關于放射性廢物中等深度處置的若干見解

中圖分類號：TL942文獻標志碼：A

核能開發利用在給人類社會帶來巨大效益同時，也會像其它生產活動一樣產生廢物，即放射性廢物。科學合理處理處置放射性廢物，不僅可以確保人類和環境免受不可接受的放射性危害，而且還可以推進核能持續發展。20世紀80年代，我國在充分總結國際放射性廢物處置經驗基礎上，結合國情，提出了中低放廢物實行區域近地表處置，高放廢物和比活度高于 4×10⁶Bq/kg 的 ∝ 廢物實行集中深地質處置的政策[1]

隨著早期核設施逐步退役，新的廢物流不斷產生，隨著公眾環保意識和認知的進一步提高，國際上提出將含長壽命核素的中放廢物單獨分類，采用中等深度處置方式進行處置[2]。為安全、經濟處置放射性廢物，適應國際形勢，我國在2018年1月實施的《中華人民共和國核安全法》《放射性廢物分類》中，以法律和規章的形式提出了相關要求。隨著退役治理工作的推進，陸續會產生相當數量的中放廢物，如何開展中放廢物處置工作是當前亟需解決的問題。

本文在簡要總結有核發達國家放射性廢物處置方式基礎上，結合國內核能發展趨勢，從廢物處置需求和處置經濟性的角度，就開展中等深度處置提出建議，以推進我國放射性廢物處置工作。

1 國際放射性廢物處置現狀

1.1 IAEA

國際原子能機構（IAEA）2009年發布了新放射性廢物分類標準[2]。在該標準中，放射性廢物按照處置方式不同，分為免管廢物、極短壽命廢物、極低放廢物、低放廢物、中放廢物和高放廢物（見圖1）。其中高放廢物實行深地質處置、中放廢物實行中等深度處置、低放廢物實行近地表處置、極低放廢物實行近地表填埋處置。

1. 2 美國

在美國，能源部（DOE）和核管會（NRC）采用兩套不同的放射性廢物分類體系[3-5]。美國能源部將放射性廢物分為高放廢物、超鈾廢物和包含混合放射性廢物的低放廢物，核管會將商用廢物分為高放廢物、低放廢物和副產品（ByproductMaterial）；同時又將低放廢物分為A、B、C和超C類，A、B和C類廢物可近地表處置，超C類廢物不適于近地表處置。從廢物特性和處置安全角度，美國分類體系中的超C類廢物（GTCC）和超鈾廢物（TRUW）可對應于需實施中等深度或深地質處置的廢物。

超鈾廢物被定義為由國防產生的放射性廢物，其特點包括活度濃度大于 3700Bq/g 含有半衰期超過 20a 的超鈾 α 核素，廢物罐的最大表面劑量率可達 10Sv/h 。目前，美國已建成廢物隔離中試廠（WIPP地質處置庫），用于處置國防項目產生的超鈾廢物。WIPP超鈾廢物處置庫是美國目前唯一運營的超鈾廢物處置設施，其于1998年5月18日獲美國環保署批準進行超鈾廢物安全管理和處置，并于1999年3月26日開始接收廢物。該處置庫位于具有2.5億年歷史的Salado地層以下約 650m 處，該地層是一個深度 600m 、區域廣、未受干擾且幾乎不可滲透的層狀鹽巖地層。WIPP包括8個單獨的處置區域，每個處置區域有7個處置庫室，每個處置庫室高約 4m ，寬約 10m ，長約 91m 。處置區域挖掘和放置操作均分階段進行。

超C類低放廢物主要包括密封源、活化金屬以及各種工業活動（如 ⁹⁹Mo 生產）中產生的污染設備、碎片、濾芯、樹脂和廢金屬等。DOE于2016年2月發布了《關于超C類低放廢物處置的最終環境影響報告》（EIS），分析了超C類廢物的多個處置方案，包括地質處置庫（WIPP）、中等深度筒倉、改進的近地表壕溝以及加強型工程設施。通過對美國4個地區多個DOE場址和商業廢物處置場的分析評估，EIS傾向于在商業處置設施中實施陸地處置，或在WIPP地質處置庫中進行處置。對超C類低放廢物處置環境影響評價結果顯示，如果將預期產生的 GTCC廢物全部采用大口徑鉆孔在漢福特場址處置，則產生的公眾附加劑量不超過 0.048mSv/a ，比在強化工程屏障的近地表處置設施處置要低1個量級，一系列跨長時段的評價結果表明，在內華達試驗場址利用鉆孔設施處置超鈾廢物是非常理想的，處置系統可長期有效隔離放射性核素。

