核电厂初步退役计划

李 昕，鲍 芳，郑 莉

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

核电厂初步退役计划

李 昕，鲍 芳，郑 莉

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

文章在目前国家对核电厂安全要求不断提高的背景下，对核电厂在设计阶段就应考虑便于退役的措施，并编制初步退役计划的要求，提出该计划应从便于退役的考虑、退役经费、退役活动等几个主要方面进行考虑开展编制工作，并以ACP1000堆型为例，给出了该设施从安全关闭到拆除的整个过程所涉及的活动内容。

核电厂；退役；初步计划

我国的核设施退役工作已经开展了20多年，核设施退役领域内的科研和工程都取得了显著的进展。核设施退役领域内的专业人士已掌握了大量信息和知识，积累了工程经验，奠定了开展核电厂退役的基础。

我国的核电厂建造起步于20世纪80年代，核电厂均属于运行和在建状态，尚未有停运退役的需求。但我国第一座核电站秦山一期于1991年投入运行，2020年到达运行设计寿期，其退役工作已不遥远。

1 国际大趋势及国内有关法规、标准、审管要求

在国际原子能机构的放射性废物安全标准计划的范畴内有一套出版物，这套出版物叙述了包括退役在内的放射性废物安全的所有重要方面，IAEA-WS-G-2.1核设施退役安全要求，是这套出

版物中的一本，该要求明确了核设施设计阶段退役计划方面的建议要求[1]。

我国的法律法规中也有类似的相应要求。《中华人民共和国放射性污染防治法》和《核动力厂运行安全规定》（HAF103）中都规定了：核设施营运单位应当考虑对退役活动作出适当安排，应制定核设施退役计划。在下面两份环保导则和国标中则进一步明确了在设计阶段就要提交退役计划的要求才能获得建造许可证。

2 退役计划编制工作的要求

目前，我国尚未出台核电厂退役计划编制的相关要求文件。根据核电厂初步退役计划编制的实际需求，环保部核与辐射监管二司2012年下达工作，要求编制初步退役计划的格式和内容要求文件，2013年1月，核与辐射安全中心已经完成了该文件的初稿。我公司开展核电厂退役计划编制工作时将该文件作为重要参考执行文件，该文件提出了核电厂初步退役计划的编制大纲[2]。

3 核电厂初步退役计划考虑的重点

3.1 设计和建造中便于退役的考虑[3]

在设计阶段考虑编制退役计划首先是为了能够充分结合退役实施时可能的需求，对设计阶段考虑的便于退役的措施进行系统整理，确认这些考虑的全面性和合理性，从而确保核设施全寿期最后阶段——退役阶段的安全。

设计和建造中便于退役的考虑包括以下几个方面。

3.1.1 方针和策略因素

1）反应堆厂址、厂址的未来利用。

2）退役策略，如早期拆除或安全封存随后延期拆除。

3）废物管理基础设施及规定，包括废物贮存或处置，材料在核领域的循环，无限制开放或材料的再利用。

4）技术和工业能力。

3.1.2 辐射防护最优化

实现一个新设计或结构部件所花的费用，比如新结构材料的使用，附加防护的安装，遥控装置的引进或去污设备的制造，都应与辐射剂量减少带来的经济效益进行比较。

上述代价—利益分析难以描述和计量的因素可用多属性分析方法来衡量。构造一个评分系统，将各种要考虑的因素或单独或组合，给各因素分配合适的权重系数，最后通过加权得分来衡量。

3.1.3 退役规划

准备好退役必要的设施，贯穿退役全过程安排适当的放射性调查活动。

这个规划还包括确定在适当的时间将退役要求引入设计中，可安排退役专业人员对设计进行正式检查。另外在设计初期可通过引入指导性文件来建立确保形成适于退役的设计制度。这一文件向设计工程师提供确保退役适应性的必要信息。包括：

1）根据维护和退役经验提出设计指导，保证能够实现最佳退役程序。

2）在设计中要考虑退役使用或避免使用的有关材料或组件的规格。

3）提供退役需用的设备说明书以确保足够的空间实现工具的充分接近。

3.1.4 文件和记录

保存记录对退役过程非常重要。为了能给在辐射环境下所进行的工作拟定周密的计划，不仅要收集和定期更新与核电厂设计建造有关的资料，还要收集有关电厂运行方面的资料，尤其是非常规事故，如泄漏。

