在核燃料后处理厂退役过程中考虑的几个关键问题.doc

法国核燃料后处理厂退役经验介绍摘 要：这篇文章将主要介绍了法国在UP1和UP2核燃料后处理厂退役过程中取得的经验。主要关于核燃料后处理厂的退役特征，新技能的使用，安全文化、人力资源和项目组织的改变以及废物管理等几个关键问题。以期通过介绍促进我国核设施退役工作开展。关键词： 法国核燃料后处理厂；退役；经验；关键问题The introduction of the experience of the decommissioning of French reprocessing plantsAbstract: The paper introduces the experience of the decommissioning of UP1, UP2 400 the French reprocessing plants. A few of the key issues, which are the specifics of reprocessing plants, the need for new skills, the need for a change of culture, human resources and project organization, and waste management will be developed in the paper with the hope of advancing the decommissioning of nuclear facilities of China.Keywords：French reprocessing plants；decommissioning；experience；key issues核设施退役不是新课题，从工艺设备更换，装置修补到装置拆除，从清洗去污到废物处理，已经取得了一些宝贵的经验，同时也面临着巨大的难题。我国核燃料后处理厂退役工作起步较晚，退役经验不足，退役策略不够明确，相关法律法规不健全，制度不够完善，许多退役工作不能有效开展。大型核设施退役工作会持续几十年，同时要花费巨额资金。确保在国家监管框架下以安全和经济有效的方式下完成核退役工作，同时使职业和公众照射最小化，仔细的计划和管理是非常重要的。法国UP1后处理厂于1958年投入生产运行，主要用于军事目的，共为军用或民用处理了18200吨气冷堆乏燃料，39年后于1997年关闭并开始实施退役，已经经历了10多年的退役历程；UP2 400后处理厂位于阿格，于1966年开始处理第一批气冷堆乏燃料，于2003年关闭并借鉴UP1的经验开始进行退役1。1 法国核燃料后处理厂退役特征1.1 退役核设施简介法国于2003年宣布最终关闭的核燃料后处理厂UP2 400位于阿格，于1966年开始处理第一批气冷堆乏燃料，1976年，又建立一个称作强放射性氧化物的首端厂房（a head facility），用来剪切和溶解压水反应堆乏燃料。UP2 400共计处理乏燃料9360吨（其中4887吨来源于气冷堆）。目前，这些设施或处于监护状态，或处于运行后清理（post-operational cleanout）运行状态。后处理厂的主要功能模块见图1（UP2 400阿格场址），每个模块都是PUREX流程的重要组成部分。与动力反应堆相比，核燃料后处理厂有许多重要的特性，在核设施去污和拆除过程中必须要考虑，比如：可以将各个独立的模块分开，按各个场所单独实施退役作业。核燃料后处理厂（如UP2 400）在建造时把工艺集中在7个主要的独立的模块。主要工艺包括乏燃料卸载和贮存，元件去壳或剪切，溶解，（铀、钚）/裂变产物分离，钚氧化物沉淀和煅烧，铀纯化及硝酸铀酰浓缩，裂变产物浓缩和存储，中低放流出物处理；核燃料后处理厂潜在放射危险更多样，/照射或污染，主要取决于实施的工艺和运行历史。在核燃料后处理厂退役过程中要管理的风险更具多样性，因为过去的后处理工艺（机械的，化学的，粉末处理）的多样性以及处理过材料的多样性。