核电厂放射性废物管理策略研究

2022-03-07任丽丽姚振宇

核安全 2022年1期

张根，熊骁，任丽丽，赵木，姚振宇，周进

（1. 中核第四研究设计工程有限公司，石家庄 050021； 2. 中核环保工程设计研究有限公司，北京 100089； 3. 生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

国际核电发展状况统计结果显示：核电在世界所有能源总发电量中占比约为11%［1］；截至2019年年底，我国核能供应仅占总发电量的4.88%［2］，截至2021年4月，我国大陆地区在运运行机组共计49台，总装机运行容量共计51027 MW，我国核电还有很大的发展空间。

核能的开发利用给人类带来巨大利益的同时，也产生了对人类健康和环境有负面影响的放射性废物［3］。按每百万千瓦核电机组每年产生废物包体积为50 m3保守估算，我国现阶段每年产生放射性废物包体积为2551 m3。

在运行及维护过程中，核电厂往往面临积存的低中放固体废物的体积和存放时间分别超出暂存库设计容量和存储时间限值的困境，这些废物绝大部分为极低放废物［4］。考虑到核电厂现有放射性废物的不断积累，以及后续中国大陆内核电厂规模的不断扩大，为进一步优化核电厂放射性废物管理，缓解核电废物的辐射安全隐患，本文对核电厂放射性废物的管理现状及问题进行了分析，提出了相应解决思路并形成管理策略综合路径图，为核电主管部门在核电废物的监督管理上提供参考和建议。

1 放射性废物管理的法规标准要求

1.1 国外放射性废物管理要求

1.1.1 核电废物处理方面

《排除、豁免和解控概念的适用》（IAEARS-G-1.7）对核电厂放射性废物管理的范围界定具有重要的指导意义：可以从源头上减少需要处理、处置的物项。“排除”主要针对天然放射性核素照射场景，文件认为，这些核素活度浓度引起的个人剂量，不算来自氡析出的贡献，一年之内不大可能超过1 mSv，并由此反推出40K的活度浓度不超过10 Bq·g-1，其他天然放射性核素活度浓度不超过1 Bq·g-1。文件认为，个人年有效剂量小于等于10 μSv，考虑附加准则条件下低概率事件引起的年有效剂量应当不超过1 mSv，皮肤的年当量剂量标准50 mSv，由此推导出人工放射性核素“豁免与解”控尝试限值。放射性废物解控过程中，污染活度应低于豁免活度水平，且解控需要监管机构进一步考虑决定。

《放射性废物的处置前管理》（IAEA-GSR Part 5），针对放射性废物处置前管理的责任、步骤、设施的建设和运行过程共制定了22点要求，涵盖了放射性气、液、固三种废物的产生、控制、表征、分类和加工处理等方面；《核电厂与研究堆放射性废物处置前管理》（IAEA-SSG-40）则是在GSR Part5的基本要求上，针对核电厂与研究堆的各项基本要求做出了详细说明。

1.1.2 核电废物优化管理及技术改进方面

“Radioactive waste management status and trends”（IAEA-WMDB-ST-1）认为，在争取实现放射性废物活度和体积最小化目标的同时也应考虑行政管理和技术安全等因素。核电设计前期，考虑抗腐蚀及不易被活化材料选择、少更换少维修设备选择，以及成熟稳定技术选择因素；管理上，建立废物追踪系统，对废物的类型、总量、活度和特性进行量化；建立废物分类和废物流隔离系统，防止废物不恰当混合；增强员工的废物最小化理念，加强废物最小化实践员工培训等管理手段，也可有效地促进放射性废物产生最小化和清洁解控及循环再利用。《VVER反应堆放射性废物管理改进》（IAEA-TECDOC-1492），按优劣顺序依次列出了管理支持、产生源头减少、循环再利用、减容处理和处置5方面核电废物管理思路。“Innovation waste treatment and conditioning technologies at nuclear power plants”（IAEA-TECDOC-1504）对核电废物处理的主流技术与创新技术进行了总结。