1.3 法國

在法國，放射性廢物分為極低放廢物、中低放短壽命廢物、低放長壽命廢物、中放長壽命廢物和高放廢物[4，6-7]。有關高放廢物，法國確定了分離嬗變、深地質處置和長期貯存三種方式，并在法國東北部建有深地質處置實驗室。法國對長壽命中放廢物實施地質處置，對長壽命低放廢物實施淺地層或中等深度處置。長壽命低放廢物主要包括含鐳廢物和石墨廢物，含鐳廢物主要來自于冶金加工，體積約為 70000m³ ，石墨廢物主要來自于氣冷堆運行和退役過程中更換和拆除的慢化劑材料，體積約為 。此外，還有一些廢放射源和瀝青固化廢物等也屬于此類廢物，體積約為30000～40000m³ 。法國原子能公司（Andra）統一負責此類廢物的處置，計劃將其處置在低滲透性的粘土巖中，其中含鐳廢物處置在地下 15m 左右的淺地層，而石墨廢物則處置在地下 200m 深度的巖體中。法國自20世紀八九十年代開展相關研究，目前正在開展設計和安全評價工作，并已由法國輻射防護與核安全研究所（IRSN）開展審查。

1. 4 其他國家

瑞典、芬蘭、韓國等國家也建設有中等深度處置設施，處置對象主要為核電廠產生的低放廢物（這些國家都沒有開展后處理，不存有大量中放長壽命廢物）。英國考慮中放長壽命廢物與高放廢物一并進行深地質處置。

由此可知，世界上有核發達國家都根據自身國情和需要，建立了相應的放射性廢物分類方法和處置方式。

2我國中等深度處置廢物來源分析

我國在2018年施行的《放射性廢物分類》中，對低放廢物采用近地表處置，中放廢物含有相當數量的長壽命核素，特別是發射 ∝ 粒子的放射性核素，需要采取比近地表處置更高程度的包容和隔離措施，處置方式通常為位于地下幾十到幾百來的中等深度處置。根據該分類標準，當前不宜在近地表處置的中低放廢物主要是指長壽命核素含量超過近地表接受限值的廢物，其主要來源于中放泥漿和廢液、廢石墨、含有長壽命 ∝ 核素的污染金屬、過濾器芯、反應堆活化構件等固體廢物以及廢放射源等，涉及的核素主要為 ¹⁴C ?⁵⁹Ni，⁶³Ni 、⁹⁴Nb 、99Tc、 ¹²⁹I 和超鈾核素。我國現存中放廢物種類形態多樣，處理技術復雜，大多未進行整備，如果作為高放廢物進行深地質處置，高放廢物處置庫的建造和運行成本將大大增加，因此，中等深度處置為這類廢物的最終處置提供了較好的解決方案。

2.1 石墨廢物

石墨廢物主要來源于石墨堆和高溫氣冷堆退役。

（1）早期石墨堆退役。參照國際上已有大型石墨反應堆退役經驗，來自石墨堆退役的石墨廢物的 ¹⁴C 活度濃度在 10⁶～10⁹Bq/kg 范圍內，廢物量約 3 000t （約 ），部分上述廢物需要中等深度處置[8-10]。我國2座石墨堆退役，預計到2030年會形成約 6000t （約 4000m³ ）的有效處置需求。但目前由于缺少中放廢物處置要求、包裝容器和處理整備相關標準，放射性石墨廢物的處理整備技術路線尚未確定。

（2）高溫氣冷堆。當前我國共有兩座高溫氣冷堆，分別為清華大學10MW高溫氣冷實驗堆和山東石島灣200MW高溫氣冷堆示范核電站。按照石島灣高溫氣冷堆核電站設計壽期40a，在不考慮設施延壽的情況下，最早需要到本世紀六七十年代，反應堆退役才會形成石墨廢物處置需求。在廢物量方面，考慮到 10MW 高溫氣冷實驗堆遠小于 200MW 高溫氣冷堆核電站，根據歐洲早期石墨堆退役經驗，高溫氣冷堆退役將產生石墨廢物量約3000t（約 ）。

由以上分析可知，我國現存石墨廢物約6000t （約 4000m³ ），到本世紀中后期會形成9 000t （約 6000m³ ）的有效處置需求[9]

2.2 廢放射源

根據相關文獻[1]，截至2005年底，我國約有1.4萬枚在用或閑置的長壽命核素放射源，占總放射源數量的 19.78% 。據統計，2021年底，全國放射源數量為15.6萬枚，長壽命放射源也在隨之增長。長壽命放射源的主要核素為P u 、P uA m ²²⁶Ra、⁶³Ni 和 ¹⁴C 等，具體列于表 1^[11]

