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    核電廠放射性廢物管理策略研究

    2022-03-07 05:57:30任麗麗姚振宇
    核安全 2022年1期
    關(guān)鍵詞:活度核電廠廢物

    張 根,熊 驍,任麗麗,趙 木,姚振宇,周 進(jìn)

    (1. 中核第四研究設(shè)計(jì)工程有限公司,石家莊 050021; 2. 中核環(huán)保工程設(shè)計(jì)研究有限公司,北京 100089; 3. 生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心,北京 100082)

    國(guó)際核電發(fā)展?fàn)顩r統(tǒng)計(jì)結(jié)果顯示:核電在世界所有能源總發(fā)電量中占比約為11%[1];截至2019年年底,我國(guó)核能供應(yīng)僅占總發(fā)電量的4.88%[2],截至2021年4月,我國(guó)大陸地區(qū)在運(yùn)運(yùn)行機(jī)組共計(jì)49臺(tái),總裝機(jī)運(yùn)行容量共計(jì)51027 MW,我國(guó)核電還有很大的發(fā)展空間。

    核能的開(kāi)發(fā)利用給人類帶來(lái)巨大利益的同時(shí),也產(chǎn)生了對(duì)人類健康和環(huán)境有負(fù)面影響的放射性廢物[3]。按每百萬(wàn)千瓦核電機(jī)組每年產(chǎn)生廢物包體積為50 m3保守估算,我國(guó)現(xiàn)階段每年產(chǎn)生放射性廢物包體積為2551 m3。

    在運(yùn)行及維護(hù)過(guò)程中,核電廠往往面臨積存的低中放固體廢物的體積和存放時(shí)間分別超出暫存庫(kù)設(shè)計(jì)容量和存儲(chǔ)時(shí)間限值的困境,這些廢物絕大部分為極低放廢物[4]??紤]到核電廠現(xiàn)有放射性廢物的不斷積累,以及后續(xù)中國(guó)大陸內(nèi)核電廠規(guī)模的不斷擴(kuò)大,為進(jìn)一步優(yōu)化核電廠放射性廢物管理,緩解核電廢物的輻射安全隱患,本文對(duì)核電廠放射性廢物的管理現(xiàn)狀及問(wèn)題進(jìn)行了分析,提出了相應(yīng)解決思路并形成管理策略綜合路徑圖,為核電主管部門在核電廢物的監(jiān)督管理上提供參考和建議。

    1 放射性廢物管理的法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求

    1.1 國(guó)外放射性廢物管理要求

    1.1.1 核電廢物處理方面

    《排除、豁免和解控概念的適用》(IAEARS-G-1.7)對(duì)核電廠放射性廢物管理的范圍界定具有重要的指導(dǎo)意義:可以從源頭上減少需要處理、處置的物項(xiàng)?!芭懦敝饕槍?duì)天然放射性核素照射場(chǎng)景,文件認(rèn)為,這些核素活度濃度引起的個(gè)人劑量,不算來(lái)自氡析出的貢獻(xiàn),一年之內(nèi)不大可能超過(guò)1 mSv,并由此反推出40K的活度濃度不超過(guò)10 Bq·g-1,其他天然放射性核素活度濃度不超過(guò)1 Bq·g-1。文件認(rèn)為,個(gè)人年有效劑量小于等于10 μSv,考慮附加準(zhǔn)則條件下低概率事件引起的年有效劑量應(yīng)當(dāng)不超過(guò)1 mSv,皮膚的年當(dāng)量劑量標(biāo)準(zhǔn)50 mSv,由此推導(dǎo)出人工放射性核素“豁免與解”控嘗試限值。放射性廢物解控過(guò)程中,污染活度應(yīng)低于豁免活度水平,且解控需要監(jiān)管機(jī)構(gòu)進(jìn)一步考慮決定。

