魏方欣

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

目前许多国家已经通过建造和运行近地表处置场解决了短寿命低中放废物的最终管理问题。但如何安全处置长寿命低中放废物（含大量半衰期大于1 000年的放射性核素的低、中水平放射性废物）和高放废物依然存在问题，一个共识是乏燃料、高放废物和大量的长寿命低中放废物应在具有一定深度的稳定地质环境中处置，包括近地表处置、中等深度处置和深地质处置等。将放射性废物根据处置方式进行分类是简单的，但是当针对特定的长寿命低中放废物选择适宜的处置策略时，安全目标和安全分析方法的选择显得极为重要，而如何在保证处置设施和场址长期安全的基础上选择经济上和工程上可行的处置方式也是目前面临的难题之一。通过调研分析长寿命低中放废物的来源和典型特征，探讨处置方式的选择方法和应关注的问题，并在此基础上提出开发长寿命低中放废物处置安全目标和安全分析方法的建议，并建议开展中等深度处置可行性和安全要求的研究。

1 长寿命低中放废物的来源和典型特征

长寿命低中放废物主要来自于核燃料循环（核燃料生产与后处理、反应堆运行和退役）、核科学与核技术的研究、医学和工业应用等活动［1］，如表1所示。某些国家也将导致天然放射性水平增加的人为活动（NORM或TENORM）产生的放射性废物和铀矿冶废物划分为长寿命低中放废物，这些废物的典型特点是体积极大。长寿命低中放废物中通常含有的长寿命放射性核素及其放射性特征如表2所示。

表1 低中放长寿命放射性废物的来源和典型特征

表2 某些关键的长寿命放射性核素及其特征

2 长寿命低中放废物的处置方式及其选择方法

长寿命低中放废物的处置方式通常取决于废物中所含长寿命放射性核素的活度水平。国际上考虑的处置方式主要包括近地表处置、中等深度地质处置和深地质处置［1］。

（1）近地表处置。近地表处置设施一般距地表30米以内，其对可接收放射性废物中所含长寿命放射性核素的类型、活度浓度水平和数量等特征限制较大［2］，一些国家采用400 Bq／g作为单个废物包中长寿命α核素活度浓度的的平均限值（天然核素可以达到4 000 Bq／g），长寿命β核素的平均限值可达到几万Bq／g。美国核管会（NRC）规定近地表处置设施可接收的半衰期大于5年的α超铀核素活度浓度的上限值为3.7×103Bq／g［3］。日本规定近地表处置设施可接收α核素的上限为1×104Bq／g。法国规定近地表处置的废物中，单个废物包内α核素应小于3.7×103Bq／g，在整个处置场中，所有废物包中平均的α核素含量应低于3.7×102Bq／g，目前法国核安全局正研究开发利用位于深度约为15 m的低渗透性粘土或泥灰岩体中的地下处置设施处置含镭废物和石墨废物［4］。比利时拟将奥伦地表处置场作为极低比活度水平含镭废物的长期管理方案（估计平均值低于10 Bq／g），预计体积相对较大（大约1×105m3）。

（2）中等深度处置。日本核燃料有限公司（JNFL）已针对低放废物中等深度处置建造了验证岩体稳定性的试验洞穴和研究开挖扰动带性能的巷道（Rokkasho村）。美国已建成并运行超铀废物中等深度地质处置库（WIPP），并以竖井筒仓的形式在内华达试验场处置被超铀核素污染的长寿命废物。国际上已运行的中等深度处置设施还包括瑞典的福斯马克处置库和芬兰的奥尔基洛托洛维萨处置库，处置的废物包括短寿命低中放废物和长寿命放射性废物，已经许可的设施包括德国的Konrad处置场，德国的Asse和Morsleben处置场处于退役状态。另外，钻孔处置也作为一种中等深度处置方式用于处置废密封源等体积较小的废物。

（3）深地质处置。德国对几乎所有的放射性废物实施深地质处置。英国政府也将深地质处置作为未来放射性废物处置的方向，目的是为英国的中放废物和某些低放废物的长期管理提供统一的方案，同时将此类设施最终关闭的决定权留给未来人类。比利时拟对长寿命低中放废物实施深地质处置，并选择粘土岩（Boom粘土岩）评价处置系统的安全性。

