核電廠初步退役計劃

李 昕，鮑 芳，鄭 莉

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

核電廠初步退役計劃

李 昕，鮑 芳，鄭 莉

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

文章在目前國家對核電廠安全要求不斷提高的背景下，對核電廠在設計階段就應考慮便于退役的措施，并編制初步退役計劃的要求，提出該計劃應從便于退役的考慮、退役經費、退役活動等幾個主要方面進行考慮開展編制工作，并以ACP1000堆型為例，給出了該設施從安全關閉到拆除的整個過程所涉及的活動內容。

核電廠；退役；初步計劃

我國的核設施退役工作已經開展了20多年，核設施退役領域內的科研和工程都取得了顯著的進展。核設施退役領域內的專業人士已掌握了大量信息和知識，積累了工程經驗，奠定了開展核電廠退役的基礎。

我國的核電廠建造起步于20世紀80年代，核電廠均屬于運行和在建狀態，尚未有停運退役的需求。但我國第一座核電站秦山一期于1991年投入運行，2020年到達運行設計壽期，其退役工作已不遙遠。

1 國際大趨勢及國內有關法規、標準、審管要求

在國際原子能機構的放射性廢物安全標準計劃的范疇內有一套出版物，這套出版物敘述了包括退役在內的放射性廢物安全的所有重要方面，IAEA-WS-G-2.1核設施退役安全要求，是這套出

版物中的一本，該要求明確了核設施設計階段退役計劃方面的建議要求[1]。

我國的法律法規中也有類似的相應要求?！吨腥A人民共和國放射性污染防治法》和《核動力廠運行安全規定》（HAF103）中都規定了：核設施營運單位應當考慮對退役活動作出適當安排，應制定核設施退役計劃。在下面兩份環保導則和國標中則進一步明確了在設計階段就要提交退役計劃的要求才能獲得建造許可證。

2 退役計劃編制工作的要求

目前，我國尚未出臺核電廠退役計劃編制的相關要求文件。根據核電廠初步退役計劃編制的實際需求，環保部核與輻射監管二司2012年下達工作，要求編制初步退役計劃的格式和內容要求文件，2013年1月，核與輻射安全中心已經完成了該文件的初稿。我公司開展核電廠退役計劃編制工作時將該文件作為重要參考執行文件，該文件提出了核電廠初步退役計劃的編制大綱[2]。

3 核電廠初步退役計劃考慮的重點

3.1 設計和建造中便于退役的考慮[3]

在設計階段考慮編制退役計劃首先是為了能夠充分結合退役實施時可能的需求，對設計階段考慮的便于退役的措施進行系統整理，確認這些考慮的全面性和合理性，從而確保核設施全壽期最后階段——退役階段的安全。

設計和建造中便于退役的考慮包括以下幾個方面。

3.1.1 方針和策略因素

1）反應堆廠址、廠址的未來利用。

2）退役策略，如早期拆除或安全封存隨后延期拆除。

3）廢物管理基礎設施及規定，包括廢物貯存或處置，材料在核領域的循環，無限制開放或材料的再利用。

4）技術和工業能力。

3.1.2 輻射防護最優化

實現一個新設計或結構部件所花的費用，比如新結構材料的使用，附加防護的安裝，遙控裝置的引進或去污設備的制造，都應與輻射劑量減少帶來的經濟效益進行比較。

上述代價—利益分析難以描述和計量的因素可用多屬性分析方法來衡量。構造一個評分系統，將各種要考慮的因素或單獨或組合，給各因素分配合適的權重系數，最后通過加權得分來衡量。

3.1.3 退役規劃

準備好退役必要的設施，貫穿退役全過程安排適當的放射性調查活動。

這個規劃還包括確定在適當的時間將退役要求引入設計中，可安排退役專業人員對設計進行正式檢查。另外在設計初期可通過引入指導性文件來建立確保形成適于退役的設計制度。這一文件向設計工程師提供確保退役適應性的必要信息。包括：

1）根據維護和退役經驗提出設計指導，保證能夠實現最佳退役程序。

2）在設計中要考慮退役使用或避免使用的有關材料或組件的規格。

3）提供退役需用的設備說明書以確保足夠的空間實現工具的充分接近。

3.1.4 文件和記錄

保存記錄對退役過程非常重要。為了能給在輻射環境下所進行的工作擬定周密的計劃，不僅要收集和定期更新與核電廠設計建造有關的資料，還要收集有關電廠運行方面的資料，尤其是非常規事故，如泄漏。

