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）

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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：核電站產生的廢物的處理盡可能延用運行廢物處理系統，考慮到退役廢物的廢物類別及產生量與運行廢物差異較大，可考慮增設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施應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生量，同時，為實現廢物最小化的目標，提出了進行設計優化，嚴格運行管理、避免事故發生，嚴格進行廢物分類，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再利用等建議。

關鍵詞：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發電以來，我國核電站建設高速發展。截至2014年12月底，我國在運核電機組總數達到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第一名［1］。在我國《核電中長期發展規劃（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；核電年發電量達到2600億～2800億千瓦時。同時，考慮核電的后續發展，2020年末在建核電容量應保持1 800萬千瓦時左右。”［2］的發展目標，該目標也預示著我國在今后6年內仍將上馬一定數量的核電機組。

我國最早商業運營的秦山一期核電站將于2020年達到設計壽命，目前其正在開展申請延長壽期工作，由此可以預見，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施，其退役必將產生大量放射性廢物，大量放射性廢物如何安全處理，是關系到公眾及環境安全的至關重要的問題，也是對核電相關從業人員的巨大挑戰。本文從設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

其主要產生于使用熱切割工具的拆除過程及對廠房建（構）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：一為安全過渡期內的系統倒空及串洗過程；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）系統倒空及串洗

在核電站運行結束后，退役工作正式開始前的安全過渡期內，需將系統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堆廠房（反應堆換料水池除外，反應堆壓力容器及堆內構件初步考慮進行水下切割，需在此水池內進行）等廠房系統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物等會造成一回路系統內部的污染，故考慮在安全過渡期內通過系統整體或局部串洗等操作降低其放射性水平，以減少后續拆除人員的照射劑量，簡化拆除工作；原有廢液處理系統在運行過程中用于貯存、監測和處理來自核電廠控制區的放射性廢液，因此該系統內部也存在污染，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定。洗澡在待退役廠房本身或鄰近廠房的衛生出入口內進行，該過程產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倒空過程中產生的廢樹脂、廢過濾器芯等；退役過程中因設備及管道等拆除產生的金屬或非金屬廢物（包括塑料、木材等）、因建（構）筑物表面剝離產生的混凝土廢物、場址清理產生的污染土壤以及產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］

在核電站設計中，為了處理核電站在運行過程中產生的放射性廢物，已建立了相關的廠房排風系統、廢液處理系統及固體廢物處理系統，在退役過程中，為了盡可能避免新建廢物處理系統增加退役工作量及廢物產生量，考慮盡量利用核電站原有廢物處理系統。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照射。考慮在切割工位旁設置移動式通風裝置，該裝置可對產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系統。

在對廠房建（構）筑物進行表面剝離去污的過程中，對墻地面的打磨會產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吸塵器配套使用，剝離過程中產生的粉塵可直接被高效工業吸塵器（該設備配有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系統。

上述氣流進入廠房排風系統后利用原有廢氣處理手段進行處理后監測排放。

2.2 放射性液體廢物

自我完善和發展并不是最終的發展，行業組織、國家的發展才是最高目標。因此，在自我提升的同時還要注重行業間的共享和學習。

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

在設施離線去污手段時，需與廢液處理系統相連，產生的去污廢液可直接送至廢液處理系統進行處理，待廢液處理系統完成退役后，去污廢液利用增設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/常規島液態流出物排放系統收集，收集后取樣分析，達到排放標準后排放，若超過排放管理限值則送回廢液處理系統再處理。在核島/常規島液態流出物排放系統及廢液處理系統完成退役后，后續退役工作人員洗澡水可由增設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