1.1.3 核电废物的其他管理方面

美国和欧洲核电厂用户要求文件对第三代核电提出：在核电机组固体废物包方面，推荐第三代单台新建百万千瓦压水堆核电机组固体废物包年产生量目标值小于等于50 m3。

美国联邦法规10 CFR 20第1046条适用于申请许可。其中特别指出，在1997年8月20日之后提交申请的许可证申请者，必须在申请中阐述设施设计及运行程序是如何实际可行地使设施污染最小化和环境污染最小化的，如何便于最终退役的，如何实际可行地使放射性废物产生量最小化的。在1997年8月20日之后提交标准设计许可证、标准设计核准和制造许可证的申请者，必须在申请中阐述设施设计时如何实际可行地使设施污染最小化和环境污染最小化的，如何便于最终退役的，如何实际可行地使放射性废物产生量最小化的。

1.2 国内放射性废物管理要求

1.2.1 核电厂废物分类方面

《放射性废物分类》（2017年第65号）主要适用于待处置的放射性固体废物。相对原分类标准，65号文件对放射性低、中放废物活度浓度的界定进行了较大幅度的调整，上调了低水平放射性废物的活度浓度上限。具体来说，将放射性废物在原有的低、中、高3类的基础上拓展为极短寿命放射性废物、极低水平放射性废物、低水平放射性废物、中水平放射性废物和高水平放射性废物5 类。并将解控废物及豁免废物移出放射性废物序列，明确了除部分核素（如活化金属中的铌-94、碘-129、锝-99 等）外的活度浓度要求明显偏低（在106～107Bq·kg-1量级），其余核素的活度浓度要求为上限不超过4×1011Bq/kg。相较而言HAD 401/4、GB 9133—1995 中，低放和中放分界点的活度浓度为4×106Bq/kg。

《拟再循坏、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量》（GB/T 17947—2008）规定，放射性固体物质解控辐射水平测量包括表面污染活度浓度、剂量率和总活度。作为示例，标准指出了表面污染解控限值：α发射体为0.04～0.4 Bq·cm-2；β/γ发射体为0.4～4.0 Bq·cm-2；剂量率范围为0.05～1 μGy·h-1（近表面附近高于该处本底的剂量率）；根据核素不同，活度浓度范围为0.1～104Bq·g-1。

《免于辐射监管的材料中放射性核素活度浓度》（GB 27742—2011）规定，大于1 t的大批材料的生产操作、填埋或再循环再利用等活动中涉及的，可免于辐射防护监管材料中放射性核素的活度浓度限值。标准规定，对只有表面污染的材料和小于1 t的材料，分别参照GB 18871—2002中B2.2和附录A的规定执行。该标准活度浓度限值的制定参考了IAEA 安全导则《排除、豁免和解控概念的应用》（No.RS-G-1.7），包括免管水平制定的剂量准则、照射情景、照射途径和主要相关参数等。

1.2.2 核电厂废物处理方面

《核设施放射性废物处置前管理》主要为核设施产生的放射性废物处置前管理提供指导，涵盖了放射性废物处置前管理的所有步骤，包括：废物产生、预处理、处理、整备、贮存和运输。其部分内容和IAEA发布的《核电厂与研究堆放射性废物处置前管理》（SSG-40）保持了一致。《轻水堆核电厂放射性固体废物处理系统技术规定》，制定的目的是使放射性固体废物处理系统达到规定的安全目标、设计目标和运行目标。其要求：固体废物处理后体积应该尽可能小，且满足废物运输、贮存和处置要求。其规范对象包括湿废物和干废物（含浓缩废液、化学废液、泥浆、树脂、排风过滤器、活性炭过滤器等）。

