核电站退役废物管理

郑 莉，孙惠东，杨美健（中国核电工程有限公司，北京 100840）



核电站退役废物管理

郑 莉，孙惠东，杨美健
（中国核电工程有限公司，北京 100840）

摘要：核电站产生的废物的处理尽可能延用运行废物处理系统，考虑到退役废物的废物类别及产生量与运行废物差异较大，可考虑增设必要的废物处理手段或扩大废物处理能力，是否新建废物处理设施应综合考虑是否有适宜场址、工期是否允许以及是否存在与退役无关且足够大的子项可进行改扩建等操作。文章以M310堆为例，估算了单机组退役可能的退役废物产生量，同时，为实现废物最小化的目标，提出了进行设计优化，严格运行管理、避免事故发生，严格进行废物分类，利用废物处理手段减少废物处置量和废物体积以及对材料再循环再利用等建议。

关键词：核电站退役；废物最小化；废物处理手段；固体废物量

CLC number：TM623 Article character： A Article ID： 1674-1617（2016）01-0089-05

自1991年我国大陆第一座核电站——秦山一期核电站并网发电以来，我国核电站建设高速发展。截至2014年12月底，我国在运核电机组总数达到21台，总装机容量1 902万千瓦；在建的核电机组27台，装机容量2 953万千瓦，位于世界在建机组数第一名［1］。在我国《核电中长期发展规划（2005—2020年）》中确定了“到2020年，核电运行装机容量争取达到4 000万千瓦；核电年发电量达到2600亿～2800亿千瓦时。同时，考虑核电的后续发展，2020年末在建核电容量应保持1 800万千瓦时左右。”［2］的发展目标，该目标也预示着我国在今后6年内仍将上马一定数量的核电机组。

我国最早商业运营的秦山一期核电站将于2020年达到设计寿命，目前其正在开展申请延长寿期工作，由此可以预见，自秦山一期核电站退役开始，我国将逐渐迎来核电站退役高峰，核电站作为大型核设施，其退役必将产生大量放射性废物，大量放射性废物如何安全处理，是关系到公众及环境安全的至关重要的问题，也是对核电相关从业人员的巨大挑战。本文从设计角度对核电站退役废物类型、废物来源、废物量、废物处理手段进行简要介绍，并针对实现核电站退役废物最小化提出初步的建议。

1 核电站退役废物类型及来源

核电站退役过程中产生的废物包括放射性废物和非放射性废物，本文主要对放射性废物的类型及来源进行描述。按照放射性废物的物理性状，可分为放射性气载废物、放射性液体废物和放射性固体废物。

1.1 放射性气载废物

其主要产生于使用热切割工具的拆除过程及对厂房建（构）筑物进行表面剥离去污的过程中。

按照GB 9133—1995《放射性废物的分类》中的要求，根据浓度高低，放射性气载废物又可分为低放废气和中放废气。

1.2 放射性液体废物

放射性液体废物主要来自于三部分：一为安全过渡期内的系统倒空及串洗过程；二为退役过程中的放射性物项离线去污废液；三为工作人员洗澡水。

（1）系统倒空及串洗

在核电站运行结束后，退役工作正式开始前的安全过渡期内，需将系统中残留的放射性液体倒出，收集并进行处理，这个过程主要涉及燃料厂房及反应堆厂房（反应堆换料水池除外，反应堆压力容器及堆内构件初步考虑进行水下切割，需在此水池内进行）等厂房系统中残留的放射性废液。

分析核电站运行过程可知，冷却剂从堆芯带出的活化腐蚀产物等会造成一回路系统内部的污染，故考虑在安全过渡期内通过系统整体或局部串洗等操作降低其放射性水平，以减少后续拆除人员的照射剂量，简化拆除工作；原有废液处理系统在运行过程中用于贮存、监测和处理来自核电厂控制区的放射性废液，因此该系统内部也存在污染，可以通过串洗进行去污。

（2）离线去污

在核电站退役过程中，部分拆除产生的放射性固体废物通过离线去污可能达到降级或解控的目的，对于这类废物可考虑进行离线去污操作，离线去污过程中会产生放射性废液。

（3）洗澡水

退役工作人员由于从事放射性工作，需要遵循在退役工作开始前更换工作服，工作结束后洗澡以进行身体表面清洗去污，达到要求后方可更换回家常服离开的辐射防护规定。洗澡在待退役厂房本身或邻近厂房的卫生出入口内进行，该过程产生的洗澡水为放射性液体废物。

