鄭 莉，孫惠東，楊美?。ㄖ袊?guó)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(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

摘要：核電站產(chǎn)生的廢物的處理盡可能延用運(yùn)行廢物處理系統(tǒng)，考慮到退役廢物的廢物類別及產(chǎn)生量與運(yùn)行廢物差異較大，可考慮增設(shè)必要的廢物處理手段或擴(kuò)大廢物處理能力，是否新建廢物處理設(shè)施應(yīng)綜合考慮是否有適宜場(chǎng)址、工期是否允許以及是否存在與退役無關(guān)且足夠大的子項(xiàng)可進(jìn)行改擴(kuò)建等操作。文章以M310堆為例，估算了單機(jī)組退役可能的退役廢物產(chǎn)生量，同時(shí)，為實(shí)現(xiàn)廢物最小化的目標(biāo)，提出了進(jìn)行設(shè)計(jì)優(yōu)化，嚴(yán)格運(yùn)行管理、避免事故發(fā)生，嚴(yán)格進(jìn)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(duì)材料再循環(huán)再利用等建議。

關(guān)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(guó)大陸第一座核電站——秦山一期核電站并網(wǎng)發(fā)電以來，我國(guó)核電站建設(shè)高速發(fā)展。截至2014年12月底，我國(guó)在運(yùn)核電機(jī)組總數(shù)達(dá)到21臺(tái)，總裝機(jī)容量1 902萬千瓦；在建的核電機(jī)組27臺(tái)，裝機(jī)容量2 953萬千瓦，位于世界在建機(jī)組數(shù)第一名［1］。在我國(guó)《核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃（2005—2020年）》中確定了“到2020年，核電運(yùn)行裝機(jī)容量爭(zhēng)取達(dá)到4 000萬千瓦；核電年發(fā)電量達(dá)到2600億～2800億千瓦時(shí)。同時(shí)，考慮核電的后續(xù)發(fā)展，2020年末在建核電容量應(yīng)保持1 800萬千瓦時(shí)左右?！保?］的發(fā)展目標(biāo)，該目標(biāo)也預(yù)示著我國(guó)在今后6年內(nèi)仍將上馬一定數(shù)量的核電機(jī)組。

我國(guó)最早商業(yè)運(yùn)營(yíng)的秦山一期核電站將于2020年達(dá)到設(shè)計(jì)壽命，目前其正在開展申請(qǐng)延長(zhǎng)壽期工作，由此可以預(yù)見，自秦山一期核電站退役開始，我國(guó)將逐漸迎來核電站退役高峰，核電站作為大型核設(shè)施，其退役必將產(chǎn)生大量放射性廢物，大量放射性廢物如何安全處理，是關(guān)系到公眾及環(huán)境安全的至關(guān)重要的問題，也是對(duì)核電相關(guān)從業(yè)人員的巨大挑戰(zhàn)。本文從設(shè)計(jì)角度對(duì)核電站退役廢物類型、廢物來源、廢物量、廢物處理手段進(jìn)行簡(jiǎn)要介紹，并針對(duì)實(shí)現(xiàn)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(chǎn)生的廢物包括放射性廢物和非放射性廢物，本文主要對(duì)放射性廢物的類型及來源進(jìn)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(chǎn)生于使用熱切割工具的拆除過程及對(duì)廠房建（構(gòu)）筑物進(jìn)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(jù)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(nèi)的系統(tǒng)倒空及串洗過程；二為退役過程中的放射性物項(xiàng)離線去污廢液；三為工作人員洗澡水。

（1）系統(tǒng)倒空及串洗

在核電站運(yùn)行結(jié)束后，退役工作正式開始前的安全過渡期內(nèi)，需將系統(tǒng)中殘留的放射性液體倒出，收集并進(jìn)行處理，這個(gè)過程主要涉及燃料廠房及反應(yīng)堆廠房（反應(yīng)堆換料水池除外，反應(yīng)堆壓力容器及堆內(nèi)構(gòu)件初步考慮進(jìn)行水下切割，需在此水池內(nèi)進(jìn)行）等廠房系統(tǒng)中殘留的放射性廢液。

分析核電站運(yùn)行過程可知，冷卻劑從堆芯帶出的活化腐蝕產(chǎn)物等會(huì)造成一回路系統(tǒng)內(nèi)部的污染，故考慮在安全過渡期內(nèi)通過系統(tǒng)整體或局部串洗等操作降低其放射性水平，以減少后續(xù)拆除人員的照射劑量，簡(jiǎn)化拆除工作；原有廢液處理系統(tǒng)在運(yùn)行過程中用于貯存、監(jiān)測(cè)和處理來自核電廠控制區(qū)的放射性廢液，因此該系統(tǒng)內(nèi)部也存在污染，可以通過串洗進(jìn)行去污。

