我國核電廠極低放廢物的優化管理研究

張麗　劉建琴　秦翔　高凱　楊松　韓旭　郭喜良

摘 要：隨著國內放射性廢物分類標準的頒布實施，各核電廠運營單位開始關注放射性廢物的分類管理。其中，核電廠運行過程中產生的極低水平放射性廢物，具有放射性水平低、廢物量大的特點，若作為低放廢物管理，不僅增加運行成本，占用核電廠廢物暫存空間，而且會占用處置場的資源，不利于放射性廢物最小化管理。本文分析了國內極低放廢物管理現狀，結合國際極低放廢物管理技術和良好實踐，提出我國極低放廢物的優化管理建議。

關鍵詞：極低放廢物;廢物最小化;優化管理

中圖分類號：TL94 文獻標識碼：A

2016 年，國家核安全局發布的核安全導則《核設施放射性廢物最小化》（HAD 401/ 08—2016）[1]要求“應通過切實可行的設計和管理措施，并與國際最佳實踐相對比，使核設施放射性固體廢物年產生量可合理達到盡量低?！狈派湫詮U物最小化是核工業可持續發展的關鍵因素之一，可減輕核電廠放射性廢物處理處置的負擔，確保人類健康和生態環境良好。

為實現放射性廢物最小化安全管理，國內在不斷完善放射性廢物管理法規標準體系的同時，對中水平和高水平放射性廢物從產生、測量、處理/ 整備和處置的全流程管理給予了較多關注，開展了很多較好的管理實踐[2-4] 。除放射性水平較高廢物外，核電廠運行過程中會產生一些放射性輕微污染物料，如APG 樹脂（蒸發器排污系統）、廢過濾器和含氚廢分子篩（重水堆） 等，此類廢物具有放射性水平較低、廢物量大的特點，如大亞灣核電廠檢修過程產生的塑料、紙質和纖維類等放射性輕微污染物料占廢物總量的91. 1%（質量分數）[5] 。近十年，國內對輕微污染物料的解控減量化管理給予越來越多重視，核電廠和核燃料循環設施開展了大量的輻射測量、解控評估和解控后再循環再利用的工作?！斗派湫詮U物分類》頒布實施之前， 極低水平放射性廢物（ very low levelradioactive waste，簡稱VLLW） 多被當作低放廢物進行管理，增加了核電運行成本和核電廠廢物暫存的壓力?！斗派湫詮U物分類》頒布實施以來，明確了對VLLW 的處置要求， 核電廠開始關注對VLLW 的管理以實現廢物最小化，但由于未及時開展源項分析，對VLLW 未進行分類管理，不利于放射性廢物最小化管理。

本文借鑒國際上對VLLW 的管理經驗，結合國際良好實踐，依據我國核電廠運行產生的VLLW特性，提出VLLW 分類收集、快速鑒別、減容處理及處置、廢物解控的優化管理建議，以完善國內VLLW 管理的相關技術和管理辦法，從而實現放射性廢物的減容減量、安全經濟管理。

1 國外極低放廢物的管理

美國放射性廢物分類中未劃分VLLW 類別，也沒有在法律、法規中對VLLW 進行定義。在美國核管會（NRC）的法規中，VLLW 被稱為“低活度廢物（low-activity waste，簡稱LAW）”，通常被認為是A 類廢物中放射性含量最低的部分，按照美國核管會10 CFR 第61 條中相關規定進行監管，可以處置在其許可的LLW 處置設施中。針對一些對人類或環境可能造成的風險極小的廢物，10CFR 中第20. 2002 條[6] “獲得擬議處置程序批準的方法”為NRC 批準處置該類廢物的替代方案提供了一種方法： 允許通過“ 替代處置” 授權， 將VLLW 處置在危險廢物或當地固體廢物處置設施中。自2000 年以來，NRC 已經批準了幾項采用替代方案進行處置的申請。

法國的放射性廢物分類中，VLLW 是單獨的一類放射性廢物，規定其放射性活度濃度低于100Bq/ g。不同于其他歐洲國家，在法國的管理框架中，任何可能被污染或被活化的物質都應在有相應授權的設施中進行管理。針對可能會產生VLLW 的活動和設施，應對其來源及產生量進行限制;針對已經產生的VLLW，由專門的VLLW 近地表處置設施Cires 進行長期管理;針對金屬廢料，進行分揀、剪切、熔煉和回收再利用于核領域;針對已經產生的且長期未處理的油、樹脂和廢料等VLLW，法國電力公司設立了專門的管制區域進行貯存，以便進一步處置。