    《放射性廢物的處置前管理》(IAEA-GSR Part 5),針對(duì)放射性廢物處置前管理的責(zé)任、步驟、設(shè)施的建設(shè)和運(yùn)行過(guò)程共制定了22點(diǎn)要求,涵蓋了放射性氣、液、固三種廢物的產(chǎn)生、控制、表征、分類和加工處理等方面;《核電廠與研究堆放射性廢物處置前管理》(IAEA-SSG-40)則是在GSR Part5的基本要求上,針對(duì)核電廠與研究堆的各項(xiàng)基本要求做出了詳細(xì)說(shuō)明。

    1.1.2 核電廢物優(yōu)化管理及技術(shù)改進(jìn)方面

    “Radioactive waste management status and trends”(IAEA-WMDB-ST-1)認(rèn)為,在爭(zhēng)取實(shí)現(xiàn)放射性廢物活度和體積最小化目標(biāo)的同時(shí)也應(yīng)考慮行政管理和技術(shù)安全等因素。核電設(shè)計(jì)前期,考慮抗腐蝕及不易被活化材料選擇、少更換少維修設(shè)備選擇,以及成熟穩(wěn)定技術(shù)選擇因素;管理上,建立廢物追蹤系統(tǒng),對(duì)廢物的類型、總量、活度和特性進(jìn)行量化;建立廢物分類和廢物流隔離系統(tǒng),防止廢物不恰當(dāng)混合;增強(qiáng)員工的廢物最小化理念,加強(qiáng)廢物最小化實(shí)踐員工培訓(xùn)等管理手段,也可有效地促進(jìn)放射性廢物產(chǎn)生最小化和清潔解控及循環(huán)再利用?!禫VER反應(yīng)堆放射性廢物管理改進(jìn)》(IAEA-TECDOC-1492),按優(yōu)劣順序依次列出了管理支持、產(chǎn)生源頭減少、循環(huán)再利用、減容處理和處置5方面核電廢物管理思路?!癐nnovation waste treatment and conditioning technologies at nuclear power plants”(IAEA-TECDOC-1504)對(duì)核電廢物處理的主流技術(shù)與創(chuàng)新技術(shù)進(jìn)行了總結(jié)。

    1.1.3 核電廢物的其他管理方面

    美國(guó)和歐洲核電廠用戶要求文件對(duì)第三代核電提出:在核電機(jī)組固體廢物包方面,推薦第三代單臺(tái)新建百萬(wàn)千瓦壓水堆核電機(jī)組固體廢物包年產(chǎn)生量目標(biāo)值小于等于50 m3。

    美國(guó)聯(lián)邦法規(guī)10 CFR 20第1046條適用于申請(qǐng)?jiān)S可。其中特別指出,在1997年8月20日之后提交申請(qǐng)的許可證申請(qǐng)者,必須在申請(qǐng)中闡述設(shè)施設(shè)計(jì)及運(yùn)行程序是如何實(shí)際可行地使設(shè)施污染最小化和環(huán)境污染最小化的,如何便于最終退役的,如何實(shí)際可行地使放射性廢物產(chǎn)生量最小化的。在1997年8月20日之后提交標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)許可證、標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)核準(zhǔn)和制造許可證的申請(qǐng)者,必須在申請(qǐng)中闡述設(shè)施設(shè)計(jì)時(shí)如何實(shí)際可行地使設(shè)施污染最小化和環(huán)境污染最小化的,如何便于最終退役的,如何實(shí)際可行地使放射性廢物產(chǎn)生量最小化的。

