后處理放射性固體廢物管理及處置有關問題研究

陳 誠

(中國核工業集團有限公司，北京 100822)

截至2019年10月，我國已運行核電機組共47座，在建核電廠13座，產生的乏燃料逐年增多。由于乏燃料中存在Pu、次錒系元素及長壽命裂變產物，如果不加處理，只能全部按照高放廢物進行深地質處置。而Pu、次錒系(Np、Am、Cm)及長壽命裂變產物，僅占乏燃料的4%[1]，直接處置造成了高放廢物的大量增加。在廢物最小化的要求下，對乏燃料進行后處理，分離裂變產物，減小高放廢物體積及數量，是放射性廢物管理的重要目標。

以Purex后處理工藝流程為例，乏燃料通過運輸和貯存，經過剪切與溶解、溶劑萃取分離、純化易裂變材料钚、鈾、镎，最終形成可回收利用的產品。處理過程中將產生一系列的廢物，由于物理形態、放射性核素含量及放射性水平差異較大，必須對后處理廠產生的廢物進行分類，以明確處理方式，再結合最新的法規標準，確定處置方案。

1 后處理廠放射性廢物的分類及處置方案

后處理廠產生的放射性廢物放射性水平高且來源復雜，按照形態可以分為廢氣、廢液和固體廢物。不同類別的放射性廢物的來源及分類如下[2]：

1)放射性廢氣：主要為溶解器排氣及各工藝容器排氣，經過碘過濾器及HEPA過濾器后，由煙囪排出。

2)放射性廢液：低中放廢液主要來自各個廠房的去污廢液、工藝廢液、冷凝液、地面污水等，經蒸發濃縮后，達標廢水進行排放，蒸發后形成的蒸殘液進行水泥固化處理；高放廢液比活度較高、釋熱率高，主要來自Purex流程中鈾钚共去污分離產生的萃余液，這些高放廢液經固化后轉為固體廢物進行處置。

3)固體廢物：中低放固體廢物主要來自中低放廢液處理后產生的濃縮液固化物，工藝過程中產生的廢樹脂，以及操作過程中產生的技術廢物等，中、低放固體廢物又分為非α廢物和α廢物。高放廢物主要為高放廢液固化后形成的玻璃固化體。高放廢物體積僅占各類廢物總體積的3%，而放射性活度占廢物總活度的95%。

目前已商用化的水法后處理廠產生的廢物主要以放射性廢液為主，經過蒸發濃縮后，進行水泥或玻璃固化處理后按照固體廢物進行進一步的處置。廢氣處理工藝中產生的碘過濾器及HEPA過濾器等也將成為放射性固體廢物。氣體和液體廢物經處理達標后可以排入環境中，因此放射性固體廢物的處置就成為后處理廠廢物管理和處置的關鍵問題。

IAEA GSG-1通用安全導則中提出了對放射性廢物分類的建議[3]。我國發布的《放射性廢物分類》[4]，符合IAEA通用安全導則提出的建議。以實現放射性廢物的最終安全處置為目標，根據各類廢物的潛在危害以及處置時所需的包容和隔離程度，將放射性廢物分為：極短壽命放射性廢物、極低水平放射性廢物、低放廢物、中放廢物和高放廢物5類。放射性廢物的分類與廢物中放射性核素的半衰期和活度濃度有關，放射性廢物分類體系概念示意圖見圖1。

圖1 放射性廢物分類示意圖

后處理產生的放射性固體廢物處理處置主要分為以下幾種情況：解控、焚燒或氧化、處置以及熔煉等，其中大部分(68%)為可進行清潔解控的廢物，需要進行近地表或其他方式處置的廢物僅占總放射性廢物量的7.3%。后處理廠產生的放射性固體廢物放射性水平差異較大，按不同的放射性水平，需要采取不同的處置方案，見表1。

表1 后處理廠產生的放射性固體廢物分類及處置方案

2 國內外處置場情況現狀

目前,國內外投入運行的處置場以接收處置中低放固體廢物的處置場為主，截至2008年，全世界共有79個在運行中低放廢物處置場，停運的10個，封閉的12個，均以工程近地表處置為主[5]，能夠接收高放廢物的處置場目前還以大多處于實驗室階段。各國結合地質特性、經濟特點、人口密度等綜合國情，以及不同的廢物分類及處置場接收的準則，對于放射性固體廢物給出了不同的解決方案。

