AP1000核電廠廢物最小化淺析

倪依雨 付亞茹 王鑫 伊成龍 朱來葉

摘要：核電廠的廢物最小化作為放射性廢物管理的基本原則之一，近來越來越受到社會的關(guān)注。AP1000作為三代先進(jìn)核電的典型代表，從設(shè)計到運(yùn)行上，都充分考慮廢物最小化的原則。本文從源頭控制、再循環(huán)再利用、減容技術(shù)和優(yōu)化管理四個方面，開展AP1000廢物最小化的簡要措施描述，為在役電廠及新建的其他電廠提供一定的參考價值。

Abstract： As one of the basic principles of radioactive waste management， the waste minimization of nuclear power plants has attracted more and more attention recently. AP1000， as the typical representative of three generations of advanced nuclear power， fully considers the principle of minimization of waste from design to operation. In this paper， from the source control， recycling， reduction technology and optimized management from four aspects， briefly outline measures of AP1000 waste minimization， providing certain reference value for other new plants and the plants in service.

關(guān)鍵詞：廢物最小化；源頭控制；再循環(huán)再利用；減容技術(shù)；優(yōu)化管理

Key words： waste minimization；source control；recycle and reuse；reduction technology；optimal management

中圖分類號：TL94；TM623 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A 文章編號：1006-4311（2018）11-0209-03

0 引言

廢物最小化是指廢物量（體積和重量）和活度（廢物中放射性核素含量）合理可達(dá)到的最小。廢物最小化是放射性廢物管理基本原則之一[1]。為了保護(hù)人類健康和生態(tài)環(huán)境，不給后代帶來不適當(dāng)?shù)呢?fù)擔(dān)，促進(jìn)核工業(yè)的可持續(xù)發(fā)展，應(yīng)該盡可能節(jié)省資源，實(shí)行再利用和再循環(huán)，使廢物最小化。廢物最小化是整個廢物管理水平提高和安全文化素質(zhì)提高的結(jié)果，它始于核設(shè)施的規(guī)劃與設(shè)計，終于核設(shè)施的退役和/或廠址開放。涉及設(shè)計、采購、建造、調(diào)試、試運(yùn)行、運(yùn)行、關(guān)閉和退役的生命周期全過程，是一個系統(tǒng)、連續(xù)、反復(fù)的過程。在放射性廢物最小化戰(zhàn)略實(shí)施過程中，實(shí)施效率從高到低，成本從低到高依次為管理、源頭控制、再回收再利用、廢物減容和廢物處置。

2016年10月21日批準(zhǔn)發(fā)布了核安全導(dǎo)則《HAD 401/08-2016核設(shè)施放射性廢物最小化》[2]中明確要求，“應(yīng)通過采取切實(shí)可行的設(shè)計和管理措施，并與國際最佳實(shí)踐比對，使得核設(shè)施放射性固體廢物產(chǎn)生量可合理達(dá)到盡量低”。根據(jù)標(biāo)準(zhǔn)中附錄A.2中《美國核電廠用戶要求文件》URD和《歐洲核電廠用戶要求文件》EUR中，都要求單臺百萬千瓦壓水堆核電機(jī)組廢物包年產(chǎn)生量目標(biāo)值不超過50m3。該指標(biāo)無論對于國內(nèi)在役還是新建電廠，都是相對比較嚴(yán)格的指標(biāo)，需要通過多重管理手段和技術(shù)方法來滿足。

本文結(jié)合AP1000系列電廠的特點(diǎn)，闡述在廢物最小化在電廠中的應(yīng)用，為國內(nèi)新建及在役電廠提供一定的參考指導(dǎo)。

1 源頭控制

1.1 優(yōu)化源項(xiàng)

1.1.1 堆芯控制方式

AP1000系列在堆芯控制方式上與其他電廠不同，采用先進(jìn)的機(jī)械補(bǔ)償（MSHIM）運(yùn)行模式。對于傳統(tǒng)核電廠，在負(fù)荷跟隨運(yùn)行期間，主要依靠堆芯可溶硼濃度進(jìn)行功率水平的控制，從而產(chǎn)生大量的調(diào)硼排水。而MSHIM的控制方式可實(shí)現(xiàn)在絕大多數(shù)情況下實(shí)現(xiàn)不調(diào)硼的負(fù)荷跟隨運(yùn)行，從而減少調(diào)硼排水量。而且也大大簡化了系統(tǒng)的設(shè)計，無需再設(shè)置大型的硼回收系統(tǒng)來實(shí)現(xiàn)硼的重復(fù)利用。