1.2.3 核电厂废物最小化管理方面

国家核安全局《核设施放射性废物最小化》导则中明确规定了核设施放射性废物最小化应包含核设施设计、建造、运行和退役过程，可通过废物的源头控制、再循环与再利用、清洁解控、优化废物处理和强化管理等措施，经代价利益分析，使最终放射性固体废物产生量（体积和活度）达到合理可行尽量低的要求［5］。此外，导则从设计和建造阶段、运行阶段和退役阶段对废物的最小化提出了一般要求，并以压水堆为例，对设计建造阶段从源头减少放射性废物产生和放射性废物处理系统设计做出了详细要求，包括系统设计、设备选择、材料选择、水化学控制、工艺设计、设备阀门和管道的选型和设计以及布置设计等方面。全过程、多角度地为我国核设施放射性废物最小化管理提供了依据和指导。

2 核电厂放射性废物处理技术现状

2.1 秦山核电基地废物处理技术现状

在秦山核电基地，核电厂各自配套建设了水泥固化线和压实设备（除方家山核电厂配备超级压实设备外，其他为普通压实设备）。固化线主要用于处理浓缩液，增容比为1.7～2.2；处理废树脂增容比为2.3～3.0；外表剂量率大于2 mSv·h-1的废过滤器芯子增容比为2.5～14；外表剂量率不大于2 mSv·h-1的废过滤器芯子增容比为2～2.5。压实打包系统主要用于表面剂量率低于2 mSv·h-1的杂项干废物（包括技术废物、废水过滤芯子、通风过滤器拆解过滤材料等）的处理，一般压实处理可达减容比为3～4，超级压实处理减容比为4～5［6］。固体废物处理流程见图1。

图1 秦山核电基地放射性固体废物处理工艺流程Fig.1 Radioactive solid waste treatment process of Qinshan Nuclear Power Base

2.2 三门核电厂废物处理技术现状

三门核电厂为全球首座AP1000型核电厂，设置核岛废物处理系统和厂址废物处理设施（SRTF）两种组合处理模式。其放射性固体废物主要分为工艺废物和技术废物，其中技术废物及工艺废物中的HVAC滤芯在水泥固化前，均进行预压缩和超压缩处理，以降低废物整备体积。其余工艺废物基本通过水泥固化进行处理［7］。放射性固体废物工艺流程见图2。

图2 三门核电厂放射性固体废物处理工艺流程Fig.2 Sanmen nuclear power radioactive solid waste treatment process

2.3 大亚湾核电厂废物处理技术现状

大亚湾核电厂将固体废物分为工艺废物和技术废物。工艺废物包括：废树脂、过滤器芯和浓缩液等，采用水泥固化和混凝土固定方式进行处理。技术废物中手套和抹布等可压缩废物，通过预压、超压减容处理；建筑材料等不可压缩废物直接水泥固化处理。固体废物处理过程中，废树脂按照中、低放射性和弱放射性树脂分别进行装桶固化；大亚湾核电厂所产生的工艺废物均用混凝土进行固化处理；技术废物则放置于钢桶中进行压缩、固化或固定处理。浓缩液、废树脂和淤积物经水泥固化处理后增容比分别为5.26、6.04、10。技术废物经压实整备后，其增容比为0.2。为减少废物整备体积，大亚湾核电厂在废物处理工艺上进行了系列改进，如将多个较小尺寸废滤芯放置于一个混凝土桶内固定，对不同放射性水平树脂进行分类固化处理等，大大降低了废物的整备体积。废物处理工艺见图3。

图3 大亚湾核电厂放射性固体废物处理工艺流程Fig.3 Daya Bay nuclear radioactive solid waste treatment process

3 核电厂公司放射性废物管理制度

3.1 秦山核电基地放射性废物管理模式

秦山核电基地是我国大陆核电的发源地，目前共有9台运行机组，是我国核电机组数量最多、堆型最丰富且装机量最大的核电基地。秦山核电基地有3家业主公司，各业主公司分别负责其名下核电机组资产经营管理和运行监督，以及放射性废物的处理与处置。此外，基地也成立了中核核电运行管理有限公司，对核电基地下核电机组实行统一管理，核电运行管理公司与三家业主公司共用一套运行管理人员。以秦山一期为例，其放射性废物管理框架见图4。

