)廢物最小化具有最根本的作用和意義。后3點措施作為廢物產(chǎn)生后的“補救”措施，其都需要采取一定的操作達到廢物放射性水平或體積減小的目的，操作過程中不僅造成經(jīng)費的消耗還可能會產(chǎn)生二次廢物，具體采取何種措施需要綜合考慮，進行代價-利益分析后再行確定。

為降低退役廢物產(chǎn)生量，應(yīng)盡可能在核電站設(shè)計過程中考慮相應(yīng)的可使廢物放射性水平降級或減少廢物污染程度的措施，以及嚴(yán)格管理運行過程，避免事故的發(fā)生，從根本上實現(xiàn)退役廢物最小化的目標(biāo)。

參考文獻：

［1］ 王巖. 去年中國新建核電項目為零，2015成最關(guān)鍵一年［J/OL］. http：//news.zhulong.com/read/ detail198926.html.（WANG Yan. No New Nuke Projects in China Last Year， 2015 will be A Critical Year［J/OL］. http：//news.zhulong.com/ read/detail198926.html.）

［2］ 核電中長期發(fā)展規(guī)劃（2005-2020年）［R］.國家發(fā)展和改革委員會，2007.（The Long-term Nuclear Power Development Program（2005-2020） ［R］. National Development and Reform Commission，2007.）

［3］ 中國核電工程有限公司. M310堆初步退役計劃［R］. （China Nuclear Power Engineering Co.， Ltd. Preliminary Decommissioning Plan for M310 ［R］.）

［4］ 李昕，鮑芳，鄭莉. 核電廠初步退役計劃［J］.中國核電，2014，7（4）：76-80（LI Xin， BAO Fang，ZHENG Li. Preliminary Decommissioning Plan for NPP［J］. China Nuclear Power， 2014，7（4）：76-80.）

［5］ 歐洲原子能共同體.核設(shè)施退役手冊（1995）［M］.吳春喜，陳永曄，蔣云清，等譯. 北京：核科學(xué)技術(shù)情報研究所，1998.（EURATOM. Decommissioning Handbook for Nuclear Facilities （1995） ［M］. Translated by： WU Chun-xi， CHEN Yong-ye，JIANG Yun-qing， et al. Beijing： China Nuclear Information Center， 1998.）

Discussion on Decommissioning and Waste Management for Nuclear Power Plant

ZHENG Li， SUN Hui-dong， YANG Mei-jian
（China Nuclear Power Engineering Co.， Ltd.， Beijing 100840， China）

Abstract：The gaseous wastes are mainly produced during the process of thermal-cutting and surface-striping. The liquid wastes are mainly produced during the process of system emptying and system decontamination， off-line decontamination， and bath water. The solid wastes are mainly produced during the process of system emptying， dismantling， and building or structure decontamination. All the wastes produced during the decommissioning will be treated by the original waste treatment system， and new waste treatment facility could be built， according to the catalogues and capacity of the original waste treatment system. In order to achieve the objective of waste minimization， suggestions are put forward for design optimization， strict operation management， avoidance of accident， strict waste classification， minimization of waste capacity and volume by treatment of waste， and material recycle， etc. in this paper.

Key words：NPP decommissioning； waste minimization； waste treatment measure； solid waste quantity

中圖分類號：TM623

文獻標(biāo)志碼：A

文章編號：1674-1617（2016）01-0089-05

收稿日期：2015-12-16

作者簡介：鄭 莉（1985—），女，天津人，工程師，工學(xué)碩士，現(xiàn)從事核設(shè)施退役與放射性廢物管理工作。