王 緒潘社奇趙慶凱張海玲李 瑞陳長安王建強(qiáng)

1（中國工程物理研究院材料研究所 江油 621907）

2（中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所 上海 201800）

正在法國卡達(dá)拉奇建造的國際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆（International Thermonuclear Experimental Reactor，

ITER）于2006年正式啟動，現(xiàn)在處于實(shí)驗(yàn)堆建設(shè)階段（第一階段），預(yù)計(jì)2025年進(jìn)入熱核聚變運(yùn)行實(shí)驗(yàn)階段（第二階段），隨后進(jìn)入實(shí)驗(yàn)堆拆卸階段（第三階段）和退役階段（第四階段）。在ITER運(yùn)行、維護(hù)、設(shè)施去活化和退役過程中，ITER會產(chǎn)生含氚的各類放射性廢物［1?2］。根據(jù)法國法律法規(guī)，同時(shí)本著對社會及環(huán)境負(fù)責(zé)的態(tài)度，ITER力爭將產(chǎn)生的放射性廢物最小化，并將這些廢物處理和管理好［3］。特別地，ITER廢物通常含氚，而處置場對接收的廢物氚含量和氚釋出率有嚴(yán)格限制，這增加了含氚廢物的處理和管理難度［4］。即便采取除氚工藝，考慮100年的衰變過程，使得廢物中的氚含量達(dá)到環(huán)境保護(hù)目標(biāo)都是富有挑戰(zhàn)的［5］。

為此，ITER設(shè)計(jì)了一整套放射性廢物管理和存儲體系，用于管理不同類型廢物［6?10］。這套體系的目的是在廢物產(chǎn)生、處理、存儲階段優(yōu)化管理，為廢物最終安全轉(zhuǎn)運(yùn)至處置場提供保障。

需要指出的是，聚變堆是我國核能發(fā)展三步走戰(zhàn)略的終極形式，中國應(yīng)自己掌握含氚廢物處理技術(shù)并建立一套管理體系。作為中國磁約束聚變發(fā)展路線圖中的關(guān)鍵一步，中國聚變工程實(shí)驗(yàn)堆（Chinese Fusion Engineering Test Reactor，CFETR）正處于工程設(shè)計(jì)階段［11?13］。了解和研究ITER放射性廢物管理的技術(shù)現(xiàn)狀和有關(guān)管理規(guī)定，可幫助我們在設(shè)計(jì)CFETR時(shí)考慮和優(yōu)化聚變堆產(chǎn)生的放射性廢物管理流程，進(jìn)一步梳理針對CFETR放射性廢物管理需掌握的技術(shù)。這既有利于掌握聚變堆放射性廢物處理技術(shù)和獲得管理經(jīng)驗(yàn)，也有利于聚變堆這種很有前景的新型能源得到公眾和社會支持，從而更好地服務(wù)中國自己的聚變能事業(yè)。

1 ITER放射性廢物產(chǎn)生背景和管理原則

由于ITER將會做大量的氚實(shí)驗(yàn)，因此ITER產(chǎn)生的放射性廢物被習(xí)慣地稱為含氚廢物（Tritiated Wastes）。根據(jù)法國放射性廢物管理局ANDRA（French National Radioactive Waste Management Agency）有關(guān)放射性廢物處置的標(biāo)準(zhǔn)，ITER的放射性廢物可以分為［14］：1）極低放廢物（Très Faible Activité，TFA）；2）低放固體和液體廢物（Type A）；3）中放和含長壽命核素的廢物（Type B）；4）純氚廢物（Purely Tritiated，PT）。

TFA、Type A、Type B和PT這4類廢物的具體分類是根據(jù)廢物含氚量、所含放射性核素種類、廢物的活度等情況確定的。

ITER產(chǎn)生的放射性廢物最終要按照法國廢物接收標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行處置。因此，ITER設(shè)計(jì)了放射性廢物管理路線圖［14］來管理廢物，如圖1所示。具體說來，ITER按照法國廢物接收和處置標(biāo)準(zhǔn)，對ITER廢物進(jìn)行分類，制定了廢物接收、處理和存儲的技術(shù)要求和設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，即ITER廢物接收標(biāo)準(zhǔn)（ITER Waste Acceptance Criteria，ITER WAC）。ITER要求放射性廢物能滿足這些技術(shù)要求和設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，目的是更好地管理廢物，并最終將廢物送往法國相應(yīng)處置場進(jìn)行處置?，F(xiàn)行放射性廢物管理體系可提供ITER運(yùn)行階段所產(chǎn)生廢物的處理和存儲功能，這套體系被稱作PBS 66（Plant Breakdown Structure，PBS）。