1.1.2 源項(xiàng)控制

為減少下游廢物處理量，可以從源頭上減少主要放射性核素（裂變產(chǎn)物、腐蝕產(chǎn)物、氚和C-14等核素）的產(chǎn)生或沉積，減少廢物處理的經(jīng)濟(jì)代價，從而減少運(yùn)行和退役等過程中向環(huán)境排放的放射性物質(zhì)的釋放量，有利于廢物最小化目標(biāo)的實(shí)現(xiàn)。

①裂變產(chǎn)物。

壓水堆核電站燃料棒破損是造成裂變產(chǎn)物釋放的主要原因，根據(jù)近年來的經(jīng)驗(yàn)，燃料棒破損的主要影響因素有燃料棒流致振動磨損、反應(yīng)堆異物以及由制造缺陷引起的破損。針對這三種影響因素，AP1000電廠通過增大燃料棒與鋯合金格架彈簧的接觸面積來減少磨損量從而減少燃料棒流致振動磨損；通過采用防異物下管座及保護(hù)格架的結(jié)構(gòu)設(shè)計減少進(jìn)入燃料組件的異物數(shù)量以及質(zhì)?？刂平档桶鼩て茡p的可能性。

②腐蝕產(chǎn)物。

核電廠中放射性廢物中主要的核素為腐蝕產(chǎn)物，而腐蝕產(chǎn)物中主要的核素為Co-58和Co-60，分別來自于Ni和Co的活化。AP1000電廠中將采用加鋅技術(shù)，該技術(shù)可以減少材料腐蝕，控制一回路應(yīng)力腐蝕開裂（PWSCC），減少劑量率。運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，加天然鋅幾個循環(huán)后劑量可減少45%，而采用貧鋅則可減少55%。加鋅是控制腐蝕產(chǎn)物最經(jīng)濟(jì)的方法。運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，加鋅運(yùn)行幾個循環(huán)后，劑量率可以減少到50%。AP1000通過添加貧化鋅，可以有效地減少材料腐蝕。

③活化源。

材料中的成分控制是控制活化源的主要方法之一，尤其是材料中的雜質(zhì)元素，如鎳、鈷等，活化后形成的放射性核素半衰期相對比較長，隨著輻照時間增加不斷累積。因此，在結(jié)構(gòu)材料選擇時，一方面需要嚴(yán)格控制材料類型，如設(shè)計中避免高鈷含量的材料使用，使用鋯合金材料替代鉻鎳鐵合金材料，另一方面需盡量減少材料部分雜質(zhì)含量，如嚴(yán)格控制鋼中鈷含量。通過優(yōu)化材料選取和材料雜質(zhì)含量控制，可以較好地降低結(jié)構(gòu)材料活化導(dǎo)致的放射性。如堆本體與冷卻劑接觸的主要設(shè)備的主要零部件設(shè)計所用材料鈷含量要求不超過0.05%，從而有效減少了活化放射性源。

④氚。

在除氚方面，AP1000采用性能比較先進(jìn)的燃料棒，電廠正常運(yùn)行時，燃料棒發(fā)生破損的風(fēng)險較??；燃料棒和可燃毒物棒的包殼材料均為鋯合金；要求在反應(yīng)堆冷卻劑中添加的LiOH中Li-7的富集度不能低于99.9%；設(shè)置了專門貯存破損燃料棒的格架，從一定程度上對破損燃料棒進(jìn)行了隔離；采用了優(yōu)良的水化學(xué)控制和腐蝕產(chǎn)物控制等措施；在煙囪排氣輻射監(jiān)測管上設(shè)置了氚連續(xù)取樣裝置。

⑤C-14。

向環(huán)境排放的放射性C-14的量主要由反應(yīng)堆冷卻劑中的O-17和N-14反應(yīng)生成的，故限制反應(yīng)堆冷卻劑O-17和N-14的濃度，為控制C-14向環(huán)境排放的主要出發(fā)點(diǎn)。從更符合工程實(shí)際的角度，AP1000減少反應(yīng)堆冷卻劑中N的量（包括：很多采用聯(lián)氨做pH值控制劑的電廠采用LiOH作為控制劑，化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的容積控制箱等水箱中的覆蓋氣體不采用氮?dú)獾龋徊捎肔iOH作為控制劑，并取消了化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的容積控制箱，避免了正常運(yùn)行過程當(dāng)中由于容積控制箱掃氣導(dǎo)致一回路中N濃度的增加。

1.2 先進(jìn)技術(shù)

