CN112466495A - 核电厂退役放射性废物管理方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电厂退役放射性废物管理方法，包括：收集核电厂退役物项清单，其中，所述退役物项清单包括核电厂的各类退役物项；对所述退役物项进行全面评估，获取可能受活化和放射性污染的污染物项；通过源项计算模型和国际经验评估各个污染物项的污染水平；根据各个污染物项的污染水平，确定核电厂退役过程中针对各个设备的去污和拆除技术以及产生的废物量；根据产生的废物量和废物污染水平确定对拆除下的污染物项的管理策略。本发明针对不同类型的退役物项，给出相应的体积估算方法，最终实现放射性废物量的统计，从而可有效推进电厂退役放射性废物管理、放射性废物处置场设计和退役经费计提。

Description

核电厂退役放射性废物管理方法

技术领域

本发明涉及核电厂技术领域，尤其涉及一种核电厂退役放射性废物管理方法。

背景技术

核电厂运行寿期满60年之后，一般需要对其进行退役，以恢复对场地的重新利用。简单而言，核电厂退役是核电厂建造的逆过程，但由于电厂运行期间积累了大量放射性核素，导致退役时拆除的难度大大提高，核电厂退役过程中不可避免地会产生大量的放射性废物。考虑到退役放射性废物合理处理处置的需求，提前规划好放射性废物处置场和计提放射性废物处置费用，对加快电厂退役进度至关重要。

核电厂退役放射性废物量作为放射性废物管理和处置场设计的输入，一般均须在电厂退役前完成估算。现有的退役放射性废物量估算基本通过国际经验数据，并按核电厂实际发电功率折算获取。其主要存在如下缺陷：

a)不同国家划分放射性废物的范围不同，导致不同国家核电厂退役产生的放射性废物量千差万别，国际经验数据参考意义不大；

b)不同类型核电厂物项不尽相同，通过经验数据进行估算，所得结果误差过大；

c)按照电厂发电功率折算这一标准缺乏科学论证，适用范围极其有限；

d)通过折算获取的数据只是一个总放射性废物量，无法体现不同类型放射性废物的详细数据，从而获悉不同类型放射性废物的占比；

e)无法考虑实际核电厂退役过程中采取的会直接影响放射性废物产量的退役技术，如去污技术(墙体表面剥离去污等)。

f)仅局限于估算退役产生的原生放射性废物量，无法估算整备包装后的退役放射性废物货包量；

g)无法判断不同退役放射性废物的废物等级(如高放废物、中放废物、低放废物和极低放废物)。

发明内容

本发明的目的在于：针对上述存在问题和不足，提供一种核电厂退役放射性废物管理方法，能够实现对核电厂退役时的放射性废物进行全面、智能的统计和管理，以降低安全隐患。

本发明实施例提供了一种核电厂退役放射性废物管理方法，包括：

收集核电厂退役物项清单，其中，所述退役物项清单包括核电厂的各类退役物项；

对所述退役物项进行全面评估，获取可能受活化和放射性污染的污染物项；

通过源项计算模型和国际经验评估各个污染物项的污染水平；

根据各个污染物项的污染水平，确定核电厂退役过程中针对各个设备的去污和拆除技术以及产生的废物量；

根据产生的废物量和废物污染水平确定对拆除下的污染物项的管理策略。

优选地，所述收集核电厂退役物项清单具体为：

根据核电厂设计和建造文件，结合智能化3D模型、知识管理系统，从核电厂管理平台中导出核电厂的总物项清单信息；

圈定核电厂退役的范围，在核电厂的总物项清单的基础上筛选出退役物项清单，所述退役物项清单包括核电厂的各类退役物项的信息，所述信息包括设备/部件名称、编码、材料、质量、体积、房间号、辐射分区和是否有放射性废物流通。

