我國核電廠放射性廢物管理進展及挑戰

葉奇蓁，張志銀

（1.中國核工業集團公司，北京 100822；2.中國核電工程有限公司，北京 100840）

1 我國核電廠放射性廢物管理現狀

核電廠放射性廢物管理包括與廢物產生、預處理、處理、整備、貯存、運輸、處置和退役相關的各項行政與技術活動，是從廢物產生到處置的全過程管理。放射性廢物安全是核與輻射安全的重要組成部分。

1.1 運行核電廠放射性廢物管理

我國目前已有11臺運行的核電機組，其中秦山核電廠和秦山第二核電廠的放射性廢物管理系統由中方自主設計和建造，大亞灣核電站、嶺澳核電站、秦山第三核電廠、田灣核電站的放射性廢物管理系統由國外公司負責設計和建造。根據我國環保法規的要求，這些運行核電廠都配備了相對完善的放射性廢物管理設施，以確保能及時收集、處理、監測和排放（或貯存）核電廠正常運行和預期運行事件時產生的放射性廢氣、廢液和固體廢物。我國運行核電廠均按照環保設施“三同時”的要求，配備了相對完善的放射性廢物管理設施。運行數據顯示，核電廠放射性三廢的實際產生量及其對環境的影響遠低于審管部門批準的限值，證明核能是一種高效的清潔能源。放射性廢物管理設施對核電廠廢物安全、輻射安全和環境安全起著重要作用。

壓水堆核電廠一般將放射性廢液分為工藝排水、地面排水和化學排水。化學排水主要采用蒸發處理工藝，地面排水主要采用過濾處理工藝，工藝排水主要采用過濾和除鹽處理工藝。秦山核電廠和秦山第二核電廠廢液處理系統采用自然循環蒸發裝置（去污因子為103）。大亞灣核電站和嶺澳核電站采用強制循環蒸發裝置（去污因子為103）。田灣核電站對于工藝廢水、化學廢水、放射性活度濃度較高的地面排水和洗滌廢水先采用兩段蒸發處理，蒸餾液再經兩級離子交換器除鹽處理后監測排放，蒸發裝置的去污因子達105。

含氫放射性廢氣包括兩種處理工藝：一種是加壓貯存衰變，如秦山核電廠、秦山第二核電廠、大亞灣核電站和嶺澳核電站；另一種是活性炭延遲衰變，如田灣核電站含氫放射性廢氣的處理。對于含氧廢氣，一般采用活性炭吸附和高效過濾處理工藝。

對于濕廢物我國運行核電廠一般都采用水泥固化處理工藝，秦山核電廠設有一條桶內攪拌水泥固化線固化蒸發濃縮液，廢樹脂暫存在廢樹脂貯槽中待進一步處理。田灣核電站一期工程每臺機組設有一條桶內攪拌水泥固化裝置固化蒸殘液和廢樹脂。秦山第二核電廠、大亞灣核電站、嶺澳核電站每兩臺機組設有一套水泥固化裝置固化濃縮液、廢樹脂，固定廢液過濾器芯。干廢物一般采用壓實（包括初級壓實和超級壓實）的處理工藝。

運行核電廠采取一列管理措施，減少了放射性廢物產生量，如加強人員培訓，提高安全文化水平和廢物最小化意識，保障機組安全穩定運行；設立專門放射性廢物管理機構；嚴格規范大修管理，對檢修廢物嚴格分類等。同時注重開展廢物管理系統技術改造，如大亞灣核電站采用一個容器固定多個濾芯，采用優化的特種水泥固化配方；秦山核電廠改進水泥固化線攪拌槳，提高固化體性能和填充率等。此外通過加強電廠間的技術交流，共享放射性廢物管理經驗，提高了環保設施管理水平，見表1至表3。

1.2 二代改進型核電廠放射性廢物管理

目前我國正在批量建設二代改進型核電廠，如嶺澳核電站3、4號機組、福清核電廠、方家山核電廠等，這些核電廠遵循國家核安全局二代改進型核電廠審評原則，對于放射性廢物管理系統采取了一系列改進措施，如：

（1）固體廢物處理系統采用桶外攪拌水泥固化工藝，用400 L鋼桶作為濕廢物包裝容器，提高了包裝容器的體積利用率。

（2）采用改進的水泥固化配方，在保證固化體性能的同時，廢物的體積包容率提高到40%以上。

（3）進行110mAg污染治理，將與一回路反應堆冷卻劑接觸設備、管道連接用墊片改為不含銀墊片，將含110mAg的廢液由離子交換處理改為暫存衰變后蒸發處理。

（4）新建核電廠址一般都建設廠址共用的廢物處理廠房（QS），用于處理該廠址所有機組產生的放射性固體廢物，設置干廢物超級壓實裝置，提高了資源利用率，見圖1。

通過上述改進，目前國產二代改進型核電廠單臺機組放射性固體廢物包預期年產生量在55～57 m3，接近美國核電廠用戶要求文件（URD）推薦的管理目標值。

1.3 第三代核電廠放射性廢物管理

根據國家核電自主化安排，浙江三門核電廠、山東海陽核電廠及廣東臺山核電廠采用引進的第三代壓水堆建造，其中浙江三門核電廠和山東海陽核電廠采用AP1000第三代核電技術，廣東臺山核電廠采用EPR第三代核電技術。