    1.2 國(guó)內(nèi)放射性廢物管理要求

    1.2.1 核電廠廢物分類方面

    《放射性廢物分類》(2017年第65號(hào))主要適用于待處置的放射性固體廢物。相對(duì)原分類標(biāo)準(zhǔn),65號(hào)文件對(duì)放射性低、中放廢物活度濃度的界定進(jìn)行了較大幅度的調(diào)整,上調(diào)了低水平放射性廢物的活度濃度上限。具體來(lái)說(shuō),將放射性廢物在原有的低、中、高3類的基礎(chǔ)上拓展為極短壽命放射性廢物、極低水平放射性廢物、低水平放射性廢物、中水平放射性廢物和高水平放射性廢物5 類。并將解控廢物及豁免廢物移出放射性廢物序列,明確了除部分核素(如活化金屬中的鈮-94、碘-129、锝-99 等)外的活度濃度要求明顯偏低(在106~107Bq·kg-1量級(jí)),其余核素的活度濃度要求為上限不超過(guò)4×1011Bq/kg。相 較 而 言HAD 401/4、GB 9133—1995 中,低放和中放分界點(diǎn)的活度濃度為4×106Bq/kg。

    《擬再循壞、再利用或作非放射性廢物處置的固體物質(zhì)的放射性活度測(cè)量》(GB/T 17947—2008)規(guī)定,放射性固體物質(zhì)解控輻射水平測(cè)量包括表面污染活度濃度、劑量率和總活度。作為示例,標(biāo)準(zhǔn)指出了表面污染解控限值:α發(fā)射體為0.04~0.4 Bq·cm-2;β/γ發(fā)射體為0.4~4.0 Bq·cm-2;劑量率范圍為0.05~1 μGy·h-1(近表面附近高于該處本底的劑量率);根據(jù)核素不同,活度濃度范圍為0.1~104Bq·g-1。

    《免于輻射監(jiān)管的材料中放射性核素活度濃度》(GB 27742—2011)規(guī)定,大于1 t的大批材料的生產(chǎn)操作、填埋或再循環(huán)再利用等活動(dòng)中涉及的,可免于輻射防護(hù)監(jiān)管材料中放射性核素的活度濃度限值。標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定,對(duì)只有表面污染的材料和小于1 t的材料,分別參照GB 18871—2002中B2.2和附錄A的規(guī)定執(zhí)行。該標(biāo)準(zhǔn)活度濃度限值的制定參考了IAEA 安全導(dǎo)則《排除、豁免和解控概念的應(yīng)用》(No.RS-G-1.7),包括免管水平制定的劑量準(zhǔn)則、照射情景、照射途徑和主要相關(guān)參數(shù)等。

    1.2.2 核電廠廢物處理方面

    《核設(shè)施放射性廢物處置前管理》主要為核設(shè)施產(chǎn)生的放射性廢物處置前管理提供指導(dǎo),涵蓋了放射性廢物處置前管理的所有步驟,包括:廢物產(chǎn)生、預(yù)處理、處理、整備、貯存和運(yùn)輸。其部分內(nèi)容和IAEA發(fā)布的《核電廠與研究堆放射性廢物處置前管理》(SSG-40)保持了一致?!遁p水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)技術(shù)規(guī)定》,制定的目的是使放射性固體廢物處理系統(tǒng)達(dá)到規(guī)定的安全目標(biāo)、設(shè)計(jì)目標(biāo)和運(yùn)行目標(biāo)。其要求:固體廢物處理后體積應(yīng)該盡可能小,且滿足廢物運(yùn)輸、貯存和處置要求。其規(guī)范對(duì)象包括濕廢物和干廢物(含濃縮廢液、化學(xué)廢液、泥漿、樹(shù)脂、排風(fēng)過(guò)濾器、活性炭過(guò)濾器等)。