在傳統(tǒng)成熟的壓水堆核電技術(shù)基礎(chǔ)上，AP1000廣泛應(yīng)用非能動安全系統(tǒng)，即執(zhí)行安全功能靠重力、自然循環(huán)和壓縮空氣膨脹這些自然力而不依賴能動設(shè)備，使得核電廠安全系統(tǒng)的設(shè)計發(fā)生了革命性的變更。在設(shè)計中采用非能動的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，簡化安全系統(tǒng)的配置，減少了安全支持系統(tǒng)。由于采用了非能動的安全系統(tǒng)，大大降低了發(fā)生人因錯誤的可能，使得AP1000安全性能顯著提高，減少了因誤操作所帶來的放射性污染。AP1000安全系統(tǒng)及其設(shè)備數(shù)量大量減少，閥門、管道、電纜、泵、控制裝置、抗震廠房在總量上分別減少了50%、80%、85%、35%、70%和45%。

1.3 防止污染擴(kuò)散

AP1000在設(shè)計上充分考慮從源頭控制泄漏的發(fā)生，包括設(shè)備設(shè)計時注意密封性、盡量采用焊接形式、增強(qiáng)廢液的包容能力，并對池體的泄漏及時進(jìn)行監(jiān)測。合理的輻射分區(qū)也是減少放射性污染擴(kuò)散的主要方式。

除此之外，放射性廢物的合理分類是實(shí)現(xiàn)廢物最小化最直接的方式之一，尤其是對于解控廢物。解控[3]是指固體廢物的免于監(jiān)管向公眾開發(fā)，其本質(zhì)上是輻射防護(hù)最優(yōu)化原則在放射性廢物管理中的應(yīng)用，即在考慮經(jīng)濟(jì)和社會因素之后，保證個人劑量的大小、輻照人數(shù)以及不一定受到但可能遭受的輻照，全部保持在可合理達(dá)到盡量低的程度。因此，在電廠運(yùn)行過程中，應(yīng)加強(qiáng)廢物的分類與管理，重視豁免在廢物管理中的應(yīng)用，盡可能減低電廠產(chǎn)生的廢物量。

2 再循環(huán)再利用

再循環(huán)再利用是保障廢物最小化戰(zhàn)略實(shí)施的另一重要環(huán)節(jié)。如果廢物的產(chǎn)生不可避免，則盡量執(zhí)行物料的循環(huán)或再利用減容手段，通過建立并執(zhí)行清潔解控技術(shù)指導(dǎo)程序，使用適當(dāng)?shù)娜ノ奂夹g(shù)，嚴(yán)格地執(zhí)行廢物分揀、廢物流分離、塑料、金屬和建筑材料的再循環(huán)再利用，來減少廢物的產(chǎn)生。其重要效益不是材料的再利用帶來的直接價值，而是在于處置成本節(jié)約。一般而言，可重復(fù)利用的設(shè)備包括裝卸料設(shè)備操作工具、堆本體結(jié)構(gòu)相關(guān)專用操作工具及熱車間清洗后的設(shè)備。除此之外，洗衣房清洗達(dá)標(biāo)后的衣物也是再利用的主要物品。

3 減容技術(shù)

3.1 廢氣處理

普遍的放射性廢氣處理系統(tǒng)包括壓縮貯存衰變和活性炭延遲衰變兩種處理技術(shù)。雖然壓縮貯存衰變更加成熟、穩(wěn)定，但相比較而言，由于活性炭延遲衰變技術(shù)不需要在加壓下就可直流運(yùn)行，而且系統(tǒng)使用的活性炭一般可以長時間使用，最終也可以有條件進(jìn)行豁免，較大程度減少了二次廢物量，成為推薦的廢氣處理技術(shù)[4]。

3.2 廢液處理

離子交換樹脂床是在廢液中運(yùn)用最為廣泛的處理技術(shù)，而且由于樹脂是固體廢物的關(guān)鍵組成部分，因此，若能盡可能減少樹脂產(chǎn)生量，將有效實(shí)現(xiàn)廢物最小化。AP1000在樹脂選型上特別關(guān)注顆粒度、交聯(lián)度、全交換容量等關(guān)鍵參數(shù)，而且對于樹脂的處理能力也進(jìn)行了論證，從而保證在同樣的樹脂裝填量的基礎(chǔ)上，獲得最大的樹脂處理能力。

除此之外，移動式廢液處理設(shè)備也是AP1000特有的處理設(shè)備。該處理手段結(jié)合固定式處理設(shè)備，能處理0.25%燃料破損工況下的廢液和二回路沾污水。由于這些工況下的廢液產(chǎn)生的概率很低，因此，移動式的設(shè)備能夠減少固定設(shè)備的成本，從而降低二次廢物的產(chǎn)生。

3.3 廢固處理

放射性固體廢物是廢物最小化中最為關(guān)鍵的一部分。因?yàn)闊o論是廢氣、廢液，最終會以廢固的形式將放射性核素穩(wěn)定化。因此廢物處理技術(shù)的減容比直接影響電廠產(chǎn)生的廢物量，而且也是現(xiàn)在三廢技術(shù)研究的重點(diǎn)發(fā)展方向。比如，對于放射性活度濃度高、減容能力弱的廢樹脂而言，采用技術(shù)路線包括熱態(tài)超壓、濕法氧化、高整體性容器直接包裝、特種水泥固化等方式，其特點(diǎn)參見表2。