法國是世界上核電比例最高的國家，有La Manche和L’Aube兩座處置場用來接收中低放廢物，均采用近地表處置方案，比較有代表性。其中La Manche在1969-1994年接收了中低放廢物52.7萬m3，目前處于監測階段，L’Aube處置中心有兩處處置場，極低放處置場將廢物貯存在黏土層洞穴中，短壽命低中放處置場將廢物放置在砂巖和其他黏土巖中建設的大型混凝土洞穴中。對于中高放廢物的處置，法國建設了Meuse/Haute-Marne地下研究實驗室，目前設計和建造的研究仍在進行[6]。美國、俄羅斯、印度、中國等多數國家的處置場也是以近地表處置為主。

德國的Asse處置場利用廢舊的鹽礦建成，接收中低放廢物，低放廢物用特制鋼桶封裝，放置在礦井的巷道中，中放廢物采用混凝土和瀝青澆注密封后放入鋼桶內由機械吊裝入處置場。該處置場從1979年開始就沒有再接受過新的放射性物質。德國另外兩個處置場Morsleben和Konrad也因政策和地質等因素沒有接收過新的放射性物質[7]。捷克(Richard Ⅱ和Bratrstvi)、芬蘭(Olkiluoto/Loviisa)等國也主要采用廢舊礦井作為處置場。

韓國(月城)和瑞典(SFR)為巖洞型中低放處置場。韓國處置場的選址時間長達19年，經歷了9次選址失敗，最終經公眾投票才將月城選為中低放處置的最終廠址[8]。韓國月城處置中心為巖洞型近地表處置場，距地表約80 m，接收中低放廢物。與工藝相關的地面設施有接收檢測設施、暫存設施、廢物處理廠房及配套設施，地下設施由進出巷道、豎井和6個筒倉組成[9]。與其他類型近地表處置場相比這種巖洞型處置場隔離作用好，占陸地面積小，維護簡單，屬于世界先進水平。

對于高放廢物進行處置的深地質處置場，要求隔離時間更長(大于10 000 a甚至100 000 a)，深度更深(多在500～1000 m)，目前國際上已建成的深地質處置實驗室20個，瑞典(Stripa)、瑞士(Grimsel)、美國(Garlsbad、Yucca Moutain G巷道)、加拿大(Lac du Bonnet)等國都開展了有關研究工作。典型的深地質處置庫由中央豎井大廳、豎井、巷道和處置室組成，廢物容器可以放置在處置室或者巷道中，也可以放置在處置室或者巷道的底部或水平鉆孔中。高放廢物深地質處置是一個十分重要且極其復雜的課題，目前世界上建成的深地質處置設施都還處于實驗室水平，需要解決場地地質力學穩定性、地下水、深洞穴設計、施工、包裝和回填材料等一系列問題才能逐步實現工業應用[10]。

目前,中國共建設低中放固體廢物處置場3處，分別是西北低中放固體廢物處置場、北龍低中放固體廢物處置場、西南低中放固體廢物處置場，均為近地表處置場。規劃中的寧德處置場與近地表處置場不同，擬參考瑞典的SFR建設成為巖洞處置場，分期處置運行及退役廢物，按照廢物類型不同，在不同巷道內貯存不同類型的廢物。對于高放廢物的地質處置，我國在西北也開展了相關研究工作。國內外處置場情況對比見表2。

表2 國內外處置場類別

在我國中低放廢物經專用運輸車送至近地表處置場后，先經過檢測，不合格返回送處單位或與送處單位進行協商，然后進行登記、接收，吊入處置單元碼放，用水泥砂漿進行填充并澆注鋼筋混凝土頂板涂刷防水涂層，后完成最終的處置，典型處置場廢物處置流程見圖2。

