在核电厂运行30~60年的周期内，由于活化、腐蚀产物的沉积以及核电厂发生预期运行事件、事故等原因，核电厂内的部分设备、构筑物将被污染而带有放射性^[1]。在核电厂退役阶段，这些被污染设备或构筑物将被拆除、分解、分拣、处理，并最终被送至放射性废物处置场进行贮存^[2]。自2005年以来，我国批量化建设了几十座压水堆核电厂，其中大部分核电厂的设计寿命约40年，未来这些核电厂退役将产生大量的中低放废物^[3]。在退役阶段，对退役过程中产生的中低放废物的处理和处置不仅消耗大量的资金，同时也对处理场所的选择及处理场的容量提出了巨大挑战^[4]。根据美国和法国退役核电厂的退役实践，退役阶段的中低放废物处置费在整个退役费中所占的比例非常高^[5]。此外，中低放废物处置场的贮存能力将影响到核电厂的退役策略及退役进程，因此，在核电厂的运行阶段，应尽早评估核电厂运行、退役阶段可能产生的中低放废物总量，尽早规划、设计和建设中低放废物处置场，可以有效保障核电厂安全、经济地完成退役。本论文探讨了2种估算核电厂退役阶段中低放废物产生量的方法，对比分析了2种不同方法的优缺点和适用性，采用合适方法给出我国核电站退役时中低放废物量的估算结果。

1 统计法

在压水堆核电厂装料时，除燃料组件具有一定的放射性之外，其他厂房和设备均无放射性。随着压水堆核电站的运行，由于活化或燃料元件的泄漏，使核电厂内部分厂房构筑物或者设备被污染，而在退役时需作为放射性废物进行处置。压水堆核电厂是通过蒸汽发生器将一回路产生的热量传输到二回路，从而驱动汽轮发电机组，因此核电厂正常运行期间产生的放射性核素主要被约束在了一回路及与一回路相连的辅助系统内。此外在事故工况下(例如一回路压力边界破口导致的失水事故)，部分厂房、通风系统也可能被污染。因此，可以通过初步分析污染范围，估算出退役期间产生的中低放废物量。

美国核管会(NRC)在其报告《参考压水堆核电厂退役修正分析报告》(NUREG/CR-5884) 中，采用了统计的方式法来计算退役的废物量的方法。

1.1 计算步骤

采用统计法计算退役阶段的中低放废物量的具体过程如下：

1) 确定核电厂运行寿期内，被污染的区域以及主要的建构筑物、系统及部件；

2) 统计主要建构筑物所处区域、材料、尺寸等数据以及主要系统、部件的位置、材料、尺寸等数据；

3) 分析退役阶段可能产生的二次废物量；

4) 确定计算假设，如不同部位的废物类型、混凝土的剥离厚度；

5) 计算退役阶段可能产生的废物量。

1.2 计算假设

为了便于计算核电厂退役阶段产生中低放废物量，需要对退役阶段核电厂的一些状态进行假设，例如系统去污状况、电厂的运行史等。下面列出了文中所考虑的一些假设状态：

1) 系统和构筑物已完成全系统去污，废物处理系统及化学与容积控制系统等的滤芯和离子交换树脂已取出，并作为运行废物处理；

2) 假设含一回路冷却剂的系统、乏燃料水池冷却系统设备以及三废处理系统的设备和部件均作为中低放废物考虑；

3) 假设安全壳内部的电缆、电仪设备作为中低放废物；

4) 假设核岛厂房内的部分通风系统作为中低放废物考虑；

5) 常规岛部分的系统不作为放射性废物处理；

6) 假设安全壳内、核辅助厂房内的混凝土墙壁和地面剥离厚度平均为2 cm；

7) 乏燃料作为高放废物，且退役开始前已转移至乏燃料处置场；

8) 暂不考虑对金属废物的再循环、再利用，因为这样有利于废物最小化^[6]；

9) 暂不考虑恢复绿地时所剥离的土壤^[7]。

1.3 计算方法 1.3.1 金属废物的统计

1) 统计一回路冷却剂系统、乏燃料水池冷却系统及三废处理系统的设备和部件的规格、重量、尺寸、材质等数据。涉及到主要系统有反应堆冷却剂系统、余热排出系统、化学和容积控制系统、核岛排气和疏水系统、反应堆硼和水补给系统、核取样系统、棒控和棒位系统、安全注入系统、安全壳喷淋系统、设备冷却水系统、反应堆保护系统、乏燃料水池的冷却和处理系统、主蒸汽系统等，以及三废处理系统如硼回收系统、废液处理系统、废液排放系统、废气处理系统、废物处理系统等。