圖1 ITER放射性廢物管理路線圖Fig.1 Road map for management of ITER radioactive wastes

TFA、Type A和Type B廢物的管理流程如圖2所示。其中，IRAS（Radiological Index for Disposal Acceptance）是“處置接收射線指數(shù)”，它是對放射性廢物輻射狀況的綜合衡量指標(biāo)。ANDRA設(shè)計(jì)了IRAS的 具 體 測 量 和 計(jì) 算 方 式［15］。RN（Radio Nuclides）是除氚以外的放射性核素，INTERMED（Facility for Intermediate Storage of Tritiated Radwaste）是氚廢物的暫存設(shè)施，HCC（Hot Cell Complex）是ITER的熱室綜合體，SFB（Steel Frame Building）是ITER里專用來存儲和處理TFA廢物的場所。根據(jù)廢物劑量率（Dose Rate）、含氚量，并考慮暫存以及采取去氚處理措施后廢物的狀態(tài)，ITER產(chǎn)生的TFA、Type A和Type B廢物都能按圖2所示流程分類處理和存儲。

圖2 TFA、Type A和Type B廢物的管理流程[14]Fig.2 Scheme of management for TFA,Type A and Type B wastes[14]

對廢物管理的最終目的是將廢物安全可靠地送往法國相應(yīng)處置場。在各類廢物達(dá)到法國相應(yīng)處置場接收標(biāo)準(zhǔn)后，它們將被送往處置場進(jìn)行處置。法國的處置場包括CIRES、CSA和CIGEO。CIRES（Centre Industriel de regroupement，d'Entreposage et de Stockage，Very Low Level Waste repository）是極低放廢物處置場。CSA（Centre de Stockage de l’Aube，Low Level–Short lived Waste Repository）是低放且只含短壽命核素廢物的處置場。CIGEO（Centre Industriel de Stockage Gélogique，F(xiàn)rance’s underground nuclear repository）是法國的地下核廢物處置場，用于處置中放和含長壽命核素的廢物。CIRES和CSA處置庫已投入使用。CIGEO處置庫在規(guī)劃中，預(yù)計(jì)2085年左右建成投用。

此外，需對ITER產(chǎn)生的大量PT廢物進(jìn)行特別處理。PT廢物管理流程如圖3所示。在采取合適的去氚處理工藝和長時(shí)間暫存以等待氚自然衰變后，PT廢物的氚含量可能可以符合ANDRA的廢物接收標(biāo)準(zhǔn)，從而送往CSA處置場處置。

圖3 PT廢物的管理流程[14]Fig.3 Scheme of management for PT wastes[14]

2 ITER放射性廢物分類及管理要求

2.1 ITER放射性廢物分類原則

ITER放射性廢物按劑量率、所含核素半衰期、含氚量這三大標(biāo)準(zhǔn)分為4類，即極低放廢物TFA、中低放廢物Type A、中放廢物Type B和純氚廢物PT。

Type A和Type B廢物的劑量率界限是100 μSv·h-1，所含放射性核素半衰期界限是31 a。劑量率小于100 μSv·h-1且只含有半衰期小于31 a的短壽命核素的廢物將被視為Type A廢物。劑量率大于100 μSv·h-1或含有半衰期大于31 a的中長壽命核素的廢物將被視為Type B廢物。只含有氚的廢物將被視為PT廢物（允許含有痕量的其他核素）。

廢物在經(jīng)過處理、存儲后可降級或重新歸類。例如，部分Type B廢物經(jīng)過去氚處理或其一部分經(jīng)過切割解體可降級為Type A廢物的，在符合經(jīng)濟(jì)性和人員操作安全性的情況下，可通過處理降級為Type A廢物。PT廢物根據(jù)其氚含量進(jìn)行去氚處理或通過氚自然衰變，可重新被歸類為TFA、Type A和Type B廢物。在進(jìn)行廢物管理具體操作時(shí)，需測量并獲得IRAS的數(shù)值，根據(jù)圖2所示廢物管理流程對廢物進(jìn)行處理、暫存或?qū)U物送往處置庫。

2.2 極低放廢物

TFA廢物是滿足CIRES接收標(biāo)準(zhǔn)的廢物［15］。這類廢物劑量率低于Type A類廢物限值。TFA廢物活度濃度在1~10 Bq·g-1，或所含核素半衰期小于100 d。它來源于運(yùn)行和維護(hù)托卡馬克（Tokamak Complex，TKC）、熱室等設(shè)施所產(chǎn)生的固體物質(zhì)，如手套、塑料、衣服、玻璃和金屬廢物等。

