后处理放射性固体废物管理及处置有关问题研究

陈 诚

(中国核工业集团有限公司，北京 100822)

截至2019年10月，我国已运行核电机组共47座，在建核电厂13座，产生的乏燃料逐年增多。由于乏燃料中存在Pu、次锕系元素及长寿命裂变产物，如果不加处理，只能全部按照高放废物进行深地质处置。而Pu、次锕系(Np、Am、Cm)及长寿命裂变产物，仅占乏燃料的4%[1]，直接处置造成了高放废物的大量增加。在废物最小化的要求下，对乏燃料进行后处理，分离裂变产物，减小高放废物体积及数量，是放射性废物管理的重要目标。

以Purex后处理工艺流程为例，乏燃料通过运输和贮存，经过剪切与溶解、溶剂萃取分离、纯化易裂变材料钚、铀、镎，最终形成可回收利用的产品。处理过程中将产生一系列的废物，由于物理形态、放射性核素含量及放射性水平差异较大，必须对后处理厂产生的废物进行分类，以明确处理方式，再结合最新的法规标准，确定处置方案。

1 后处理厂放射性废物的分类及处置方案

后处理厂产生的放射性废物放射性水平高且来源复杂，按照形态可以分为废气、废液和固体废物。不同类别的放射性废物的来源及分类如下[2]：

1)放射性废气：主要为溶解器排气及各工艺容器排气，经过碘过滤器及HEPA过滤器后，由烟囱排出。

2)放射性废液：低中放废液主要来自各个厂房的去污废液、工艺废液、冷凝液、地面污水等，经蒸发浓缩后，达标废水进行排放，蒸发后形成的蒸残液进行水泥固化处理；高放废液比活度较高、释热率高，主要来自Purex流程中铀钚共去污分离产生的萃余液，这些高放废液经固化后转为固体废物进行处置。

3)固体废物：中低放固体废物主要来自中低放废液处理后产生的浓缩液固化物，工艺过程中产生的废树脂，以及操作过程中产生的技术废物等，中、低放固体废物又分为非α废物和α废物。高放废物主要为高放废液固化后形成的玻璃固化体。高放废物体积仅占各类废物总体积的3%，而放射性活度占废物总活度的95%。

目前已商用化的水法后处理厂产生的废物主要以放射性废液为主，经过蒸发浓缩后，进行水泥或玻璃固化处理后按照固体废物进行进一步的处置。废气处理工艺中产生的碘过滤器及HEPA过滤器等也将成为放射性固体废物。气体和液体废物经处理达标后可以排入环境中，因此放射性固体废物的处置就成为后处理厂废物管理和处置的关键问题。

IAEA GSG-1通用安全导则中提出了对放射性废物分类的建议[3]。我国发布的《放射性废物分类》[4]，符合IAEA通用安全导则提出的建议。以实现放射性废物的最终安全处置为目标，根据各类废物的潜在危害以及处置时所需的包容和隔离程度，将放射性废物分为：极短寿命放射性废物、极低水平放射性废物、低放废物、中放废物和高放废物5类。放射性废物的分类与废物中放射性核素的半衰期和活度浓度有关，放射性废物分类体系概念示意图见图1。

图1 放射性废物分类示意图

后处理产生的放射性固体废物处理处置主要分为以下几种情况：解控、焚烧或氧化、处置以及熔炼等，其中大部分(68%)为可进行清洁解控的废物，需要进行近地表或其他方式处置的废物仅占总放射性废物量的7.3%。后处理厂产生的放射性固体废物放射性水平差异较大，按不同的放射性水平，需要采取不同的处置方案，见表1。

表1 后处理厂产生的放射性固体废物分类及处置方案

2 国内外处置场情况现状

目前,国内外投入运行的处置场以接收处置中低放固体废物的处置场为主，截至2008年，全世界共有79个在运行中低放废物处置场，停运的10个，封闭的12个，均以工程近地表处置为主[5]，能够接收高放废物的处置场目前还以大多处于实验室阶段。各国结合地质特性、经济特点、人口密度等综合国情，以及不同的废物分类及处置场接收的准则，对于放射性固体废物给出了不同的解决方案。