表1 我國運行核電廠放射性廢物處理工藝Table 1 Radioactive waste treatment techniques for operating nuclear power plants in China

表2 大亞灣、嶺澳核電站及秦山第二核電廠單臺機組2004—2008年放射性固體廢物產生量Table 2 Radioactive solid waste production from a single unit in Daya Bay, Ling'ao and Qinshan II from 2004—2008單位：m3

表3 國內外運行核電廠單臺機組放射性固體廢物包產生體積比較Table 3 Comparison of solid radioactive waste package volume from a single unit of operating nuclear power plants at home and abroad 單位：m3/a

浙江三門核電廠含氫放射性廢氣采用活性炭延遲衰變處理工藝。放射性廢液主要采用深床過濾和離子交換處理工藝。對于0.25%燃料破損率時產生的廢液采用移動式處理裝置進行處理，該裝置基于活性炭過濾、反滲透和離子交換的處理工藝。三門核電廠設置了廠址廢物處理設施（SRTF），用于處理核電廠所有機組產生的放射性固體廢物，SRTF包括干、濕廢物處理裝置、移動式廢液處理裝置、放射性洗衣房和固體廢物暫存庫，其中廢樹脂采用靜態熱壓處理工藝，廢物減容比為3，化學廢液采用桶內干燥、壓實的減容處理工藝，廢物餅裝入200 L鋼桶水泥固定,見圖2。

廣東臺山核電廠對于放射性活度濃度較高的廢液，采用蒸發處理工藝，該蒸發裝置采用壓縮蒸汽強制循環蒸發器，節約能源，蒸發器的去污系數較高。對于放射性活度濃度較低的地面排水和洗滌廢液，采用離心分離設備去除懸浮顆粒，見表4。

1.4 放射性廢物管理法規、標準

目前部分放射性廢物管理法規、規范制定或修訂工作取得積極進展，如《放射性廢物管理條例》、《壓水堆核電廠放射性固體廢物處理系統技術規定》、《壓水堆核電廠放射性廢液處理系統技術規定》、《壓水堆核電廠放射性廢氣處理系統技術規定》、《核電廠放射性液態流出物排放技術要求》等法規標準正在制定或修訂。

1.5 核電廠放射性廢物管理科研

我國核電廠放射性廢物管理相關的科研取得一定進展，如清華大學與核電秦山聯營有限公司開展的廢樹脂水泥固化配方研究，中國核電工程公司自主研發的桶外攪拌水泥固化裝置等。放射性廢物最小化是放射性廢物管理的重要原則，核設施主管部門和核安全監管部門都非常重視。2009年初，國防工業局下達了放射性廢物最小化戰略和頂層設計研究項目，該項目得到環境保護部、中國核工業集團公司等單位支持。中國核電工程公司承擔了核電站廢物最小化研究和低中放廢液最小化研究項目，參與研究單位有大亞灣核電運行管理有限公司、中國輻射防護研究院等，協作研究單位有國內各運行核電廠，這種產學研聯合研究模式值得推廣。

2 核電廠放射性廢物管理面臨的挑戰

表4 國內新建核電廠單臺機組放射性固體廢物包預期產生體積比較Table 4 Comparison of anticipated radioactive solid waste package production volume from a single unit of new nuclear power plants in China單位：m3/a

雖然我國核電廠放射性廢物管理取得積極進展，但與國外先進水平仍有不小的差距，主要表現如下。

2.1 法規標準不完善，缺乏強制約束力和可操作性

放射性廢物管理政策研究不到位，法規體系仍不完善，一些放射性廢物管理相關的標準已實施十幾年，遠不能適應當今核電快速發展的需要，亟須修訂。由于種種原因，標準的修訂周期過長，且編制費用過低，雖然標準編制人員付出了大量辛勤的勞動，卻收益很少甚至要倒貼研究經費。在我國改進型二代核電廠審評原則中，對于放射性廢物最小化僅提出原則性要求，缺乏具有約束力的具體技術指標。另外亟須制定一些指導放射性廢物管理實踐的導則，如《核電站廢物最小化導則》等。

2.2 管理體制不完善

我國核電已進入快速發展階段，有關部門正在研究將2020年我國核電運行裝機容量由4 000萬千瓦提高到7 000萬千瓦，相當于70個100萬千瓦的核電機組。若每臺機組廢物包量為45～70 m3/a，則每年產生放射性固體廢物包產生總量為3 150～4 900 m3。而我國低、中水平放射性固體廢物處置場的建設和運營明顯滯后于核電的發展，至今尚未明確處置場建設規劃、處置場運營機制和收費標準。各大電力集團都在積極推進核電廠建設，地方政府對核電廠的建設給予大力支持，但對在本地區建設低、中水平放射性固體廢物處置場卻表現不積極或表示明確反對。究其原因，是對于主管部門、審管部門、地方政府及核電廠業主應承擔的放射性廢物處置的責任和義務落實不到位，缺乏有效問責機制，致使中低水平放射性固體廢物處置的規劃和建設進展緩慢。