TFA廢物可能被轉(zhuǎn)運(yùn)到的外部場所包括CIRES處置場和INTERMED暫存庫。CIRES對TFA廢 物的接收標(biāo)準(zhǔn)用IRAS來判定。在廢物運(yùn)往CIRES處置場前，需確定每個(gè)廢物桶的IRAS值。此外，還需仔細(xì)評估TFA廢物是否符合CIRES處置場對TFA廢物接收標(biāo)準(zhǔn)的其他條件：包括是否是禁止類廢物，是否是危險(xiǎn)類廢物，廢物是否包含混凝土、玻璃和泥土，廢物是否是金屬或礦物。

考慮到氚的存在，ANDRA放射性廢物接收標(biāo)準(zhǔn)不能直接應(yīng)用于ITER廢物，廢物產(chǎn)生方需詳細(xì)考慮對廢物分類、臨時(shí)存儲和長期暫存（等待氚衰變）這些措施使得廢物滿足CIRES關(guān)于氚的接收標(biāo)準(zhǔn)的可行性。因此，TFA廢物流向可能會出現(xiàn)以下幾種情況：

如果TFA廢物中氚含量超過了CIRES接收標(biāo)準(zhǔn)，但又不滿足CSA接收標(biāo)準(zhǔn)。這類廢物需先送往INTERMED暫存庫暫存（前提是它們符合INTERMED接收標(biāo)準(zhǔn)）。此時(shí)，可能需要在HCC中先進(jìn)行除氚。

如果IRAS<1，廢物將在HCC的極低放廢物管理區(qū)域或SFB區(qū)域存放，進(jìn)行處理和打包后送往CIRES處置場。

如果IRAS>1，但氚在衰變足夠長時(shí)間，例如50 a后，IRAS數(shù) 值 能 小 于1，且 氚 濃 度<15 000 Bq·g-1，則廢物將在熱室內(nèi)按照Type A廢物處理流程處理和打包，再送往氚廢物暫存設(shè)施INTERMED存放，以等待氚自然衰變。在達(dá)到CIRES接收標(biāo)準(zhǔn)后，將廢物運(yùn)往CIRES處置場處置。INTERMED中的廢物也可不經(jīng)等待氚衰變，在符合CSA接收標(biāo)準(zhǔn)前提下送往CSA處置場。例如，ITER正考慮將熱室中的實(shí)驗(yàn)包層模塊（Test Blanket Module，TBM）廢物直接送往CSA處置場。

在ITER設(shè)施設(shè)計(jì)的早期階段就應(yīng)預(yù)估廢物的產(chǎn)生情況，列明設(shè)備或部件失效、更換、退役過程中產(chǎn)生廢物量及其特征。通過特性鑒定來確定廢物狀態(tài)，其過程包括測量廢物劑量率，取樣、分析，評估廢物來源，建立核素圖譜/換算系數(shù)（Scaling Factors）以計(jì)算IRAS等。取樣、分析，評估廢物來源時(shí)還需對氚活度進(jìn)行評估。

在ITER設(shè)施運(yùn)行階段，從放射性區(qū)域轉(zhuǎn)移到TFA固體廢物處理區(qū)域的任何廢物，都需在轉(zhuǎn)移前進(jìn)行鑒定，獲得轉(zhuǎn)移許可。TFA廢物可用大袋子包裝或標(biāo)準(zhǔn)200 L桶封裝。廢物轉(zhuǎn)移到HCC的路線需要設(shè)計(jì)相應(yīng)標(biāo)準(zhǔn)。關(guān)于廢物的運(yùn)輸，無論何種類型廢物，其轉(zhuǎn)移須遵循“危險(xiǎn)廢物陸路國際轉(zhuǎn)運(yùn)的歐洲共識”［14］。因此，盡管TFA廢物活度很低，將其轉(zhuǎn)移到HCC時(shí)須遵守以下要求：①放射性廢物轉(zhuǎn)移包裝箱的污染釋放限值：β和γ的非固定污染<4 Bq·cm-2，α的非固定污染<0.4 Bq·cm-2；②氚釋出率需盡可能低（符 合 最 小 化 原 則ALARA，As Low As Reasonably Achievable）；③轉(zhuǎn)移時(shí)通過干凈區(qū)域的時(shí)間需盡可能短；④氚釋出率不符合要求時(shí)，需將整個(gè)桶置于低壓狀態(tài)后進(jìn)行轉(zhuǎn)運(yùn)。

2.3 不含長壽命核素的中低放廢物

Type A廢物是滿足CSA接收標(biāo)準(zhǔn)的廢物［16］。Type A廢物活度濃度在10~2×105Bq·g-1之間，所含核素半衰期在100 d~31 a。Type A廢物分為固體類和液體類。固體類Type A廢物來源于真空室外部件的運(yùn)行和維護(hù)。液體類Type A廢物來源復(fù)雜，包括真空室冷卻系統(tǒng)、氚工廠等，文件ITER_D_RAK7XQ描述了液體類Type A廢物的來源情況，詳細(xì)情況可在ITER官網(wǎng)查詢。處置場要求Type A型廢物包中氚濃度限值為2×105Bq·g-1。此外，需滿足氚總量、氚釋出量的相關(guān)要求。

