注册核安全工程师-核安全专业实务：11、放射性废物和核与辐射设施退役安全监管

注册核安全工程师执业资格考试科目三：《核安全专业实务》。本节学习要点：掌握放射性废物管理基本原则和目标；各类放射性废物处置基本原则和要求；核设施与辐射设施退役的退役策略和退役目标确定；退役的废物管理与安全监管。

第十一章 放射性废物和核与辐射设施退役安全监管

• 学习要点
  • 了解放射性废物贮存要求和安全监管；极低放、低、中放和高放废物处置库选址、建造、运行与关闭安全要求；退役的去污、拆卸、切割解体技术与环境清污要求。
  • 熟悉放射性废物的产生和分类；放射性废气、废液和固体废物的处理与安全监管；废物最小化和气、液态流出物排放基本要求；源项调查和退役前期准备；退役过程的安全问题和应对措施。
  • 掌握放射性废物管理基本原则和目标；各类放射性废物处置基本原则和要求；核设施与辐射设施退役的退役策略和退役目标确定；退役的废物管理与安全监管。
• 第一节放射性废物管理指导思想和原则
  • 放射性废物管理目标
    • 应以优化方式，对放射性废物进行全过程管理，实现安全处置。
    • 保护当代和后代人的健康，保护环境，不给后代带来不适当的负担，使核能开发利用持续发展。
    • 安全、经济、科学、合理地管理废物
  • 放射性废物管理基本原则（9个）
    • 1）保护人体健康
      • 必须确实保护人类健康达到可接受水平
      • 放射性废物具有电离辐射危害，必须控制工作人员和公众受到的照射在规定限值之内，并且可合理达到的尽可能低。
    • 2）保护环境
      • 必须确实保护环境达到可接受的水平。
      • 放射性废物管理的环境保护要求至少达到类似工业活动的水平。
    • 3）超越国境的考虑
      • 必须考虑超越国界对人类健康和环境可能影响。
      • 在正常释放、潜在释放或放射性核素越境转移时，对其他国家人体健康和环境的有害影响不大于本国内判定的可接受水平。
    • 4）保护后代
      • 必须保证预测的对后代分健康的预计影响不大于当今可接受的水平。
    • 5）不给后代增加不适当的负担
      • 必须确保不给后代造成不适当的负担
      • 享受核能开发利用好处的人，应承担管理好其所产生的废物的责任。
    • 6）建立国家法律框架
      • 必须在适当的国家法律框架内进行，包括明确职责和规定独立的审管职能。
      • 国家应发两具放射性废物管理的法律和法规，建立 相应的机构，明确职责分工，实行审管与运营分离，使放射性废物管理接受独立的审查与监督。
    • 7）控制废物的产生
      • 必须可合理达到的最小化
      • 优化管理、适当 设计和运行、再循环和再利用以及减容等措施，使放射性废物的活度与体积尽可能减少。
    • 8）废物产生和管理间的相依性
      • 必须考虑产生和管理各步骤间的相互依赖关系。
      • 考虑任何一项放射性废物管理活动时，都应该考虑其对后续放射性废物管理活动的影响，尤其是对处置的影响，实施全过程的管理。
    • 9）确保设施寿期内的安全
  • 放射性废物安全管理
    • 也遵循辐射防护三大原则
    • 实践的正当性、剂量限制
    • 潜在照射危险限制
    • 防护与安全的最化化
• 第二节　放射性废物的产生和分类
  • 放射性废物的产生（7个）
    • 1）各种类型反应堆，包括核电厂、核热电厂、核供汽热厂等核动力厂及装置、研究堆、实验堆等其他反应堆等；
    • 2）铀（钍）矿山、水冶厂、铀纯化（精炼）厂、铀转化厂、铀浓缩厂、钚冶金厂、燃料元件加工厂等；
    • 3）反应堆辐照过的燃料元件（乏燃料）的后处理与提取裂片元素和超铀元素的过程；
    • 4）放射性废物处理、贮存和处置设施与放射性物品运输过程；
    • 5）放射性同位素的生产和利用过程，包括中、高能加速器的运行、医院、研究所及大专院校的相关研究活动；
    • 6）核武器的生产、试验和爆炸过程；
    • 7）核心辐射设施退役过程等。
  • 放射性废物分类方法
    • 按废物的物理性状
      • 气态
        • 工艺废气
        • 排风排气
      • 液态
        • 放射性废液
        • 有机废液