廢物包的表面劑量率與工作人員接收的職業照射劑量緊密相關，國家標準規定“直接操作進行裝卸、搬運、貯存和處置的低、中水平放射性固體廢物包，其外表面上任意一點的劑量率應≤2.0 mSv/h 。超過此限值者，應采取外加屏蔽(如外包裝容器等)或采用遠距離操作。”[11]我國近地表處置場運行的實踐中接收的中低放廢物包以核電廠運行產生的固體廢物為主，廢物包表面劑量率通常大于2.0 mSv/h，表3中給出了西北處置場和西南處置場接收固體廢物的有關數據。后處理固體廢物的包裝和運輸與核電放射廢物相比更為復雜，其表面劑量率問題需要引起更多重視。

圖2 典型處置場廢物處置流程

表3 西北處置場及西南處置場接收固體廢物簡況

3 后處理固體廢物處置面臨的問題及優化建議

通過對中國后處理放射性固體廢物管理概況進行梳理，和國內外放射性廢物處置得當比較，目前后處理設施運行產生的放射性固體廢物的處理和處置尚存在一些值得關注的地方，主要為：

1)隨著核電的發展,后處理產生的放射性廢物越來越多，對處置場資源的需要也越來越多。處置場廠址需要滿足地質、水文、地球化學、構造和地震、地表作用、氣象、人為作用等條件的要求，同時廠址要符合的人口分布、環境保護、公眾接受等要求[12]，國外處置場的選址和運行經驗顯示隨著政策法規的日益嚴格和公眾對環保的關注，處置場的選址將越來越困難。對于國內有限的處置場資源應做好保護工作，以為以后核工業的發展預留充足的空間。

2)目前國際、國內已建成的處置場幾乎都是接收中低放廢物的處置場，對于接收高放廢物的地質處置設施的建設尚不完善，大多處于實驗室階段。我國后處理廠產生的廢物不僅限于低中放廢物，還有部分高放廢物。根據放射性廢物分類的處置要求，這些高放廢物在廠房內暫存后，應進行深地質處置。隨著核電廠的不斷建設，后處理廠處理能力的增加，需要建設深地質處置場，以對高放廢物進行處置。

3)處置場接收標準與廢物分類、廢物表面劑量率水平及容器包裝緊密相關。然而值得注意的是，近地表處置場所接受的部分廢物，表面劑量率水平已經超過法規標準中所規定的表面劑量率小于2 mSv/h的數值，需要進行再包裝或遠距離操作。后處理產生的放射性廢物的包裝和運輸將更為復雜，表面劑量率的降低將會面臨更大的挑戰。因此在后處理廢物的包裝過程中需要研究新的更加緊密封裝的技術和遠距離操作技術，在設計和運行過程中要，加強縱深防御的輻射安全措施，如對處置單元進行分區管理等以降低工作人員職業照射劑量。

4)對于中低放固體廢物，由于新的分類標準僅對部分長半衰期核素進行了活度濃度的限制，在長半衰期活度濃度滿足要求的情況下，可以送往近地表處置場。然而由于部分活化產物，如Co等，雖然半衰期較短，但其活度濃度水平較高，導致在后處理廠貯存5～10年后，表面劑量率水平依然非常高需要進行二次包裝才能送往處置場進行處置。不僅增加了運輸壓力，同時增加了廢物量，不利于廢物最小化的實施。需要針對后處理廠的固體廢物中半衰期較短、活度濃度水平較高的中低放廢物進行專門的政策和處置技術研究。

4 結 論

通過對后處理廠廢物處置現狀的分析，本文形成如下建議：處置場廠址資源是非常稀缺寶貴的資源，我國應對可能的處置場廠址進行保護；隨著后處理廠處理產生高放廢物的增加，應建設對應的深地質處置中心，對高放廢物進行處置；對于接收后處理廢物表面劑量率較高的處置場，應在設計時綜合考慮廢物包對處置場造成的直接或散射的影響，采取研究開發更加緊密的密封包裝技術、提高遠距離操作水平、加強分區管理等手段降低輻射影響；對于后處理產生的中低放固體廢物，在現有的政策框架下應關注短壽期、高放射性活度核素在短期貯存后對表面劑量率的影響，同時有針對性的采取措施降低輻射影響。