Type A廢物的管理流程分為以下幾種情況。

1）在廢物劑量率<100 μSv·h-1的情況下：

如果IRAS>1，且氚以及除了氚以外的放射性核素濃度低于CSA標(biāo)準(zhǔn)，這類Type A廢物在熱室的Type A廢物處理區(qū)域處理和包裝后，送往CSA處置場。

如果IRAS>1，除了氚以外的放射性核素濃度低于CSA標(biāo)準(zhǔn)，但氚濃度大于CSA標(biāo)準(zhǔn)而低于INTERMED限值，這類Type A廢物在熱室的Type A廢物處理區(qū)域處理和包裝后送往INTERMED存放。待氚衰變使?jié)舛冉档偷紺SA接收標(biāo)準(zhǔn)后，再送往CSA處置場。若能通過除氚將廢物降級為TFA廢物，可考慮采取除氚方案。

如果IRAS>1，除了氚以外的放射性核素濃度低于CSA標(biāo)準(zhǔn)，但氚濃度大于INTERMED限值，這類廢物將被送到HCC的Type A區(qū)域處理。此時(shí)，廢物又可分為兩類進(jìn)行處理。一是如果廢物可燃，在去氚（去氚因子目標(biāo)為40）后送往CSA處置場。二是如果廢物是金屬及不可燃廢物，則先在HCC中暫存，待達(dá)到氚含量要求后送往INTERMED存放，在氚進(jìn)一步衰變達(dá)到要求后送往CSA處置場。

2）在廢物劑量率>100 μSv·h-1，或者氚以外的放射性核素濃度高于CSA標(biāo)準(zhǔn)的情況下：

這類廢物將被送往HCC的Type B處理區(qū)域進(jìn)一步處理。處理后與CSA限值比較，成為Type A廢物的，可送往INTERMED長期存放。如果成為Type A廢物且氚含量低于CSA限值的，可送往CSA處置場。仍然是Type B廢物的，則在HCC的Type B區(qū)域暫存。

根據(jù)“危險(xiǎn)廢物陸路國際轉(zhuǎn)運(yùn)的歐洲共識”，將Type A廢物轉(zhuǎn)移到HCC時(shí)須遵守與TFA廢物同樣要求外，還增加了“如果表面污染水平超過0.4 Bq·cm-2，需重新包裝廢物”、“避免外部Be污染”兩項(xiàng)要求。

2.4 含長壽命核素的中低放廢物

Type B廢物是中放（活度濃度>2×105Bq·g-1）或含長壽命核素（半衰期大于31 a）的廢物［17］。Type B廢物將在ITER運(yùn)行和去活化階段一直存儲在HCC中，其轉(zhuǎn)運(yùn)到最終處置場的工作將由ITER東道國法國負(fù)責(zé)。

Type B廢物主要來源于面向等離子體部件。它可以是一整塊面向等離子體部件、相關(guān)廢棄物，也可能是從面向等離子體部件產(chǎn)生的粉塵，和熱室中B2級處理?xiàng)l件下產(chǎn)生的廢物。Type B廢物中的主要部分是偏濾器替換物，另一部分來源于第一壁屏蔽層。在ITER運(yùn)行階段可能產(chǎn)生1.2×105kg的Type B廢物，放射性活度限值為：ACP<2.7×1013Bq·kg-1，T<7.4×1012Bq·kg-1。ACP（Activated Corrosion Products）是活化腐蝕產(chǎn)物。Type B廢物的體積和放射性活度評估總結(jié)在ITER文件ITER_D_2NHK7C和更新文件ITER_D_P6T4GF中。放射性粉塵、化學(xué)品的量也有相應(yīng)文件評估。

Type B廢物處理和存儲體系包括對廢物的處理工藝和20 a的存儲措施。在設(shè)計(jì)熱室時(shí)考慮了Type B廢物運(yùn)往場外時(shí)所需條件。Type B廢物的主要管理流程如下：廢物處理前進(jìn)行緩沖存儲（Buffer Storage）、將廢物部件從轉(zhuǎn)運(yùn)艙中取出、對大尺寸部件進(jìn)行激光切割、去氚前進(jìn)行取樣分析、將減小體積后的廢物裝入吊艙、進(jìn)行去氚操作、去氚后進(jìn)行取樣分析、將廢物轉(zhuǎn)入不銹鋼罐、測量廢物中的活化產(chǎn)物、預(yù)包裝、檢查、去污+二次檢查（必要時(shí)）、存放在存儲區(qū)或者轉(zhuǎn)移到Type A廢物區(qū)域（廢物降級為Type A廢物時(shí)）。