图4 秦山核电基地放射性废物管理框架Fig.4 Qinshan Nuclear radioactive waste management framework

秦山核电基地三个核电公司存在以下特点：（1）三个公司均为独立法人单位，除核电机组实行统一管理外，废物处理、资产管理和运行监督等均由各公司自行管理；（2）三个公司内部均采用三级放射性废物管理层级；（3）其三个废设施运行部下设置了专业分工明确的若干车间，各车间设置方式虽强调了专业化分工，但针对同一任务各车间人员间的协调程度有一定阻碍。

3.2 三门核电厂放射性废物管理模式

三门核电厂专门设立放射性废物最小化管理委员会（ALARA），由主管保健物理科的公司副总经理担任组长，成员为公司各处室处长。ALARA委员会，下设放射性废物最小化组（WMT），组长由保健物理处处长担任，副组长由防护支持科科长担任，小组秘书由防护支持科放废管理工程师担任，成员由保健物理处、运行处、维修处、化学处、设备管理处、技术支持处、生产计划处和环境应急处等指定人员（工程师及以上）担任。废物最小化组织机构包含废物产生管理各处室，可实现废物最小化方面问题的高效沟通和快速解决。其管理框架见图5。

图5 三门核电厂放射性废物管理框架Fig.5 Sanmen nuclear radioactive waste management framework

三门核电厂在国内首次采用了对放射性废物进行分散处理与集中处理相结合的处理模式。每台核电机组均设有核岛废物处理系统，主要用于对核岛内的放射性废气、废液进行处理，以及对核岛内所产生的放射性固体废物进行收集和暂存；核电厂内还设有几台核电机组共用的场址废物处理中心（SRTF），该中心对核岛废物处理系统范围外的其他放射性废液进行处理，并对所产生的放射性固体废物进行整备。SRTF的设置，既有效简化了核岛内的废物处理系统，同时也将不易处理、产量少的废物进行集中处理，极大地提高了废物处理效率。

3.3 大亚湾核电厂放射性废物管理模式

大亚湾核电厂设立了放射性废物管理机构，包括“三废”委员会，委员会对核电厂的放射性废物管理工作进行指导，同时以“三废”工作领导小组为抓手，组织和协调核电厂各部门共同开展放射性废物处理工作。大亚湾核电厂放射性废物管理框架见图6。

图6 大亚湾核电厂放射性废物管理框架Fig.6 Daya Bay Nuclear radioactive waste management framework

大亚湾核电厂近几年的放射性废物管理情况表明，该模式具有以下几方面优势：（1）委派核电厂副总经理主管公司放射性废物管理工作，为放射性废物管理政策的执行提供了充分的资源保障；（2）委员会作为放射性废物管理工作的智囊团，从高层次和多角度对放射性废物管理工作提供大量实用建议，极大地减少了管理工作上的失误；（3）放射性废物管理工作延伸到公司各部门，避免了废物管理工作的死角，高效并彻底地推动着放射性废物的最小化管理。

4 放射性废物管理策略分析及建议

4.1 法规标准及规章制度方面

笔者结合核电厂的实际情况，研究发现以下三个主要普遍存在的问题并提出相应的建议：

（1）关于核电厂废物管理目标值问题，建议坚持以核安全导则中50 m3的年废物整备体积推荐值为废物产生量限值，由国家核安全监督管理部门组建废物最小化工作管理小组，管理小组成员包含各核电站、相关科研设计单位和国家核安全监管部门专家。管理小组根据各核电厂废物处理工艺及放废处理系统设计等特点，对放射性废物整备体积控制目标值进行论证，提出新的控制目标值和摸高值。对于完成摸高值任务的单位，进行评优和对外宣传，并优先考虑给予监管部门能力范围内的各项支持。