按照GB 9133—1995《放射性废物的分类》中的要求，根据浓度高低，放射性液体废物又可分为低放废液、中放废液和高放废液。

1.3 放射性固体废物

放射性固体废物主要包括系统倒空过程中产生的废树脂、废过滤器芯等；退役过程中因设备及管道等拆除产生的金属或非金属废物（包括塑料、木材等）、因建（构）筑物表面剥离产生的混凝土废物、场址清理产生的污染土壤以及产生的废工作服和抹布等软废物等。

按照GB 9133—1995《放射性废物的分类》中的要求，非α废物综合考虑固体废物中核素半衰期长短、活度浓度及释热率等因素，又可分为低放废物、中放废物和高放废物三类。

2 核电站退役废物的处理手段［3］

在核电站设计中，为了处理核电站在运行过程中产生的放射性废物，已建立了相关的厂房排风系统、废液处理系统及固体废物处理系统，在退役过程中，为了尽可能避免新建废物处理系统增加退役工作量及废物产生量，考虑尽量利用核电站原有废物处理系统。下面分别介绍针对不同物理性状的废物，所考虑的处理手段。

2.1 放射性气载废物

在对放射性物项进行热切割时，会产生含有放射性的气体、烟雾和气溶胶，若被工作人员吸入，可造成一定程度的内照射。考虑在切割工位旁设置移动式通风装置，该装置可对产生的放射性粉尘及气溶胶进行过滤（针对粒径0.5μm及以上的颗粒过滤效率可达99.99%），过滤后的气体进入厂房排风系统。

在对厂房建（构）筑物进行表面剥离去污的过程中，对墙地面的打磨会产生一定量的放射性粉尘，因此考虑将表面剥离机与高效工业吸尘器配套使用，剥离过程中产生的粉尘可直接被高效工业吸尘器（该设备配有HEPA高效过滤器，针对粒径0.3μm及以上的颗粒过滤效率可达99.97%）收集，过滤后的气体也将进入厂房排风系统。

上述气流进入厂房排风系统后利用原有废气处理手段进行处理后监测排放。

2.2 放射性液体废物

自我完善和发展并不是最终的发展，行业组织、国家的发展才是最高目标。因此，在自我提升的同时还要注重行业间的共享和学习。

由于系统倒空和串洗在安全过渡期内开展，此时用于处理运行废液的核电站原有废液/固体废物处理系统仍可用，故倒空及串洗产生的放射性废液可利用原有废液处理系统进行处理，处理产生的浓缩液利用原浓缩液处理站（属于固体废物处理系统）进行处理。

在设施离线去污手段时，需与废液处理系统相连，产生的去污废液可直接送至废液处理系统进行处理，待废液处理系统完成退役后，去污废液利用增设的小型移动式废液处理装置进行收集、处理及检测，检测合格后排放。

洗澡水通过核岛/常规岛液态流出物排放系统收集，收集后取样分析，达到排放标准后排放，若超过排放管理限值则送回废液处理系统再处理。在核岛/常规岛液态流出物排放系统及废液处理系统完成退役后，后续退役工作人员洗澡水可由增设的小型移动式废物处理装置进行收集、处理及检测，检测合格后排放。

2.3 放射性固体废物

在核电站系统倒空过程中产生的废树脂、废过滤器芯等固体废物可利用原有固体废物处理系统的废树脂处理线和废过滤器芯处理线等进行处理。

退役过程中产生的废物类型及废物量与运行期间存在着较大的区别，为运行所配备的固体废物处理设施在处理手段及处理能力上不能完全满足退役废物的处理要求，因此在退役工作开始前增设必要的具备所需功能及足够处理能力的废物处理手段，使其可以完成对退役过程中产生的固体废物进行必要的解控检测、处理整备（如离线去污、超压、水泥固定、熔炼等）、包装、检测及贴标签等工作；还可考虑增加废油和废有机溶剂焚烧手段等；并应具备足够容量的固体废物暂存设施，其容量应满足固体废物解控前暂存及包装后送处置场之前的暂存需求。