优选地，所述核电厂设计和建造文件包括安全分析报告、设计手册、布置图、建造数据、设备参数。

优选地，所述通过源项计算模型和国际经验评估各个污染物项的污染水平具体为：

源项计算模型涉及可能存在活化源项的设备和结构，包括反应堆压力容器、压力容器堆内构件和一次屏蔽墙混凝土，以及可能存在沉积源项的一回路关键设备部件，涉及反应堆冷却剂系统、化学和容积控制系统、安全注入系统、反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统、冷却剂贮存和处理系统、废液处理系统的设备部件；除此之外的设备部件，根据国际经验进行评估。

优选地，退役期间拆除的主设备包括：压力容器、堆内构件、蒸汽发生器、主泵、稳压器；其中，统计主设备的废物量时，采用如下方式：

对于压力容器，计算和统计压力容器本体及其保温层体积；

对于堆内构件，计算和统计不同部件体积；

对于蒸汽发生器，计算和统计单个蒸汽发生器本体及其保温层体积；总体积由单个蒸汽发生器废物体积乘以数量获得；

对于主泵，计算和统计单个主泵体积；总体积由单个主泵废物体积乘以数量获得；

对于稳压器，计算和统计本体体积。

优选地，退役期间拆除的受污染钢平台的废物量统计采用如下方式：

对于受污染钢平台，统计核岛厂房受污染的钢平台表面积，并乘以移除厚度，得到受污染钢平台的总体积。

退役期间拆除的受污染阀门的废物量统计采用如下方式：

阀门的体积近似等于阀门本体、阀杆及其驱动机构所占的空间。

退役期间拆除的受污染管道及支撑的废物量统计采用如下方式：

管道采用分体切割，并采用大管套小管的处理方式；

直径较大的管道支撑可切割成两个或三个的分块，直径较小的管道支撑无须切割，用来填补大支撑留下的空隙。

优选地，退役期间拆除的受污染容器的废物量统计采用如下方式：

对于内部中空的容器，采用分体切割；估算时先求容器每一面面积，相加之后乘以厚度，得到容器的总体积。

优选地，对于退役期间拆除的受污染混凝土的废物量统计采用如下方式：

对于受中子活化的隔间，考虑混凝土整体受活化，采用直接拆除的方式进行处理，如此受活化混凝土的体积时应为一次屏蔽墙的墙体体积；

对于无中子活化的隔间，考虑辐射分区为红区、橙区和黄区的隔间需做墙体表面剥离去污处理，故统计核岛厂房建构筑物内表面的面积之和，将该面积乘以剥离厚度以得到受污染混凝土体积。

优选地，还包括对二次废物和其他废物的废物量统计；其中，二次废物来源于去污和拆除过程；包括废树脂、废滤芯和淤泥；其他废物包括劳保用品、去污用品和专用工器具。

优选地，根据产生的废物量和废物污染水平确定对拆除下的污染物项的管理策略，具体为：

基于源项分析和废物量的统计结果，将相应废物物项划分成高放废物、中放废物、低放废物和极低放废物；

基于放射性废物最小化原则，考虑放射性废物的活度浓度和表面剂量率，为相应的原生放射性废物选择包装容器；

根据容器梳理和容器容积统计出最终的放射性货包废物量，以实现对污染物项的打包管理。

综上所述，本实施例通过评估核电厂退役前污染状态，将退役放射性废物分门别类进行处理，并结合实际核电厂退役过程中的源项计算模型、去污和拆除技术，从多个维度统计各类型废物的废物量(体积、质量等)。针对不同类型的退役物项，给出相应的体积估算方法，最终实现放射性废物量的统计，从而可有效推进电厂退役放射性废物管理、放射性废物处置场设计和退役经费计提。本实施例相比现有技术具有如下有益效果：

1、提供退役放射性废物量的通用统计方法，与不同国家、不同类型核电厂针对退役放射性废物管理的要求脱钩；

2、提供系统性、全面性地梳理退役放射性废物的废物量的计算方法，令整个流程具备可操作性；

3、将源项计算、退役废物量统计和废物包装进行集成，实现退役放射性废物源头、退役放射性废物量统计和退役放射性废物管理的一体化操作，全方位和全流程地统筹考虑退役放射性废物管理工作；