在ITER運(yùn)行階段，處于預(yù)包裝狀態(tài)的Type B廢物一直存儲在HCC中。在ITER運(yùn)行和去活化階段結(jié)束后，法國負(fù)責(zé)設(shè)施最終關(guān)閉后退役。存放在ITER的Type B廢物將移交給法國管理，最終流向由法國負(fù)責(zé)。預(yù)計(jì)廢物最終包裝和運(yùn)往ANDRA處置場將在2075~2095年間實(shí)施。

2.5 純氚廢物

PT廢物是不因中子輻照而產(chǎn)生的只被氚污染的放射性廢物［18］?？赡墚a(chǎn)生的PT廢物在ITER設(shè)計(jì)階段即已明確。運(yùn)行階段產(chǎn)生的PT廢物在鑒定和獲得轉(zhuǎn)移授權(quán)后轉(zhuǎn)移到PT廢物處理區(qū)域。除氚以外，其他放射性核素必須在檢出限以下，否則廢物將被分類為TFA、Type A或Type B廢物進(jìn)行下一步處理。

PT廢物來源于氚工廠和燃料供應(yīng)運(yùn)行和維護(hù)系統(tǒng)。在ITER中，部分與燃料循環(huán)有關(guān)的廢物只會被氚污染。PT廢物主要在B14系統(tǒng)運(yùn)行、維護(hù)和去活化階段產(chǎn)生，氚工廠退役階段也會產(chǎn)生PT廢物。

在ITER運(yùn)行和去活化的20 a時(shí)間里，PT廢物會存放在ITER內(nèi)，期間會對PT廢物進(jìn)行初步整備和包裝。最終的整備、包裝和運(yùn)送到CSA處置場可能需要經(jīng)過50 a衰變后才能進(jìn)行。運(yùn)行方負(fù)責(zé)對產(chǎn)生的PT廢物包裝、取樣分析后，將其存放在HCC中或者氚工廠暫存區(qū)。ITER安排了一個(gè)氚監(jiān)測小組，他們通過記錄廢物來源，取樣和分析來評估氚活度。廢物產(chǎn)生者負(fù)責(zé)PT廢物的包裝，在放射性管理小組檢查后將廢物運(yùn)往HCC。ITER內(nèi)部負(fù)責(zé)轉(zhuǎn)運(yùn)PT廢物的單位尚未落實(shí)。PT廢物將在HCC中存放、監(jiān)控，必要時(shí)進(jìn)行包裝。這項(xiàng)工作由放射性廢物管理組完成。PT廢物在原址進(jìn)行長時(shí)間的衰變后，其轉(zhuǎn)運(yùn)到最終處置場由法國負(fù)責(zé)。

如果PT廢物數(shù)量增加過塊，超過HCC存儲能力，也可能將廢物轉(zhuǎn)運(yùn)到INTERMED暫存庫暫存。設(shè)計(jì)描述文件ITER_D_2N3U5H給出了PT廢物的量。在熱室中進(jìn)行PT廢物處理的具體管理規(guī)定正在編制中。超出HCC存放能力的多余廢物，將通過PCR（Project Change Request）過程管理。

PT廢物將由輻射防護(hù)小組鑒定和取樣。樣品被確認(rèn)為PT廢物后，將整個(gè)PT廢物稱重，裝入200 L桶或5 m3容器中（直至裝滿），再運(yùn)往HCC。一般不會對HCC中的PT廢物進(jìn)行切割和處理，而只進(jìn)行包裝和氚釋出率測量。經(jīng)過一定衰變期后，再次鑒定PT廢物，符合處置場廢物接收標(biāo)準(zhǔn)后由法國負(fù)責(zé)運(yùn)送到ANDRA。

考慮到最終由CSA處置場接收PT廢物，ITER廢物接收標(biāo)準(zhǔn)參考了ANDRA的CSA處置場廢物接收標(biāo)準(zhǔn)。但鑒于PT廢物的特殊性，處置場尚未給出PT廢物在衰變后的接收標(biāo)準(zhǔn)。不過，PT廢物最終包裝由法國負(fù)責(zé)，法國應(yīng)該會在合適時(shí)候制定出PT廢物的接收標(biāo)準(zhǔn)。

PT廢物轉(zhuǎn)運(yùn)時(shí)具體要求包括TFA廢物轉(zhuǎn)運(yùn)要求的②③④項(xiàng)外，還包括“廢物包裝運(yùn)至存儲區(qū)前，要檢查污染水平，達(dá)到接收標(biāo)準(zhǔn)后才能運(yùn)輸”、“廢物包進(jìn)入熱室存儲區(qū)后，要檢查其狀態(tài)時(shí)，操作者穿戴防護(hù)裝備進(jìn)入熱室檢查。廢物包一旦出現(xiàn)問題，可用聚乙烯樹脂包覆送回進(jìn)行進(jìn)一步清理和再包裝”兩項(xiàng)要求。

