我国核电厂极低放废物的优化管理研究

张丽　刘建琴　秦翔　高凯　杨松　韩旭　郭喜良

摘 要：隨着国内放射性废物分类标准的颁布实施，各核电厂运营单位开始关注放射性废物的分类管理。其中，核电厂运行过程中产生的极低水平放射性废物，具有放射性水平低、废物量大的特点，若作为低放废物管理，不仅增加运行成本，占用核电厂废物暂存空间，而且会占用处置场的资源，不利于放射性废物最小化管理。本文分析了国内极低放废物管理现状，结合国际极低放废物管理技术和良好实践，提出我国极低放废物的优化管理建议。

关键词：极低放废物;废物最小化;优化管理

中图分类号：TL94 文献标识码：A

2016 年，国家核安全局发布的核安全导则《核设施放射性废物最小化》（HAD 401/ 08—2016）[1]要求“应通过切实可行的设计和管理措施，并与国际最佳实践相对比，使核设施放射性固体废物年产生量可合理达到尽量低。”放射性废物最小化是核工业可持续发展的关键因素之一，可减轻核电厂放射性废物处理处置的负担，确保人类健康和生态环境良好。

为实现放射性废物最小化安全管理，国内在不断完善放射性废物管理法规标准体系的同时，对中水平和高水平放射性废物从产生、测量、处理/ 整备和处置的全流程管理给予了较多关注，开展了很多较好的管理实践[2-4] 。除放射性水平较高废物外，核电厂运行过程中会产生一些放射性轻微污染物料，如APG 树脂（蒸发器排污系统）、废过滤器和含氚废分子筛（重水堆） 等，此类废物具有放射性水平较低、废物量大的特点，如大亚湾核电厂检修过程产生的塑料、纸质和纤维类等放射性轻微污染物料占废物总量的91. 1%（质量分数）[5] 。近十年，国内对轻微污染物料的解控减量化管理给予越来越多重视，核电厂和核燃料循环设施开展了大量的辐射测量、解控评估和解控后再循环再利用的工作。《放射性废物分类》颁布实施之前， 极低水平放射性废物（ very low levelradioactive waste，简称VLLW） 多被当作低放废物进行管理，增加了核电运行成本和核电厂废物暂存的压力。《放射性废物分类》颁布实施以来，明确了对VLLW 的处置要求， 核电厂开始关注对VLLW 的管理以实现废物最小化，但由于未及时开展源项分析，对VLLW 未进行分类管理，不利于放射性废物最小化管理。

本文借鉴国际上对VLLW 的管理经验，结合国际良好实践，依据我国核电厂运行产生的VLLW特性，提出VLLW 分类收集、快速鉴别、减容处理及处置、废物解控的优化管理建议，以完善国内VLLW 管理的相关技术和管理办法，从而实现放射性废物的减容减量、安全经济管理。

1 国外极低放废物的管理

美国放射性废物分类中未划分VLLW 类别，也没有在法律、法规中对VLLW 进行定义。在美国核管会（NRC）的法规中，VLLW 被称为“低活度废物（low-activity waste，简称LAW）”，通常被认为是A 类废物中放射性含量最低的部分，按照美国核管会10 CFR 第61 条中相关规定进行监管，可以处置在其许可的LLW 处置设施中。针对一些对人类或环境可能造成的风险极小的废物，10CFR 中第20. 2002 条[6] “获得拟议处置程序批准的方法”为NRC 批准处置该类废物的替代方案提供了一种方法： 允许通过“ 替代处置” 授权， 将VLLW 处置在危险废物或当地固体废物处置设施中。自2000 年以来，NRC 已经批准了几项采用替代方案进行处置的申请。

法国的放射性废物分类中，VLLW 是单独的一类放射性废物，规定其放射性活度浓度低于100Bq/ g。不同于其他欧洲国家，在法国的管理框架中，任何可能被污染或被活化的物质都应在有相应授权的设施中进行管理。针对可能会产生VLLW 的活动和设施，应对其来源及产生量进行限制;针对已经产生的VLLW，由专门的VLLW 近地表处置设施Cires 进行长期管理;针对金属废料，进行分拣、剪切、熔炼和回收再利用于核领域;针对已经产生的且长期未处理的油、树脂和废料等VLLW，法国电力公司设立了专门的管制区域进行贮存，以便进一步处置。

