核电厂便于退役的理念及实践

Energy of China - - 研究与探讨 -

刘 毅1,刘志辉2,刘新华 2

(1. 中广核工程有限公司,广东 深圳 518124;2. 环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082)

摘要:核电厂退役实践表明,退役是一项复杂、难度大、周期长、费用高的活动。过去认

为,核电厂退役是核设施运行结束后才考虑的事情。近年来,国际原子能机构在充分汲取核设施退役工程实践经验基础上,提出了便于退役理念,倡导全寿期考虑退役问题。我国在核电厂便于退役方面开展了积极探索和实践,明确提出在核电厂安全分析报告中新增退役章节,描述便于退役的设计和运行管理措施。但是,由于对此研究不足,安全分析报告中便于退役内容侧重于原则性问题,缺少具体措施和明确要求。因此,应针对我国三代堆核电厂开展全面系统地便于退役的设计和运行管理研究,提高我国三代堆核电厂设计和运行水平以及国际竞争力。

关键词:核电厂;设计;运行;便于退役

中图分类号:F206 文献标识码:A 文章编号:1003-2355-(2017)09-0044-04 Doi: 10.3969/j.issn.1003-2355.2017.09.008 Abstract: The practice of decommissioning of nuclear facilities shows that decommissioning of nuclear power plants is a complex, difficult, long cycle and expensive activity. Decommissioning is generally considered after operation. In recent years, the IAEA has made full use of the experience of decommissioning nuclear facilities and put forward the concept of “facilitating decommissioning”, which advocates full life cycle time to consider decommissioning. China has carried out active exploration and practice in the field of facilitating decommissioning of nuclear power plants, and has clearly put forward new decommissioning chapters in the safety analysis report of nuclear power plants, and described the design and operation of management measures of decommissioning. At present, it is biased principle to the content of facilitating decommissioning, lack of specific measures and specific requirements. The main reason is that there is a lack of research in the field of facilitating decommissioning. Therefore, it is necessary to carry out a comprehensive and systematic study on the design and operation management of facilitating decommissioning of the third generation nuclear power plants in China, so as to improve the design and operation level of the third generation nuclear power plants and the international competitiveness of our country.

Key words: Nuclear Power Plant; Design; Operation; Facilitating Decommissioning

对于核设施而言,退役是继选址、设计、建造、运行之后生命周期的最后一个阶段 [1]。退役经验表明,核电厂退役是一项复杂、难度大、周期长、费用高的活动,有核国家对核电厂的退役均非常关注 [2]。国际原子能机构(IAEA)发布了一系列核设施(包括核电厂)退役的安全要求和相关导则,要求在核设施选址、设计、建造、调试和运行阶段均应考虑便于退役的问题。在设计和运行管理上进行便于退役的考虑,将大大降低核电厂退役的难度,可缩短退役周期,节约退役经费,更利

于保护工作人员、公众和环境 [3]。2016 年,我国修订发布的核安全法规《核动力厂设计安全规定》(HAF102-2016)明确规定,核动力厂在设计阶段必须专门考虑核动力厂便于退役的措施。近年来,依据我国现行法规要求,结合国际上核电厂退役实践经验,国家核安全局在我国新建核电厂审评实践中明确要求在安全分析报告中增加退役章节,主要阐述便于退役设计特征和运行管理措施等 [4]。

但是,由于便于退役理念宣传不够,认识不足,缺乏研究,致使我国核电厂便于退役流于形

收稿日期:2017-09-01作者简介:刘毅(1980-),男,汉族,中广核工程有限公司工作,双学士,从事核电项目市场开发和管理工作。

式。因此,本文全面梳理便于退役理念,分析我国便于退役实践中存在的问题,提出了研究设想。

1 便于退役理念

早期,通常认为退役是指核设施(如核电厂)永久关停后的去污、拆除、废物处理和处置等一系列活动。近年来,国际上有核国家的退役实践经验表明,退役不仅是永久关停才考虑或关注的事情,而且还是涉及选址、设计、建造、调试和运行生命周期全过程的行为 [5]。