德國按照廢物的釋熱情況將放射性廢物分為釋熱廢物和不釋熱廢物兩大類，與IAEA 放射性廢物分類對比可知[7] ：IAEA 劃分的極低放廢物中某些類型已超過德國常規廢物管理的解控水平，須在Konrad 中、低放廢物處置庫進行處置，其余極低放廢物進行處置解控（ 常規填埋）?！遁椛浞雷o法》和修訂的《輻射防護條例》中規定：核設施運行、退役和拆除過程中產生的廢物只要滿足《輻射防護條例》第35 條的無條件解控水平和第36 條附錄4 中規定的有條件解控水平，即可作為非放射性物質進行解控、使用、回收、處置或轉讓給第三方。對《輻射防護條例》中未進行解控規定或未定義解控水平的情況，則應根據《輻射防護條例》第37 條，需視具體情況證明對公眾的有效劑量在10 μSv/ a 以內方可進行解控[8] 。德國對解控材料的管理總結如圖1 所示。

西班牙未把VLLW 劃作新的一類廢物，而是把它作為低放廢物的一個子類。西班牙在埃爾卡博里爾（El Cabril）低、中放廢物處置場附近建造了一個專用的集中處置場，以處置VLLW。

2 國內極低放廢物的管理

2. 1 VLLW 的來源及特性

通過分析國內主要運行核電廠暫存的固體廢物發現，核電廠運行期間的維護和檢修過程產生的VLLW 包括APG 系統產生的廢樹脂、通風過濾器框架和濾芯濾紙，碘吸附器產生的活性炭，污染區使用的塑料布，控制區使用的廢手套/ 襪子、紙帽和白色防壓鞋，控制區域產生的混凝土、廢鋼鐵和廢有色金屬等。以紅沿河核電廠為例，可作為VLLW 考慮的廢物特性如表1 所示。

2. 2 VLLW 監管要求

截至目前，國內放射性廢物法規標準體系已得到逐步完善，涉及VLLW 管理相關的法規標準主要有《放射性廢物分類》《放射性廢物管理規定》（GB 14500—2002） 和《極低水平放射性廢物的填埋處置》（GB / T 28178—2011）。

《放射性廢物分類》[9] 對VLLW 的定義為：廢物中放射性核素活度濃度接近或者略高于豁免水平或解控水平，長壽命放射性核素的活度濃度應當非常有限，僅需采取有限的包容和隔離措施，可以在地表填埋設施處置，或者按照國家固體廢物管理規定，在工業固體廢物填埋場中處置。VLLW的活度濃度下限值為解控水平，上限值一般為解控水平的10～100 倍。

GB 14500—2002[10] 第9. 2. 3 條規定：應盡量把免管廢物、極低放廢物和可再循環、再利用的物料從廢物流中分揀出來，以減少廢物的處理和處置量;第20. 2. 11 條規定：在退役和環境整治中產生的放射性水平很低，但略高于清潔解控水平的大量廢物（又稱極低放廢物），應按審管部門批準的管理限值和實施方案進行處置，但不必送往低、中放廢物處置場處置。

GB / T 28178—2011[11] 規定了VLLW 填埋處置的基本要求，包括處置原則，填埋處置活度濃度指導值，以及專設填埋場的選址、設計、建造要求和填埋場的運行、關閉要求。該標準規定VLLW可以在淺層廢物填埋場進行處置，其所含的人工短壽命放射性核素的活度濃度高于免管水平，但不高于標準中推薦的活度濃度指導值或監管部門認可的活度濃度值。對人工放射性核素活度濃度指導值的推導，是基于確保從填埋操作到場址開放全過程中各照射途徑所致個人有效劑量均低于審定的公眾劑量約束值（取0. 1 mSv/ a）的要求。

2. 3 VLLW 管理現狀

多年來，核電廠對于一些放射性水平很低的廢物一直無法給出分類與處理方法，要么直接將其作為低中放廢物處理，要么暫存在核電廠內，等待其放射性衰變至清潔解控水平。采取暫存方式的核電廠，因存放了大量的廢舊通風過濾器而擠占了很多廠房的空間，給廠房管理帶來不小的困難。此外，由于這些廢物未經過處理和整備，增加了放射性擴散的風險。