3 對中國聚變工程實(shí)驗(yàn)堆放射性廢物管理的思考

ITER設(shè)施放射性廢物管理體系從廢物分類、流程設(shè)計(jì)、氚收集與處理、設(shè)施及設(shè)備布置、設(shè)備功能設(shè)計(jì)、區(qū)域及過渡間（門、通道）控制、局部包容設(shè)計(jì)等方面，為我們提供了較為詳實(shí)的參考資料。通過進(jìn)一步學(xué)習(xí)、消化、吸收、總結(jié)，可為CFETR放射性廢物管理提供技術(shù)支撐。

3.1 廢物分類處理原則

CFETR概念設(shè)計(jì)階段，就應(yīng)基本明確各類廢物的處理技術(shù)路線、處理工藝流程、需配備的關(guān)鍵設(shè)備功能和技術(shù)指標(biāo)。借鑒ITER氚廢物管理經(jīng)驗(yàn)，結(jié)合世界上涉氚操作國家的氚廢物管理實(shí)踐，需明確不同氚含量水平廢物處理原則。考慮到CFETR產(chǎn)生的含氚廢物應(yīng)進(jìn)行合理的處理和處置，結(jié)合我國放射性廢物管理現(xiàn)狀和發(fā)展趨勢，將CFETR的含氚廢物進(jìn)行分類并優(yōu)化管理方案。

從處理技術(shù)經(jīng)濟(jì)性、氚廢物管理安全性綜合優(yōu)化考慮，建議將CFETR廢物按氚含量分為三大類，并分別采用合適的處理工藝：一是放射性活度超過1013Bq·kg-1廢物，不論形狀必須進(jìn)行除氚后再進(jìn)行包裝整備等二次處理；二是放射性活度介于1010~1013Bq·kg-1的廢物，根據(jù)廢物性狀，評估除氚工藝難度，再確定是除氚后包裝整備，還是直接包裝整備（多層包裝、控制氚釋出）；三是對放射性活度水平低于1010Bq·kg-1的廢物，直接包裝能夠滿足氚釋出率控制要求，不需進(jìn)行除氚。

我國目前已建成西北、北龍和飛鳳山近地表處置場，它們只能接收和暫存中低放廢物。針對中放廢物的處置，目前還沒有出臺具體規(guī)劃和措施。我國高放廢物處置處于地下實(shí)驗(yàn)室建設(shè)階段，初步選定甘肅北山為重點(diǎn)預(yù)選區(qū)，高放處置庫的建造規(guī)劃尚待明確。盡管如此，根據(jù)國家2017年發(fā)布的《放射性廢物分類》，所有放射性廢物都應(yīng)進(jìn)行分類管理。因此，應(yīng)在符合國家法律法規(guī)的要求下，結(jié)合目前中國核電站廢物分類管理經(jīng)驗(yàn)，參考ITER氚廢物中有關(guān)含氚含量和釋氚率的數(shù)值，制定出符合各項(xiàng)管理規(guī)定，又具備實(shí)際操作性和安全可行性標(biāo)準(zhǔn)的CFETR氚廢物分類管理體系來。當(dāng)然，對于CFETR含氚廢物分類中氚含量的具體限值需進(jìn)一步研究后確定。

此外，含氚廢物暫存是ITER氚廢物管理中的一個(gè)重要步驟。暫存的目的是讓廢物中氚自然衰變，以使氚含量和釋出率能達(dá)到法國廢物處置庫接收標(biāo)準(zhǔn)。氚的衰變暫存是ITER氚廢物管理體系的必要階段，建議CFETR將研究和建立含氚廢物暫存體系作為重要支撐納入規(guī)劃中。

3.2 廢物處理設(shè)施建設(shè)

CFETR中廢物管理單元建設(shè)要充分消化、吸收ITER廢物處理設(shè)施設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)。從目前ITER組織提供的放射性廢物處理設(shè)施概念設(shè)計(jì)報(bào)告來看，設(shè)施的安全設(shè)計(jì)非常有借鑒意義。遺憾的是，當(dāng)初ITER對廢物量及有效管理均考慮不足或不周全，導(dǎo)致要么設(shè)施缺乏、要么空間不足等嚴(yán)重問題！這在CFETR設(shè)計(jì)中可以較好地借鑒。