法国是世界上核电比例最高的国家，有La Manche和L’Aube两座处置场用来接收中低放废物，均采用近地表处置方案，比较有代表性。其中La Manche在1969-1994年接收了中低放废物52.7万m3，目前处于监测阶段，L’Aube处置中心有两处处置场，极低放处置场将废物贮存在黏土层洞穴中，短寿命低中放处置场将废物放置在砂岩和其他黏土岩中建设的大型混凝土洞穴中。对于中高放废物的处置，法国建设了Meuse/Haute-Marne地下研究实验室，目前设计和建造的研究仍在进行[6]。美国、俄罗斯、印度、中国等多数国家的处置场也是以近地表处置为主。

德国的Asse处置场利用废旧的盐矿建成，接收中低放废物，低放废物用特制钢桶封装，放置在矿井的巷道中，中放废物采用混凝土和沥青浇注密封后放入钢桶内由机械吊装入处置场。该处置场从1979年开始就没有再接受过新的放射性物质。德国另外两个处置场Morsleben和Konrad也因政策和地质等因素没有接收过新的放射性物质[7]。捷克(Richard Ⅱ和Bratrstvi)、芬兰(Olkiluoto/Loviisa)等国也主要采用废旧矿井作为处置场。

韩国(月城)和瑞典(SFR)为岩洞型中低放处置场。韩国处置场的选址时间长达19年，经历了9次选址失败，最终经公众投票才将月城选为中低放处置的最终厂址[8]。韩国月城处置中心为岩洞型近地表处置场，距地表约80 m，接收中低放废物。与工艺相关的地面设施有接收检测设施、暂存设施、废物处理厂房及配套设施，地下设施由进出巷道、竖井和6个筒仓组成[9]。与其他类型近地表处置场相比这种岩洞型处置场隔离作用好，占陆地面积小，维护简单，属于世界先进水平。

对于高放废物进行处置的深地质处置场，要求隔离时间更长(大于10 000 a甚至100 000 a)，深度更深(多在500～1000 m)，目前国际上已建成的深地质处置实验室20个，瑞典(Stripa)、瑞士(Grimsel)、美国(Garlsbad、Yucca Moutain G巷道)、加拿大(Lac du Bonnet)等国都开展了有关研究工作。典型的深地质处置库由中央竖井大厅、竖井、巷道和处置室组成，废物容器可以放置在处置室或者巷道中，也可以放置在处置室或者巷道的底部或水平钻孔中。高放废物深地质处置是一个十分重要且极其复杂的课题，目前世界上建成的深地质处置设施都还处于实验室水平，需要解决场地地质力学稳定性、地下水、深洞穴设计、施工、包装和回填材料等一系列问题才能逐步实现工业应用[10]。

目前,中国共建设低中放固体废物处置场3处，分别是西北低中放固体废物处置场、北龙低中放固体废物处置场、西南低中放固体废物处置场，均为近地表处置场。规划中的宁德处置场与近地表处置场不同，拟参考瑞典的SFR建设成为岩洞处置场，分期处置运行及退役废物，按照废物类型不同，在不同巷道内贮存不同类型的废物。对于高放废物的地质处置，我国在西北也开展了相关研究工作。国内外处置场情况对比见表2。

表2 国内外处置场类别

在我国中低放废物经专用运输车送至近地表处置场后，先经过检测，不合格返回送处单位或与送处单位进行协商，然后进行登记、接收，吊入处置单元码放，用水泥砂浆进行填充并浇注钢筋混凝土顶板涂刷防水涂层，后完成最终的处置，典型处置场废物处置流程见图2。