1.2 长期和高花费的作业核燃料后处理厂是巨大的机械工厂和化学工厂，属于核燃料循环的后端，在后处理厂执行回收金属铀和钚的操作。在各种各样的建筑物内有大量的装有强放射性物质的槽、管道和设备，其中大部分都设在完全封闭的难以进入的混泥土设备室里。除了清理和拆除工厂里的大量设备室以外，还要回取并处理工厂本身运行过程中遗留下来的大量废物。生产设施退役工作和遗留废物回取、整备估计总共需要持续30多年，为了彻底退役UP1，估算总费用将达到56亿欧元。1.3 退役核燃料后处理厂的两项主要活动通常来说，第一代核燃料后处理厂（如20世纪60年代的UP1和UP2 400）的退役工程由两个主要项目组成：运行后清理（POCO）和老化生产设施拆除；遗留废物回取和整备。运行后清理阶段的目的是尽可能降低放射性污染水平，达到使拆除期间所需大型远程操作减到最少的最终状态，减少与地表处置（极低废物、短寿命低、中放废物）不相符的废物量，同时使人员受到的照射，退役费用减到最少。这一阶段的操作主要是使用常规和特效试剂进行清洗去污，必要时可以采用机械手段清除热点或拆除部分设备。产生的流出物通过现有的设备（如流出物处理站或玻璃固化装置）进行处理。大部分液体废物先经蒸发浓缩再进行玻璃固化。运行后清理阶段及拆除阶段产生的固体废物在现有的车间进行处理和整备，有压实、水泥固化、熔炼和焚烧等车间。UP2 400核燃料后处理厂的7 类建筑物涉及这些操作（见图1）。U/Pu萃取硝酸铀酰贮存PuO2制备PuO2暂存MA=中放 HA=强放U=铀 Pu=钚FP=裂变产物 FPS=裂变产物存GCR=气冷堆 PWR=压水堆气冷堆乏燃料水下卸料贮存池S1，S2，S3去壳乏燃料机械去壳HAO压水堆乏燃料剪切和溶解HA/DE气冷堆乏燃料溶解U，Pu/PF萃取HA/FP 裂变产物浓缩FPS裂变产物贮罐MA/U U纯化STE 2流出物处理站MA/PuPu纯化Pu/PuO2转化图1 UP2 400后处理厂模型除了在清理和拆除7类建筑物的过程中产生的废物以外，UP2 400处理厂在处理气冷堆和压水堆乏燃料的过程中也产生了大量的结构和工艺废物，在过去，这些废物没有得到及时的整备。如果是长寿命中放废物和高放废物，在处置或临时安全贮存前，需要经过废物鉴定，回取，分拣，处理和整备。表1列出了UP2 400运行期间产生的废物种类和总量。1.4 立即拆除策略乏燃料后处理设施操作长寿放射性核素（如Pu-239、Cs-137），退役前让核素衰变带来的益处相当小，因而衰变带来的益处必须与长期维护、保养的花费进行权衡。因此，阿海珐（AREVA） NC的策略是立即拆除，目标是使这些设施适合常规用途或适合作为受监管设施使用，具体取决于厂址的预期用途。立即拆除的一个优点就是可以保留部分员工，利用他们的知识和技能来进行拆除。而且，拆除设备需要的基础设施还可以继续使用。表1 历史废物种类和总量 种类 总量压水堆燃料元件包壳和端头880吨贮存在水下深坑压水堆燃料元件包壳和端头 740吨（6300桶）贮存在池里泥浆9300m3贮存在深坑里液态核裂变产物 235m3贮存在罐里树脂 362m3贮存在罐里气冷堆结构废物（Mg，C） 680t贮存在深坑里540t贮存在罐里有机溶剂（磷酸三丁酯+正十二烷）592m3贮存在罐里工艺废物 2400桶2 法国在退役过程中使用的新技能2.1 远程操作核燃料后处理厂工艺热室的特殊环境使远程操作设备的开发变得很有必要。法国在核退役过程中将许多商用远程操作设备应用到检测、放射性测量、维护与修理等作业。学习实体模型也是培训操作员的必要一步。他们的维护操作员、设施操作员和退役作业人员的已经能高效使用远程设备。同时，他们还开发了一系列专门技术用来在复杂环境下拆除设备室。如图2所示，远程设备由四部分组成：机械臂，操作工具，搬运器和控制系统，这类系统的利用率一般在50%左右，还需要进一步发展。