有关退役的记录由总布置图、CAD文件、流程图、重要修改、照片、比例模型、运行日志和当前放射性调查等组成。尤为重要的是结构详图、安装说明书、建筑物详图（竣工图纸）和设备规格书，管道系统及电缆布局图也同样重要。主要部件建造期间的高质量照片要作为重要的记录永久保存。

3.1.5 基本设计方面

核电厂的设计主要满足安全、运行和维护的要求。出于维护的目的，在设计中会考虑一些便于部件的解体和拆卸的措施，这些措施大多对退役也是有益的。纯粹着眼于退役的特别措施，会因其需要长期维护而需要进行代价—利益的评估。因此便于退役的设计措施首选那些在电厂运

行寿期内也有用的措施。

有关核电厂适于退役设计的主要方面：

设计中不仅考虑运行和维护的需要，还考虑便于实现退役过程中的相关活动。主要包括以下方面：

1）退役中使用的拆除技术和机具要能够尽量方便的达到待拆除的活化或/和污染的部位。

2）要考虑退役活动需要采取的临时防护装置的进出。

3）要考虑注意部件集中解体和包装场地的空间需求。

4）针对大型部件考虑结合组合结构技术实现便于拆卸。

5）在整体拆除大型部件的情况下，需重点考虑的是途经的地板应有适当的承载能力。

6）辅助拆除设备的预先布置能够方便部件的拆除和分割并降低职业照射。

7）设计屏蔽墙结构时，应考虑便于将被活化和/或污染的部分分离出来，以减少废物量。

8）连接件，比如法兰连接的设置便于拆除，但还应统筹考虑其可能带来的泄漏率的升高。

9）退役工程中要重点考虑尽量减少被处置废物的材质数量。

3.1.6 材料

应仔细核查可能暴露于中子流中的材料的成分，尤其要注意那些杂质，它们可产生大量的由中子引发的放射性。腐蚀活化作用和反应堆堆芯内悬浮产物及其在系统内的迁移将在反应堆回路和部件内产生放射性污染的沉积。优化各种杂质的含量，既能降低放射性水平又易于废物管理，从而方便退役。这也有利于电厂寿期内的维护和检查活动。

3.1.7 表面处理和污染控制

在所有可能污染区域，其表面应作便于去污的设计。表面的最后一道漆应该用涂层或覆面进行保护，并且在设施的整个寿期内进行保养，防止污染下层的混凝土表面。对基础结构的保护不力将产生大量的放射性废物。在可能产生严重污染的区域，可使用抛光不锈钢覆面。

3.1.8 停闭后要求

需要认清的是，不管退役的策略如何，核电厂的某些部分在电厂停闭后仍将保留数年。在这期间，那些包括安全封存期的部分，电厂部件，建筑系统和其他结构需保持安全状态，它们的完整性和工作性能保持在适当的水平。停闭电厂内的环境状况与运行电厂的环境状况有所不同，这在停堆后的要求中应加以考虑。

3.2 退役经费

充足的退役经费是实现核设施安全退役、确保人员、公众及环境安全的重要保证。

退役经费估算相对于新建工程的费用估算法可以说是正好“逆向”的计算方法，它通过分析和估算去污、拆除、包装、运输、处置所需的详细设备及结构清单来估算所需费用。计算机完全能够满足这种复杂的计算的需求。

没有一种方法是适用于所有国家、所有核设施的，因为核电厂所有制、运行情况、金融制度、设施类型差距很大。因此国际组织建立了退役费用项目标准列表，这些取费项目适用于所有核设施，只是不同核设施取费数值有所不同[4]。

经费估算方法：

1）逆向法：通过描述退役活动，得到每项工作消耗情况，然后直接计算得到经费。

2）类推法：就取费项目而言，如果有先前的估算经验，可以针对复杂性、设计特点和运行情况的不同作相应调整得到经费。

3）参数法：就系统或子系统而言，利用先前的估算经验。

4）回顾更新法：对于完全相同的或非常相似的项目，可以在分析考虑两者之间细小差别的基础上，完善先前项目的具体估算方法。

5）专家意见法。

我国核电厂退役工作尚处于刚刚开始考虑阶段，既没有自己的成功经验，对国外同类设施退役情况了解得也不够。目前，上述几种经费估算法中最可采用的是第一种。这种估算方法正是我们在以往的军工核设施退役工程项目经费估算中采用的方法，已经成功在几个大型核设施退役项目中应用。采用这种估算方法的前提条件是要对退役活动心中有数。

3.3 退役活动[5]