2) 统计安全壳内部电缆及电缆桥架规格、长度、材料等数据以及仪表的规格、重量等数据，可以计算出电仪设备的总重量和体积。

3) 统计安全壳内部分通风系统的设备、管道、过滤材料等规格，涉及到的主要通风系统包括：核燃料厂房通风系统、核辅助厂房通风系统、安全注入和安全壳喷淋电机泵房通风系统、上充泵房应急通风系统、安全壳消氢系统等。

1.3.2 非金属废物统计

核电厂退役产生的非金属放射性废物主要是从建构筑物上剥离下来的混凝土、厂址恢复绿地时剥离的土壤、废过滤芯和离子交换树脂、保温材料、垫片、电缆的绝缘层以及一些技术废物等，其中从建构筑物上剥离的混凝土和厂址恢复绿地时剥离的地表土壤的数量比例较大^[8]。在计算剥离的混凝土体积和重量时，可以先统计出安全壳厂房、核辅助厂房、燃料厂房等建构筑内表面的面积，该面积乘以剥离厚度即可初步估算出混凝土的体积。由于整过退役过程中的去污工作量非常多，产生一定数量的废过滤芯和离子交换树脂，这部分的数量是较难估算的，可以假设退役阶段产生的废过滤芯和离子交换树脂的数量等于核电厂整个运行寿期内产生的数量。

1.4 统计法估算反应堆冷却剂系统退役废物量

以CPR1000核电厂的反应堆冷却剂系统为例，该系统主要包括反应堆压力容器、主管道、稳压器及波动管、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵等。在核电厂正常运行阶段，反应堆冷却剂系统的主要部件都与一回路冷却剂接触，假设在退役阶段这些部件均作为中低放废物考虑，在退役阶段，这些设备将被分割、切块后包装，最终送中低放处置场进行贮存。CPR1000核电厂反应堆冷却剂系统主要设备主要规格参数见表 1~4。

假设反应堆冷却剂系统的设备均切割后，按照统计法估算，预计将产生约103.4 m³的固体废物。

2 类比法 2.1 类比法分析基础和假设

根据IAEA的统计，截止到2014年12月底，世界范围内共有约119座反应堆正在退役或完成退役^[9]，堆型包括压水堆(PWR)、重水堆、石墨气冷堆等，如法国正在退役的Chooz A核电厂、美国的Trojan核电厂等。通过这些电厂的退役工程，一些机构已经积累了丰富的中低放废物管理经验和废物量统计数据。

美国核管会为了指导其审评人员更好地审查美国核电厂的退役报告及退役资金，曾以Trojan核电厂为参考电厂，研究了核电厂的退役计划和退役成本估算，Trojan核电厂为单堆布置的4环路压水堆核电厂，电功率约为1 130 MWe。在该研究成果中，对Trojan核电厂采用不同的退役策略所产生的放射性废物量进行了估算。其估算的结果见表 5，需要说明的是^[10]：

1) “立即拆卸”指在反应堆关闭后尽可能快地进行去污和拆除。

2) “安全贮存1”是基于除了反应堆压力容器和生物屏蔽层之外的所有存放在安全设施中的放射性物质都能够在最后存储阶段经过衰变而达到非限制性释放的条件，在反应堆压力容器和混凝土生物屏蔽作为低放废物移走并处理后电厂就可以终止执照了。