（2）離線去污

在核電站退役過程中，部分拆除產(chǎn)生的放射性固體廢物通過離線去污可能達(dá)到降級(jí)或解控的目的，對(duì)于這類廢物可考慮進(jìn)行離線去污操作，離線去污過程中會(huì)產(chǎn)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(jié)束后洗澡以進(jìn)行身體表面清洗去污，達(dá)到要求后方可更換回家常服離開的輻射防護(hù)規(guī)定。洗澡在待退役廠房本身或鄰近廠房的衛(wèi)生出入口內(nèi)進(jìn)行，該過程產(chǎn)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(jù)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(tǒng)倒空過程中產(chǎn)生的廢樹脂、廢過濾器芯等；退役過程中因設(shè)備及管道等拆除產(chǎn)生的金屬或非金屬廢物（包括塑料、木材等）、因建（構(gòu)）筑物表面剝離產(chǎn)生的混凝土廢物、場(chǎng)址清理產(chǎn)生的污染土壤以及產(chǎn)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(zhǎng)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(shè)計(jì)中，為了處理核電站在運(yùn)行過程中產(chǎn)生的放射性廢物，已建立了相關(guān)的廠房排風(fēng)系統(tǒng)、廢液處理系統(tǒng)及固體廢物處理系統(tǒng)，在退役過程中，為了盡可能避免新建廢物處理系統(tǒng)增加退役工作量及廢物產(chǎn)生量，考慮盡量利用核電站原有廢物處理系統(tǒng)。下面分別介紹針對(duì)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(duì)放射性物項(xiàng)進(jìn)行熱切割時(shí)，會(huì)產(chǎn)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(nèi)照射?？紤]在切割工位旁設(shè)置移動(dòng)式通風(fēng)裝置，該裝置可對(duì)產(chǎn)生的放射性粉塵及氣溶膠進(jìn)行過濾（針對(duì)粒徑0.5μm及以上的顆粒過濾效率可達(dá)99.99%），過濾后的氣體進(jìn)入廠房排風(fēng)系統(tǒng)。

在對(duì)廠房建（構(gòu)）筑物進(jìn)行表面剝離去污的過程中，對(duì)墻地面的打磨會(huì)產(chǎn)生一定量的放射性粉塵，因此考慮將表面剝離機(jī)與高效工業(yè)吸塵器配套使用，剝離過程中產(chǎn)生的粉塵可直接被高效工業(yè)吸塵器（該設(shè)備配有HEPA高效過濾器，針對(duì)粒徑0.3μm及以上的顆粒過濾效率可達(dá)99.97%）收集，過濾后的氣體也將進(jìn)入廠房排風(fēng)系統(tǒng)。

上述氣流進(jìn)入廠房排風(fēng)系統(tǒng)后利用原有廢氣處理手段進(jìn)行處理后監(jiān)測(cè)排放。

2.2 放射性液體廢物

自我完善和發(fā)展并不是最終的發(fā)展，行業(yè)組織、國(guó)家的發(fā)展才是最高目標(biāo)。因此，在自我提升的同時(shí)還要注重行業(yè)間的共享和學(xué)習(xí)。

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

在設(shè)施離線去污手段時(shí)，需與廢液處理系統(tǒng)相連，產(chǎn)生的去污廢液可直接送至廢液處理系統(tǒng)進(jìn)行處理，待廢液處理系統(tǒng)完成退役后，去污廢液利用增設(shè)的小型移動(dòng)式廢液處理裝置進(jìn)行收集、處理及檢測(cè)，檢測(cè)合格后排放。

洗澡水通過核島/常規(guī)島液態(tài)流出物排放系統(tǒng)收集，收集后取樣分析，達(dá)到排放標(biāo)準(zhǔn)后排放，若超過排放管理限值則送回廢液處理系統(tǒng)再處理。在核島/常規(guī)島液態(tài)流出物排放系統(tǒng)及廢液處理系統(tǒng)完成退役后，后續(xù)退役工作人員洗澡水可由增設(shè)的小型移動(dòng)式廢物處理裝置進(jìn)行收集、處理及檢測(cè)，檢測(cè)合格后排放。

2.3 放射性固體廢物

在核電站系統(tǒng)倒空過程中產(chǎn)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(tǒng)的廢樹脂處理線和廢過濾器芯處理線等進(jìn)行處理。