有關退役的記錄由總布置圖、CAD文件、流程圖、重要修改、照片、比例模型、運行日志和當前放射性調查等組成。尤為重要的是結構詳圖、安裝說明書、建筑物詳圖（竣工圖紙）和設備規格書，管道系統及電纜布局圖也同樣重要。主要部件建造期間的高質量照片要作為重要的記錄永久保存。

3.1.5 基本設計方面

核電廠的設計主要滿足安全、運行和維護的要求。出于維護的目的，在設計中會考慮一些便于部件的解體和拆卸的措施，這些措施大多對退役也是有益的。純粹著眼于退役的特別措施，會因其需要長期維護而需要進行代價—利益的評估。因此便于退役的設計措施首選那些在電廠運

行壽期內也有用的措施。

有關核電廠適于退役設計的主要方面：

設計中不僅考慮運行和維護的需要，還考慮便于實現退役過程中的相關活動。主要包括以下方面：

1）退役中使用的拆除技術和機具要能夠盡量方便的達到待拆除的活化或/和污染的部位。

2）要考慮退役活動需要采取的臨時防護裝置的進出。

3）要考慮注意部件集中解體和包裝場地的空間需求。

4）針對大型部件考慮結合組合結構技術實現便于拆卸。

5）在整體拆除大型部件的情況下，需重點考慮的是途經的地板應有適當的承載能力。

6）輔助拆除設備的預先布置能夠方便部件的拆除和分割并降低職業照射。

7）設計屏蔽墻結構時，應考慮便于將被活化和/或污染的部分分離出來，以減少廢物量。

8）連接件，比如法蘭連接的設置便于拆除，但還應統籌考慮其可能帶來的泄漏率的升高。

9）退役工程中要重點考慮盡量減少被處置廢物的材質數量。

3.1.6 材料

應仔細核查可能暴露于中子流中的材料的成分，尤其要注意那些雜質，它們可產生大量的由中子引發的放射性。腐蝕活化作用和反應堆堆芯內懸浮產物及其在系統內的遷移將在反應堆回路和部件內產生放射性污染的沉積。優化各種雜質的含量，既能降低放射性水平又易于廢物管理，從而方便退役。這也有利于電廠壽期內的維護和檢查活動。

3.1.7 表面處理和污染控制

在所有可能污染區域，其表面應作便于去污的設計。表面的最后一道漆應該用涂層或覆面進行保護，并且在設施的整個壽期內進行保養，防止污染下層的混凝土表面。對基礎結構的保護不力將產生大量的放射性廢物。在可能產生嚴重污染的區域，可使用拋光不銹鋼覆面。

3.1.8 停閉后要求

需要認清的是，不管退役的策略如何，核電廠的某些部分在電廠停閉后仍將保留數年。在這期間，那些包括安全封存期的部分，電廠部件，建筑系統和其他結構需保持安全狀態，它們的完整性和工作性能保持在適當的水平。停閉電廠內的環境狀況與運行電廠的環境狀況有所不同，這在停堆后的要求中應加以考慮。

3.2 退役經費

充足的退役經費是實現核設施安全退役、確保人員、公眾及環境安全的重要保證。

退役經費估算相對于新建工程的費用估算法可以說是正好“逆向”的計算方法，它通過分析和估算去污、拆除、包裝、運輸、處置所需的詳細設備及結構清單來估算所需費用。計算機完全能夠滿足這種復雜的計算的需求。

沒有一種方法是適用于所有國家、所有核設施的，因為核電廠所有制、運行情況、金融制度、設施類型差距很大。因此國際組織建立了退役費用項目標準列表，這些取費項目適用于所有核設施，只是不同核設施取費數值有所不同[4]。

經費估算方法：

1）逆向法：通過描述退役活動，得到每項工作消耗情況，然后直接計算得到經費。

2）類推法：就取費項目而言，如果有先前的估算經驗，可以針對復雜性、設計特點和運行情況的不同作相應調整得到經費。

3）參數法：就系統或子系統而言，利用先前的估算經驗。

4）回顧更新法：對于完全相同的或非常相似的項目，可以在分析考慮兩者之間細小差別的基礎上，完善先前項目的具體估算方法。

5）專家意見法。

我國核電廠退役工作尚處于剛剛開始考慮階段，既沒有自己的成功經驗，對國外同類設施退役情況了解得也不夠。目前，上述幾種經費估算法中最可采用的是第一種。這種估算方法正是我們在以往的軍工核設施退役工程項目經費估算中采用的方法，已經成功在幾個大型核設施退役項目中應用。采用這種估算方法的前提條件是要對退役活動心中有數。

3.3 退役活動[5]

