核電廠放射性廢物管理策略研究

張 根，熊 驍，任麗麗，趙 木，姚振宇，周 進

（1. 中核第四研究設計工程有限公司，石家莊 050021； 2. 中核環保工程設計研究有限公司，北京 100089； 3. 生態環境部核與輻射安全中心，北京 100082）

國際核電發展狀況統計結果顯示：核電在世界所有能源總發電量中占比約為11%［1］；截至2019年年底，我國核能供應僅占總發電量的4.88%［2］，截至2021年4月，我國大陸地區在運運行機組共計49臺，總裝機運行容量共計51027 MW，我國核電還有很大的發展空間。

核能的開發利用給人類帶來巨大利益的同時，也產生了對人類健康和環境有負面影響的放射性廢物［3］。按每百萬千瓦核電機組每年產生廢物包體積為50 m3保守估算，我國現階段每年產生放射性廢物包體積為2551 m3。

在運行及維護過程中，核電廠往往面臨積存的低中放固體廢物的體積和存放時間分別超出暫存庫設計容量和存儲時間限值的困境，這些廢物絕大部分為極低放廢物［4］。考慮到核電廠現有放射性廢物的不斷積累，以及后續中國大陸內核電廠規模的不斷擴大，為進一步優化核電廠放射性廢物管理，緩解核電廢物的輻射安全隱患，本文對核電廠放射性廢物的管理現狀及問題進行了分析，提出了相應解決思路并形成管理策略綜合路徑圖，為核電主管部門在核電廢物的監督管理上提供參考和建議。

1 放射性廢物管理的法規標準要求

1.1 國外放射性廢物管理要求

1.1.1 核電廢物處理方面

《排除、豁免和解控概念的適用》（IAEARS-G-1.7）對核電廠放射性廢物管理的范圍界定具有重要的指導意義：可以從源頭上減少需要處理、處置的物項。“排除”主要針對天然放射性核素照射場景，文件認為，這些核素活度濃度引起的個人劑量，不算來自氡析出的貢獻，一年之內不大可能超過1 mSv，并由此反推出40K的活度濃度不超過10 Bq·g-1，其他天然放射性核素活度濃度不超過1 Bq·g-1。文件認為，個人年有效劑量小于等于10 μSv，考慮附加準則條件下低概率事件引起的年有效劑量應當不超過1 mSv，皮膚的年當量劑量標準50 mSv，由此推導出人工放射性核素“豁免與解”控嘗試限值。放射性廢物解控過程中，污染活度應低于豁免活度水平，且解控需要監管機構進一步考慮決定。

《放射性廢物的處置前管理》（IAEA-GSR Part 5），針對放射性廢物處置前管理的責任、步驟、設施的建設和運行過程共制定了22點要求，涵蓋了放射性氣、液、固三種廢物的產生、控制、表征、分類和加工處理等方面；《核電廠與研究堆放射性廢物處置前管理》（IAEA-SSG-40）則是在GSR Part5的基本要求上，針對核電廠與研究堆的各項基本要求做出了詳細說明。

1.1.2 核電廢物優化管理及技術改進方面

“Radioactive waste management status and trends”（IAEA-WMDB-ST-1）認為，在爭取實現放射性廢物活度和體積最小化目標的同時也應考慮行政管理和技術安全等因素。核電設計前期，考慮抗腐蝕及不易被活化材料選擇、少更換少維修設備選擇，以及成熟穩定技術選擇因素；管理上，建立廢物追蹤系統，對廢物的類型、總量、活度和特性進行量化；建立廢物分類和廢物流隔離系統，防止廢物不恰當混合；增強員工的廢物最小化理念，加強廢物最小化實踐員工培訓等管理手段，也可有效地促進放射性廢物產生最小化和清潔解控及循環再利用。《VVER反應堆放射性廢物管理改進》（IAEA-TECDOC-1492），按優劣順序依次列出了管理支持、產生源頭減少、循環再利用、減容處理和處置5方面核電廢物管理思路。“Innovation waste treatment and conditioning technologies at nuclear power plants”（IAEA-TECDOC-1504）對核電廢物處理的主流技術與創新技術進行了總結。