由于深地质处置库的建造所需费用高昂，因此对于长寿命低中放废物，可选择的处置方式主要是近地表处置（处置深度一般为30 m）和中等深度处置（地下深度一般为50～500 m）。将放射性废物按处置方式分为两类是简单的，但对于特定的放射性废物，确定最适宜的处置方式需要从安全性、工程可行性和经济性等方面进行全面的安全分析和代价利益分析。在处置策略的选择中考虑的最重要因素是当前的处置策略能否满足规定的安全目标。近地表处置设施能够满足安全监护期以内的安全目标，保证低中放废物的安全。而在安全监护期结束之后，长寿命低中放废物中长寿命放射性核素的活度水平与初始状态近乎相同，其安全性取决于处置设施和场址的安全性能的持久性。由此，本文认为处置设施的持久性，即工程屏障的耐久性和天然屏障的稳定性是判定长寿命低中放废物处置策略适宜性的基础。

3 长寿命低中放废物处置的政策建议

从监管角度，影响处置策略选择的因素主要包括安全目标和处置系统所能提供的安全水平。前者包括对人员（包括职业人员、公众和无意闯入者）安全和处置系统安全性能的要求；后者主要取决于采用的安全分析方法，包括性能评价、景象分析方法等方面。

3.1 安全目标的确定

安全目标是评价处置方式适宜性和确定长寿命核素的可接受水平的基础。我国对近地表处置设定的安全目标值设为0.25 mSv／a，为保证处置设施安全水平的统一，建议长寿命低中放废物处置的安全目标值为0.25 mSv／a。

由于长时间尺度上对未来处置系统、地质环境、生物圈和人类行为预测的不确定性，应对长寿命低中放废物处置设定分时间阶段的安全目标值。在关闭后1 000年的时期内制定定量的剂量约束值，在关闭后1 000年之后的更遥远时期应用风险、核素浓度等约束值。应单独考虑人类闯入者的防护，单次受照剂量低于5 mSv，长期受照情况下不超过1 mSv／a。

3.2 安全分析

安全分析的结果是判定处置设施能否提供足够安全水平的依据，而如何保证分析结果的可信度是其中的关键问题。首先，安全分析时间一般应涵盖剂量峰值出现的时刻。美国NRC在对近地表处置设施许可导则（10 CFR61）的修订过程中建议评价时间为2万年，且应涵盖剂量峰值（NRC也认为大多数在1万年能够满足性能目标的场址、废物体和处置设计也能在更长时间尺度上继续满足性能目标［3］）。其次，长寿命低中放废物处置安全分析应对工程屏障的耐久性和天然屏障的长期稳定性给予更多关注。长寿命低中放废物的放射性危害比一般的中低放废物持久，在极长时间尺度上的活度水平近乎等同甚至大于初始的活度水平。提高从短期的观测结果推断长时间尺度上处置设施安全性能的能力有助于建立对安全分析结果的信心［5］。最后，选择科学的景象分析方法、确保处置系统及其外部环境中的特征、事件和过程（FEPs）在极长时间尺度上的完备性和充分性是减少安全分析结果不确定性的重要途径之一。根据国际上的实践经验，构建FEPs清单是一个有益的方向。

一般地讲，利用近地表处置设施处置含有一定浓度长寿命核素的低中放废物是可以接受的，但场址应具有稳定的地质条件、干燥的气候，以及对耐久性有严格要求的工程屏障，可以将最终释放到处置系统之外的放射性核素限制到可接受的释放速率和数量之内［1］。因此，从安全性和经济性考虑，中等深度处置是长寿命低中放废物的一种潜在的处置策略。目前我国的法规要求对低中放废物实施近地表处置，而国内也缺少对中等深度处置的深入研究，建议根据合理的安全目标和科学的安全分析方法研究开发中等深度处置技术和工程设施的耐久性与安全要求。

［1］IAEA.Disposal Approaches for Long Lived Low and Intermediate Level Radioactive Waste［R］.Viena：IAEA，2009.

［2］IAEA.Derivation of Activity Limits for the Disposal of Radioactive Waste in Near Surface Disposal Facilities［R］.Viena：IAEA，2003.

［3］NRC.Site Specific Analysis for Demonstrating Compliance with subpart C Performance Objectives，preliminary proposed rule language［R］.Washington：NRC，2011.

［4］GREVOZ A.“Disposal options for low－level long lived waste in France”，Disposal of Low Activity Radioactive Waste（Proc.Int.Symp.Cordoba，Spain，2004）［C］.Viena：IAEA，2005.

［5］IAEA.Extrapolation of Short Term Observations to Time Periods Relevant to the Isolation of Long Lived Radioactive Waste［R］.Viena：IAEA，2000.