（2）关于《免于辐射监管的材料中放射性核素活度浓度》（GB 27742—2011）的可操作性问题，建议由各核电厂及科研单位开展针对性研究，组织制定和优化放射性废物核素取样检测流程。

（3）关于《低、中水平放射性固体废物暂时贮存规定》（GB 11928—89）中的暂存时间问题，建议各核电厂及科研单位完成暂存期限的合理性论证，为后期标准的修订提供依据支持。

4.2 废物处理技术方面

目前，各核电厂都配置了完整的放射性废物处理设施，对当前厂内废物实现了良好控制。但是，在废物处理技术上仍有较大的改良空间，个别类型废物的工程应用技术仍需加紧攻关。

（1）关于核电厂放射性有机废液处理，建议由中核集团组织其下属科研和设计力量，研发可移动式等处理装置，实现对各核电站有机废液的统一处理，降低库存，消除其安全隐患。

（2）关于核电厂现存放射性废物处理技术问题清单的收集方式，建议核安全监管部门以座谈和问题清单填报的形式，搜集核电厂放射性废物技术攻关清单。将清单内项目分为监管部门支持项目（给予一定经费支持）和核电厂本身解决项目类型（督促核电厂使用自有经费解决）。另外，充分利用专业化环保公司的科研设计力量，对核电厂放射性废物处理关键技术进行攻关，补齐国内在焚烧和熔炼处理技术上的短板。

4.3 废物管理制度方面

针对各核电厂的放射性废物企业管理制度，建议核安全监管部门对以下一些普遍性问题加强关注和跟踪。

（1）关于可燃技术废物的处理和整备等过程管理，建议督促新建核电厂在设计阶段落实切实可行的处理与整备工艺，禁止超压处理，避免可燃废物处置后因长期贮存腐解给处置场带来安全隐患；已建成在运核电厂，加快与外部集中处理中心达成约定，确定好废物去向；鼓励探索集中焚烧处理方式和解决途径。

（2）关于核电厂中低放废物处置，在生态环境部的主推下，甘肃省已启动核电厂等民用低放废物集中共享处置场的建设；建议督促各核电厂在集中处置场建成运行之前，做好现有固体废物暂存工作、处置前档案整理工作；加快落实与集中处理中心关于废物的接收意向。

（3）关于国内废物信息管理系统统一问题，建议督促各核电厂以国家废物信息管理系统接收的信息要素为依据，对自身信息管理系统进行调整，或增加与国家信息管理系统数据对接的转换系统，尽早完成国家放射性废物管理系统的统一建设工作。

（4）关于核电厂放射性废物处理方式的选择，秦山核电基地在各核电厂均配备一套相应处理装置，三门核电站设置SRTF厂址外废物处置中心。核电机组共用废物处理中心是核电厂废物管理的发展趋势。建议进一步推进秦山核电基地废物的统一管理，鼓励在运核电厂向废物集中处理管理方式转变；建议新建核电厂优先选用废物集中处理方式设计和管理。

（5）关于放射性废物货包体积计算规则，为更准确地反映各放射性废物年货包整备体积情况，建议各核电厂就待处理放射性有机废液（仅暂存于废物库中，未处理，其整备体积如何计算）、外运待处理的可燃技术废物（按运出时废物体积算，或是按照外运处理后的整备体积算）以及当年产生但未整备的放射性废物货包体积（最终货包体积计入产生的年度还是整备的年度内）等不同情况下，统一货包体积计算规则。

（6）关于放射性废物处理与处置的技术管理文件中与现实要求存在差距的内容，建议督促核电厂主动进行适应性研究和解决方案探索，并向相关部门反馈并及时更新。

（7）关于放射性废物最小化核安全文化宣传方面，建议督促各核电厂进一步推进放射性废物最小化原则与核电厂废物管理工作的深度融合；同时要强调对人为因素的管理，督促各核电厂在管理制度及考核中，落实对核电工作人员废物最小化意识宣贯，强化一线操作员工在废物控制及处理方面综合技能的培训，重视废物管理过程中的人为因素影响。