1.1.3 核電廢物的其他管理方面

美國和歐洲核電廠用戶要求文件對第三代核電提出：在核電機組固體廢物包方面，推薦第三代單臺新建百萬千瓦壓水堆核電機組固體廢物包年產生量目標值小于等于50 m3。

美國聯邦法規10 CFR 20第1046條適用于申請許可。其中特別指出，在1997年8月20日之后提交申請的許可證申請者，必須在申請中闡述設施設計及運行程序是如何實際可行地使設施污染最小化和環境污染最小化的，如何便于最終退役的，如何實際可行地使放射性廢物產生量最小化的。在1997年8月20日之后提交標準設計許可證、標準設計核準和制造許可證的申請者，必須在申請中闡述設施設計時如何實際可行地使設施污染最小化和環境污染最小化的，如何便于最終退役的，如何實際可行地使放射性廢物產生量最小化的。

1.2 國內放射性廢物管理要求

1.2.1 核電廠廢物分類方面

《放射性廢物分類》（2017年第65號）主要適用于待處置的放射性固體廢物。相對原分類標準，65號文件對放射性低、中放廢物活度濃度的界定進行了較大幅度的調整，上調了低水平放射性廢物的活度濃度上限。具體來說，將放射性廢物在原有的低、中、高3類的基礎上拓展為極短壽命放射性廢物、極低水平放射性廢物、低水平放射性廢物、中水平放射性廢物和高水平放射性廢物5 類。并將解控廢物及豁免廢物移出放射性廢物序列，明確了除部分核素（如活化金屬中的鈮-94、碘-129、锝-99 等）外的活度濃度要求明顯偏低（在106～107Bq·kg-1量級），其余核素的活度濃度要求為上限不超過4×1011Bq/kg。相 較 而 言HAD 401/4、GB 9133—1995 中，低放和中放分界點的活度濃度為4×106Bq/kg。

《擬再循壞、再利用或作非放射性廢物處置的固體物質的放射性活度測量》（GB/T 17947—2008）規定，放射性固體物質解控輻射水平測量包括表面污染活度濃度、劑量率和總活度。作為示例，標準指出了表面污染解控限值：α發射體為0.04～0.4 Bq·cm-2；β/γ發射體為0.4～4.0 Bq·cm-2；劑量率范圍為0.05～1 μGy·h-1（近表面附近高于該處本底的劑量率）；根據核素不同，活度濃度范圍為0.1～104Bq·g-1。

《免于輻射監管的材料中放射性核素活度濃度》（GB 27742—2011）規定，大于1 t的大批材料的生產操作、填埋或再循環再利用等活動中涉及的，可免于輻射防護監管材料中放射性核素的活度濃度限值。標準規定，對只有表面污染的材料和小于1 t的材料，分別參照GB 18871—2002中B2.2和附錄A的規定執行。該標準活度濃度限值的制定參考了IAEA 安全導則《排除、豁免和解控概念的應用》（No.RS-G-1.7），包括免管水平制定的劑量準則、照射情景、照射途徑和主要相關參數等。

1.2.2 核電廠廢物處理方面

《核設施放射性廢物處置前管理》主要為核設施產生的放射性廢物處置前管理提供指導，涵蓋了放射性廢物處置前管理的所有步驟，包括：廢物產生、預處理、處理、整備、貯存和運輸。其部分內容和IAEA發布的《核電廠與研究堆放射性廢物處置前管理》（SSG-40）保持了一致。《輕水堆核電廠放射性固體廢物處理系統技術規定》，制定的目的是使放射性固體廢物處理系統達到規定的安全目標、設計目標和運行目標。其要求：固體廢物處理后體積應該盡可能小，且滿足廢物運輸、貯存和處置要求。其規范對象包括濕廢物和干廢物（含濃縮廢液、化學廢液、泥漿、樹脂、排風過濾器、活性炭過濾器等）。

1.2.3 核電廠廢物最小化管理方面

國家核安全局《核設施放射性廢物最小化》導則中明確規定了核設施放射性廢物最小化應包含核設施設計、建造、運行和退役過程，可通過廢物的源頭控制、再循環與再利用、清潔解控、優化廢物處理和強化管理等措施，經代價利益分析，使最終放射性固體廢物產生量（體積和活度）達到合理可行盡量低的要求［5］。此外，導則從設計和建造階段、運行階段和退役階段對廢物的最小化提出了一般要求，并以壓水堆為例，對設計建造階段從源頭減少放射性廢物產生和放射性廢物處理系統設計做出了詳細要求，包括系統設計、設備選擇、材料選擇、水化學控制、工藝設計、設備閥門和管道的選型和設計以及布置設計等方面。全過程、多角度地為我國核設施放射性廢物最小化管理提供了依據和指導。