传感器 高压喷射/凝胶 超高压切割 等离子切割机械臂操作工具搬运器控制系统中心n 7型轴n 液压或电动n 铝质n 容量100Kg钳子 研磨器 剪切机 超高压喷射器 液压拆毁伸缩式支臂（从上部操作） 布鲁克（brokk） 杆（从下部操作）图2 远程设备四部分2.2 放射性测量在核设施退役的不同阶段，从初始特性调查（表征）到最终监视，通常使用各种类型的测量方法。由专门的经过培训的技术人员实施现场测量并对测量结果进行解释、分析是绝对必要的。以下是法国在退役过程中常用的两种主要核测量装置（见图3）。 图3 现场核测量系统CARTOGAM和ISOCS1套用于检测源位置与放射性强度的便携式射线实时成像系统（CARTOGAM）；1套用于定性和定量分析发射体的现场计数系统（ISOCS:Insitu Object Counting System）。与现场测量方法互补的其他技术主要基于破坏性测量，涉及实验室测量，通常用于更深入的调查。与执行常规分析的装置相比较，这是一个新的领域。3 安全文化，人力资源和项目结构的变化除了技术挑战，阿海珐（AREVA） NC的员工还面临人事管理的挑战，以应付从运行安全文化到项目管理安全文化的转变。在法国，核设施最终关闭以前必须设立好退役机构，以确定初始状态和整体退役方案以及准备获得退役许可证所必需的所有文件。在退役机构里有多种文化共存，比如项目管理，设施操作员和清理服务，它们的共同目标是保持高度安全。退役工作影响着人员配置，员工被雇用与否，在某种程度上取决于后处理厂遗址将来的使用情况，这点影响着人员配置。主要有以下两种情况：除了退役以外这里还有其他的业务运行，不同的项目（运行和退役工厂）共同使用主要资源。法国UP2 400后处理厂退役工程就是这种情况，在那里还有两个后处理厂（UP2 800和UP3）在继续运行。退役是剩下的唯一的活动，在这种情况下，后处理厂也将不得不考虑其他方式安置职工，同时面临工厂关闭和退役的社会影响。4 法国废物管理拆除马库尔和阿格的后处理厂将会产生数十万吨的潜在污染废物。其中大部分为废金属和碎石。管理如此大量的废物将是一个关键问题，因为在这些项目中管理废物意味着巨额开支之一。按法国相关规定要求，每种废物从产生到消除按照预评估的、受控的过程进行处理，该过程的废物处理路线是预先确定的。在管理来自核区的废物时，安全管理当局排除了在管理核区废物中采用测量无条件清洁解控水平的做法。1999年12月31日部颁命令（20条），要求核营运者提供一个称作“废物研究”的详细废物管理计划以待批准，在这个计划里必须把装置分为核区和非核区。核区废物必须按照控制路径和出口管理，非核区废物可以按照常规方式来管理。阿海珐（AREVA） NC后处理厂在细化退役方案的过程中遵循某些战略规则，其中的一些如下所述：为了使现场的临时贮存最少，所有符合现有地表处置设施的废物（极低放和低放废物）处理、整备并转运到处置设施。通过管理废物流并考虑验收合格条件和设备生产能力，最大程度地使用现有的处理和整备设备； 在拆除准备前期建立场址的最优化分区（废物分区），限制核废物的产生量。特别关注核区内的建筑物和设备的物质和放射性总量，可以为每种废物类型确定最适合的管理路线。在退役过程中，把废物最少化作为一个主要目标。按照以下几个重要原则制定和执行废物最少化：保持放射性废物产生最少化。重点应该放在隔离不同种类的物质以减少放射性废物量。通过应用适当的处理工艺（整备、熔炼、焚烧）减少放射性废物产生量。增加有用材料循环利用的可能性。5 结束语根据法国核燃料后处理厂退役经验，在后处理厂关闭以前应该准备好退役建议，关注的焦点不仅仅放在技术上，同时也要放在人力资源方面，退役队伍里面应当包括掌握全部需要的技能和经验的员工。采取合理的退役策略将有利于优化退役过程，节约退役费用，在细化整体退役方案和细化具体退役方案过程中，必须要考虑和评估类似作业的反馈经验。适当采用远程操作设备和先进探测设备。对于退役产生的废物应该采取经济有效的管理措施。法国取得的经验对于我国的核燃料后处理厂及其他大型核设施退役有一定的借鉴作用，可以学习其中的退役理念和技术方法，使我国退役工作有效开展。参考文献：1 G. DECOBERT, T. DEVRIES, T. VARET. Key i