从现有文献来看,便于退役一词最早出现于1997 年 IAEA 发布的 382号技术报告—《便于退役的核电厂设计和建造 》[6],其含义为使退役变得容易和方便。IAEA 382 号技术报告中将便于退役的目标规定为:减少工作人员受照射剂量、减少放射性废物产生和降低环境影响、简化拆除程序、节约退役成本。IAEA 提出的便于退役理念得到成员国的认同,并要求在新建核电厂和反应堆的设计中明确便于退役的特征。2014 年 IAEA发布的一般安全要求第 6 部分(GSR Part 6)—

[7]

《设施退役》 ,在 1.1款中明确指出,核设施(包括核电厂)在选址、设计、建造、调试和运行5个阶段必要考虑退役问题;在 7.1 款中明确要求,监管机构应确保许可证持有者在设施的选址、设计、建造、调试和运行阶段考虑便于退役问题,即应有便于退役的特征、设施记录保持措施、限制污染或活化的物理措施和程序方法。

IAEA 发布的安全导则《核动力厂和研究堆的退役》( WS-G-2.1 )对核动力厂在设计和建造、运行阶段如何考虑便于退役给予了具体说明,包括但不限于以下两方面。

(1 )设计阶段,应仔细选择材料,以减少活化、把活化的腐蚀产物的散布减到最少、确保表面容易去污以及尽量少使用可能有害的物质和材料;应优化核动力厂的设计、布局和进出路径,以便于移走大的部件、容易拆除并远距离操作移走活化部件、便于将来安装去污设备和废物处理设备、便于管道和预埋部件的去污或拆除等。

(2)运行阶段,应记录反应堆运行详情,如燃料破损和燃料衡算、导致放射性物质溢出或意外排放的事件、辐射和污染的调查数据、可能影响地下水的放射性物质释放、放射性废物产生情况等;应详细记录核动力厂的维修、改造情况,如施工改造图纸和照片、特殊的修理或维护的活动和所采取的技术方案(如有效的临时屏蔽布置或移走大部件的技术方案)、以及所有临时实验和装置 的设计、材料成分以及所在区域的详情等。

当前,核电厂设计阶段考虑便于退役的理念已作为三代核电机组有别于二代核电机组的重要特征,得到了国际认可。我国现行核安全法规对核电厂设计和运行阶段考虑便于退役,给予了明确阐述和原则性规定。

2 监管要求

2.1 国外监管要求

IAEA GSR Part 6 明确了核设施退役的基本要求,WS-G-2.1《核动力厂和研究堆的退役 》提出了新建反应堆和运行反应堆便于退役的考虑 [8]。

美国核管会( NRC )为了执行联邦法规第 10部分( 10 CFR 20.1406 )的规定( b 款,标准设计认证与批准和制造许可证的申请均应描述如何便于退役……),提出了退役的全寿期计划,并于2008年颁布了新的安全导则—《减少污染和放射性废物产生:全寿期计划 》(RG4.21 ),其目的是指导许可证申请者如何根据 10 CFR 52 部分提交有关便于退役方面等设计和操作程序,以满足许可证申请、设计认证、标准设计批准要求。RG 4.21 中强调了在电厂设计阶段需要考虑对污染进行控制。从设计上要求减少对设施和环境的污染,如通过设计和运行程序可早期探测泄漏。该导则同时强调保存利于安全和退役的记录。记录应包含污染事件和设施整个寿期内环境中污染残留水平的详细描述。为此,NRC开发了系统收集退役经验教训的程序并将其文档化 [9]。

法国核安全局( ASN )在修订的《核设施及放射性物质运输控制》条例中规定核设施各阶段都需考虑便于拆除的问题。ASN有关退役导则将根据退役实施过程中的经验反馈定期修订。如法国电力公司(EDF)在 Flamanville-3(EPR 堆型 )设计过程中考虑了便于退役的要求 [10]。