2.3 缺乏放射性廢物管理技術創新機制

我國從20世紀70年代后期開始建設核電廠，廢物處理系統一直采用傳統的處理技術，即使確定采用新的廢物處理工藝，相關技術和設備基本需要從國外引進。我國核電廠廢物處理所用的超級壓實機都是從國外進口，三門核電廠廠址廢物處理設施擬采用的廢物處理關鍵技術，如移動式廢液處理設施、廢樹脂熱壓裝置、濃縮液干燥裝置等都是采用進口設備，國內只是配套輔助設施，這主要是由于國內放射性廢物處理技術的儲備和新技術研發投入嚴重不足。由于缺少研究經費，科研單位無法根據核電站廢物處理需求開展專項研究。迫于核電廠建設進度的要求和國家審管部門壓力，核電廠建設單位或總承包單位只能翻版老的工藝或從國外采購成套工藝設備。

為更好地保護環境，即將頒布的國家標準GB 6249《核動力廠環境輻射防護規定》對放射性液態流出物提出更嚴格的排放要求：對于濱海廠址，槽式排放出口處的放射性流出物中除H-3和C-14外其他放射性核素濃度不宜超過1 000 Bq/L；對于內陸廠址，槽式排放出口處的放射性流出物中除H-3和C-14外其他放射性核素濃度不宜超過100 Bq/L。國家相關部門已明確，內陸核電廠采用第三代先進壓水堆技術，但其參考電廠現有的廢液處理工藝卻難以滿足內陸核電廠液態流出物排放要求，必須改進廢液處理工藝。另外由于大部分內陸核電廠廠址周圍水體稀釋條件差，需要設置大容量液態流出物監測槽和廢液應急貯槽，當廢液處理系統出現異常或環境水體稀釋流量不足時，確保廢液的暫存和處理，使液態流出物滿足排放要求。因此開展內陸核電廠廢液處理和排放技術研究顯得尤為迫切。

3 加強核電廠放射性廢物管理的應對措施

隨著我國核電的快速發展，我國核電廠放射性廢物管理取得了積極進展，但與國外核電廠仍有不小的差距，需要采取綜合應對措施。

3.1 進一步完善法規標準

應加強放射性廢物管理政策研究，理清放射性廢物管理標準體系，加快標準、規范制定進程，盡早出臺《放射性廢物管理條例》，提高標準編制的經費標準，盡快制定一系列放射性廢物設計和運行管理方面的導則，明確運行核電廠和新建核電廠放射性廢物最小化的目標值，對核電廠營運單位實行廢物最小化目標責任制，并制定相應的獎懲政策。

3.2 完善放射性廢物管理體制

進一步明確主管部門、審管部門、地方政府和營運單位承擔的放射性廢物管理的責任和義務，建立和完善管理部門問責機制。盡快出臺低、中水平放射性固體廢物處置場建設規劃，確定處置場的運營管理機制和廢物處置的經濟補償機制，在處置場收費中除應考慮建造成本、運行成本和關閉后維護成本外，可借鑒美國低放廢物處置場收費辦法，增加對處置場所在地區的經濟補償。通過理順管理體制、政策鼓勵等措施積極、有效地推動低、中水平放射性廢物處置場的建設。

3.3 加強群堆核電廠放射性廢物管理

運行核電廠通過強化運行管理，放射性固體廢物產生量有所下降，但在現有技術基礎上已很難再大幅度降低廢物包的產生量，建議對現有廢物處理設施進行技術改進，如改造水泥固化線，采用鋼桶作為固化物包裝容器等。目前秦山核電基地和大亞灣核電基地已建成多臺機組，建議借鑒國外放射性廢物管理經驗（如采用焚燒、超級壓實等技術）建設核電基地廢物處理中心。核電廠被放射性污染的廢金屬逐漸增多，可借鑒美國、法國核電廠的運行經驗，規劃建設區域性的廢舊金屬熔煉設施，實現廢舊金屬的循環利用。對于新建群堆核電廠址，宜在首期工程建設期間規劃建設廠址廢物處理中心。

3.4 鼓勵技術創新和產學研結合

技術創新是放射性廢物管理技術發展的生命力，沒有創新就會永遠停留在翻版階段。建議國家相關部門組織設計研究單位、工程公司和核電廠業主開展核電廠放射性廢物處理關鍵技術（如內陸核電廠放射性廢液處理和排放技術、移動式處理裝置、廢樹脂濕法氧化技術等）聯合攻關，同時對核電廠放射性廢物處理關鍵新技術研究給予優惠政策，鼓勵建設核電廠先進廢物處理設施示范工程，加大放射性廢物處理技術和管理經驗推廣力度。