退役過程中產(chǎn)生的廢物類型及廢物量與運(yùn)行期間存在著較大的區(qū)別，為運(yùn)行所配備的固體廢物處理設(shè)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(shè)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(duì)退役過程中產(chǎn)生的固體廢物進(jìn)行必要的解控檢測(cè)、處理整備（如離線去污、超壓、水泥固定、熔煉等）、包裝、檢測(cè)及貼標(biāo)簽等工作；還可考慮增加廢油和廢有機(jī)溶劑焚燒手段等；并應(yīng)具備足夠容量的固體廢物暫存設(shè)施，其容量應(yīng)滿足固體廢物解控前暫存及包裝后送處置場(chǎng)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(xiàng)進(jìn)行改擴(kuò)建或新建廢物處理設(shè)施以滿足廢物處理的需要。具體采用何種方案，應(yīng)綜合考慮是否有適宜場(chǎng)址、工期是否允許以及是否存在與退役無關(guān)且足夠大的子項(xiàng)可進(jìn)行改擴(kuò)建等操作。例如，若工期允許且滿足建設(shè)規(guī)模需求，可將待退役核電站中部分與退役無關(guān)廠房進(jìn)行改擴(kuò)建或先行拆除后在該廠房原場(chǎng)址新建廢物處理設(shè)施；若不滿足工期或建設(shè)規(guī)模要求，可在控制區(qū)內(nèi)尋找有適宜場(chǎng)址直接新建廢物處理設(shè)施，若無適宜場(chǎng)址則考慮在控制區(qū)外尋找適宜場(chǎng)址，同時(shí)應(yīng)對(duì)控制區(qū)范圍進(jìn)行必要的調(diào)整或建立獨(dú)立的實(shí)物保護(hù)系統(tǒng)。此外，還需考慮到道路的承重、老化等問題。根據(jù)道路實(shí)際情況及運(yùn)輸需求對(duì)相關(guān)道路進(jìn)行翻新或加固以滿足廢物運(yùn)輸要求。

具備了必要的廢物處理手段后，對(duì)退役廢物進(jìn)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(yīng)堆壓力容器及堆內(nèi)構(gòu)件，根據(jù)退役實(shí)施時(shí)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(dāng)大小的塊，裝入屏蔽容器中，運(yùn)出廠房，暫存于改擴(kuò)建或新建的廢物處理設(shè)施，最終經(jīng)整備后送深地質(zhì)處置設(shè)施處置；若采取整體處置，則將其整體運(yùn)出廠房直接裝入屏蔽容器暫存于改擴(kuò)建或新建的廢物處理設(shè)施，最終送深地質(zhì)處置設(shè)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(jīng)包裝后送至改擴(kuò)建或新建的廢物處理設(shè)施，對(duì)于去污后可降級(jí)或解控（滿足GB 27742—2011《可免于輻射防護(hù)監(jiān)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(jìn)行離線去污；對(duì)于放射性水平初步判斷為熔煉后可解控的金屬廢物進(jìn)行熔煉，熔煉后經(jīng)檢測(cè)合格（滿足GB/T 17567—2009《核設(shè)施的鋼鐵、鋁、鎳和銅再循環(huán)、再利用的清潔解控水平》要求）暫存，待審管部分批準(zhǔn)后方可解控或再循環(huán)再利用；處理后不可解控或再循環(huán)再利用的廢物以及無需進(jìn)一步處理的廢物，裝入標(biāo)準(zhǔn)容器經(jīng)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(chǎng)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(kuò)建或新建的廢物處理設(shè)施檢測(cè)貼標(biāo)簽，而后送至極低放填埋場(chǎng)填埋。

3 放射性固體廢物量估算

針對(duì)不同類型的核電站，其放射性廢物量差別較大，本文以我國(guó)建設(shè)較多的M310堆型（1 000 MW）核電站（如福清1、2號(hào)核電機(jī)組）為例進(jìn)行初步估算，若采用立即拆除的退役策略，單機(jī)組退役將產(chǎn)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(jù)有關(guān)退役經(jīng)驗(yàn)進(jìn)行的理論估算［4］，具體估算原則如下：

1）依據(jù)國(guó)外退役經(jīng)驗(yàn)，將反應(yīng)堆壓力容器及堆內(nèi)構(gòu)件按照高放廢物進(jìn)行估算；

2）依據(jù)核電站設(shè)計(jì)階段的輻射防護(hù)分區(qū)圖，將綠區(qū)、黃區(qū)、橙區(qū)及除壓力容器以外的紅區(qū)內(nèi)的物項(xiàng)按照中低放固體廢物進(jìn)行估算；

3）根據(jù)各房間的輻射防護(hù)分區(qū)，按照污染嚴(yán)重房間剝離層深大，污染輕微房間剝離層深小的原則，對(duì)各廠房建（構(gòu)）筑物剝離產(chǎn)生的混凝土廢物量進(jìn)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(jìn)行考慮。

