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user: 4. 中国压水堆核电厂退役去污标准体系修订的建议 中国核电标准最初的建立，一般是先根据IAEA或核电大国分享的成熟经验的标准进行消化，然后再根据实际执行中出现的问题，进行适应性修订。但根据上文调研的结论来看，美国退役去污标准相对较少，且没有明显体系，所以采用该方法建立退役去污标准体系行不通。为了能建立一套符合我国国情，且能切实指导退役去污工程开展的标准，本文通过研究核设施退役活动，提炼关键要素，匹配国内现有去污标准，最终提出中国压水堆核电厂退役去污标准体系修订的建议。 4.1. 退役去污活动的开展 核电厂退役是一项复杂系统工程，全过程的退役活动可归纳为：退役策略、制定退役计划、退役许可申请及相关申请文件编制，安全停闭管理，退役工程实施和工程验收。其中退役工程实施中又包括源项调查、去污、拆除、放射性废物处理、辐射防护与监测、场址/环境恢复等。 根据核电厂退役去污实施的目的不同，主要分为以下三个类别： 1) 退役实施前去污主要包括根据源项调查和场址特性调查，为方便进入厂房检测或取样分析，对工作区域内系统设备等进行一定程度的内外表面去污。如主冷却剂系统和化容系统、硼回系统等涉核系统去污和设备去污，这些系统设备、管道长期工作在高辐射、高温、高压的工作环境，其内表面附着了一层放射性腐蚀产物，通过去污可以减低作业场所辐射水平，减少退役实施过程中作业人员的受照剂量。 2) 退役过程中去污主要包括为方便污染物切割、拆除、整备、运输等操作进行的在线去污，为建/构筑物拆除进行的表面剥离去污，为放射性物料降级或再循环再利用进行的离线去污，为设备、工器具进行的去污等。其主要目的是减少放射性污染、减少拆除过程中放射性气溶胶产生，防止污染扩散和交叉污染，实现废物降级，减少废物处置费用。 3) 退役实施后期主要包括实现场址的开放对场址范围内的地面、道路、土壤、地下水等进行的清理去污等。如：在厂区内涉核建筑结构去污后、拆除前，对各涉核厂房建筑外一定范围内的地面、土壤进行放射性污染普查，并标识出污染部位、污染水平及深度。根据普查寄过对有污染的部分进行清理去污，至厂址无限制开放标准。 4.2. 去污技术 现有的去污方法，按去污对象划分可以分为系统去污、设备去污和设施(厂房)去污，不同的去污对象，使用的去污方法也大不相同 [ 4 ] [ 5 ]： 1) 系统去污。例如反应堆一回路系统，化容系统等，一般采用化学去污方法； 2) 设备去污。主要包括机器设备或其零部件和工具。一般采取单个去污形式，去污方法包括机械–物理去污法、化学去污法、熔炼去污法等； 3) 设施(厂房)去污。主要是对建(构)筑物的钢筋混凝土、钢材及其涂层、衬里等的污染进行去污，其去污方法主要是机械–物理去污法，如冲击、研磨、剥离等。 按去污原理分则可以分为机械–物理法、化学法、电化学法、熔炼法、生物法等。在实际的工程应用中这些方法是交叉、复合使用，如：铈氧化方法、CORD/UV方法、CORPEX方法、SANIDIN泡沫去污方法等，均在核电厂退役去污上有良好工程应用。 4.3. 要素分析和体系框架建立 退役去污活动主要是通过去污目标和去污技术的选择两个方面进行开展。同时结合对退役去污活动指导和监管的要求，对去污活动的关键点进行提取。 1) 针对整个退役去污活动，应有总体类的标准，从去污方法的选择、去污实施要求、去污限值、安全要求、质量保证等方面进行指导和规定。 2) 去污目标主要是从去污操作人员剂量限制、废物降级要求、方便后续处理要求、最小化要求等方面进行确定。这些目标的确定后，需要有相应的标准或导则对其具体限值进行规定并在去污后对目标值进行验收。对于这一类监管标准，本文将其归类为去污验收类标准。 3) 对于去污技术来说，由于从不同方式分，各种技术侧重点也不一样。所以还是延续其原有分类方法：针对重点系统或物项如：一回路系统、管道、槽罐、厂房构筑物等去污方法的选择进行建议和规定的标准，归类为系统、物项去污标准；针对物理、化学或物理化学结合一起使用的去污方法的实施流程进行建议和指导的标准，归类为去污技术(方法)标准。 4) 此外，在核电厂的设计阶段，需对核电厂将来便于退役去污进行考虑。如对使用的材料或涂层的去污难易程度，去污效果进行试验、分析和评价，确定该材料或涂层是否易于被去污。本文将这些标准归类为试验评价类标准。 