在開展的核電設計階段初步退役計劃的編制工作中，對退役活動的描述包括以下內容（以ACP1000為例）。

3.3.1 退役原則

按照廢物最小化、輻射防護最優化等總原則，根據設計輻射分區情況，將存在放射性污染的廠房及設施納入退役計劃考慮范圍。另外，在稀有或極限事故工況下，可能造成的污染暫不考慮。

根據國外核電退役經驗，拆除前安排對一回路系統進行清洗，以降低后續工作的人員劑量，計劃中考慮進行系統串洗。

計劃考慮清洗后拆除，拆除時對于活化構件（如反應堆壓力容器及堆內構件）采取遠距離遙控水下解體的拆除方式；對于較大型的設備，可將其拆除后運至預先搭建的解體工作間進行解體；對于其他污染設備，盡量選擇冷切割工具，當冷切割不能滿足切割要求時，輔以熱切割方式，并在熱切割工位旁設置移動式通風裝置，為了減少人員輻照劑量或降低工作人員勞動強度，可選擇使用機器人或自動切割設備進行切割拆除等操作；對于輕微污染的設備，經必要的擦拭去污后解控；對于電纜及其架橋等物項，經表面擦拭去污后，送至新建廢物處理設施進行剝離等處理，達到解控標準的可解控。

在放射性物項拆除完畢后，對場址進行清理，根據廠址后續使用要求制定具體清理目標。

3.3.2 安全關閉

核電廠的安全關閉階段又稱退役“過渡期”，開始于反應堆運行的最后階段。過渡期的目的就是使設施處于明確的穩定狀態（如安全封存），消除或減弱危害，并適當地轉換從運行到退役組織機構的程序和財政職責。退役初始計劃，對退役安全關閉階段所需開展的工作提出一般性的設想，在升版時應結合設施的運行情況以及屆時法規要求、技術進展情況，做進一步梳理和細化。

初步設想，某ACP1000機組退役安全關閉期工作內容如下：

1）末端運行。

2）廢液通路建立。

3）系統倒空。

4）系統串洗。

5）建立新的退役設施。

6）關鍵技術準備和設備研發。

7）初始源項調查。

8）必要整改工作。

9）組織機構過渡調整、特殊資質人員準備、資料收集。

3.3.3 設施退役

反應堆廠房內主要的放射性集中在反應堆冷卻劑系統，其中放射性水平最高的是反應堆壓力容器及壓力容器內部構件，根據國外相關經驗，這部分設備可達到高、中放水平，其余大型設備如蒸汽發生器、反應堆冷卻劑泵、穩壓器等，經過清洗去污可達到低放水平或更低水平，均為表面污染，其他放射性物項均屬于低放或極低放水平，部分輕微表面污染的設備經適當去污后，經檢測合格可解控。

對于大型放射性設備、構件，其拆除策略有兩種，一是整體或大塊吊運，運至處置設施再進行解體，另一種是現場解體、包裝、處理后運至處置設施處置。從我國目前處置設施能力來看尚不具備在處置設施對這類大型放射性設備、構件解體的能力，因此暫按現場解體的策略考慮。這些大型設備從廠房中的移出可利用廠房環吊、翻轉機構、重載車及燃料廠房外龍門架等設施來完成。這些設備在現場合適地點新建的退役設施進行解體，設施內需配備必要的自動化機具和工裝，如機械手、多功能拆除機器人、金剛石線鋸等，并具備輻射防護、輻射監測、氣流組織、人流物流等功能。

活化設備包括反應堆壓力容器及堆內構件、壓力容器支承，這些設備、構件因經長期中子輻照而活化，其放射性水平較高，因此對反應堆壓力容器及堆內構件采取遠距離遙控水下解體的拆除方式。

反應堆廠房內從工藝上不直接接觸放射性物質的設備，其在反應堆廠房內經長期運行，在不發生事故的情況下會有少量放射性物質對其表面污染，對于這些設備可考慮進行擦拭去污，經檢測合格后解控。

堆內水池和活化結構的拆除。首先水池放空后對其表面進行去污，劑量率達到人員可接近水平。由于水池尺寸較大，主要拆除任務是對鋼覆面的拆除，為減輕人員作業強度，不宜采用人工直接拆除的方法，因此需要遙控多功能拆除機器人和動力機械手來進行拆除作業。

當廠房內所有設施拆除完成后，須對廠房內被活化和污染的建（構）筑物進行拆除，被活化的部分在反應堆坑周圍，對于這部分物項的拆除方式有兩種：一種是做表面剝離—測量—再剝離，直至達到終態要求的污染水平，另一種是直接對該部分混凝土及鋼結構全部拆除移走，對這兩種方法從國外相關經驗看，由于反應堆長期運行，對混凝土、鋼結構的活化程度較深，所以后一種方法相對更為經濟高效。拆除手段可選取金剛石線鋸進行整塊切割、拆除。