2 核電廠放射性廢物處理技術現狀

2.1 秦山核電基地廢物處理技術現狀

在秦山核電基地，核電廠各自配套建設了水泥固化線和壓實設備（除方家山核電廠配備超級壓實設備外，其他為普通壓實設備）。固化線主要用于處理濃縮液，增容比為1.7～2.2；處理廢樹脂增容比為2.3～3.0；外表劑量率大于2 mSv·h-1的廢過濾器芯子增容比為2.5～14；外表劑量率不大于2 mSv·h-1的廢過濾器芯子增容比為2～2.5。壓實打包系統主要用于表面劑量率低于2 mSv·h-1的雜項干廢物（包括技術廢物、廢水過濾芯子、通風過濾器拆解過濾材料等）的處理，一般壓實處理可達減容比為3～4，超級壓實處理減容比為4～5［6］。固體廢物處理流程見圖1。

圖1 秦山核電基地放射性固體廢物處理工藝流程Fig.1 Radioactive solid waste treatment process of Qinshan Nuclear Power Base

2.2 三門核電廠廢物處理技術現狀

三門核電廠為全球首座AP1000型核電廠，設置核島廢物處理系統和廠址廢物處理設施（SRTF）兩種組合處理模式。其放射性固體廢物主要分為工藝廢物和技術廢物，其中技術廢物及工藝廢物中的HVAC濾芯在水泥固化前，均進行預壓縮和超壓縮處理，以降低廢物整備體積。其余工藝廢物基本通過水泥固化進行處理［7］。放射性固體廢物工藝流程見圖2。

圖2 三門核電廠放射性固體廢物處理工藝流程Fig.2 Sanmen nuclear power radioactive solid waste treatment process

2.3 大亞灣核電廠廢物處理技術現狀

大亞灣核電廠將固體廢物分為工藝廢物和技術廢物。工藝廢物包括：廢樹脂、過濾器芯和濃縮液等，采用水泥固化和混凝土固定方式進行處理。技術廢物中手套和抹布等可壓縮廢物，通過預壓、超壓減容處理；建筑材料等不可壓縮廢物直接水泥固化處理。固體廢物處理過程中，廢樹脂按照中、低放射性和弱放射性樹脂分別進行裝桶固化；大亞灣核電廠所產生的工藝廢物均用混凝土進行固化處理；技術廢物則放置于鋼桶中進行壓縮、固化或固定處理。濃縮液、廢樹脂和淤積物經水泥固化處理后增容比分別為5.26、6.04、10。技術廢物經壓實整備后，其增容比為0.2。為減少廢物整備體積，大亞灣核電廠在廢物處理工藝上進行了系列改進，如將多個較小尺寸廢濾芯放置于一個混凝土桶內固定，對不同放射性水平樹脂進行分類固化處理等，大大降低了廢物的整備體積。廢物處理工藝見圖3。

圖3 大亞灣核電廠放射性固體廢物處理工藝流程Fig.3 Daya Bay nuclear radioactive solid waste treatment process

3 核電廠公司放射性廢物管理制度

3.1 秦山核電基地放射性廢物管理模式

秦山核電基地是我國大陸核電的發源地，目前共有9臺運行機組，是我國核電機組數量最多、堆型最豐富且裝機量最大的核電基地。秦山核電基地有3家業主公司，各業主公司分別負責其名下核電機組資產經營管理和運行監督，以及放射性廢物的處理與處置。此外，基地也成立了中核核電運行管理有限公司，對核電基地下核電機組實行統一管理，核電運行管理公司與三家業主公司共用一套運行管理人員。以秦山一期為例，其放射性廢物管理框架見圖4。

圖4 秦山核電基地放射性廢物管理框架Fig.4 Qinshan Nuclear radioactive waste management framework

秦山核電基地三個核電公司存在以下特點：（1）三個公司均為獨立法人單位，除核電機組實行統一管理外，廢物處理、資產管理和運行監督等均由各公司自行管理；（2）三個公司內部均采用三級放射性廢物管理層級；（3）其三個廢設施運行部下設置了專業分工明確的若干車間，各車間設置方式雖強調了專業化分工，但針對同一任務各車間人員間的協調程度有一定阻礙。