      • 固态
        • 可压缩、不可压缩
        • 可燃、不可燃
        • 湿、干
    • 按放射性水平
      • 免管废物
      • 极低放废物
      • 低放废物
      • 中放废物
      • 高放废物
    • 按废物来源
      • 核燃料循环废物
      • 反应堆运行废物
      • 核技术利用废物
      • 退役废物
    • 按半衰期
      • 长寿命废物
      • 短寿命废物
    • 按核辐射类型
      • β-/γ放射性记的
      • α废物
    • 按毒性
      • 低毒性
        • 天然铀、氚
      • 中毒性
        • Cs137、C14
      • 高毒性
        • Sr90、Co60、Ru106
      • 极毒性
        • Po210、Ra226、Pu239
  • 我国放射性废物分类方法
    • 极短寿命放射性废物
      • 贮存衰变、解控
    • 极低水平放射性废物
      • 在地表填埋设施处置或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
    • 低水平放射性废物
      • 近地表处理，深度一般地表到地下30米
    • 中水平放射性废物
      • 中等深度处置，深度通常为地下几下到几百米，贮存和处置期间不需要提供散热措施。
    • 高水平放射性废物
      • 深地质处置
  • 豁免与解控
    • 豁免废物或解控废物不属于放射性废物
    • 豁免或解控剂量准则
      • 在合现预见的一切情况下，被豁免的实践或源（或被解控的物质）使任何人一年内所受到的有效剂量在10μSv量级或更小
      • 即使发生低概率的意外不利情况下，所受到的年有效剂量不超1mSv
      • 对于主要含天然放射性核素的大量物质，应当服年附加有效剂量不超1mSv作为豁免剂量准则。
• 第三节　放射性废物的处理
  • 放射性废气处理与安全监管
    • 产生与特性
      • 放射性废气主要来自工艺系统和厂房、实验室的排风系统，前者浓度比较高，后者一般比较低
      • 废气中所含的放射核素随设施而异。
    • 放射性废气处理技术
      • 过滤、吸附、洗涤、贮存衰变
      • 工艺废气采用多级净化综合处理流程的废气处理系统来处理，对厂房和实验室排风，经过过滤后一般就可向环境排放。
  • 放射性废液处理与安全监管
    • 产生与特性
      • 来源很多，有工艺废水、地面冲洗水、去污废物液、离子交换树脂再生废液、沐浴水和洗衣水等。
      • 各类废液放射性核素种类和浓度、酸度、化学物质含量等可能差异很大。
    • 放射性废液处理技术
      • 过滤
        • 直接过滤
          • 核动力厂废液多水过滤器直接过滤除悬浮物和颗粒物，去污因子DF约为2-10，常用作蒸气和离子交换法的预处理。
        • 化学沉淀-过滤
          • 加入化学凝聚剂或絮凝剂使废液中的放射性核素通过沉淀、共沉淀或吸附载带等途径进进入氢氧化物、碳酸盐、磷酸盐等化学沉淀物中。
      • 蒸发
        • 通过加热将废液中的水分汽化，冷凝液达到合格标准后，排放到环境水体中或循环复用，放射性核素则浓集在小体积的蒸发浓缩液或蒸发残渣中。
        • 是废液处理的重要手段：净化效率高、浓缩倍数大、处理能力大、能处理含盐量较高的废液
        • 自然循环蒸发、强制循环蒸发、减压蒸发、节能热泵压缩蒸发
      • 离子交换
        • 借助离子交换剂上的可交换离子（活性基团）与溶液中离子进行交换，选择性地除去溶液中以离子态存在的放射性核素，使废液得到净化。
        • 是处理低含盐量废液的一种好办法，操作简单，易实现遥控和连续运行，去污因子较高（DF=10-100)
      • 膜分离
        • 以具有选择透过性的无机或高分子材料作为分离层，以压力差、浓度差、电位差、温度差等中的一种或者几种为推动力，使流体中各组分得以分离、分级或富集的一种方法。