設(shè)施結(jié)構(gòu)及布局設(shè)計(jì)，包括：利于廢物在設(shè)施內(nèi)的轉(zhuǎn)移，各步驟銜接合理，并盡量減少廢物在公共區(qū)域（通道）的停留時(shí)間；廢物轉(zhuǎn)運(yùn)采用垂直提升與水平轉(zhuǎn)移相結(jié)合，最大限度節(jié)約使用空間；熱室設(shè)計(jì)兼顧了不同廢物的處理需求，并充分考慮與其他工藝的銜接；采用靜態(tài)密封（實(shí)體墻、手套箱等）與動態(tài)密封（負(fù)壓控制）相結(jié)合方式，合理控制氣流走向，以實(shí)現(xiàn)氚排放最小化；采用設(shè)計(jì)了維修室的熱室結(jié)構(gòu)，便于熱室內(nèi)設(shè)備的操作、維護(hù)。

充分認(rèn)識熱室的重要性，功能設(shè)計(jì)上要充分考慮與其他處理系統(tǒng)、流程的接口。根據(jù)ITER概念設(shè)計(jì)描述文件啟示，我國CFETR氚增殖包層和偏濾器等的維護(hù)、更換及后續(xù)的除氚、整備等工作預(yù)計(jì)均需在熱室內(nèi)完成。這些大體積、高氚污染、強(qiáng)輻照的廢物安全處理，需要熱室預(yù)留足夠的暫存空間，具備功能完善的廢物預(yù)處理和除氚工藝系統(tǒng)和廢物整備包裝及檢測系統(tǒng)。

氚操作三級包容系統(tǒng)，包括：相對獨(dú)立的氚操作工藝系統(tǒng)、手套箱和房間氚收集及處理系統(tǒng)，保障CFETR設(shè)施運(yùn)行過程的安全。

設(shè)備功能及安全考慮，包括：針對不同廢物、不同處理工藝，對工藝步驟進(jìn)行了詳盡分解，反復(fù)論證了設(shè)備的功能需求；充分考慮了設(shè)備的遠(yuǎn)程操作、維護(hù)，部件更換以及整體更換的可行性等。

廢物暫存設(shè)施的有效容積的設(shè)計(jì)要留有足夠的余量。對于放射性水平較高的氚廢物，暫存幾十年、甚至上百年仍是不得不考慮，同時(shí)也是較為有效的管理手段。ITER設(shè)施放射性廢物管理中，已遇到暫存庫容量不足的問題。對于我國CFETR，同樣會面臨廢物源項(xiàng)評估、除氚工藝有效性與可行性、各階段氚廢物管理銜接是否有效等問題。

此外，地震安全設(shè)計(jì)應(yīng)考慮放射性廢物包中間儲存過程中的傾倒可能，設(shè)計(jì)專用存放支架。

3.3 存在的問題與挑戰(zhàn)

我們建議開展一些前期技術(shù)研究工作，包括但不限于以下內(nèi)容。

3.3.1 包裝及處置標(biāo)準(zhǔn)

我國最新發(fā)布的《放射性廢物分類》，原則上確定了不同放射性活度廢物的處置策略，但在中低放廢物近地表處置核素篩選時(shí)，未將氚核素列入相關(guān)控制限值。在特定的廢物處置場接收標(biāo)準(zhǔn)制定時(shí)，目前仍執(zhí)行“單個(gè)含氚廢物包中氚的總活度應(yīng)不超過1.3×1013Bq，且氚釋放率每月不得大于總活度的10-5”的基本規(guī)定［19］。對于含氚廢物的包裝，在遵守行標(biāo)EJ1186基本要求（廢物容器選擇及氣密性試驗(yàn)、廢物包中氚包容量及釋氚率）的基礎(chǔ)上，可參照美國能源部的標(biāo)準(zhǔn)，進(jìn)行分類包裝，即按照廢物含氚量的不同、制定不同包裝策略（多重包裝）。

因此，參照ITER氚廢物管理體系，我國還缺少氚廢物處置用容器結(jié)構(gòu)及材質(zhì)、不同活度氚廢物的包裝要求、廢物包氚釋放率測定、處置場氚廢物接收等方面的標(biāo)準(zhǔn)及規(guī)范，以指導(dǎo)氚廢物的分類收集、整備及處置工作的順利進(jìn)行。

3.3.2 氚排放限值研究

根據(jù)ITER設(shè)施初設(shè)安全報(bào)告（Preliminary Safety Report，RPrS），ITER運(yùn)行期間氚的年釋放量為0.6~2.5 g。因此，在概念設(shè)計(jì)階段，為滿足此目標(biāo)管理值，ITER設(shè)施非常注重設(shè)施布局及工藝過程的連接性、順暢性和必要的可逆性，并設(shè)置了功能龐大的氚包容、除氚系統(tǒng)，以實(shí)現(xiàn)ALARA原則（雖然不一定是最優(yōu)化方案）。具體到CFETR建設(shè)，應(yīng)根據(jù)我國具體實(shí)際，研究制定優(yōu)化的氚排放限值，力求既能保障設(shè)施運(yùn)行人員、環(huán)境的安全，又不增加不必要的投資。