德国按照废物的释热情况将放射性废物分为释热废物和不释热废物两大类，与IAEA 放射性废物分类对比可知[7] ：IAEA 划分的极低放废物中某些类型已超过德国常规废物管理的解控水平，须在Konrad 中、低放废物处置库进行处置，其余极低放废物进行处置解控（ 常规填埋）。《辐射防护法》和修订的《辐射防护条例》中规定：核设施运行、退役和拆除过程中产生的废物只要满足《辐射防护条例》第35 条的无条件解控水平和第36 条附录4 中规定的有条件解控水平，即可作为非放射性物质进行解控、使用、回收、处置或转让给第三方。对《辐射防护条例》中未进行解控规定或未定义解控水平的情况，则应根据《辐射防护条例》第37 条，需视具体情况证明对公众的有效剂量在10 μSv/ a 以内方可进行解控[8] 。德国对解控材料的管理总结如图1 所示。

西班牙未把VLLW 划作新的一类废物，而是把它作为低放废物的一个子类。西班牙在埃尔卡博里尔（El Cabril）低、中放废物处置场附近建造了一个专用的集中处置场，以处置VLLW。

2 国内极低放废物的管理

2. 1 VLLW 的来源及特性

通过分析国内主要运行核电厂暂存的固体废物发现，核电厂运行期间的维护和检修过程产生的VLLW 包括APG 系统产生的废树脂、通风过滤器框架和滤芯滤纸，碘吸附器产生的活性炭，污染区使用的塑料布，控制区使用的废手套/ 袜子、纸帽和白色防压鞋，控制区域产生的混凝土、废钢铁和废有色金属等。以红沿河核电厂为例，可作为VLLW 考虑的废物特性如表1 所示。

2. 2 VLLW 监管要求

截至目前，国内放射性废物法规标准体系已得到逐步完善，涉及VLLW 管理相关的法规标准主要有《放射性废物分类》《放射性废物管理规定》（GB 14500—2002） 和《极低水平放射性废物的填埋处置》（GB / T 28178—2011）。

《放射性废物分类》[9] 对VLLW 的定义为：废物中放射性核素活度浓度接近或者略高于豁免水平或解控水平，长寿命放射性核素的活度浓度应当非常有限，仅需采取有限的包容和隔离措施，可以在地表填埋设施处置，或者按照国家固体废物管理规定，在工业固体废物填埋场中处置。VLLW的活度浓度下限值为解控水平，上限值一般为解控水平的10～100 倍。

GB 14500—2002[10] 第9. 2. 3 条规定：应尽量把免管废物、极低放废物和可再循环、再利用的物料从废物流中分拣出来，以减少废物的处理和处置量;第20. 2. 11 条规定：在退役和环境整治中产生的放射性水平很低，但略高于清洁解控水平的大量废物（又称极低放废物），应按审管部门批准的管理限值和实施方案进行处置，但不必送往低、中放废物处置场处置。

GB / T 28178—2011[11] 规定了VLLW 填埋处置的基本要求，包括处置原则，填埋处置活度浓度指导值，以及专设填埋场的选址、设计、建造要求和填埋场的运行、关闭要求。该标准规定VLLW可以在浅层废物填埋场进行处置，其所含的人工短寿命放射性核素的活度浓度高于免管水平，但不高于标准中推荐的活度浓度指导值或监管部门认可的活度浓度值。对人工放射性核素活度浓度指导值的推导，是基于确保从填埋操作到场址开放全过程中各照射途径所致个人有效剂量均低于审定的公众剂量约束值（取0. 1 mSv/ a）的要求。

2. 3 VLLW 管理现状

多年来，核电厂对于一些放射性水平很低的废物一直无法给出分类与处理方法，要么直接将其作为低中放废物处理，要么暂存在核电厂内，等待其放射性衰变至清洁解控水平。采取暂存方式的核电厂，因存放了大量的废旧通风过滤器而挤占了很多厂房的空间，给厂房管理带来不小的困难。此外，由于这些废物未经过处理和整备，增加了放射性扩散的风险。