4、分门别类地对退役放射性废物进行划分，提供每一种放射性废物的废物等级、废物体积和废物质量等信息，并提供每一类退役放射性废物体积的统计方式；

5、解决了退役原生放射性废物量和退役废物货包量的统计工作。

附图说明

图1是本发明实施例提供的核电厂退役放射性废物管理方法的流程示意图。

图2是本发明实施例提供的核电厂退役放射性废物管理方法的完整流程图。

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

请参阅图1及图2，本发明实施例提供了一种核电厂退役放射性废物管理方法，包括：

S101，收集核电厂退役物项清单；其中，所述退役物项清单包括核电厂的各类退役物项。

在本实施例中，具体地：

首先，先根据核电厂设计和建造文件，结合智能化3D模型、知识管理系统，从核电厂管理平台中导出核电厂的总物项清单信息。

其中，所述核电厂设计和建造文件包括安全分析报告、设计手册、布置图、建造数据、设备参数。

其中，在核电厂的运行过程中，一般的所有资料都会存储在核电厂管理平台中，因此结合核电厂设计和建造文件、智能化3D模型、知识管理系统理论上而言就可以获得核电厂的总物项清单信息。

然后，圈定核电厂退役的范围，在核电厂的总物项清单的基础上筛选出退役物项清单，所述退役物项清单包括核电厂的各类退役物项的信息，所述信息包括设备/部件名称、编码、材料、质量、体积、房间号、辐射分区和是否有放射性废物流通。

具体地，由于核电厂并非所有物项都要进行退役，因此需要圈定核电厂退役的范围，再从总物项清单信息内筛选出退役物项清单。

S102，对所述退役物项进行全面评估，获取可能受活化和放射性污染的污染物项。

S103，通过源项计算模型和国际经验评估各个污染物项的污染水平。

在本实施例中，可通过各个物项的使用情况、使用功能或者其位置等来预估其污染水平。例如，污染水平可通过源项计算模型和国际经验来预估。其中，源项计算模型涉及可能存在活化源项的设备和结构，包括反应堆压力容器、压力容器堆内构件和一次屏蔽墙混凝土，以及可能存在沉积源项的一回路关键设备部件，涉及反应堆冷却剂系统、化学和容积控制系统、安全注入系统、反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统、冷却剂贮存和处理系统、废液处理系统的设备部件；除此之外的设备部件，均可根据国际经验进行评估。

S104，根据各个污染物项的污染水平，确定核电厂退役过程中针对各个设备的去污和拆除技术以及产生的废物量。

在本实施例中，退役放射性废物量作为退役放射性废物管理的输入，在整个管理环节中起着举足轻重的作用。若只简单地估算总的放射性废物量，而不提供各类型废物的详细信息(体积、质量和废物等级等)，难以保证退役放射性废物管理的统筹规划，亦无法保证废物管理活动的正常开展，最终极有可能造成环境污染和资源浪费。