废物包的表面剂量率与工作人员接收的职业照射剂量紧密相关，国家标准规定“直接操作进行装卸、搬运、贮存和处置的低、中水平放射性固体废物包，其外表面上任意一点的剂量率应≤2.0 mSv/h 。超过此限值者，应采取外加屏蔽(如外包装容器等)或采用远距离操作。”[11]我国近地表处置场运行的实践中接收的中低放废物包以核电厂运行产生的固体废物为主，废物包表面剂量率通常大于2.0 mSv/h，表3中给出了西北处置场和西南处置场接收固体废物的有关数据。后处理固体废物的包装和运输与核电放射废物相比更为复杂，其表面剂量率问题需要引起更多重视。

图2 典型处置场废物处置流程

表3 西北处置场及西南处置场接收固体废物简况

3 后处理固体废物处置面临的问题及优化建议

通过对中国后处理放射性固体废物管理概况进行梳理，和国内外放射性废物处置得当比较，目前后处理设施运行产生的放射性固体废物的处理和处置尚存在一些值得关注的地方，主要为：

1)随着核电的发展,后处理产生的放射性废物越来越多，对处置场资源的需要也越来越多。处置场厂址需要满足地质、水文、地球化学、构造和地震、地表作用、气象、人为作用等条件的要求，同时厂址要符合的人口分布、环境保护、公众接受等要求[12]，国外处置场的选址和运行经验显示随着政策法规的日益严格和公众对环保的关注，处置场的选址将越来越困难。对于国内有限的处置场资源应做好保护工作，以为以后核工业的发展预留充足的空间。

2)目前国际、国内已建成的处置场几乎都是接收中低放废物的处置场，对于接收高放废物的地质处置设施的建设尚不完善，大多处于实验室阶段。我国后处理厂产生的废物不仅限于低中放废物，还有部分高放废物。根据放射性废物分类的处置要求，这些高放废物在厂房内暂存后，应进行深地质处置。随着核电厂的不断建设，后处理厂处理能力的增加，需要建设深地质处置场，以对高放废物进行处置。

3)处置场接收标准与废物分类、废物表面剂量率水平及容器包装紧密相关。然而值得注意的是，近地表处置场所接受的部分废物，表面剂量率水平已经超过法规标准中所规定的表面剂量率小于2 mSv/h的数值，需要进行再包装或远距离操作。后处理产生的放射性废物的包装和运输将更为复杂，表面剂量率的降低将会面临更大的挑战。因此在后处理废物的包装过程中需要研究新的更加紧密封装的技术和远距离操作技术，在设计和运行过程中要，加强纵深防御的辐射安全措施，如对处置单元进行分区管理等以降低工作人员职业照射剂量。

4)对于中低放固体废物，由于新的分类标准仅对部分长半衰期核素进行了活度浓度的限制，在长半衰期活度浓度满足要求的情况下，可以送往近地表处置场。然而由于部分活化产物，如Co等，虽然半衰期较短，但其活度浓度水平较高，导致在后处理厂贮存5～10年后，表面剂量率水平依然非常高需要进行二次包装才能送往处置场进行处置。不仅增加了运输压力，同时增加了废物量，不利于废物最小化的实施。需要针对后处理厂的固体废物中半衰期较短、活度浓度水平较高的中低放废物进行专门的政策和处置技术研究。

4 结 论

通过对后处理厂废物处置现状的分析，本文形成如下建议：处置场厂址资源是非常稀缺宝贵的资源，我国应对可能的处置场厂址进行保护；随着后处理厂处理产生高放废物的增加，应建设对应的深地质处置中心，对高放废物进行处置；对于接收后处理废物表面剂量率较高的处置场，应在设计时综合考虑废物包对处置场造成的直接或散射的影响，采取研究开发更加紧密的密封包装技术、提高远距离操作水平、加强分区管理等手段降低辐射影响；对于后处理产生的中低放固体废物，在现有的政策框架下应关注短寿期、高放射性活度核素在短期贮存后对表面剂量率的影响，同时有针对性的采取措施降低辐射影响。