但根據(jù)核電廠實(shí)際運(yùn)行情況的不同，實(shí)際廢物量會(huì)有差異，主要原因包括：考慮到待退役廠房及其中物項(xiàng)的污染水平與其運(yùn)行過程息息相關(guān)；而且除活化類型的廢物為體污染外，其余設(shè)備等放射性廢物均為表面污染，在實(shí)際退役過程中，會(huì)將設(shè)備或管道等拆除物項(xiàng)受到放射性污染和未受到放射性污染的部分區(qū)分開，且經(jīng)過去污、熔煉等處理手段，會(huì)使一部分廢物放射性水平降級(jí)或達(dá)到解控水平，因此實(shí)際廢物產(chǎn)生量較以上理論估算值將有一定的差異。

國(guó)外經(jīng)驗(yàn)表明，德國(guó)1 300 MW PWR退役過程產(chǎn)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(guó)外經(jīng)驗(yàn)都是作為核電站退役經(jīng)費(fèi)估算及處置場(chǎng)建設(shè)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(chǎn)生量與運(yùn)行過程、廢物分類的粗細(xì)程度及其處理整備手段緊密相關(guān)，故為了減少退役廢物的產(chǎn)生量，實(shí)現(xiàn)廢物最小化的目標(biāo)，應(yīng)該做到：

（1）設(shè)計(jì)階段考慮相應(yīng)的措施

在設(shè)計(jì)過程中若采取一些優(yōu)化措施，則可在一定程度上減少退役廢物產(chǎn)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(chǎn)物的產(chǎn)生，降低輻射場(chǎng)劑量水平，從而可在一定程度上實(shí)現(xiàn)廢物的降級(jí)，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(qū)域表面，避免了深層污染，減少了退役廢物產(chǎn)生量，等等。

（2）嚴(yán)格管理運(yùn)行過程，避免事故的發(fā)生

在運(yùn)行過程中嚴(yán)格按照操作規(guī)章制度進(jìn)行，限制污染的擴(kuò)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(qū)域的污染或放射性區(qū)域放射性水平的提高，從而增加了放射性廢物的產(chǎn)生量或因提高放射性區(qū)域的放射性水平而增加退役操作的難度，因此在運(yùn)行過程中盡可能避免事故的發(fā)生。

（3）嚴(yán)格廢物分類

在退役過程中，應(yīng)按照上述分類標(biāo)準(zhǔn)對(duì)退役過程中產(chǎn)生的廢物進(jìn)行嚴(yán)格劃分，避免發(fā)生不同類別廢物混雜等情況的發(fā)生，從而確保各類廢物可得到有效有針對(duì)性的處理處置。

（4）廢物處理手段的利用

經(jīng)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(jí)或達(dá)到解控水平，從而減少需處置或填埋的廢物的量；對(duì)于需要進(jìn)行處置或填埋的廢物應(yīng)經(jīng)過必要的剪切、壓實(shí)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(huán)再利用

可循環(huán)再利用的廢物經(jīng)必要處理整備后進(jìn)行循環(huán)再利用，在減少廢物量的同時(shí)避免資源的浪費(fèi)。

5 結(jié)束語

在核電站退役過程中，會(huì)產(chǎn)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(duì)不同類型的放射性廢物，盡可能延用原運(yùn)行廢物處理系統(tǒng)；為了滿足退役廢物的最終處置接收要求，應(yīng)考慮新增必要的廢物處理手段，可利用原有子項(xiàng)進(jìn)行改擴(kuò)建或新建必要的廢物處理設(shè)施。

核電站設(shè)計(jì)階段估算的退役廢物量是依據(jù)現(xiàn)有退役經(jīng)驗(yàn)得到的理論估算值，該數(shù)值及國(guó)外經(jīng)驗(yàn)數(shù)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(diǎn)建議，其中設(shè)計(jì)中的考慮和運(yùn)行中的嚴(yán)格管理是實(shí)現(xiàn)廢物最小化的基本，這兩點(diǎn)措施從源頭上可以減少廢物的產(chǎn)生量，對(duì)于實(shí)現(xiàn)廢物最小化具有最根本的作用和意義。后3點(diǎn)措施作為廢物產(chǎn)生后的“補(bǔ)救”措施，其都需要采取一定的操作達(dá)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(jīng)費(fèi)的消耗還可能會(huì)產(chǎn)生二次廢物，具體采取何種措施需要綜合考慮，進(jìn)行代價(jià)-利益分析后再行確定。

為降低退役廢物產(chǎn)生量，應(yīng)盡可能在核電站設(shè)計(jì)過程中考慮相應(yīng)的可使廢物放射性水平降級(jí)或減少廢物污染程度的措施，以及嚴(yán)格管理運(yùn)行過程，避免事故的發(fā)生，從根本上實(shí)現(xiàn)退役廢物最小化的目標(biāo)。

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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(hào)：TM623

文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

文章編號(hào)：1674-1617（2016）01-0089-05

收稿日期：2015-12-16

作者簡(jiǎn)介：鄭 莉（1985—），女，天津人，工程師，工學(xué)碩士，現(xiàn)從事核設(shè)施退役與放射性廢物管理工作。