为此，在本实施例中，在统计退役物项的废物量时，将从多个维度进行统计。具体地：

对于退役期间拆除的主设备(包括压力容器、堆内构件、蒸汽发生器、主泵、稳压器)，其中废物量的统计采用如下方式：

对于压力容器，计算和统计压力容器本体及其保温层体积；

对于堆内构件，计算和统计不同部件体积；

对于蒸汽发生器，计算和统计单个蒸汽发生器本体及其保温层体积；总体积由单个蒸汽发生器废物体积乘以数量获得；

对于主泵，计算和统计单个主泵体积；总体积由单个主泵废物体积乘以数量获得；

对于稳压器，计算和统计本体体积。

对于退役期间拆除的受污染钢平台的废物量统计采用如下方式：

对于受污染钢平台，统计核岛厂房受污染的钢平台表面积，并乘以移除厚度，得到受污染钢平台的总体积。

退役期间拆除的受污染阀门的废物量统计采用如下方式：

阀门的体积近似等于阀门本体、阀杆及其驱动机构所占的空间。

退役期间拆除的受污染管道及支撑的废物量统计采用如下方式：

管道采用分体切割，并采用大管套小管的处理方式；

直径较大的管道支撑可切割成两个或三个的分块，直径较小的管道支撑无须切割，用来填补大支撑留下的空隙。

对于退役期间拆除的受污染容器的废物量统计采用如下方式：

对于内部中空的容器，采用分体切割；估算时先求容器每一面面积，相加之后乘以厚度，得到容器的总体积。

对于退役期间拆除的受污染混凝土的废物量统计采用如下方式：

对于受中子活化的隔间，考虑混凝土整体受活化，采用直接拆除的方式进行处理，如此受活化混凝土的体积时应为一次屏蔽墙的墙体体积；

对于无中子活化的隔间，考虑辐射分区为红区、橙区和黄区的隔间需做墙体表面剥离去污处理，故统计核岛厂房建构筑物内表面的面积之和，将该面积乘以剥离厚度以得到受污染混凝土体积。

此外，还需要对退役过程中可能产生的二次废物和其他废物的废物量统计；其中，二次废物来源于去污和拆除过程；包括废树脂、废滤芯和淤泥；其他废物包括劳保用品、去污用品和专用工器具等。

S105，根据产生的废物量和废物污染水平确定对拆除下的污染物项的管理策略。

具体为：

首先，基于源项分析和废物量的统计结果，将相应废物物项划分成高放废物、中放废物、低放废物和极低放废物。

然后，基于放射性废物最小化原则，考虑放射性废物的活度浓度和表面剂量率，为相应的原生放射性废物选择包装容器。

最后，根据容器梳理和容器容积统计出最终的放射性货包废物量，以实现对污染物项的打包管理。

综上所述，本实施例通过评估核电厂退役前污染状态，将退役放射性废物分门别类进行处理，并结合实际核电厂退役过程中的源项计算模型、去污和拆除技术，从多个维度统计各类型废物的废物量(体积、质量等)。针对不同类型的退役物项，给出相应的体积估算方法，最终实现放射性废物量的统计，从而可有效推进电厂退役放射性废物管理、放射性废物处置场设计和退役经费计提。本实施例相比现有技术具有如下有益效果：

1、提供退役放射性废物量的通用统计方法，与不同国家、不同类型核电厂针对退役放射性废物管理的要求脱钩；

2、提供系统性、全面性地梳理退役放射性废物的废物量的计算方法，令整个流程具备可操作性；

3、将源项计算、退役废物量统计和废物包装进行集成，实现退役放射性废物源头、退役放射性废物量统计和退役放射性废物管理的一体化操作，全方位和全流程地统筹考虑退役放射性废物管理工作；

4、分门别类地对退役放射性废物进行划分，提供每一种放射性废物的废物等级、废物体积和废物质量等信息，并提供每一类退役放射性废物体积的统计方式；

5、解决了退役原生放射性废物量和退役废物货包量的统计工作。

以上所述，仅为本发明较佳的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明揭露的技术范围内，可轻易想到的变化或替换，都应涵盖在本发明的保护范围之内。因此，本发明的保护范围应该以权利要求的保护范围为准。

Claims (10)

1.一种核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，包括：

收集核电厂退役物项清单，其中，所述退役物项清单包括核电厂的各类退役物项；

对所述退役物项进行全面评估，获取可能受活化和放射性污染的污染物项；

通过源项计算模型和国际经验评估各个污染物项的污染水平；

根据各个污染物项的污染水平，确定核电厂退役过程中针对各个设备的去污和拆除技术以及产生的废物量；

根据产生的废物量和废物污染水平确定对拆除下的污染物项的管理策略。

2.根据权利要求1所述的核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，所述收集核电厂退役物项清单具体为：