根据上述分析，通过确定退役去污活动开展的需求要素点，本文建议压水堆核电厂退役去污标准体系框架结构体系如图1。 图1. 压水堆核电厂退役去污标准体系框架结构体系 4.4. 现有退役去污标准匹配分析 针对我国现有退役去污标准内容分析，同时与上述体系架构进行了匹配，见表4。从匹配结果上看，现有标准均可以按上述体系进行分配。同时，在总体类和去污技术类别中，存在标准缺失，需要建立补充。 Table 4 Matching analysis of existing decommissioning decontamination standards of nuclear power plant 序号 标准 标准适用范围 总体 1 缺失 对压水堆核电厂退役去污技术的基本原则进行规定 试验评价 1 GB/T 14057.1-2008 放射性污染 表面去污–试验与评价去污难易程度的方法 本标准规定了在实验室条件下，试验与评价放射性污染表面去污难易程度的防腐。 标准适用于为了选择材料的目的评价金属、非金属、各种涂层及地板覆盖材料表面放射性污染去污的难易程度。不适用于在高温、高压下，长期接触污染介质的工艺系统的选材，也不适用于评价现场实际污染表面去污的难易程度。 2 GB/T 14057.2-2011 放射性污染 表面去污–纺织品去污剂的试验方法 本标准规定了测试纺织品去污剂效率的试验方法。 标准适用于在实验室条件下试验和评价去污剂水溶液对放射性污染纺织品的去污效果。不适用于试验、评价去污剂清除非放射性污垢的能力，也不适用于评价纺织品去污剂实际应用的去污效果。 3 NB/T 20133.4-2012压水堆核电厂设施设备防护涂层规范，第4部分：涂层系统可去污的测定 标准规定了在实验室条件下，涂层系统对放射性核素污染的敏感性及可去除放射性核素污染能力的测定方法。适用于评价压水堆核电厂用涂层系统可去除放射性核素污染的能力。 系统、物项去污 4 NB/T 20142-2012 压水堆核电厂——回路系统及设备化学去污 适用于压水堆核电厂一回路系统及设备表面在线或离线化学去污，其他系统或设备表面的放射性污染去除，亦可参照执行。 去污技术 5 缺失 对具体的去污技术，在实施条件，实施过程，结果评估方面提供建议和规定。 去污验收 6 GB/T 17567-2009 核设施的钢铁、铝、镍和铜再循环、再利用的清洁解控水平 本标准规定了核设施运行和退役中产生的钢铁、铝、镍和铜材料、设备和工具再循环再利用的清洁解控水平。 本标准适用于核设施运行和退役产生的钢铁、铝、镍和铜材料、设备和工具的再循环、再利用。 7 GB 27742-2011 可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度 本标准规定了可免于辐射防护监管的物料中放射性核素活度浓度。本标准适用于大批量(大于1吨)物料的生产操作、贸易、填埋或再循环等活动，但不适用于下列情况： ——食品、饮水、动物饲料和任何用于食品或动物饲料的物质； ——空气中的氡； ——运输中的物料(按运输标志管理)； ——已核准实线所产生的液态和气载流出物； ——环境(包括场地土壤)中的放射性残留物。 8 GB 17947-2008 拟再循环、再利用或作非放射性 废物处置的固体物质的放射性活度测量 本标准规定了核设施运行和退役产生的，拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量的原则和方法。 本标准适用于核设施运行和退役产生的，拟再循环、再利用或作非放射性废物处置的固体物质的放射性活度测量，以判明这些物质是否符合发布的清洁解控标准。 9 EJ/T 1191-2005 推导退役后厂址土壤中放射性残存物可接受活度浓度的照射情景、计算模式和参数 本标准规定了推导退役后场址土壤中放射性残存物可接受活度浓度的环境照射情景、照射途径、计算模式和主要参数。 本标准适用于退役后拟开放场址土壤中放射性残存物可接受活度浓度的确定。 10 HJ/T 53-2000 拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定 本标准给出了土壤中剩余放射性的可接受暂行水平。 适用于核设施退役场址的开发利用；对于其他从事导致天然放射性水平增高活动的场址的开放利用，可参照执行。 表4. 现有核电厂退役去污标准匹配分析表