對廠房內被污染的建（構）筑物，可采用表面剝離—測量—再剝離，直至達到終態要求的方法，順序由上到下，工具可采用帶有真空抽吸系統的剝離機，以避免污染擴散。

廠房環吊由于尺寸巨大，且退役過程始終需要其對各種物項進行轉運，因此對它的拆除應放到最后，在廠房拆除時將穹頂吊開后，再將環吊吊運至解體工作間，進行解體操作。

反應堆廠房之外的其他廠房的放射性水平普遍較低，個別較高部位也可以通過去污降低，因此可采用就地人工近距離切割的方式進行拆除作業。對于較大型的設備（如安噴熱交換器等）也可運至退役設施內解體。

3.3.4 廢物估算原則

1）堆坑按中低放非金屬固體廢物考慮。

2）廠房構筑物剝離產生的廢物按照極低放非金屬固體廢物考慮。

3）由于新建廢物處理設施其建設規模尚未確定，因此對其退役廢物量不進行估算。

4）由于在此階段無法對管溝及場址的污染情況進行判斷，因此對管溝退役及場址清理過程中的非金屬固體廢物量不進行估算。

4 結論

審管部門已經對核電運營單位提出了在設計階段提交退役計劃的要求，但我國法規標準體系中尚未正式發布針對此項工作的要求，環保部關于核電廠退役計劃的格式和內容要求，文件草稿提出的退役計劃的編制大綱及相應的內容要求需要進一步深入探討。

如前所述，在我國尚不具備核電廠退役的工程實踐經驗，但已在軍工核設施退役工程中有了一定的積累，同時還通過文獻調研和技術交流等手段對國外核電廠退役相關的工作環節有所了解，應該說是具備編制初步退役計劃的實力，雖然具有很大程度的不確定性，但如果從現在開始充分吸收國外退役經驗，從審管、法律法規、標準規范、技術梳理和研發、準備工作等各方面有條不紊地推進該項工作的進展，適時升版，完全可以在第一個核電廠的停運前提交一份滿足要求的退役計劃。

設計階段提出的初步退役計劃在具體退役實施方案乃至退役策略的選擇方面都存在很大不確定性，這些不確定性有的可以通過審管要求的明確、設施運行末端特性調查結果的情況來升版確定，有的不確定性來自技術選擇優略比較的不確定，需要深入的技術調研、開發以及通過實踐經驗反饋等各方面信息綜合考慮才能確定。在經費估算方面，其準確性更需要靠實踐經驗才能提高，應及早開展我國第一個核電廠退役的示范工程相關工作。

[1] IAEA. 核動力廠和研究堆的退役安全導則WS-G-2.1[R]. Vienna，IAEA，1999.（IAEA. Safety Guides for Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors WS-G-2.1[R]. Vienna, IAEA, 1999.）

[2] 中華人民共和國環境保護部. 初步退役計劃的格式和內容要求[S].（Ministry of Environmental Protection of the People’s Republic of China. Requirements for the Format and Content of Preliminary Decommissioning Plan[S].）

[3] IAEA. 便于退役的設計和建造考慮TRS-No.382[R]. Vienna，IAEA，1997.（IAEA. Considerations for Design and Construction Facilitated for Decommissioning (TRS-No.382) [R].Vienna, IAEA, 1997.）

[4] EC, IAEA, OECD/NEA. A proposed Standardized List of Items for Costing Purposes in the decommissioning of nuclear installations[R], Belgium, OECD.

[5] 中國核電工程有限公司. ACP1000初始退役計劃[R]. (China Nuclear Power Engineering Co., Ltd. Preliminary Decommissioning Plan for ACP1000 [R].）

Initial Plan for NPP Decommissioning

LI Xin，BAO Fang，ZHENG Li
(China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China)

For new nulear power plants to be built, consideration of decommissioning shall begin early in the design stage and shall continue through to the termination of the practice or the final release of the facility from regulatory control. The regulatory body shall ensure that operators take into account eventual decommissioning activities in the design, construction and operation of the facility. The points of developing an initial decommissioning plan is design considerations to facilitate decommissioning, decommissioning project cost, and decommissioning activities. ACP1000 as an example, the paper had showed the decommissioning activities content from safety shutdown to dismantling.

NPP；decommissioning；initial plan

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0076-05

TM623

A

1674-1617(2014)01-0076-05

2013-12-17

李 昕（1982—），男，回族，山東人，工程師，學士，從事核設施退役及放射性廢物管理工作。