自國內放射性廢物分類辦法頒布以來，核電廠開始關注并積極實施放射性廢物最小化分類管理，特別是輕微污染物料清潔解控和VLLW 的管理。但由于目前缺少足夠的放射性廢物源項數據，包括廢物中的關鍵核素組成及對應的活度濃度水平，VLLW 的分類管理尚處于起步階段。此外，核電廠產生的廢物是暫存一段時間后才會處置，許多廢物可能在暫存過程中衰變為解控水平，為核電廠統計現存VLLW 的數量和活度造成了很大的困擾。

針對VLLW 處置，我國雖已明確可在地表填埋設施處置，或在工業固體廢物填埋場中處置，但國內目前運行的VLLW 專設填埋場尚不接收核電廠產生的VLLW。

3 VLLW 的優化管理

目前，國內核電廠針對VLLW 的管理主要存在產生和暫存的VLLW 來源、種類、數量和活度尚不明確;缺乏優化管理路徑，以實現廢物最小化。在借鑒國外VLLW 管理良好技術和實踐經驗[7-8，13-16] 的基礎上，提出適于我國VLLW 優化管理路線。

3. 1 VLLW 的優化管理

以實現減容減量為總目標，通過建立VLLW快速表征和測量技術、針對性的處理處置技術，來推動國內核電廠對VLLW 的優化管理。

VLLW 的優化管理路線如圖2 所示，分4 個步驟依次進行：

（1）開展源項分析。通過收集查閱廢物管理歷史資料，結合現場調查，明確VLLW 的類型、來源、產生量、核素組成和貯存現狀。對廢物測量和整備的現場作業條件進行調研和分析，設計并提出廢物取樣和現場測量工作方案。

（2）開展廢物的放射性水平表征。放射性水平表征可取樣后在實驗室進行測量，也可在現場開展測量。在現場測量時，先對廢物進行整體測量，以獲得廢物的表面污染水平、劑量率水平或可能的核素組成，后續根據測量結果，采集“熱點”樣品，在實驗室中檢測分析“熱點” 樣品的關鍵核素組成及其活度濃度。

（3）依據放射性水平表征結果，對廢物進行分類。放射性水平滿足《可免于輻射防護監管的物料中放射性核素活度濃度》（GB 27742—2011） 解控限值要求的廢物，直接進行清潔解控;放射性水平介于解控限值和解控限值100 倍之間的廢物，視為VLLW。

（4）基于再循環再利用的要求，以及經濟性和安全性的分析，結合廢物特性，確定廢物的最終出路?？煽紤]對VLLW 進行有條件解控，并對相關限值進行研究，滿足有條件解控限值的VLLW 進行有條件解控，無法進行有條件解控的VLLW，可進行貯存衰變，或依據《極低水平放射性廢物的填埋處置》（GB / T 28178—2011）要求在VLLW 填埋場進行填埋處置，或進行近地表處置。

3. 2 VLLW 的快速分類測量

放射性輕微污染物料的檢測方法包括整體測量和采樣實驗室分析。前者為非破壞性測量，成本低、效率高，當廢物中核素組成易測量時，可獲得相對合理準確的結果。實驗室分析結果更準確，但成本較高。實際需根據測量要求和目標，選擇對應的技術和方法，而實踐中多采用整體測量和實驗室分析相結合的方法。

為實現VLLW 的快速鑒別，將VLLW 分類測量流程分為4 個步驟：

（1）廢物特性調查

對廢物進行放射性水平測量前，應先收集包括產生時間、所含放射性核素的類型和活度、物理、化學、放射化學和其它特性在內的相關信息。若無法獲取相關信息，則遵循步驟（2），反之，遵循步驟（3）。

（2）放射性核素分析

新廢物流或遺留廢物中的放射性核素通常是未知的，需采樣通過放射化學分析鑒定廢物流中所含的放射性核素，并通過比例因子法判斷難測核素（DTM 核素）的活度濃度[17-19] 、通過核素矢量法判斷廢物流中除關鍵核素外的其他核素的活度濃度。需注意：在取樣進行放射化學分析前，需設計一個采樣程序，以確保所取樣品具有一定代表性。