4 優(yōu)化管理

4.1 管理與宣傳

各相關(guān)部門共同組成放射性廢物管理機(jī)構(gòu)，對廢物的產(chǎn)生、收集、轉(zhuǎn)運(yùn)、處理、貯存等各個環(huán)節(jié)進(jìn)行行政和技術(shù)管理。包括建立廢物顧問委員會或顧問組，定期評審和評價廢物管理活動；建立廢物處理中心或廢物處理站，把分散的處理和整備變?yōu)榧械奶幚砗驼麄洌唤U物處理、處置的文檔、數(shù)據(jù)庫、廢物的計量和跟蹤系統(tǒng)、質(zhì)量保證和質(zhì)量控制體系、應(yīng)急響應(yīng)和應(yīng)急準(zhǔn)備措施等，除此之外，也需要加強(qiáng)現(xiàn)場控制手段，包括輻射防護(hù)人員把關(guān)、監(jiān)督，避免包裝材料進(jìn)入控制區(qū)；設(shè)備維修、改造單位負(fù)責(zé)人，明確廢物控制責(zé)任，實(shí)施對固體廢物的源項(xiàng)監(jiān)督與控制，減少跑、冒、滴、漏現(xiàn)象發(fā)生等措施。

此外，通過對管理人員和工作人員進(jìn)行培訓(xùn)，使其了解放射性廢物管理和最小化的意義，提高文化素養(yǎng)，掌握減少放射性廢物的方法，樹立廢物最小化的自覺意識。使每位涉及放射性廢物產(chǎn)生、收集、轉(zhuǎn)運(yùn)、處理、貯存等的工作人員切實(shí)地將廢物最小化原則落實(shí)到實(shí)際工作中。此外，通過公司媒體發(fā)送廢物處理指南性文件、定期出版宣傳欄、規(guī)范、系統(tǒng)地制作現(xiàn)場指南性或廢物管理方面的標(biāo)語等，也可有效地進(jìn)行廢物最小化的宣貫。

表3是田灣核電廠在積極學(xué)習(xí)同行經(jīng)驗(yàn)后，不斷總結(jié)提升廢物最小化的管理能力后，實(shí)現(xiàn)廢物量的不斷減少。

4.2 經(jīng)驗(yàn)反饋與先進(jìn)技術(shù)

關(guān)注最新技術(shù)的發(fā)展：運(yùn)行、去污、監(jiān)測、管理等有利于廢物最小化的技術(shù)革新。如焚燒處理、玻璃固化作為高效的減容技術(shù)都有著非常優(yōu)越的減容和相對成熟的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，因此經(jīng)濟(jì)因素和技術(shù)在本地的應(yīng)用成熟度就成為決定采用哪種具體減容方案的關(guān)鍵。另外，使用高溫可溶解（分解）聚乙烯醇（PVA）等新型可循環(huán)利用材料，及其深遠(yuǎn)影響也應(yīng)進(jìn)行深入的評估，以決定最小化戰(zhàn)略的發(fā)展方面的工作進(jìn)程。

5 總結(jié)

廢物最小化作為廢物管理中重要的原則，從設(shè)計階段開始，在建造階段實(shí)施，在運(yùn)行管理中貫徹，并在退役階段實(shí)現(xiàn)，從而貫穿電廠的整個壽期。而且，廢物最小化要設(shè)計結(jié)合實(shí)踐，不斷學(xué)習(xí)總結(jié)，才能不斷完善，最終有效推進(jìn)廢物最小化的進(jìn)程。

參考文獻(xiàn)：

[1]GB 14500-1993，放射性廢物管理規(guī)定[S].中華人民共和國國家標(biāo)準(zhǔn).

[2]國家核安全局.HAD 401/08-2016，核設(shè)施放射性廢物最小化[S].

[3]林曉玲，董永和，等.清潔解控在反應(yīng)堆退役放射性廢物最小化管理中的應(yīng)用[C].北京：中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報告（第一卷），2009：40-42.

[4]倪依雨，王鑫，等.核電廠放射性廢氣系統(tǒng)專用活性炭的性能研究[J].核安全，2014，13（3）：73-77.

[5]康云鼎.秦山核電基地放射性廢物減容技術(shù)研究[J].核動力工程，2012，33（6）：118-120.

[6]張遠(yuǎn)，李廣華，等.田灣核電站放射性固體廢物管理與最小化實(shí)踐[J].輻射防護(hù)通訊，2010，30（1）：35-39.