在开展的核电设计阶段初步退役计划的编制工作中，对退役活动的描述包括以下内容（以ACP1000为例）。

3.3.1 退役原则

按照废物最小化、辐射防护最优化等总原则，根据设计辐射分区情况，将存在放射性污染的厂房及设施纳入退役计划考虑范围。另外，在稀有或极限事故工况下，可能造成的污染暂不考虑。

根据国外核电退役经验，拆除前安排对一回路系统进行清洗，以降低后续工作的人员剂量，计划中考虑进行系统串洗。

计划考虑清洗后拆除，拆除时对于活化构件（如反应堆压力容器及堆内构件）采取远距离遥控水下解体的拆除方式；对于较大型的设备，可将其拆除后运至预先搭建的解体工作间进行解体；对于其他污染设备，尽量选择冷切割工具，当冷切割不能满足切割要求时，辅以热切割方式，并在热切割工位旁设置移动式通风装置，为了减少人员辐照剂量或降低工作人员劳动强度，可选择使用机器人或自动切割设备进行切割拆除等操作；对于轻微污染的设备，经必要的擦拭去污后解控；对于电缆及其架桥等物项，经表面擦拭去污后，送至新建废物处理设施进行剥离等处理，达到解控标准的可解控。

在放射性物项拆除完毕后，对场址进行清理，根据厂址后续使用要求制定具体清理目标。

3.3.2 安全关闭

核电厂的安全关闭阶段又称退役“过渡期”，开始于反应堆运行的最后阶段。过渡期的目的就是使设施处于明确的稳定状态（如安全封存），消除或减弱危害，并适当地转换从运行到退役组织机构的程序和财政职责。退役初始计划，对退役安全关闭阶段所需开展的工作提出一般性的设想，在升版时应结合设施的运行情况以及届时法规要求、技术进展情况，做进一步梳理和细化。

初步设想，某ACP1000机组退役安全关闭期工作内容如下：

1）末端运行。

2）废液通路建立。

3）系统倒空。

4）系统串洗。

5）建立新的退役设施。

6）关键技术准备和设备研发。

7）初始源项调查。

8）必要整改工作。

9）组织机构过渡调整、特殊资质人员准备、资料收集。

3.3.3 设施退役

反应堆厂房内主要的放射性集中在反应堆冷却剂系统，其中放射性水平最高的是反应堆压力容器及压力容器内部构件，根据国外相关经验，这部分设备可达到高、中放水平，其余大型设备如蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器等，经过清洗去污可达到低放水平或更低水平，均为表面污染，其他放射性物项均属于低放或极低放水平，部分轻微表面污染的设备经适当去污后，经检测合格可解控。

对于大型放射性设备、构件，其拆除策略有两种，一是整体或大块吊运，运至处置设施再进行解体，另一种是现场解体、包装、处理后运至处置设施处置。从我国目前处置设施能力来看尚不具备在处置设施对这类大型放射性设备、构件解体的能力，因此暂按现场解体的策略考虑。这些大型设备从厂房中的移出可利用厂房环吊、翻转机构、重载车及燃料厂房外龙门架等设施来完成。这些设备在现场合适地点新建的退役设施进行解体，设施内需配备必要的自动化机具和工装，如机械手、多功能拆除机器人、金刚石线锯等，并具备辐射防护、辐射监测、气流组织、人流物流等功能。

活化设备包括反应堆压力容器及堆内构件、压力容器支承，这些设备、构件因经长期中子辐照而活化，其放射性水平较高，因此对反应堆压力容器及堆内构件采取远距离遥控水下解体的拆除方式。

反应堆厂房内从工艺上不直接接触放射性物质的设备，其在反应堆厂房内经长期运行，在不发生事故的情况下会有少量放射性物质对其表面污染，对于这些设备可考虑进行擦拭去污，经检测合格后解控。

堆内水池和活化结构的拆除。首先水池放空后对其表面进行去污，剂量率达到人员可接近水平。由于水池尺寸较大，主要拆除任务是对钢覆面的拆除，为减轻人员作业强度，不宜采用人工直接拆除的方法，因此需要遥控多功能拆除机器人和动力机械手来进行拆除作业。

当厂房内所有设施拆除完成后，须对厂房内被活化和污染的建（构）筑物进行拆除，被活化的部分在反应堆坑周围，对于这部分物项的拆除方式有两种：一种是做表面剥离—测量—再剥离，直至达到终态要求的污染水平，另一种是直接对该部分混凝土及钢结构全部拆除移走，对这两种方法从国外相关经验看，由于反应堆长期运行，对混凝土、钢结构的活化程度较深，所以后一种方法相对更为经济高效。拆除手段可选取金刚石线锯进行整块切割、拆除。