鑒于國內尚未明確廢放射源處置前整備方式及適用標準，僅在開展相關研究工作。按照放射性廢物分類要求，中放廢物中超鈾核素活度濃度小于 4×10¹¹Bq/kg ，水泥密度按照 計算，保守估計，每10枚放射源整備后形成 1m³ 的廢物貨包[11-12]。據此1.4萬枚放射源整備后的體積約 1400m³ 。

2.3核燃料循環后端核化工領域的中放廢物

由于我國實行“閉式”核燃料循環政策，核燃料循環后端核化工領域也將產生中放廢物。根據法國阿格廠的運行經驗，每處理1t核燃料，將產生 1m³ 中放廢物[13]，到2030年、2050年、2060 年我國核燃料循環產生的需要進行中等深度處置的中放廢物量分別為 2000m³?22000m³. 。

2.4 反應堆活化金屬廢物

反應堆堆芯等活化金屬廢物，如反應堆堆內構件、控制棒等，也是中等深度處置的重要源項，其主要污染核素為 ¹⁴C?⁶³Ni 等。參照已有核電廠退役經驗，每臺核電機組退役時約產生 120m³ 需要中等深度處置的廢物。我國目前在運在建及已核準的核電機組共102臺，將產生需要中等深度處置廢物約1.2萬 m³ 。同時應該注意到現有大部分核電機組多為近十年建設，考慮到核電機組運行壽期 40a ，加之退役過程需要 15～20a ，在不考慮核電機組延壽情況下，直至2050年后才會有反應堆活化金屬廢物產生（主要為我國早期建設的11臺機組，共計約 1300m³ ）。若是借鑒美國核電機組延壽10＼～20a情況，反應堆活化金屬廢物需要等到本世紀后半葉才會大量產生，且總量也不會超過約1.2萬 m³ 。

2.5 其他廢物

我國尚存有部分核設施退役廢物、反應堆運行維修廢物、廢棄產品（含有超鈾元素）、過濾器、破損的燃料元件等多種形式的中放廢物，也應按照中等深度處置方式進行處置。

綜上所述，假設2030年所有放射源都整備完畢（約 1400m³ ），且不考慮早期遺留的中放廢物及2030年尚未具備處置條件的廢石墨的條件下，我國預計到2030年、2050年和本世紀后半葉需要中等深度處置廢物量列于表2。

3 處置及相關技術

我國中等深度處置技術需要從相關標準的完善、廢物處理整備、運輸、暫存，處置庫選址、建造、運行、關閉等方面開展工作。

我國現行的廢物管理標準體系是針對原放射性廢物分類而建立，然而，新的放射性廢物分類中，關于中放廢物的處理整備、包裝、處置等環節，尚缺少相應標準指導。因此，需要在研究原有標準適用性的基礎上，構建一套完善的中放廢物標準化體系，該體系將涵蓋中放廢物處理處置場址選擇、安全評價、處置容器設計等方面。通過標準化體系建設，形成一系列服務于中放廢物管理的國家與行業標準。

目前，我國的中放廢物多未經處理整備，如泥漿、石墨廢物、過濾芯子等，仍存放在現場或廢物庫中，回取難度較大，而國際上關于中放廢物處理整備的經驗也較少，泥漿、石墨廢物的處理整備技術路線仍在研究與論證階段。因此，我們可在借鑒低放廢物處理整備經驗的基礎上，開展中放廢物包裝容器、處置容器以及處理整備關鍵技術和裝備的科研開發工作。

對于運輸技術，目前國內已有成熟的放射性物品運輸體系，但由于中放廢物放射性水平較高，為滿足運輸要求，外屏蔽容器的厚度將大幅增加，因此，需要開展中放廢物運輸容器的設計研究。中等深度處置容器作為工程屏障中的重要組成部分，對放射性廢物包容和隔離均具有重要意義。建議針對不同的廢物源項設計特定的處置容器，并結合處置場址特點，明確耐久性和包容隔離性指標參數，在與現有處置容器對比分析基礎上，提出利益與代價的綜合評估。

對于工程屏障系統，可根據我國中放廢物的特點，進一步深化處置概念選型，結合處置容器性能、場址環境特征，從安全性和經濟性進行進一步比選，提出較優或者新的處置工程屏障系統。在此基礎上，開展相應的密封、緩沖和回填設計技術的研究，如混凝土回填過程中對收縮及裂紋的有效控制，黏土回填的回填速率與工藝要求等。