    1.2.3 核電廠廢物最小化管理方面

    國(guó)家核安全局《核設(shè)施放射性廢物最小化》導(dǎo)則中明確規(guī)定了核設(shè)施放射性廢物最小化應(yīng)包含核設(shè)施設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行和退役過(guò)程,可通過(guò)廢物的源頭控制、再循環(huán)與再利用、清潔解控、優(yōu)化廢物處理和強(qiáng)化管理等措施,經(jīng)代價(jià)利益分析,使最終放射性固體廢物產(chǎn)生量(體積和活度)達(dá)到合理可行盡量低的要求[5]。此外,導(dǎo)則從設(shè)計(jì)和建造階段、運(yùn)行階段和退役階段對(duì)廢物的最小化提出了一般要求,并以壓水堆為例,對(duì)設(shè)計(jì)建造階段從源頭減少放射性廢物產(chǎn)生和放射性廢物處理系統(tǒng)設(shè)計(jì)做出了詳細(xì)要求,包括系統(tǒng)設(shè)計(jì)、設(shè)備選擇、材料選擇、水化學(xué)控制、工藝設(shè)計(jì)、設(shè)備閥門和管道的選型和設(shè)計(jì)以及布置設(shè)計(jì)等方面。全過(guò)程、多角度地為我國(guó)核設(shè)施放射性廢物最小化管理提供了依據(jù)和指導(dǎo)。

    2 核電廠放射性廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀

    2.1 秦山核電基地廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀

    在秦山核電基地,核電廠各自配套建設(shè)了水泥固化線和壓實(shí)設(shè)備(除方家山核電廠配備超級(jí)壓實(shí)設(shè)備外,其他為普通壓實(shí)設(shè)備)。固化線主要用于處理濃縮液,增容比為1.7~2.2;處理廢樹(shù)脂增容比為2.3~3.0;外表劑量率大于2 mSv·h-1的廢過(guò)濾器芯子增容比為2.5~14;外表劑量率不大于2 mSv·h-1的廢過(guò)濾器芯子增容比為2~2.5。壓實(shí)打包系統(tǒng)主要用于表面劑量率低于2 mSv·h-1的雜項(xiàng)干廢物(包括技術(shù)廢物、廢水過(guò)濾芯子、通風(fēng)過(guò)濾器拆解過(guò)濾材料等)的處理,一般壓實(shí)處理可達(dá)減容比為3~4,超級(jí)壓實(shí)處理減容比為4~5[6]。固體廢物處理流程見(jiàn)圖1。

    圖1 秦山核電基地放射性固體廢物處理工藝流程Fig.1 Radioactive solid waste treatment process of Qinshan Nuclear Power Base

    2.2 三門核電廠廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀

    三門核電廠為全球首座AP1000型核電廠,設(shè)置核島廢物處理系統(tǒng)和廠址廢物處理設(shè)施(SRTF)兩種組合處理模式。其放射性固體廢物主要分為工藝廢物和技術(shù)廢物,其中技術(shù)廢物及工藝廢物中的HVAC濾芯在水泥固化前,均進(jìn)行預(yù)壓縮和超壓縮處理,以降低廢物整備體積。其余工藝廢物基本通過(guò)水泥固化進(jìn)行處理[7]。放射性固體廢物工藝流程見(jiàn)圖2。

    圖2 三門核電廠放射性固體廢物處理工藝流程Fig.2 Sanmen nuclear power radioactive solid waste treatment process

    2.3 大亞灣核電廠廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀

    大亞灣核電廠將固體廢物分為工藝廢物和技術(shù)廢物。工藝廢物包括:廢樹(shù)脂、過(guò)濾器芯和濃縮液等,采用水泥固化和混凝土固定方式進(jìn)行處理。技術(shù)廢物中手套和抹布等可壓縮廢物,通過(guò)預(yù)壓、超壓減容處理;建筑材料等不可壓縮廢物直接水泥固化處理。固體廢物處理過(guò)程中,廢樹(shù)脂按照中、低放射性和弱放射性樹(shù)脂分別進(jìn)行裝桶固化;大亞灣核電廠所產(chǎn)生的工藝廢物均用混凝土進(jìn)行固化處理;技術(shù)廢物則放置于鋼桶中進(jìn)行壓縮、固化或固定處理。濃縮液、廢樹(shù)脂和淤積物經(jīng)水泥固化處理后增容比分別為5.26、6.04、10。技術(shù)廢物經(jīng)壓實(shí)整備后,其增容比為0.2。為減少?gòu)U物整備體積,大亞灣核電廠在廢物處理工藝上進(jìn)行了系列改進(jìn),如將多個(gè)較小尺寸廢濾芯放置于一個(gè)混凝土桶內(nèi)固定,對(duì)不同放射性水平樹(shù)脂進(jìn)行分類固化處理等,大大降低了廢物的整備體積。廢物處理工藝見(jiàn)圖3。