对厂房内被污染的建（构）筑物，可采用表面剥离—测量—再剥离，直至达到终态要求的方法，顺序由上到下，工具可采用带有真空抽吸系统的剥离机，以避免污染扩散。

厂房环吊由于尺寸巨大，且退役过程始终需要其对各种物项进行转运，因此对它的拆除应放到最后，在厂房拆除时将穹顶吊开后，再将环吊吊运至解体工作间，进行解体操作。

反应堆厂房之外的其他厂房的放射性水平普遍较低，个别较高部位也可以通过去污降低，因此可采用就地人工近距离切割的方式进行拆除作业。对于较大型的设备（如安喷热交换器等）也可运至退役设施内解体。

3.3.4 废物估算原则

1）堆坑按中低放非金属固体废物考虑。

2）厂房构筑物剥离产生的废物按照极低放非金属固体废物考虑。

3）由于新建废物处理设施其建设规模尚未确定，因此对其退役废物量不进行估算。

4）由于在此阶段无法对管沟及场址的污染情况进行判断，因此对管沟退役及场址清理过程中的非金属固体废物量不进行估算。

4 结论

审管部门已经对核电运营单位提出了在设计阶段提交退役计划的要求，但我国法规标准体系中尚未正式发布针对此项工作的要求，环保部关于核电厂退役计划的格式和内容要求，文件草稿提出的退役计划的编制大纲及相应的内容要求需要进一步深入探讨。

如前所述，在我国尚不具备核电厂退役的工程实践经验，但已在军工核设施退役工程中有了一定的积累，同时还通过文献调研和技术交流等手段对国外核电厂退役相关的工作环节有所了解，应该说是具备编制初步退役计划的实力，虽然具有很大程度的不确定性，但如果从现在开始充分吸收国外退役经验，从审管、法律法规、标准规范、技术梳理和研发、准备工作等各方面有条不紊地推进该项工作的进展，适时升版，完全可以在第一个核电厂的停运前提交一份满足要求的退役计划。

设计阶段提出的初步退役计划在具体退役实施方案乃至退役策略的选择方面都存在很大不确定性，这些不确定性有的可以通过审管要求的明确、设施运行末端特性调查结果的情况来升版确定，有的不确定性来自技术选择优略比较的不确定，需要深入的技术调研、开发以及通过实践经验反馈等各方面信息综合考虑才能确定。在经费估算方面，其准确性更需要靠实践经验才能提高，应及早开展我国第一个核电厂退役的示范工程相关工作。

[1] IAEA. 核动力厂和研究堆的退役安全导则WS-G-2.1[R]. Vienna，IAEA，1999.（IAEA. Safety Guides for Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors WS-G-2.1[R]. Vienna, IAEA, 1999.）

[2] 中华人民共和国环境保护部. 初步退役计划的格式和内容要求[S].（Ministry of Environmental Protection of the People’s Republic of China. Requirements for the Format and Content of Preliminary Decommissioning Plan[S].）

[3] IAEA. 便于退役的设计和建造考虑TRS-No.382[R]. Vienna，IAEA，1997.（IAEA. Considerations for Design and Construction Facilitated for Decommissioning (TRS-No.382) [R].Vienna, IAEA, 1997.）

[4] EC, IAEA, OECD/NEA. A proposed Standardized List of Items for Costing Purposes in the decommissioning of nuclear installations[R], Belgium, OECD.

[5] 中国核电工程有限公司. ACP1000初始退役计划[R]. (China Nuclear Power Engineering Co., Ltd. Preliminary Decommissioning Plan for ACP1000 [R].）

Initial Plan for NPP Decommissioning

LI Xin，BAO Fang，ZHENG Li
(China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China)

For new nulear power plants to be built, consideration of decommissioning shall begin early in the design stage and shall continue through to the termination of the practice or the final release of the facility from regulatory control. The regulatory body shall ensure that operators take into account eventual decommissioning activities in the design, construction and operation of the facility. The points of developing an initial decommissioning plan is design considerations to facilitate decommissioning, decommissioning project cost, and decommissioning activities. ACP1000 as an example, the paper had showed the decommissioning activities content from safety shutdown to dismantling.

NPP；decommissioning；initial plan

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0076-05

TM623

A

1674-1617(2014)01-0076-05

2013-12-17

李 昕（1982—），男，回族，山东人，工程师，学士，从事核设施退役及放射性废物管理工作。