上述所需的废物处理手段可利用原有子项进行改扩建或新建废物处理设施以满足废物处理的需要。具体采用何种方案，应综合考虑是否有适宜场址、工期是否允许以及是否存在与退役无关且足够大的子项可进行改扩建等操作。例如，若工期允许且满足建设规模需求，可将待退役核电站中部分与退役无关厂房进行改扩建或先行拆除后在该厂房原场址新建废物处理设施；若不满足工期或建设规模要求，可在控制区内寻找有适宜场址直接新建废物处理设施，若无适宜场址则考虑在控制区外寻找适宜场址，同时应对控制区范围进行必要的调整或建立独立的实物保护系统。此外，还需考虑到道路的承重、老化等问题。根据道路实际情况及运输需求对相关道路进行翻新或加固以满足废物运输要求。

具备了必要的废物处理手段后，对退役废物进行处理整备，不同放射性水平的放射性固体废物的处理整备途径如下：

1）高放固体废物主要为活化废物，全部来自反应堆压力容器及堆内构件，根据退役实施时最终采取的处置方式，若需要解体则将这部分废物解体为适当大小的块，装入屏蔽容器中，运出厂房，暂存于改扩建或新建的废物处理设施，最终经整备后送深地质处置设施处置；若采取整体处置，则将其整体运出厂房直接装入屏蔽容器暂存于改扩建或新建的废物处理设施，最终送深地质处置设施处置。

2）中低放固体废物包括活化的金属废物、污染金属废物和活化的非金属废物。这类废物经包装后送至改扩建或新建的废物处理设施，对于去污后可降级或解控（满足GB 27742—2011《可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度》要求的大批量物料）的废物考虑进行离线去污；对于放射性水平初步判断为熔炼后可解控的金属废物进行熔炼，熔炼后经检测合格（满足GB/T 17567—2009《核设施的钢铁、铝、镍和铜再循环、再利用的清洁解控水平》要求）暂存，待审管部分批准后方可解控或再循环再利用；处理后不可解控或再循环再利用的废物以及无需进一步处理的废物，装入标准容器经必要的整备（如超压、水泥固定等）后送至中低放固体废物处置场处置。

3）极低放非金属废物包括污染混凝土和一些软废物，例如毛巾、抹布和衣物等。这类废物需装入软包装袋后，送至改扩建或新建的废物处理设施检测贴标签，而后送至极低放填埋场填埋。

3 放射性固体废物量估算

针对不同类型的核电站，其放射性废物量差别较大，本文以我国建设较多的M310堆型（1 000 MW）核电站（如福清1、2号核电机组）为例进行初步估算，若采用立即拆除的退役策略，单机组退役将产生：

1）高放固体废物约340 t（43 m3）；

2）中低放固体废物共约10 480 t（2 000 m3）［其中金属废物约8 680 t（1 100 m3），非金属废物约1 800 t（900 m3）］；

3）极低放非金属废物约1 130 t（565 m3）。

上述废物量是根据有关退役经验进行的理论估算［4］，具体估算原则如下：

1）依据国外退役经验，将反应堆压力容器及堆内构件按照高放废物进行估算；

2）依据核电站设计阶段的辐射防护分区图，将绿区、黄区、橙区及除压力容器以外的红区内的物项按照中低放固体废物进行估算；

3）根据各房间的辐射防护分区，按照污染严重房间剥离层深大，污染轻微房间剥离层深小的原则，对各厂房建（构）筑物剥离产生的混凝土废物量进行估算，并将这类废物连同抹布、衣物等软废物作为极低放废物进行考虑。

但根据核电厂实际运行情况的不同，实际废物量会有差异，主要原因包括：考虑到待退役厂房及其中物项的污染水平与其运行过程息息相关；而且除活化类型的废物为体污染外，其余设备等放射性废物均为表面污染，在实际退役过程中，会将设备或管道等拆除物项受到放射性污染和未受到放射性污染的部分区分开，且经过去污、熔炼等处理手段，会使一部分废物放射性水平降级或达到解控水平，因此实际废物产生量较以上理论估算值将有一定的差异。

国外经验表明，德国1 300 MW PWR退役过程产生放射性废物3 214 t，折合约1 000 m3［5］。

上述理论估算值及国外经验都是作为核电站退役经费估算及处置场建设需求等方面的参考。

4 废物最小化建议

由上述退役固体废物量估算过程可知，退役废物产生量与运行过程、废物分类的粗细程度及其处理整备手段紧密相关，故为了减少退役废物的产生量，实现废物最小化的目标，应该做到：

（1）设计阶段考虑相应的措施

在设计过程中若采取一些优化措施，则可在一定程度上减少退役废物产生量。例如，通过选择限制含钴材料和含锑材料的使用，限制材料含银量，从而减少腐蚀产物的产生，降低辐射场剂量水平，从而可在一定程度上实现废物的降级，降低退役难度，减少退役废物处理或最终处置量；选择非惰性材料，使污染停留于区域表面，避免了深层污染，减少了退役废物产生量，等等。