    圖3 大亞灣核電廠放射性固體廢物處理工藝流程Fig.3 Daya Bay nuclear radioactive solid waste treatment process

    3 核電廠公司放射性廢物管理制度

    3.1 秦山核電基地放射性廢物管理模式

    秦山核電基地是我國(guó)大陸核電的發(fā)源地,目前共有9臺(tái)運(yùn)行機(jī)組,是我國(guó)核電機(jī)組數(shù)量最多、堆型最豐富且裝機(jī)量最大的核電基地。秦山核電基地有3家業(yè)主公司,各業(yè)主公司分別負(fù)責(zé)其名下核電機(jī)組資產(chǎn)經(jīng)營(yíng)管理和運(yùn)行監(jiān)督,以及放射性廢物的處理與處置。此外,基地也成立了中核核電運(yùn)行管理有限公司,對(duì)核電基地下核電機(jī)組實(shí)行統(tǒng)一管理,核電運(yùn)行管理公司與三家業(yè)主公司共用一套運(yùn)行管理人員。以秦山一期為例,其放射性廢物管理框架見(jiàn)圖4。

    圖4 秦山核電基地放射性廢物管理框架Fig.4 Qinshan Nuclear radioactive waste management framework

    秦山核電基地三個(gè)核電公司存在以下特點(diǎn):(1)三個(gè)公司均為獨(dú)立法人單位,除核電機(jī)組實(shí)行統(tǒng)一管理外,廢物處理、資產(chǎn)管理和運(yùn)行監(jiān)督等均由各公司自行管理;(2)三個(gè)公司內(nèi)部均采用三級(jí)放射性廢物管理層級(jí);(3)其三個(gè)廢設(shè)施運(yùn)行部下設(shè)置了專業(yè)分工明確的若干車間,各車間設(shè)置方式雖強(qiáng)調(diào)了專業(yè)化分工,但針對(duì)同一任務(wù)各車間人員間的協(xié)調(diào)程度有一定阻礙。

    3.2 三門核電廠放射性廢物管理模式

    三門核電廠專門設(shè)立放射性廢物最小化管理委員會(huì)(ALARA),由主管保健物理科的公司副總經(jīng)理?yè)?dān)任組長(zhǎng),成員為公司各處室處長(zhǎng)。ALARA委員會(huì),下設(shè)放射性廢物最小化組(WMT),組長(zhǎng)由保健物理處處長(zhǎng)擔(dān)任,副組長(zhǎng)由防護(hù)支持科科長(zhǎng)擔(dān)任,小組秘書(shū)由防護(hù)支持科放廢管理工程師擔(dān)任,成員由保健物理處、運(yùn)行處、維修處、化學(xué)處、設(shè)備管理處、技術(shù)支持處、生產(chǎn)計(jì)劃處和環(huán)境應(yīng)急處等指定人員(工程師及以上)擔(dān)任。廢物最小化組織機(jī)構(gòu)包含廢物產(chǎn)生管理各處室,可實(shí)現(xiàn)廢物最小化方面問(wèn)題的高效溝通和快速解決。其管理框架見(jiàn)圖5。