        • 是处理低含盐量废液的一种好办法，操作简单，易实现遥控和连续运行，去污因子较高（DF=10-100)
  • 固体废物处理与安全监管
    • 产生与特性
      • 浓集在小体积的二次废物中，如过滤器芯、泥浆、液或废离子交换树脂中，这些废物往往含有相当多的水分被称为湿固体废物，容易弥散和流失，不允许直接处置。
      • 还有一类被放射性沾污的干废，如破布、衣服、纸张、树枝、塑料、玻璃、金属废旧物、空气过滤器、废活性炭等
    • 固体废物的固化（固定）
      • 固化
        • 将液体或湿固体废物加入到固化基质中，均匀混合，转变为固体物，形成一种易于搬运和加工、性能稳定、不易弥散的物体。
        • 水泥固化：把放射性废物掺在水泥基料中形成固化体。
        • 沥青固化：使放射性废物均匀在包裹在沥青世态炎凉中形成固化体。
        • 塑料固化：或称聚合物固化，把放射性废物包容在热塑性或热固性塑料基料中形成固化体。
        • 玻璃固化：高放废液被广泛采用玻璃固化，把废物核素包容在玻璃基料中，形成玻璃固化体。
          • 硼硅酸盐玻璃固化
          • 磷酸盐玻璃固化
      • 固定
        • 在废金属物件装桶（箱）后，浇注水泥浆或其他介质，充填空隙，成为坚固的整体块（独石体），降低废物中放射性核素的弥散和迁移率。
      • 固化体的基本要求
        • 有良好抗水性、浸出率足够低
        • 有足够的机械强度，能够承受重压和搬运、运输过程的撞击作用。
        • 辐昭稳定性好
        • 热稳定性好
        • 不释出有害气体和液体，不易受细菌和微生物侵蚀作用。
      • 膜分离
        • 以具有选择透过性的无机或高分子材料作为分离层，以压力差、浓度差、电位差、温度差等中的一种或者几种为推动力，使流体中各组分得以分离、分级或富集的一种方法。
        • 是处理低含盐量废液的一种好办法，操作简单，易实现遥控和连续运行，去污因子较高（DF=10-100)
    • 固体废物的减容处理技术及监管要求
      • 焚烧
        • 是氧化分解可燃性废物的一种处理技术。可以使废物获得很大减容（20-100倍）和减重（10-80倍），大大降低运输、贮存和处置费用。
      • 湿法氧化
        • 以称为湿燃烧法，是用热浓硝酸和硫酸煮解，或用过气化氢催化氧化、超临界水气化分解有机物。
      • 湿法氧化
        • 以称为湿燃烧法，是用热浓硝酸和硫酸煮解，或用过气化氢催化氧化、超临界水气化分解有机物。
• 第四节　低、中放和极低放废物的处置
  • 低放废物处置场的选址和建造
    • 选址：应按拟处置的废物类型和数量及审管机构的要求，选择合适的场址。安排技术导则和标准的要求，与居住区、水源保护区、交通干道、工厂和企业场所保持严格的安全防护距离，并对场址的地质构造、水文地质等自然条件能及社会经济条件进行充分研究论证。
    • 设计和建造：采用工程屏障和天然屏障相结合的多重屏障体系。
  • 低放废物处置场的运行和废物接收
    • 需持有许可证。
  • 处置场的关闭和关闭后的安全监护
    • 覆盖层设置，不同材料构成多层结构，最度3-5m
      • 防渗，使降水和地表径流的入渗量最少；
      • 防生物侵扰，阻止人类和动值的入侵；
      • 辐射屏蔽，降低地表剂量率水平；
      • 防风化侵蚀、水土流失和塌陷；
      • 阻止核素释出和蒸腾作用。
    • 关闭后的安全监护
      • 安全监护责任人及其责任；
      • 安全监护费用；
      • 安全监护措施；
      • 安全监护期限。
      • 处置场关闭后，进入有组织控制期。
        • 一般为300-500年
  • 中放废物的处置：中等深度处置，地下几十米到几百米深
  • 极低放废物的处置
    • 放射性水平很低，但还没有达到解控水平的放射性废物。
    • 极低放废物填埋安全监管要点
      • 填埋场的选址和建造必须得到批准，不允许自行随意挖坑填埋；
      • 填埋场所接收的废物必须执行国家标准所规定的要求；