3.2 三門核電廠放射性廢物管理模式

三門核電廠專門設立放射性廢物最小化管理委員會（ALARA），由主管保健物理科的公司副總經理擔任組長，成員為公司各處室處長。ALARA委員會，下設放射性廢物最小化組（WMT），組長由保健物理處處長擔任，副組長由防護支持科科長擔任，小組秘書由防護支持科放廢管理工程師擔任，成員由保健物理處、運行處、維修處、化學處、設備管理處、技術支持處、生產計劃處和環境應急處等指定人員（工程師及以上）擔任。廢物最小化組織機構包含廢物產生管理各處室，可實現廢物最小化方面問題的高效溝通和快速解決。其管理框架見圖5。

圖5 三門核電廠放射性廢物管理框架Fig.5 Sanmen nuclear radioactive waste management framework

三門核電廠在國內首次采用了對放射性廢物進行分散處理與集中處理相結合的處理模式。每臺核電機組均設有核島廢物處理系統，主要用于對核島內的放射性廢氣、廢液進行處理，以及對核島內所產生的放射性固體廢物進行收集和暫存；核電廠內還設有幾臺核電機組共用的場址廢物處理中心（SRTF），該中心對核島廢物處理系統范圍外的其他放射性廢液進行處理，并對所產生的放射性固體廢物進行整備。SRTF的設置，既有效簡化了核島內的廢物處理系統，同時也將不易處理、產量少的廢物進行集中處理，極大地提高了廢物處理效率。

3.3 大亞灣核電廠放射性廢物管理模式

大亞灣核電廠設立了放射性廢物管理機構，包括“三廢”委員會，委員會對核電廠的放射性廢物管理工作進行指導，同時以“三廢”工作領導小組為抓手，組織和協調核電廠各部門共同開展放射性廢物處理工作。大亞灣核電廠放射性廢物管理框架見圖6。

圖6 大亞灣核電廠放射性廢物管理框架Fig.6 Daya Bay Nuclear radioactive waste management framework

大亞灣核電廠近幾年的放射性廢物管理情況表明，該模式具有以下幾方面優勢：（1）委派核電廠副總經理主管公司放射性廢物管理工作，為放射性廢物管理政策的執行提供了充分的資源保障；（2）委員會作為放射性廢物管理工作的智囊團，從高層次和多角度對放射性廢物管理工作提供大量實用建議，極大地減少了管理工作上的失誤；（3）放射性廢物管理工作延伸到公司各部門，避免了廢物管理工作的死角，高效并徹底地推動著放射性廢物的最小化管理。

4 放射性廢物管理策略分析及建議

4.1 法規標準及規章制度方面

筆者結合核電廠的實際情況，研究發現以下三個主要普遍存在的問題并提出相應的建議：

（1）關于核電廠廢物管理目標值問題，建議堅持以核安全導則中50 m3的年廢物整備體積推薦值為廢物產生量限值，由國家核安全監督管理部門組建廢物最小化工作管理小組，管理小組成員包含各核電站、相關科研設計單位和國家核安全監管部門專家。管理小組根據各核電廠廢物處理工藝及放廢處理系統設計等特點，對放射性廢物整備體積控制目標值進行論證，提出新的控制目標值和摸高值。對于完成摸高值任務的單位，進行評優和對外宣傳，并優先考慮給予監管部門能力范圍內的各項支持。

（2）關于《免于輻射監管的材料中放射性核素活度濃度》（GB 27742—2011）的可操作性問題，建議由各核電廠及科研單位開展針對性研究，組織制定和優化放射性廢物核素取樣檢測流程。

（3）關于《低、中水平放射性固體廢物暫時貯存規定》（GB 11928—89）中的暫存時間問題，建議各核電廠及科研單位完成暫存期限的合理性論證，為后期標準的修訂提供依據支持。

4.2 廢物處理技術方面

目前，各核電廠都配置了完整的放射性廢物處理設施，對當前廠內廢物實現了良好控制。但是，在廢物處理技術上仍有較大的改良空間，個別類型廢物的工程應用技術仍需加緊攻關。

（1）關于核電廠放射性有機廢液處理，建議由中核集團組織其下屬科研和設計力量，研發可移動式等處理裝置，實現對各核電站有機廢液的統一處理，降低庫存，消除其安全隱患。

（2）關于核電廠現存放射性廢物處理技術問題清單的收集方式，建議核安全監管部門以座談和問題清單填報的形式，搜集核電廠放射性廢物技術攻關清單。將清單內項目分為監管部門支持項目（給予一定經費支持）和核電廠本身解決項目類型（督促核電廠使用自有經費解決）。另外，充分利用專業化環保公司的科研設計力量，對核電廠放射性廢物處理關鍵技術進行攻關，補齊國內在焚燒和熔煉處理技術上的短板。