在廢物接收和處置工藝技術研究方面，應針對中放廢物特點，開展廢物運輸、接收、換裝、包裝、暫存、轉運及碼放的全過程工藝技術研究。在確保輻射防護安全的前提下，制定相應的工藝流程。開展處置機具（含屏蔽、轉運、吊碼）運行需求分析，提出具體的性能參數要求，特別是井下無人設備在中放輻射環境下的穩定性試驗驗證。

對于安全評價，中放廢物處置應遵循縱深防御的原則，設置多重屏障，建立和維持對放射性危害的有效防御，保護人類和環境免受電離輻射的有害影響。在我國，所有的放射性實踐活動都應該符合《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871—2002）的要求，中等深度處置也應該參照該標準。同時參考我國近地表處置以及巖洞處置的有關標準規定，建議將中等深度處置的職業照射年有效劑量當量限值初步設定為 （5年內平均），公眾照射年有效劑量當量限值為1 。放射性廢物中等深度處置應在IAEA的《基本安全原則》《放射性廢物處置安全全過程系統分析和安全評價》《國際輻射防護和輻射源安全基本安全標準》和我國的《放射性廢物分類》《放射性廢物地質處置設施》等標準的指導下，開展放射性廢物中等深度處置的頂層設計、法規制定、安全評價、安全全過程系統分析、選址、建設、運行、關閉及關閉后監護等工作。

4處置經濟性初步分析

世界上136個低、中放廢物處置設施中，已建成的低中放處置場成本列于表3，擬建設深地質處置庫估算成本列于表 4^[14-16] 。目前，韓國、芬蘭和瑞典已開展了中等深度處置，對我國正在建設的在山體內部進行巖洞處置的廣東陽江環保配套工程具有較強的參考性。陽江環保配套工程一期規劃建設容量4萬 m³ ，工程經費概算約為5.6億元，折合到單位體積約1.4萬元/ 'm³ ，考慮到建設期財務成本、建成后運行費用、關閉后監護費用以及地方補償費用等，其處置費預估為10萬元 /m³ ，遠低于深地質處置的成本。

5 結論和建議

綜上所述，世界上有核發達國家均根據國情和核能發展需要，建立了相應放射性廢物分類體系及配套的廢物處置策略，包括韓國、芬蘭和瑞典等國均已實施了放射性廢物中等深度處置，未發生過大規模的放射性物質泄漏事件，有效保障了環境安全，這充分證明中等深度處置在工程技術層面合理可行。同時，按照IAEA的中等深度處置源項建議及《放射性廢物分類》的要求，近期我國面臨的有效處置需求已達千立方米量級，未來將會達到萬立方米量級，中等深度處置費用雖高于近地表處置，但遠遠低于深地質處置，在考慮處置方式時，應綜合權衡經濟、技術和安全等多方面因素，選擇最適合我國國情的處置策略。因此，針對中等深度處置提出以下建議：

（1）為規范中放廢物的處理與處置工作，應盡快開展中放廢物包裝容器、中等深度處置標準等系列標準的研究，形成完善的標準體系。同時，應加快開展中等深度處置庫建設前期研究，統籌推進中等深度處置科研與工程項目，確保中等深度處置工作的有序進行。

（2）針對現存中水平放射性廢物，應深入開展處理技術相關研究，包括堆芯石墨的回取與處理、中放泥漿回取與處理整備，以及后處理產生中放廢物整備等。

（3）堅持中放廢物處置應遵循縱深防御的原則，設置多重屏障，建立和維持對放射性危害的有效防御，保護人類和環境免受電離輻射的有害影響。同時，參照IAEA導則，開展全過程的安全系統分析研究。

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Abstract：Considering the concept on medium-depth disposal of intermediate level radioactive waste proposed by the International Atomic Energy Agency，this paper surveyed the disposal methods of radioactive waste in some major nuclear countries，analyzed the current status of waste disposal in countries that have carried out intermediate-level disposal，combined the trend of nuclear energy development in China，and estimated the amount of intermediate-level waste that China need to be disposed of in 2030 （ 3400m³ ），2050（ 28700m³ ）， and the latter half of this century （ 49400m³ ，excluding the intermediate-level waste generated from the operation of nuclear fuel cycle facilities）.This paper also briefly analyzed the economic feasibilityof disposal and concluded that there is an efective disposal demand in the near future，suggesting that China should proceed with the scientific research，standardization，and early-stage engineering work on intermediate-level waste disposal in an orderly manner as soon as possible.

Key words ： radioactive waste; intermediate-level waste; medium-depth disposal