3) “安全贮存2”基于的假设是所有的材料由于最初的放射性超出非限制性释放的水平而作为低放废物处理而加以移除，贮存阶段没有减少低放废物量。

4) “就地掩埋”基于的假设是有的材料即使到掩埋处置的后期也无法通过衰变达到非限制性释放的水平，如活化的反应堆压力容器和混凝土生物屏蔽，它们在准备阶段就可以移走去处理掉，从而保证掩埋的物质在反应堆关闭后的60年就能够非限制性释放。

根据NRC的研究报告，Trojan核电厂采用立即拆除的退役策略，则将产生8 246 m³的低放废物^[11]。

我国的核电建设起步晚，核电发展走的是从引进到逐步自主化设计、建造的道路，主要的堆型为百万千瓦级的压水堆核电机组，如中广核集团设计和建造的CPR1000堆型。而且我国尚无退役的核电厂，缺少核电厂退役放射性废物量的数据。

由于同类型、功率水平相近的压水堆核电厂的系统配置、设备相似，因此在估算CPR1000核电厂退役中产生的中低放废物量参考国际上同类型压水堆核电厂的经验数据来估算退役阶段产生的放射性废物量是可行的方法。

在进行废物量估算前，需要先对比采用了相似堆型核电厂的工艺系统、设备、建构筑物、电厂运行史、功率水平等数据和信息，分析电厂间的主要差异；研究已退役电厂的退役策略、退役计划以及退役废物的处理和处置。根据上述对比分析，结合电厂间的差异，可以初步估算出电厂的退役废物量。

2.2 类比法估算CPR1000核电厂退役废物量

CPR1000核电厂为3环路压水堆核电厂，双堆布置，电功率水平与Trojan电厂相近，约为1 089 MWe。在系统配置方面，两电厂也比较相似。CRP1000核电厂的设计寿命为40 a。如果采用立即拆除的退役策略，在不考虑退役技术的发展及废物减容技术的应用，预计单台CPR1000核电厂产生的低放废物数量与Trojan电厂相近，约8000 m³。

EPR核电厂是法国阿海珐集团(AREVA)设计的第三代压水堆，其电功率水平约1 700 MWe，为采用4环路，其系统配置比CPR1000电厂多。EPR核电厂的英国Generic Design Assessment(GDA)项目中，法国电力集团(Electricite de France，EDF)的退役与环境工程中心(Centre of Engineering Deconstruction and Environment, CIDEN)根据EPR核电厂的设计寿命、法国其他核电厂的退役经验及EPR核电厂的系统设计，开展过退役放射性废物量估算，预计EPR核电厂退役时将产生约13 000 m³的中低放废物^[12]。

图 1给出了Trojan电厂(额定电功率为1 130 MWe)、CPR1000电厂(额定电功率约1 089 MWe)及EPR电厂(额定电功率约1 700 MWe)的功率水平与退役产生的放射性废物量的关系。从图中可以看出，功率水平越高，退役产生的中低放废物量也越多，近似线性关系。

3 结论

在核电厂设计和运行阶段估算退役可能产生的中低放废物量是比较困难的，主要受以下主要因素影响：

1) 核电厂的运行史。例如核电厂运行时间将影响核电厂退役源项；核电厂运行期间所发生的运行事件和事故对核电厂污染的分布也有较大的影响。

2) 核电厂退役策略的选择。NUREG/CR-5884报告中给出了Trojan核电厂不同退役策略的估算的退役废物量见表 1，从表中可以看出采用“安全贮存1”所产生的废物量约是采用立即拆除退役方案所产生的废物量的1/10。

3) 退役阶段去污技术和放射性废物处理技术对退役阶段产生中低放废物量也有较大的影响，例如对反应堆压力容器去污和处理方法，工艺管道的切割长度都可能影响废物货包的体积。

因此，无论采用哪种方法来估算退役阶段产生的放射性废物量都将可能与最终的退役实际结果产生偏差。但对比这两种方法，采用了诸多假设的统计法所估算核电厂退役阶段可能产生的放射性废物量是比较保守的；而类比法所结合工程实践，并充分考虑2个核电厂在系统配置、功率水平上的差异，可以估算出较为可信的退役阶段的放射性废物量。