    圖5 三門核電廠放射性廢物管理框架Fig.5 Sanmen nuclear radioactive waste management framework

    三門核電廠在國(guó)內(nèi)首次采用了對(duì)放射性廢物進(jìn)行分散處理與集中處理相結(jié)合的處理模式。每臺(tái)核電機(jī)組均設(shè)有核島廢物處理系統(tǒng),主要用于對(duì)核島內(nèi)的放射性廢氣、廢液進(jìn)行處理,以及對(duì)核島內(nèi)所產(chǎn)生的放射性固體廢物進(jìn)行收集和暫存;核電廠內(nèi)還設(shè)有幾臺(tái)核電機(jī)組共用的場(chǎng)址廢物處理中心(SRTF),該中心對(duì)核島廢物處理系統(tǒng)范圍外的其他放射性廢液進(jìn)行處理,并對(duì)所產(chǎn)生的放射性固體廢物進(jìn)行整備。SRTF的設(shè)置,既有效簡(jiǎn)化了核島內(nèi)的廢物處理系統(tǒng),同時(shí)也將不易處理、產(chǎn)量少的廢物進(jìn)行集中處理,極大地提高了廢物處理效率。

    3.3 大亞灣核電廠放射性廢物管理模式

    大亞灣核電廠設(shè)立了放射性廢物管理機(jī)構(gòu),包括“三廢”委員會(huì),委員會(huì)對(duì)核電廠的放射性廢物管理工作進(jìn)行指導(dǎo),同時(shí)以“三廢”工作領(lǐng)導(dǎo)小組為抓手,組織和協(xié)調(diào)核電廠各部門共同開(kāi)展放射性廢物處理工作。大亞灣核電廠放射性廢物管理框架見(jiàn)圖6。

    圖6 大亞灣核電廠放射性廢物管理框架Fig.6 Daya Bay Nuclear radioactive waste management framework

    大亞灣核電廠近幾年的放射性廢物管理情況表明,該模式具有以下幾方面優(yōu)勢(shì):(1)委派核電廠副總經(jīng)理主管公司放射性廢物管理工作,為放射性廢物管理政策的執(zhí)行提供了充分的資源保障;(2)委員會(huì)作為放射性廢物管理工作的智囊團(tuán),從高層次和多角度對(duì)放射性廢物管理工作提供大量實(shí)用建議,極大地減少了管理工作上的失誤;(3)放射性廢物管理工作延伸到公司各部門,避免了廢物管理工作的死角,高效并徹底地推動(dòng)著放射性廢物的最小化管理。

    4 放射性廢物管理策略分析及建議

    4.1 法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)及規(guī)章制度方面

    筆者結(jié)合核電廠的實(shí)際情況,研究發(fā)現(xiàn)以下三個(gè)主要普遍存在的問(wèn)題并提出相應(yīng)的建議:

    (1)關(guān)于核電廠廢物管理目標(biāo)值問(wèn)題,建議堅(jiān)持以核安全導(dǎo)則中50 m3的年廢物整備體積推薦值為廢物產(chǎn)生量限值,由國(guó)家核安全監(jiān)督管理部門組建廢物最小化工作管理小組,管理小組成員包含各核電站、相關(guān)科研設(shè)計(jì)單位和國(guó)家核安全監(jiān)管部門專家。管理小組根據(jù)各核電廠廢物處理工藝及放廢處理系統(tǒng)設(shè)計(jì)等特點(diǎn),對(duì)放射性廢物整備體積控制目標(biāo)值進(jìn)行論證,提出新的控制目標(biāo)值和摸高值。對(duì)于完成摸高值任務(wù)的單位,進(jìn)行評(píng)優(yōu)和對(duì)外宣傳,并優(yōu)先考慮給予監(jiān)管部門能力范圍內(nèi)的各項(xiàng)支持。

    (2)關(guān)于《免于輻射監(jiān)管的材料中放射性核素活度濃度》(GB 27742—2011)的可操作性問(wèn)題,建議由各核電廠及科研單位開(kāi)展針對(duì)性研究,組織制定和優(yōu)化放射性廢物核素取樣檢測(cè)流程。

    (3)關(guān)于《低、中水平放射性固體廢物暫時(shí)貯存規(guī)定》(GB 11928—89)中的暫存時(shí)間問(wèn)題,建議各核電廠及科研單位完成暫存期限的合理性論證,為后期標(biāo)準(zhǔn)的修訂提供依據(jù)支持。