      • 填埋场主要填埋极低放射性水平的污染土和建筑垃圾，不得填埋有潜在利用价值物料，以防被挖出利用，造成放射性污染；
      • 重视减少渗漏液的产生和防止其渗透泄漏进入蓄水层，造成对地下水和周围环境污染。
• 第五节　高放废物的处置
  • 高放废物
    • 乏燃料后处理每一溶剂萃取循环产生的含有锕系元素和大部分裂变产物的高放废液及其固化体；被认定作为废物的乏燃料，以能其他相信放射性特性的废物。
    • 高放废物的体积只有核燃料循环所产生的放射性废物体积的1%，但其所含放射性量却为核燃料循环总放射量的99%
  • 高放废物处理方案
    • 深地层处置
      • 深地质处置
        • 选择适当地质层开设巷道，适当布置钻孔，将高放废物物放置在钻孔中，称巷道-钻孔型
          • 研究最多，具有实用性和可行性
        • 选择适当地质层适当布置主巷道和支巷道，将高放废物卧放在巷道，称巷道-巷道型
          • 美国尤卡山的设计
      • 超深钻孔埋置
        • 将废物放置在3-15km深的超深钻孔中
          • 技术难度大，投资高
      • 深岩层中熔融处置
        • 将高放废物（或高放废液）不经中间贮存冷却，直接注入深岩层中，利用衰变热使废物和岩石一起熔成固熔体
          • 尚待评价和研究开发
    • 海洋底沉积层处置
      • 将废物置于深洋底下沉积层中
        • IAEA组织一些国家的专家作研究评价
      • 冰层处置
        • 将废物埋藏于格林兰或南极洲冰层下
          • 国际公约不允许
      • 宇宙处置
        • 将废物送到其他星体上
          • 风险太大，不可能采用
• 第六节　核设施与辐射设施退役前期准备
  • 核设施退役
    • 不包括放射性废物处置库（场）与尾矿库的关闭。
    • 对使用期满或因其他原因而退出服役的核设施的全部或问她分解除审管控制而采取的行动，保护工作人员、公众和环境安全。
    • 最终目标：无限制或有限制开放或利用场址。
  • 退役策略确定
    • 退役策略
      • 立即拆除
        • 可以较好地利用现有的辅助设施和设备以及熟悉设施的人员，但工作人员受照剂量较高，需要采用或需要开发遥控切割和拆卸工具。
      • 延缓拆除
        • 通过衰变降低退役工作人员的受照剂量，或待将来开发出先进工艺技术和设备减少工作人员受照剂量，但需要长期监督、维护、监测和保安，必须有持续经费保证。
      • 封固埋葬
        • 是埋葬在原来设施的下面或设施所在的区域。可以大减少去污、拆卸工程量，减少废物的整备、运输、贮存和处置费用，减少工作人员受照剂量。但场址必须具备作最终处置场址的条件，是一种有条件的策略。
    • 核设施适宜的退役策略
  • 退役计划
    • 退役活动应该准备讼分、措施落实、管理严格、监督到位。IAEA要求在核设施的设计和建造时就应作方便退役考虑，提出退役计划，在运行阶段定期修改，到核设施关闭时提出完整退役计划。
    • 核设施退役应依据国家相关法律、法规和标准，由营运单位制定退役计划，提出可行性研究报告、安全分析报告、环境影响评价报告和质量保证大纲。
  • 源项调查
    • 是为确定退役策略、制定退役计划、优选退役技术、预估退役费用和受照剂量以及确定废物处理、处置方案等提供依据。
    • 调查要求
      • 1）放射性盘存量，对污染水平做出估计；
      • 2）放射性污染颁布，绘制出放射性污染分布图；
      • 3）掌握污染放射性核素的各类和数量。
    • 调查方法
      • 1）文档调查：收集核设施的档案材料、历史记载，包括审批文件，设计建造图纸、检修改造记录、运行日志、监测数据及事故报告等。
      • 2）计算：包括物料衡算和通过适当计算机软件作计算。
      • 3）现场检测调查。
  • 退役组织机构职责和分工
    • 审管部门
      • 1）监督国执行国家相关法律、法规和标准；
      • 2）审核退役可行性研究报告、安全分析报告、环境影响评价报告和质保大纲以及从安考虑的其他活动的计划；
      • 3）颁发许可证。
    • 营运单位