根据核电厂设计和建造文件，结合智能化3D模型、知识管理系统，从核电厂管理平台中导出核电厂的总物项清单信息；

圈定核电厂退役的范围，在核电厂的总物项清单的基础上筛选出退役物项清单，所述退役物项清单包括核电厂的各类退役物项的信息，所述信息包括设备/部件名称、编码、材料、质量、体积、房间号、辐射分区和是否有放射性废物流通。

3.根据权利要求2所述的核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，所述核电厂设计和建造文件包括安全分析报告、设计手册、布置图、建造数据、设备参数。

4.根据权利要求1所述的核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，所述通过源项计算模型和国际经验评估各个污染物项的污染水平具体为：

源项计算模型涉及可能存在活化源项的设备和结构，包括反应堆压力容器、压力容器堆内构件和一次屏蔽墙混凝土，以及可能存在沉积源项的一回路关键设备部件，涉及反应堆冷却剂系统、化学和容积控制系统、安全注入系统、反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统、冷却剂贮存和处理系统、废液处理系统的设备部件；除此之外的设备部件，根据国际经验进行评估。

5.根据权利要求1所述的核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，

退役期间拆除的主设备包括：压力容器、堆内构件、蒸汽发生器、主泵、稳压器；其中，统计主设备的废物量时，采用如下方式：

对于压力容器，计算和统计压力容器本体及其保温层体积；

对于堆内构件，计算和统计不同部件体积；

对于蒸汽发生器，计算和统计单个蒸汽发生器本体及其保温层体积；总体积由单个蒸汽发生器废物体积乘以数量获得；

对于主泵，计算和统计单个主泵体积；总体积由单个主泵废物体积乘以数量获得；

对于稳压器，计算和统计本体体积。

6.根据权利要求1所述的核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，退役期间拆除的受污染钢平台的废物量统计采用如下方式：

对于受污染钢平台，统计核岛厂房受污染的钢平台表面积，并乘以移除厚度，得到受污染钢平台的总体积。

退役期间拆除的受污染阀门的废物量统计采用如下方式：

阀门的体积近似等于阀门本体、阀杆及其驱动机构所占的空间。

退役期间拆除的受污染管道及支撑的废物量统计采用如下方式：

管道采用分体切割，并采用大管套小管的处理方式；

直径较大的管道支撑可切割成两个或三个的分块，直径较小的管道支撑无须切割，用来填补大支撑留下的空隙。

7.根据权利要求1所述的核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，退役期间拆除的受污染容器的废物量统计采用如下方式：

对于内部中空的容器，采用分体切割；估算时先求容器每一面面积，相加之后乘以厚度，得到容器的总体积。

8.根据权利要求1所述的核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，

对于退役期间拆除的受污染混凝土的废物量统计采用如下方式：

对于受中子活化的隔间，考虑混凝土整体受活化，采用直接拆除的方式进行处理，如此受活化混凝土的体积时应为一次屏蔽墙的墙体体积；

对于无中子活化的隔间，考虑辐射分区为红区、橙区和黄区的隔间需做墙体表面剥离去污处理，故统计核岛厂房建构筑物内表面的面积之和，将该面积乘以剥离厚度以得到受污染混凝土体积。

9.根据权利要求1所述的核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，

还包括对二次废物和其他废物的废物量统计；其中，二次废物来源于去污和拆除过程；包括废树脂、废滤芯和淤泥；其他废物包括劳保用品、去污用品和专用工器具。

10.根据权利要求5至9任意一项所述的核电厂退役放射性废物管理方法，其特征在于，根据产生的废物量和废物污染水平确定对拆除下的污染物项的管理策略，具体为：

基于源项分析和废物量的统计结果，将相应废物物项划分成高放废物、中放废物、低放废物和极低放废物；

基于放射性废物最小化原则，考虑放射性废物的活度浓度和表面剂量率，为相应的原生放射性废物选择包装容器；

根据容器梳理和容器容积统计出最终的放射性货包废物量，以实现对污染物项的打包管理。

Images