3.3.3 處理工藝選擇與技術(shù)評估

放射性廢物處理和處置工藝選擇應(yīng)遵循全過程最優(yōu)化原則，即從廢物產(chǎn)生、收集、處理、處置全流程考慮，分析不同工藝路線建設(shè)、運(yùn)營、退役等階段的效費(fèi)比和二次廢物量，結(jié)合國家政策及法律、法規(guī)要求，進(jìn)行方案優(yōu)選。

根據(jù)我國放射性廢物近地表處置“單個(gè)含氚廢物包中氚的總活度應(yīng)不超過1.3×1013Bq，且氚釋放率每月不得大于總活度的10-5”的要求，氚含量高的廢物除氚仍是必要的工藝之一。但并不是所有的廢物都適合進(jìn)行除氚處理，因此還需不斷完善不同材料除氚效率等數(shù)據(jù)庫，為廢物處理技術(shù)路線選擇提供技術(shù)支撐。

3.3.4 CFETR氚廢物處理處置方案建議

據(jù)文獻(xiàn)資料，世界上還沒有統(tǒng)一的專為氚廢物制訂的廢物分類和管理標(biāo)準(zhǔn)。根據(jù)國際原子能機(jī)構(gòu)（International Atomic Energy Agency，IAEA）關(guān)于放射性廢物的定義，含氚廢物一般不會歸入高放廢物行列，主要參照極低放、低放和中放廢物進(jìn)行管理。由于ITER建設(shè)在法國，法國對氚廢物管理進(jìn)行了比較系統(tǒng)的研究，給CFETR氚廢物處理處置提供了一定借鑒。

對于CFETR產(chǎn)生的高水平含氚廢物，如氚增殖劑Li4SiO4球床、第一壁材料、鎢粉塵等，需盡快開展安全處理技術(shù)研究，掌握相應(yīng)的處理工藝并開展驗(yàn)證。尤其是ITER中缺失、CFETR中大量存在且定期更換的氚增殖材料（包括增殖劑、中子倍增劑、結(jié)構(gòu)材料、屏蔽材料等），由于長期受高通量中子輻照及氚污染，存在量大、嬗變核素和活度水平較高的特點(diǎn)，目前尚缺乏針對這些材料的有效除氚、去污及整備等技術(shù)。ITER中水去氚化（Water Detritiation System，WDS）系統(tǒng)負(fù)責(zé)對氚濃度在3.7×107～1.1×1016Bq·m-3的含氚廢液進(jìn)行除氚處理。根據(jù)ITER含氚廢液的源項(xiàng)，預(yù)計(jì)CFETR將需要更大規(guī)模的WDS系統(tǒng)，即便采用模塊化設(shè)計(jì)，現(xiàn)有ITER的WDS系統(tǒng)的處理能力也難以滿足未來CFETR的運(yùn)行要求，需盡快部署開展單元和集成技術(shù)研究。對氚濃度較低的廢物，除氚難度（使氚活度濃度降低）更大，考慮到氚廢物貯存120 a后，其中的氚活度可降到初始值的0.1%，因此暫存后處置通常被作為優(yōu)選方案。因此，除氚和暫存是需要同時(shí)考慮的氚廢物處理處置方案，針對CFETR含氚廢物處理處置需求，提前謀劃和啟動相關(guān)技術(shù)和管理方案研究是必要的。

4 結(jié)語

ITER進(jìn)入熱核聚變實(shí)驗(yàn)階段后將會產(chǎn)生含氚廢物。ITER設(shè)計(jì)了一整套放射性廢物管理和存儲體系，用于管理不同類型廢物。這套體系的目的是在廢物產(chǎn)生、處理、存儲階段優(yōu)化管理，為廢物最終安全轉(zhuǎn)運(yùn)至處置場提供保障。本文梳理和分析了ITER放射性廢物分類原則和各類廢物管理的規(guī)定和現(xiàn)狀。了解和研究ITER放射性廢物管理情況，對設(shè)計(jì)和優(yōu)化中國聚變工程實(shí)驗(yàn)堆的放射性廢物管理體系具有重要參考意義。針對中國CFETR放射性廢物管理，本文試著從氚廢物包裝及處置標(biāo)準(zhǔn)、氚排放限值、氚廢物處理工藝與技術(shù)等方面提出了一些研究建議。

作者貢獻(xiàn)聲明王緒：實(shí)施研究，起草文章；潘社奇、趙慶凱、張海玲、李瑞：實(shí)施研究；陳長安：指導(dǎo)；王建強(qiáng)：對文章的知識性內(nèi)容作批評性審閱。