    4.2 廢物處理技術(shù)方面

    目前,各核電廠都配置了完整的放射性廢物處理設(shè)施,對(duì)當(dāng)前廠內(nèi)廢物實(shí)現(xiàn)了良好控制。但是,在廢物處理技術(shù)上仍有較大的改良空間,個(gè)別類型廢物的工程應(yīng)用技術(shù)仍需加緊攻關(guān)。

    (1)關(guān)于核電廠放射性有機(jī)廢液處理,建議由中核集團(tuán)組織其下屬科研和設(shè)計(jì)力量,研發(fā)可移動(dòng)式等處理裝置,實(shí)現(xiàn)對(duì)各核電站有機(jī)廢液的統(tǒng)一處理,降低庫(kù)存,消除其安全隱患。

    (2)關(guān)于核電廠現(xiàn)存放射性廢物處理技術(shù)問(wèn)題清單的收集方式,建議核安全監(jiān)管部門以座談和問(wèn)題清單填報(bào)的形式,搜集核電廠放射性廢物技術(shù)攻關(guān)清單。將清單內(nèi)項(xiàng)目分為監(jiān)管部門支持項(xiàng)目(給予一定經(jīng)費(fèi)支持)和核電廠本身解決項(xiàng)目類型(督促核電廠使用自有經(jīng)費(fèi)解決)。另外,充分利用專業(yè)化環(huán)保公司的科研設(shè)計(jì)力量,對(duì)核電廠放射性廢物處理關(guān)鍵技術(shù)進(jìn)行攻關(guān),補(bǔ)齊國(guó)內(nèi)在焚燒和熔煉處理技術(shù)上的短板。

    4.3 廢物管理制度方面

    針對(duì)各核電廠的放射性廢物企業(yè)管理制度,建議核安全監(jiān)管部門對(duì)以下一些普遍性問(wèn)題加強(qiáng)關(guān)注和跟蹤。

    (1)關(guān)于可燃技術(shù)廢物的處理和整備等過(guò)程管理,建議督促新建核電廠在設(shè)計(jì)階段落實(shí)切實(shí)可行的處理與整備工藝,禁止超壓處理,避免可燃廢物處置后因長(zhǎng)期貯存腐解給處置場(chǎng)帶來(lái)安全隱患;已建成在運(yùn)核電廠,加快與外部集中處理中心達(dá)成約定,確定好廢物去向;鼓勵(lì)探索集中焚燒處理方式和解決途徑。

    (2)關(guān)于核電廠中低放廢物處置,在生態(tài)環(huán)境部的主推下,甘肅省已啟動(dòng)核電廠等民用低放廢物集中共享處置場(chǎng)的建設(shè);建議督促各核電廠在集中處置場(chǎng)建成運(yùn)行之前,做好現(xiàn)有固體廢物暫存工作、處置前檔案整理工作;加快落實(shí)與集中處理中心關(guān)于廢物的接收意向。

    (3)關(guān)于國(guó)內(nèi)廢物信息管理系統(tǒng)統(tǒng)一問(wèn)題,建議督促各核電廠以國(guó)家廢物信息管理系統(tǒng)接收的信息要素為依據(jù),對(duì)自身信息管理系統(tǒng)進(jìn)行調(diào)整,或增加與國(guó)家信息管理系統(tǒng)數(shù)據(jù)對(duì)接的轉(zhuǎn)換系統(tǒng),盡早完成國(guó)家放射性廢物管理系統(tǒng)的統(tǒng)一建設(shè)工作。

    (4)關(guān)于核電廠放射性廢物處理方式的選擇,秦山核電基地在各核電廠均配備一套相應(yīng)處理裝置,三門核電站設(shè)置SRTF廠址外廢物處置中心。核電機(jī)組共用廢物處理中心是核電廠廢物管理的發(fā)展趨勢(shì)。建議進(jìn)一步推進(jìn)秦山核電基地廢物的統(tǒng)一管理,鼓勵(lì)在運(yùn)核電廠向廢物集中處理管理方式轉(zhuǎn)變;建議新建核電廠優(yōu)先選用廢物集中處理方式設(shè)計(jì)和管理。

