長壽命低中放廢物處置策略研究

魏方欣

（環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

目前許多國家已經通過建造和運行近地表處置場解決了短壽命低中放廢物的最終管理問題。但如何安全處置長壽命低中放廢物（含大量半衰期大于1 000年的放射性核素的低、中水平放射性廢物）和高放廢物依然存在問題，一個共識是乏燃料、高放廢物和大量的長壽命低中放廢物應在具有一定深度的穩定地質環境中處置，包括近地表處置、中等深度處置和深地質處置等。將放射性廢物根據處置方式進行分類是簡單的，但是當針對特定的長壽命低中放廢物選擇適宜的處置策略時，安全目標和安全分析方法的選擇顯得極為重要，而如何在保證處置設施和場址長期安全的基礎上選擇經濟上和工程上可行的處置方式也是目前面臨的難題之一。通過調研分析長壽命低中放廢物的來源和典型特征，探討處置方式的選擇方法和應關注的問題，并在此基礎上提出開發長壽命低中放廢物處置安全目標和安全分析方法的建議，并建議開展中等深度處置可行性和安全要求的研究。

1 長壽命低中放廢物的來源和典型特征

長壽命低中放廢物主要來自于核燃料循環（核燃料生產與后處理、反應堆運行和退役）、核科學與核技術的研究、醫學和工業應用等活動［1］，如表1所示。某些國家也將導致天然放射性水平增加的人為活動（NORM或TENORM）產生的放射性廢物和鈾礦冶廢物劃分為長壽命低中放廢物，這些廢物的典型特點是體積極大。長壽命低中放廢物中通常含有的長壽命放射性核素及其放射性特征如表2所示。

表1 低中放長壽命放射性廢物的來源和典型特征

表2 某些關鍵的長壽命放射性核素及其特征

2 長壽命低中放廢物的處置方式及其選擇方法

長壽命低中放廢物的處置方式通常取決于廢物中所含長壽命放射性核素的活度水平。國際上考慮的處置方式主要包括近地表處置、中等深度地質處置和深地質處置［1］。

（1）近地表處置。近地表處置設施一般距地表30米以內，其對可接收放射性廢物中所含長壽命放射性核素的類型、活度濃度水平和數量等特征限制較大［2］，一些國家采用400 Bq／g作為單個廢物包中長壽命α核素活度濃度的的平均限值（天然核素可以達到4 000 Bq／g），長壽命β核素的平均限值可達到幾萬Bq／g。美國核管會（NRC）規定近地表處置設施可接收的半衰期大于5年的α超鈾核素活度濃度的上限值為3.7×103Bq／g［3］。日本規定近地表處置設施可接收α核素的上限為1×104Bq／g。法國規定近地表處置的廢物中，單個廢物包內α核素應小于3.7×103Bq／g，在整個處置場中，所有廢物包中平均的α核素含量應低于3.7×102Bq／g，目前法國核安全局正研究開發利用位于深度約為15 m的低滲透性粘土或泥灰巖體中的地下處置設施處置含鐳廢物和石墨廢物［4］。比利時擬將奧倫地表處置場作為極低比活度水平含鐳廢物的長期管理方案（估計平均值低于10 Bq／g），預計體積相對較大（大約1×105m3）。

（2）中等深度處置。日本核燃料有限公司（JNFL）已針對低放廢物中等深度處置建造了驗證巖體穩定性的試驗洞穴和研究開挖擾動帶性能的巷道（Rokkasho村）。美國已建成并運行超鈾廢物中等深度地質處置庫（WIPP），并以豎井筒倉的形式在內華達試驗場處置被超鈾核素污染的長壽命廢物。國際上已運行的中等深度處置設施還包括瑞典的福斯馬克處置庫和芬蘭的奧爾基洛托洛維薩處置庫，處置的廢物包括短壽命低中放廢物和長壽命放射性廢物，已經許可的設施包括德國的Konrad處置場，德國的Asse和Morsleben處置場處于退役狀態。另外，鉆孔處置也作為一種中等深度處置方式用于處置廢密封源等體積較小的廢物。

（3）深地質處置。德國對幾乎所有的放射性廢物實施深地質處置。英國政府也將深地質處置作為未來放射性廢物處置的方向，目的是為英國的中放廢物和某些低放廢物的長期管理提供統一的方案，同時將此類設施最終關閉的決定權留給未來人類。比利時擬對長壽命低中放廢物實施深地質處置，并選擇粘土巖（Boom粘土巖）評價處置系統的安全性。