      • 核设施退役工程的责任者和执行者，对退役工程安全负主要责任：
      • 1）提出退役计划、可研报告、安全报告、环评报告和应急预案；
      • 2）申请许可证；
      • 3）筹措经费和人力资源；
      • 4）建立 质保体系和质保大纲；
      • 5）组织实施退役；
      • 6）接受监督检查和验收。
    • 相关方
      • 除设计和监理外，还可能一家或多家承包商。
• 第七节　核设施与辐射设施退役的实施
  • 去污
    • 操作和使用放射性物质可能造成设备、场所、环境和人体等表面或内部出现放射性污染。
      • 固定污染
      • 非固定污染
      • 根据污染机制和去除难易划分
    • 去污是用物理、化学、电化学敬生物等方法去除或降低放射性污染。
    • 去污染方法
      • 机械-物理法：冲洗、吸尘、机械擦拭、高压水-蒸汽喷射、磨料喷射、超声波、激光、微波、等离子体等；
      • 化学法：用化学药剂溶解带有放射性核素的污垢物、油漆涂层、氧化膜层，达到去污目的；
      • 电化学法：电解或电抛光，将去污部件作为阳极，电解槽作为阴极，使污染表面层均匀地溶解，污染核素进入电解液中；
      • 熔炼法：高温冶金法，采用熔融金属进行去污。
      • 生物法：利用某引索微生物的生物降解作用、吞食作用、氧化还原作、催化作用等去除核素。
  • 切割和拆卸
    • 切割
      • 冷切割
        • 即机械切割，如剪切机、动力冲剪机、机械锯、研磨切割机、铣削机、射流切割器等；
      • 热切割
        • 氧炔焰、等离子体、电弧、热反应、放电、激光、爆炸切割等；
• 第八节　核设施与辐射设施退役的管理
  • 退役废物的管理
    • 极低水平放射性废物填埋处置（GB/T28178-2011)
    • 退役营运单位应认真落实废物最小化原则，可采取的技术措施和管理措施：
      • 1）做好废物分类 ，防止交叉感染，特别要防止α废物的扩大化；
      • 2）严格控制废气和废液的向外排放；
      • 3）选择去污率高、二次废物量少的去污染技术；对“热点”采用去污还是屏蔽或切割，认真评价之后作抉择；对混凝土墙面、地面或生物屏蔽体，检测污染程度和污染深度之后，确定去污方法和剥离厚度；
      • 4）采用涂层或可剥离膜固定染污，防止污染扩散；审时度势确定物流、人流、气流的合理走向，防止交叉污染；
      • 5）优选切割解体技术，对产生的烟尘、气溶胶有效过滤除去；必要明设置气帐，进行有产密封和包容；
      • 6）优选废物的包装形式，满足贮存、运输和处置的要求，尽可能一次到位，避免反复倒换包装容器；
      • 7）废金属和废物混凝土是主要废物类型，尽可能回收利用；
      • 8）对操作人员进行培训和模拟演练，熟悉设备和工具，熟练操作，防止/减少事故的发生，特别要防止临界事故和燃爆事故的发生。
  • 退役的安全管理
    • 辐射安全
      • 退役活动要重视外照射和气溶胶引起的内照射。
      • 工作人员必须配备良好的个个辐射防护用具和剂量监测仪表。
    • 核安全
      • 反应堆退役要卸出堆内燃料元件和运走燃料元件，反应堆卸料、燃料水池卸料和燃料组件的封装与运输都必须高度重视核临界安全问题。
      • 存在核材料（铀-235、钚-239等）的核设施退役，应该尽早盘点转移核材料，可能残留的易裂变物质可通过物料衡算法做出估算，但应该考虑这种估算的不确定性。
      • 退役过程中发策的易裂变物质，要尽可能回收；
    • 工业安全
      • 要重视工业安全问题：如火灾和爆炸事故；切割操作的电击、电伤害 事故；吊装、运输的伤害事故；重金属污染事故和危险物毒害事故等。
      • 退役设施的设备和构筑物如果退役过程中需要继续使用，必须鉴定设备系统的安全状况，评价他们的可再用性。
      • 退役应该制定应急预案。
    • 环境安全
      • 退役过程气载流出物和液体流出物排放对环境的影响；
      • 场址残存放射性核素和其他有害物质对环境的影响；
      • 废物不恰当解控对环境的影响；
      • 退役废物和卸出乏燃料运输过程对环境的影响。
• 《核安全专业实务》 绘图：花漾春天