在核電站系統倒空過程中產生的廢樹脂、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。

退役過程中產生的廢物類型及廢物量與運行期間存在著較大的區別，為運行所配備的固體廢物處理設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；并應具備足夠容量的固體廢物暫存設施，其容量應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施以滿足廢物處理的需要。具體采用何種方案，應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規模需求，可將待退役核電站中部分與退役無關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施；若不滿足工期或建設規模要求，可在控制區內尋找有適宜場址直接新建廢物處理設施，若無適宜場址則考慮在控制區外尋找適宜場址，同時應對控制區范圍進行必要的調整或建立獨立的實物保護系統。此外，還需考慮到道路的承重、老化等問題。根據道路實際情況及運輸需求對相關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，全部來自反應堆壓力容器及堆內構件，根據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施，最終經整備后送深地質處置設施處置；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施，最終送深地質處置設施處置。

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。這類廢物經包裝后送至改擴建或新建的廢物處理設施，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，熔煉后經檢測合格（滿足GB/T 17567—2009《核設施的鋼鐵、鋁、鎳和銅再循環、再利用的清潔解控水平》要求）暫存，待審管部分批準后方可解控或再循環再利用；處理后不可解控或再循環再利用的廢物以及無需進一步處理的廢物，裝入標準容器經必要的整備（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施檢測貼標簽，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）。

上述廢物量是根據有關退役經驗進行的理論估算［4］，具體估算原則如下：

1）依據國外退役經驗，將反應堆壓力容器及堆內構件按照高放廢物進行估算；

2）依據核電站設計階段的輻射防護分區圖，將綠區、黃區、橙區及除壓力容器以外的紅區內的物項按照中低放固體廢物進行估算；

3）根據各房間的輻射防護分區，按照污染嚴重房間剝離層深大，污染輕微房間剝離層深小的原則，對各廠房建（構）筑物剝離產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；而且除活化類型的廢物為體污染外，其余設備等放射性廢物均為表面污染，在實際退役過程中，會將設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分開，且經過去污、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，因此實際廢物產生量較以上理論估算值將有一定的差異。

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

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

4 廢物最小化建議

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

（1）設計階段考慮相應的措施

在設計過程中若采取一些優化措施，則可在一定程度上減少退役廢物產生量。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，從而減少腐蝕產物的產生，降低輻射場劑量水平，從而可在一定程度上實現廢物的降級，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，使污染停留于區域表面，避免了深層污染，減少了退役廢物產生量，等等。

（2）嚴格管理運行過程，避免事故的發生

在運行過程中嚴格按照操作規章制度進行，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域的污染或放射性區域放射性水平的提高，從而增加了放射性廢物的產生量或因提高放射性區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生。

（3）嚴格廢物分類

在退役過程中，應按照上述分類標準對退役過程中產生的廢物進行嚴格劃分，避免發生不同類別廢物混雜等情況的發生，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經過必要的剪切、壓實等整備操作，以盡可能降低需要處置的廢物的體積。

（5）材料的再循環再利用

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

5 結束語

在核電站退役過程中，會產生放射性氣載廢物、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；為了滿足退役廢物的最終處置接收要求，應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施。

核電站設計階段估算的退役廢物量是依據現有退役經驗得到的理論估算值，該數值及國外經驗數值都僅作為參考。

本文初步提出了核電站退役廢物最小化的5點建議，其中設計中的考慮和運行中的嚴格管理是實現廢物最小化的基本，這兩點措施從源頭上可以減少廢物的產生量，對于實現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費的消耗還可能會產生二次廢物，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。

為降低退役廢物產生量，應盡可能在核電站設計過程中考慮相應的可使廢物放射性水平降級或減少廢物污染程度的措施，以及嚴格管理運行過程，避免事故的發生，從根本上實現退役廢物最小化的目標。

參考文獻：

［1］ 王巖. 去年中國新建核電項目為零，2015成最關鍵一年［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］ 核電中長期發展規劃（2005-2020年）［R］.國家發展和改革委員會，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.核設施退役手冊（1995）［M］.吳春喜，陳永曄，蔣云清，等譯. 北京：核科學技術情報研究所，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，工學碩士，現從事核設施退役與放射性廢物管理工作。