由于深地質處置庫的建造所需費用高昂，因此對于長壽命低中放廢物，可選擇的處置方式主要是近地表處置（處置深度一般為30 m）和中等深度處置（地下深度一般為50～500 m）。將放射性廢物按處置方式分為兩類是簡單的，但對于特定的放射性廢物，確定最適宜的處置方式需要從安全性、工程可行性和經濟性等方面進行全面的安全分析和代價利益分析。在處置策略的選擇中考慮的最重要因素是當前的處置策略能否滿足規定的安全目標。近地表處置設施能夠滿足安全監護期以內的安全目標，保證低中放廢物的安全。而在安全監護期結束之后，長壽命低中放廢物中長壽命放射性核素的活度水平與初始狀態近乎相同，其安全性取決于處置設施和場址的安全性能的持久性。由此，本文認為處置設施的持久性，即工程屏障的耐久性和天然屏障的穩定性是判定長壽命低中放廢物處置策略適宜性的基礎。

3 長壽命低中放廢物處置的政策建議

從監管角度，影響處置策略選擇的因素主要包括安全目標和處置系統所能提供的安全水平。前者包括對人員（包括職業人員、公眾和無意闖入者）安全和處置系統安全性能的要求；后者主要取決于采用的安全分析方法，包括性能評價、景象分析方法等方面。

3.1 安全目標的確定

安全目標是評價處置方式適宜性和確定長壽命核素的可接受水平的基礎。我國對近地表處置設定的安全目標值設為0.25 mSv／a，為保證處置設施安全水平的統一，建議長壽命低中放廢物處置的安全目標值為0.25 mSv／a。

由于長時間尺度上對未來處置系統、地質環境、生物圈和人類行為預測的不確定性，應對長壽命低中放廢物處置設定分時間階段的安全目標值。在關閉后1 000年的時期內制定定量的劑量約束值，在關閉后1 000年之后的更遙遠時期應用風險、核素濃度等約束值。應單獨考慮人類闖入者的防護，單次受照劑量低于5 mSv，長期受照情況下不超過1 mSv／a。

3.2 安全分析

安全分析的結果是判定處置設施能否提供足夠安全水平的依據，而如何保證分析結果的可信度是其中的關鍵問題。首先，安全分析時間一般應涵蓋劑量峰值出現的時刻。美國NRC在對近地表處置設施許可導則（10 CFR61）的修訂過程中建議評價時間為2萬年，且應涵蓋劑量峰值（NRC也認為大多數在1萬年能夠滿足性能目標的場址、廢物體和處置設計也能在更長時間尺度上繼續滿足性能目標［3］）。其次，長壽命低中放廢物處置安全分析應對工程屏障的耐久性和天然屏障的長期穩定性給予更多關注。長壽命低中放廢物的放射性危害比一般的中低放廢物持久，在極長時間尺度上的活度水平近乎等同甚至大于初始的活度水平。提高從短期的觀測結果推斷長時間尺度上處置設施安全性能的能力有助于建立對安全分析結果的信心［5］。最后，選擇科學的景象分析方法、確保處置系統及其外部環境中的特征、事件和過程（FEPs）在極長時間尺度上的完備性和充分性是減少安全分析結果不確定性的重要途徑之一。根據國際上的實踐經驗，構建FEPs清單是一個有益的方向。

一般地講，利用近地表處置設施處置含有一定濃度長壽命核素的低中放廢物是可以接受的，但場址應具有穩定的地質條件、干燥的氣候，以及對耐久性有嚴格要求的工程屏障，可以將最終釋放到處置系統之外的放射性核素限制到可接受的釋放速率和數量之內［1］。因此，從安全性和經濟性考慮，中等深度處置是長壽命低中放廢物的一種潛在的處置策略。目前我國的法規要求對低中放廢物實施近地表處置，而國內也缺少對中等深度處置的深入研究，建議根據合理的安全目標和科學的安全分析方法研究開發中等深度處置技術和工程設施的耐久性與安全要求。

［1］IAEA.Disposal Approaches for Long Lived Low and Intermediate Level Radioactive Waste［R］.Viena：IAEA，2009.

［2］IAEA.Derivation of Activity Limits for the Disposal of Radioactive Waste in Near Surface Disposal Facilities［R］.Viena：IAEA，2003.

［3］NRC.Site Specific Analysis for Demonstrating Compliance with subpart C Performance Objectives，preliminary proposed rule language［R］.Washington：NRC，2011.

［4］GREVOZ A.“Disposal options for low－level long lived waste in France”，Disposal of Low Activity Radioactive Waste（Proc.Int.Symp.Cordoba，Spain，2004）［C］.Viena：IAEA，2005.

［5］IAEA.Extrapolation of Short Term Observations to Time Periods Relevant to the Isolation of Long Lived Radioactive Waste［R］.Viena：IAEA，2000.