自国内放射性废物分类办法颁布以来，核电厂开始关注并积极实施放射性废物最小化分类管理，特别是轻微污染物料清洁解控和VLLW 的管理。但由于目前缺少足够的放射性废物源项数据，包括废物中的关键核素组成及对应的活度浓度水平，VLLW 的分类管理尚处于起步阶段。此外，核电厂产生的废物是暂存一段时间后才会处置，许多废物可能在暂存过程中衰变为解控水平，为核电厂统计现存VLLW 的数量和活度造成了很大的困扰。

针对VLLW 处置，我国虽已明确可在地表填埋设施处置，或在工业固体废物填埋场中处置，但国内目前运行的VLLW 专设填埋场尚不接收核电厂产生的VLLW。

3 VLLW 的优化管理

目前，国内核电厂针对VLLW 的管理主要存在产生和暂存的VLLW 来源、种类、数量和活度尚不明确;缺乏优化管理路径，以实现废物最小化。在借鉴国外VLLW 管理良好技术和实践经验[7-8，13-16] 的基础上，提出适于我国VLLW 优化管理路线。

3. 1 VLLW 的优化管理

以实现减容减量为总目标，通过建立VLLW快速表征和测量技术、针对性的处理处置技术，来推动国内核电厂对VLLW 的优化管理。

VLLW 的优化管理路线如图2 所示，分4 个步骤依次进行：

（1）开展源项分析。通过收集查阅废物管理历史资料，结合现场调查，明确VLLW 的类型、来源、产生量、核素组成和贮存现状。对废物测量和整备的现场作业条件进行调研和分析，设计并提出废物取样和现场测量工作方案。

（2）开展废物的放射性水平表征。放射性水平表征可取样后在实验室进行测量，也可在现场开展测量。在现场测量时，先对废物进行整体测量，以获得废物的表面污染水平、剂量率水平或可能的核素组成，后续根据测量结果，采集“热点”样品，在实验室中检测分析“热点” 样品的关键核素组成及其活度浓度。

（3）依据放射性水平表征结果，对废物进行分类。放射性水平满足《可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度》（GB 27742—2011） 解控限值要求的废物，直接进行清洁解控;放射性水平介于解控限值和解控限值100 倍之间的废物，视为VLLW。

（4）基于再循环再利用的要求，以及经济性和安全性的分析，结合废物特性，确定废物的最终出路。可考虑对VLLW 进行有条件解控，并对相关限值进行研究，满足有条件解控限值的VLLW 进行有条件解控，无法进行有条件解控的VLLW，可进行贮存衰变，或依据《极低水平放射性废物的填埋处置》（GB / T 28178—2011）要求在VLLW 填埋场进行填埋处置，或进行近地表处置。

3. 2 VLLW 的快速分类测量

放射性轻微污染物料的检测方法包括整体测量和采样实验室分析。前者为非破坏性测量，成本低、效率高，当废物中核素组成易测量时，可获得相对合理准确的结果。实验室分析结果更准确，但成本较高。实际需根据测量要求和目标，选择对应的技术和方法，而实践中多采用整体测量和实验室分析相结合的方法。

为实现VLLW 的快速鉴别，将VLLW 分类测量流程分为4 个步骤：

（1）废物特性调查

对废物进行放射性水平测量前，应先收集包括产生时间、所含放射性核素的类型和活度、物理、化学、放射化学和其它特性在内的相关信息。若无法获取相关信息，则遵循步骤（2），反之，遵循步骤（3）。

（2）放射性核素分析

新废物流或遗留废物中的放射性核素通常是未知的，需采样通过放射化学分析鉴定废物流中所含的放射性核素，并通过比例因子法判断难测核素（DTM 核素）的活度浓度[17-19] 、通过核素矢量法判断废物流中除关键核素外的其他核素的活度浓度。需注意：在取样进行放射化学分析前，需设计一个采样程序，以确保所取样品具有一定代表性。