（2）严格管理运行过程，避免事故的发生

在运行过程中严格按照操作规章制度进行，限制污染的扩散；而事故过程往往伴随着放射性气载废物或放射性液体废物的蔓延，有可能造成非放射性区域的污染或放射性区域放射性水平的提高，从而增加了放射性废物的产生量或因提高放射性区域的放射性水平而增加退役操作的难度，因此在运行过程中尽可能避免事故的发生。

（3）严格废物分类

在退役过程中，应按照上述分类标准对退役过程中产生的废物进行严格划分，避免发生不同类别废物混杂等情况的发生，从而确保各类废物可得到有效有针对性的处理处置。

（4）废物处理手段的利用

经必要的去污或熔炼等处理手段，可使部分废物放射性水平降级或达到解控水平，从而减少需处置或填埋的废物的量；对于需要进行处置或填埋的废物应经过必要的剪切、压实等整备操作，以尽可能降低需要处置的废物的体积。

（5）材料的再循环再利用

可循环再利用的废物经必要处理整备后进行循环再利用，在减少废物量的同时避免资源的浪费。

5 结束语

在核电站退役过程中，会产生放射性气载废物、放射性液体废物及放射性固体废物，且放射性固体废物包括废树脂、废过滤器芯、活化金属、污染金属、活化非金属、污染非金属及软废物等多种类型。针对不同类型的放射性废物，尽可能延用原运行废物处理系统；为了满足退役废物的最终处置接收要求，应考虑新增必要的废物处理手段，可利用原有子项进行改扩建或新建必要的废物处理设施。

核电站设计阶段估算的退役废物量是依据现有退役经验得到的理论估算值，该数值及国外经验数值都仅作为参考。

本文初步提出了核电站退役废物最小化的5点建议，其中设计中的考虑和运行中的严格管理是实现废物最小化的基本，这两点措施从源头上可以减少废物的产生量，对于实现废物最小化具有最根本的作用和意义。后3点措施作为废物产生后的“补救”措施，其都需要采取一定的操作达到废物放射性水平或体积减小的目的，操作过程中不仅造成经费的消耗还可能会产生二次废物，具体采取何种措施需要综合考虑，进行代价-利益分析后再行确定。

为降低退役废物产生量，应尽可能在核电站设计过程中考虑相应的可使废物放射性水平降级或减少废物污染程度的措施，以及严格管理运行过程，避免事故的发生，从根本上实现退役废物最小化的目标。

参考文献：

［1］ 王岩. 去年中国新建核电项目为零，2015成最关键一年［J/OL］. http：//news.zhulong.com/read/ detail198926.html.（WANG Yan. No New Nuke Projects in China Last Year， 2015 will be A Critical Year［J/OL］. http：//news.zhulong.com/ read/detail198926.html.）

［2］ 核电中长期发展规划（2005-2020年）［R］.国家发展和改革委员会，2007.（The Long-term Nuclear Power Development Program（2005-2020） ［R］. National Development and Reform Commission，2007.）

［3］ 中国核电工程有限公司. M310堆初步退役计划［R］. （China Nuclear Power Engineering Co.， Ltd. Preliminary Decommissioning Plan for M310 ［R］.）

［4］ 李昕，鲍芳，郑莉. 核电厂初步退役计划［J］.中国核电，2014，7（4）：76-80（LI Xin， BAO Fang，ZHENG Li. Preliminary Decommissioning Plan for NPP［J］. China Nuclear Power， 2014，7（4）：76-80.）

［5］ 欧洲原子能共同体.核设施退役手册（1995）［M］.吴春喜，陈永晔，蒋云清，等译. 北京：核科学技术情报研究所，1998.（EURATOM. Decommissioning Handbook for Nuclear Facilities （1995） ［M］. Translated by： WU Chun-xi， CHEN Yong-ye，JIANG Yun-qing， et al. Beijing： China Nuclear Information Center， 1998.）

Discussion on Decommissioning and Waste Management for Nuclear Power Plant

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

中图分类号：TM623

文献标志码：A

文章编号：1674-1617（2016）01-0089-05

收稿日期：2015-12-16

作者简介：郑 莉（1985—），女，天津人，工程师，工学硕士，现从事核设施退役与放射性废物管理工作。