4.3 廢物管理制度方面

針對各核電廠的放射性廢物企業管理制度，建議核安全監管部門對以下一些普遍性問題加強關注和跟蹤。

（1）關于可燃技術廢物的處理和整備等過程管理，建議督促新建核電廠在設計階段落實切實可行的處理與整備工藝，禁止超壓處理，避免可燃廢物處置后因長期貯存腐解給處置場帶來安全隱患；已建成在運核電廠，加快與外部集中處理中心達成約定，確定好廢物去向；鼓勵探索集中焚燒處理方式和解決途徑。

（2）關于核電廠中低放廢物處置，在生態環境部的主推下，甘肅省已啟動核電廠等民用低放廢物集中共享處置場的建設；建議督促各核電廠在集中處置場建成運行之前，做好現有固體廢物暫存工作、處置前檔案整理工作；加快落實與集中處理中心關于廢物的接收意向。

（3）關于國內廢物信息管理系統統一問題，建議督促各核電廠以國家廢物信息管理系統接收的信息要素為依據，對自身信息管理系統進行調整，或增加與國家信息管理系統數據對接的轉換系統，盡早完成國家放射性廢物管理系統的統一建設工作。

（4）關于核電廠放射性廢物處理方式的選擇，秦山核電基地在各核電廠均配備一套相應處理裝置，三門核電站設置SRTF廠址外廢物處置中心。核電機組共用廢物處理中心是核電廠廢物管理的發展趨勢。建議進一步推進秦山核電基地廢物的統一管理，鼓勵在運核電廠向廢物集中處理管理方式轉變；建議新建核電廠優先選用廢物集中處理方式設計和管理。

（5）關于放射性廢物貨包體積計算規則，為更準確地反映各放射性廢物年貨包整備體積情況，建議各核電廠就待處理放射性有機廢液（僅暫存于廢物庫中，未處理，其整備體積如何計算）、外運待處理的可燃技術廢物（按運出時廢物體積算，或是按照外運處理后的整備體積算）以及當年產生但未整備的放射性廢物貨包體積（最終貨包體積計入產生的年度還是整備的年度內）等不同情況下，統一貨包體積計算規則。

（6）關于放射性廢物處理與處置的技術管理文件中與現實要求存在差距的內容，建議督促核電廠主動進行適應性研究和解決方案探索，并向相關部門反饋并及時更新。

（7）關于放射性廢物最小化核安全文化宣傳方面，建議督促各核電廠進一步推進放射性廢物最小化原則與核電廠廢物管理工作的深度融合；同時要強調對人為因素的管理，督促各核電廠在管理制度及考核中，落實對核電工作人員廢物最小化意識宣貫，強化一線操作員工在廢物控制及處理方面綜合技能的培訓，重視廢物管理過程中的人為因素影響。

4.4 綜合管理路徑圖

為便于監管部門對核電廠放射性廢物管理工作進行監管，本文綜合考慮了國內外法規要求、國內核電廠廢物處理技術現狀及國內核電廠公司管理三方面因素，形成了放射性廢物管理路徑圖。在路徑圖中，圍繞放射性廢物產生、處理及處置，在核電廠不同階段提出了核電廠及監管部門應重點關注的內容，詳見圖7。

圖7 綜合管理路徑圖Fig.7 Integrated management path diagram

5 建議與結論

（1）我國從國外管理體系上借鑒、參考和轉化了大量核電廠放射性廢物法規、標準和規章制度。建議監管部門就核電廢物整備體積目標設定、核電廢物分類鑒別要求以及固體廢物暫存時間要求等方面，督促相關單位在制度要求與實際管理要求的契合度上再進一步研究并提出優化措施。

（2）建議督促核電廠加快有機廢物處理等工程應用技術的優化和攻堅，通過自有資金或其他渠道資金來源保障和支撐技術發展和更新，并培養一批專業化的核環保公司。

（3）建議監管部門對核電廠放射性廢物管理制度的實際運營管理效果進行定期檢查，主要包括制度在核電廠生命周期各階段的覆蓋度和契合度，放射性廢物最小化文化宣傳的制度融入情況，廢物信息管理系統與國家平臺的兼容性和廢物貨包體積計量規則等內容。