（ 3）理論计算和表面测量

剂量率限值的理论计算如式（1）所示：

L1 = L2 × （d / a） （1）

式中，L1 为剂量率限值，Gy/ h;L2 为废物流中γ 放射性核素的活度浓度限值之和，活度浓度限值应符合国家放射性废物分类和辐射防护标准，Bq/ kg或 Bq/ m3 ;d 为理论计算或实际测量的剂量率值，Gy/ h;a 为γ 核素的理论计算或实际测量总活度浓度，依据步骤（1） 获取的相关信息， 按照ISO16966：2013 中给出的方法进行计算， Bq/ kg 或Bq/ m3 。

表面测量包括表面污染和表面剂量率检测，用于防止放射性测量过程中不必要的污染和辐射暴露，应遵循ISO 7503-1：2016、ISO 7503-2：2016中的程序进行。其中，剂量率分布可用于“热点”识别，剂量率值可用于根据式（1）计算活度浓度与剂量率的比值。

若測量结果>L1 ，将废物分类为低放废物或中高放废物;反之，遵循步骤（4）。

（4）活度测量

采用伽马能谱仪测量废物的总活度或活度浓度，对于均匀性废物，可直接进行测量;对于非均匀性废物，可就地或将其收集在容器中（需考虑容器的屏蔽效果） 进行测量。若活度浓度>L2 ，将废物视为低水平或更高水平的放射性废物;反之，视为VLLW。

3. 3 VLLW 的有条件解控

当解控对象流向的最终目的地及其用途不能预先知晓时，所导出的解控水平属于无条件解控，该类废物最终可能的用途和目的地是再循环、再利用和浅表填埋，也可用于贸易。相反，其流向和用途预先十分清楚，可按特定条件，采用最优方法，权衡社会、环境和经济等方面的利弊，制订解控水平，此时属于有条件解控。

对于有条件解控，可考虑将VLLW 处理后进行再循环或再利用，如低污染废金属经熔炼后，可在核工业内部做屏蔽体或废物包装容器;废混凝土经过粉碎、筛分，骨料可以用来铺路等。还可以考虑对废物进行焚烧，或在工业固体废物填埋场或危险废物填埋场进行填埋处置。

3. 4 VLLW 的填埋处置

对于量大、进行再循环再利用耗费高或没有再利用价值的VLLW （ 如建筑垃圾和污染土壤等），可经简单包装后，集中处置在专设VLLW 填埋场或处置在核设施场址内特建的填埋场中，也可处置在危险废物填埋场或工业废物填埋场中。

对于满足无条件解控的废物，可直接在危险废物填埋场或工业废物填埋场中处置。对于可以有条件解控的废物，在危险废物填埋场或工业废物填埋场中处置时，需要进行填埋处置的限值条件研究或者考虑逐案进行剂量评估。

对于需要在专设的VLLW 填埋场进行填埋的废物，较为现实可行且合规的办法是在国家出台的放射性废物处理处置发展规划里同时考虑留有处置VLLW 的位置与空间，采用在低中放废物处置场规划中划分出一部分区域，用于建设极低放填埋处置区，不仅能解决核电厂VLLW 的处置出路，而且会大大减少处置场的建设成本和放射性废物处置费用。

4 建议

为实现我国VLLW 的优化管理，结合国际已有实践经验和国内现状，对我国VLLW 后续管理工作提出如下建议：

（1）及时开展VLLW 源项分析，梳理不同类型核设施产生VLLW 的源项信息，包括来源、类型、产生量、活度和剂量率水平、核素种类和对应活度浓度等。

（2）建立VLLW 快速分类测量方法，将VLLW废物分离出来，以便进一步处理处置。

（3）开展VLLW 再循环再利用和有条件解控研究，包括VLLW 经处理后进行再循环或再利用的方案及限值条件，对废物进行焚烧的限值条件，以及在工业固体废物填埋场或危险废物填埋场进行填埋处置的限值条件等。

（4）推进VLLW 的处置填埋，包括在工业固体废物填埋场或危险废物填埋场填埋处置的要求，以及申请审批等监管程序的建立。

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