    (5)關(guān)于放射性廢物貨包體積計(jì)算規(guī)則,為更準(zhǔn)確地反映各放射性廢物年貨包整備體積情況,建議各核電廠就待處理放射性有機(jī)廢液(僅暫存于廢物庫(kù)中,未處理,其整備體積如何計(jì)算)、外運(yùn)待處理的可燃技術(shù)廢物(按運(yùn)出時(shí)廢物體積算,或是按照外運(yùn)處理后的整備體積算)以及當(dāng)年產(chǎn)生但未整備的放射性廢物貨包體積(最終貨包體積計(jì)入產(chǎn)生的年度還是整備的年度內(nèi))等不同情況下,統(tǒng)一貨包體積計(jì)算規(guī)則。

    (6)關(guān)于放射性廢物處理與處置的技術(shù)管理文件中與現(xiàn)實(shí)要求存在差距的內(nèi)容,建議督促核電廠主動(dòng)進(jìn)行適應(yīng)性研究和解決方案探索,并向相關(guān)部門反饋并及時(shí)更新。

    (7)關(guān)于放射性廢物最小化核安全文化宣傳方面,建議督促各核電廠進(jìn)一步推進(jìn)放射性廢物最小化原則與核電廠廢物管理工作的深度融合;同時(shí)要強(qiáng)調(diào)對(duì)人為因素的管理,督促各核電廠在管理制度及考核中,落實(shí)對(duì)核電工作人員廢物最小化意識(shí)宣貫,強(qiáng)化一線操作員工在廢物控制及處理方面綜合技能的培訓(xùn),重視廢物管理過(guò)程中的人為因素影響。

    4.4 綜合管理路徑圖

    為便于監(jiān)管部門對(duì)核電廠放射性廢物管理工作進(jìn)行監(jiān)管,本文綜合考慮了國(guó)內(nèi)外法規(guī)要求、國(guó)內(nèi)核電廠廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀及國(guó)內(nèi)核電廠公司管理三方面因素,形成了放射性廢物管理路徑圖。在路徑圖中,圍繞放射性廢物產(chǎn)生、處理及處置,在核電廠不同階段提出了核電廠及監(jiān)管部門應(yīng)重點(diǎn)關(guān)注的內(nèi)容,詳見(jiàn)圖7。

    圖7 綜合管理路徑圖Fig.7 Integrated management path diagram

    5 建議與結(jié)論

    (1)我國(guó)從國(guó)外管理體系上借鑒、參考和轉(zhuǎn)化了大量核電廠放射性廢物法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)章制度。建議監(jiān)管部門就核電廢物整備體積目標(biāo)設(shè)定、核電廢物分類鑒別要求以及固體廢物暫存時(shí)間要求等方面,督促相關(guān)單位在制度要求與實(shí)際管理要求的契合度上再進(jìn)一步研究并提出優(yōu)化措施。

    (2)建議督促核電廠加快有機(jī)廢物處理等工程應(yīng)用技術(shù)的優(yōu)化和攻堅(jiān),通過(guò)自有資金或其他渠道資金來(lái)源保障和支撐技術(shù)發(fā)展和更新,并培養(yǎng)一批專業(yè)化的核環(huán)保公司。

    (3)建議監(jiān)管部門對(duì)核電廠放射性廢物管理制度的實(shí)際運(yùn)營(yíng)管理效果進(jìn)行定期檢查,主要包括制度在核電廠生命周期各階段的覆蓋度和契合度,放射性廢物最小化文化宣傳的制度融入情況,廢物信息管理系統(tǒng)與國(guó)家平臺(tái)的兼容性和廢物貨包體積計(jì)量規(guī)則等內(nèi)容。

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