2006 年,英国健康与安全执行委员会(HSE)出版的《核设施安全评价原则 》第 684 条规定 [11],许可证条件的第 35 条要求许可证持有者应为具有核执照场址的退役设施做出充分安排。尽管退役是设施整个生命周期的最后阶段,但退役应该从规划与设计时及整个生命周期中的各个阶段均予以考虑。同时,该原则的第 687 条阐述了便于退役的设计要求,包括最小化活化与污染的设计措施、阻止污染扩散的物理方法和管理措施、活化控制、促进退役与减少退役工人受照剂量的设计特征、为便于或加快退役对合理切实可行改造的确认等等方面的要求。

2.2 国内监管要求我国不同阶段核电厂退役要求如表1 所示,《核动力厂设计安全规定 》(HAF102 )明确要求在设计阶段必须专门考虑便于核动力厂放射性废物管理以及核动力厂退役和拆除的特性。同时规定,在设计中必须考虑材料的选取,以使放射性废物量在实际中尽可能地减少,并便于去污;必要的可达性和可操作性;管理和贮存核动力厂在运行过程中产生的放射性废物所需的设施以及管理核动力厂在退役时所产生的放射性废物的措施。该规定针对“便于退役”给予了说明,为核动力厂在设计上明确便于退役的特征提出了明确要求。《核动力厂运行安全规定 》(HAF103 )明确规定,在核动力厂整个运行寿期内,营运单位必须考虑到最终退役方面的需要。为了有利于计划退役,必须记录核动力厂在修改和维修活动中处理污染的或经辐照的构筑物、系统和部件的情况。

针对核电厂安全重要构筑物,系统、部件设计上应考虑如何便于退役和运行管理上如何有利于退役均有详细规定。如《核电厂设计中总的安全原则》( HAD102/01 )规定,在设计阶段中,必须高度重视便于维修、设备去污以及核电厂退役的措施;《核电厂反应堆安全壳系统的设计》(HAD102/06)规定,核电厂反应堆安全壳系统的设计中必须考虑有助于电厂退役的各种措施(如选择建筑材料以降低运行期间感生的放射性活度);《核电厂堆芯的安全设计》( HAD102/07)规定,堆芯设计中应考虑退役措施,堆芯结构和支承结构等设计必须便于处置,并保证公众和执行退役任务的人员所受到的照射保持在合理可行尽量低的水平;《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》( HAD102/08)规定,还应考虑反应堆最终需要退役,如易于接近的布置、选择在拆卸时放射性物质(长寿命核素)不会散布的材料、保存与拆卸有关建造细节的记录等等。《核动力厂营运单位的组织和安全运行管理 》(HAD103/06)规定,核动力厂安全运行的各类管理大纲应包括退役的相 关内容,包括有利于制订退役活动计划的各种要求,如必要时在运行阶段根据运行经验和退役技术最新的进展对退役计划进行修改或更新、应制订最终退役计划、所有与将来退役有关的重要资料都应适当记录、分类保存等。

3 实践及探索

环境保护部核与辐射安全中心在结合国际上核电厂退役实践经验、IAEA 便于退役要求和审评实践,依据现行法规,提出了我国新建核电厂安全分析报告退役章节( 20 章)的格式与内容的构架,并多次组织核电厂设计、运行和核设施退役等领域专家进行研讨和修改,见表 2。

国内清华大学核能与新能源技术研究院、中国核电工程有限公司、深圳中广核设计有限公司、上海核工程研究设计院有限公司等研究和设计单位针对核电厂便于退役开展了初步研究,完成了各自负责的核电厂安全分析报告退役章节内容的编制。截止到 2017 年 6 月,共有华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程等 40 多台新建核电机组的初步安全分析报告(PSAR )或最终安全分析报告( FSAR)提交或补充了退役章节内容,如表 3 所示。

上述核电厂安全分析报告中第20 章退役,阐述了便于退役的设计特征和运行管理措施、初步退役方案等,但仅为原则性描述,无具体措施和明确要求,缺少实质性内容,对核电厂便于退役的设计和运行管理以及将来退役实施缺乏指导意义。

4 研究设想

综上,有必要参考国际有核国家或组织的研究进展和趋势,结合我国核电厂建设和发展的实际情况,针对我国核电厂开展全面系统地便于退役要求的研究工作。

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