（ 3）理論計算和表面測量

劑量率限值的理論計算如式（1）所示：

L1 = L2 × （d / a） （1）

式中，L1 為劑量率限值，Gy/ h;L2 為廢物流中γ 放射性核素的活度濃度限值之和，活度濃度限值應符合國家放射性廢物分類和輻射防護標準，Bq/ kg或 Bq/ m3 ;d 為理論計算或實際測量的劑量率值，Gy/ h;a 為γ 核素的理論計算或實際測量總活度濃度，依據步驟（1） 獲取的相關信息， 按照ISO16966：2013 中給出的方法進行計算， Bq/ kg 或Bq/ m3 。

表面測量包括表面污染和表面劑量率檢測，用于防止放射性測量過程中不必要的污染和輻射暴露，應遵循ISO 7503-1：2016、ISO 7503-2：2016中的程序進行。其中，劑量率分布可用于“熱點”識別，劑量率值可用于根據式（1）計算活度濃度與劑量率的比值。

若測量結果>L1 ，將廢物分類為低放廢物或中高放廢物;反之，遵循步驟（4）。

（4）活度測量

采用伽馬能譜儀測量廢物的總活度或活度濃度，對于均勻性廢物，可直接進行測量;對于非均勻性廢物，可就地或將其收集在容器中（需考慮容器的屏蔽效果） 進行測量。若活度濃度>L2 ，將廢物視為低水平或更高水平的放射性廢物;反之，視為VLLW。

3. 3 VLLW 的有條件解控

當解控對象流向的最終目的地及其用途不能預先知曉時，所導出的解控水平屬于無條件解控，該類廢物最終可能的用途和目的地是再循環、再利用和淺表填埋，也可用于貿易。相反，其流向和用途預先十分清楚，可按特定條件，采用最優方法，權衡社會、環境和經濟等方面的利弊，制訂解控水平，此時屬于有條件解控。

對于有條件解控，可考慮將VLLW 處理后進行再循環或再利用，如低污染廢金屬經熔煉后，可在核工業內部做屏蔽體或廢物包裝容器;廢混凝土經過粉碎、篩分，骨料可以用來鋪路等。還可以考慮對廢物進行焚燒，或在工業固體廢物填埋場或危險廢物填埋場進行填埋處置。

3. 4 VLLW 的填埋處置

對于量大、進行再循環再利用耗費高或沒有再利用價值的VLLW （ 如建筑垃圾和污染土壤等），可經簡單包裝后，集中處置在專設VLLW 填埋場或處置在核設施場址內特建的填埋場中，也可處置在危險廢物填埋場或工業廢物填埋場中。

對于滿足無條件解控的廢物，可直接在危險廢物填埋場或工業廢物填埋場中處置。對于可以有條件解控的廢物，在危險廢物填埋場或工業廢物填埋場中處置時，需要進行填埋處置的限值條件研究或者考慮逐案進行劑量評估。

對于需要在專設的VLLW 填埋場進行填埋的廢物，較為現實可行且合規的辦法是在國家出臺的放射性廢物處理處置發展規劃里同時考慮留有處置VLLW 的位置與空間，采用在低中放廢物處置場規劃中劃分出一部分區域，用于建設極低放填埋處置區，不僅能解決核電廠VLLW 的處置出路，而且會大大減少處置場的建設成本和放射性廢物處置費用。

4 建議

為實現我國VLLW 的優化管理，結合國際已有實踐經驗和國內現狀，對我國VLLW 后續管理工作提出如下建議：

（1）及時開展VLLW 源項分析，梳理不同類型核設施產生VLLW 的源項信息，包括來源、類型、產生量、活度和劑量率水平、核素種類和對應活度濃度等。

（2）建立VLLW 快速分類測量方法，將VLLW廢物分離出來，以便進一步處理處置。

（3）開展VLLW 再循環再利用和有條件解控研究，包括VLLW 經處理后進行再循環或再利用的方案及限值條件，對廢物進行焚燒的限值條件，以及在工業固體廢物填埋場或危險廢物填埋場進行填埋處置的限值條件等。

（4）推進VLLW 的處置填埋，包括在工業固體廢物填埋場或危險廢物填埋場填埋處置的要求，以及申請審批等監管程序的建立。

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