卡爾斯魯厄後處理廠:概念,德國卡爾斯魯厄後處理廠的退役與啟示,退役策略,退役費用,

卡爾斯魯厄後處理中試工廠（WAK）作為德國國家核能發展計畫的一部分，於1967年開工建設，1971年開始運行。該廠建造調試歷時55個月，建造費用3千萬歐元。1982年以後工廠由德國核電廠乏燃料後處理公司獨家運營。目的主要是試驗和最佳化工藝技術和後處理廠裝備，以及人員培訓。後處理試驗真正可以利用的時間只有一半，另一半要用於檢查、修理和維修設備以及進行技術改造更新。WAK於1991年6月30日正式關閉。

基本介紹

中文名：卡爾斯魯厄後處理廠
外文名：Karlsruhe reprocessing plant
描述：核電廠乏燃料處理廠
套用：最佳化後處理廠裝備
學科：核能

概念,德國卡爾斯魯厄後處理廠的退役與啟示,退役策略,退役費用,退役步驟,輻射防護,退役技術,手工拆除作業,半遠程拆除技術,遠程拆除技術,廢物處理處置,

概念

卡爾斯魯厄後處理廠的設計生產能力為175kg/d，設計年最大運行天數為200d，設計特徵如表1所示。WAK 可分為3個主要部分：工藝過程廠房（包括所有乏燃料後處理裝置）、高放廢液貯存廠房（LAVA 和 HWL），以及卡爾斯魯厄玻璃固化設施（VEK）。WAK在20年的運行過程中，共處理了207t研究堆和動力堆乏燃料。工廠為燃耗高達40GWd/t U的輕水堆燃料後處理提供了寶貴經驗，對冷卻期小於一年的天然鈾或低加濃鈾燃料的後處理也提供了有價值的經驗。

德國卡爾斯魯厄後處理廠的退役與啟示

退役策略

1991年12月，卡爾斯魯厄研究中心與其股東聯邦政府和巴登-符騰堡州、WAK運營公司及其母公司德國核電廠乏燃料後處理公司簽署一項協定，退役和拆除WAK後處理廠。WAK關閉以後，為了保證放射性物質的安全封存，那些與之相關的處理裝置仍在運行中，包括在LAVA的廢物貯存設施等。工廠計畫退役拆除工作始於1994年，2009年實現綠地化，據2009年數據這一時間已延至2023年。

WAK運行後，廠房系統的內表面已在不同程度上受到了不溶性物質的污染，主要有接收燃料中的活化產物，貯存水池的水淨化裝置的熱樹脂粉末，剪下熱室的活化產物、裂變產物和錒系核素，高放化學分離工藝段的裂變產物（主要是¹³⁷Cs）和錒系核素，以及Pu分離段的Pu和²⁴¹Am。

根據輻射狀況和空間條件，拆除作業採用手工、半遠程和遠程操作。工作人員手動拆除的限值是0.5mSv/h的劑量率（如表2所示）。如果超過這一值，有必要考慮禁止或相隔適當距離，或使用遠程技術。只有一小部分工廠區域可以通過直接處理方法進行拆除，其它高度污染的後處理熱室必須通過遠程處理技術予以拆除。

主工藝廠房的拆除活動開始於1996年，最初拆除的工藝過程廠房主要集中在首端和尾端的系統。工藝裝置的主要部分被拆除後，再將高、中、低級別的實驗室都清空。完全拆除WAK的一個先決條件是管理乏燃料後處理產生的貯存在LAVA兩個貯罐中的α/γ放射性總量為7.7×10¹⁷Bq的60m³的高放廢液。為此，從2000年至2005年建造了VEK，VEK於2009年開始進行熱運行，2009到2010年，高放廢液被玻璃固化。

退役費用

按照1991年12月的退役協定，WAK的退役直接費用為19億馬克（約13億美元）。此方案計畫將高放廢液轉運到比利時帕梅拉去玻璃固化，並在WAK和帕梅拉各建一座裝卸設施，不包括建VEK設施。德國電力公司同意支付其中的10億馬克，剩下的費用約90%由德國聯邦研究和技術部支付，其餘由巴登-符騰堡州負擔。德國聯邦研究和技術部要求“簽訂協定的所有各方以及審批機構必須確保工廠的退役和拆除嚴格按計畫進度表進行，因為任何耽誤都可能引起費用嚴重超支”。卡爾斯魯厄研究中心承擔該項目的全部責任。WAK運營公司實施餘下的安全設施運行作業，並負責拆除這些設施。按照2011年的數據，1991年到2035年，WAK退役及其廢物管理活動的總費用預計為26億歐元（35億美元）。截止到2008年，已花費了22億歐元（30億美元）。

退役步驟

WAK退役、拆除和廢液管理採取6個技術步驟（見圖1、表3所示）進行，具體步驟取決於相關建築的用途（化學後處理或高放廢液處理）。根據德國原子能法第7（3）條，這些步驟均需要許可證申請及審批。退役步驟1～3包括後處理工藝廠房的拆除步驟，直到可解除德國原子能法案的管制；步驟4、步驟5中，在高放廢液玻璃固化和LAVA中廢物罐的大量沖洗後，該貯存區可以退役，最後一步計畫是整個建築結構的拆除，而按照場地的再利用計畫廠址將重新成為“綠色的草地”。實現步驟4、5、6步的先決條件是必須建設玻璃固化設施，對在LAVA廠房2個貯罐中貯存的60m³高放廢液進行玻璃固化。LAVA廠房的高放廢液貯存計畫一直持續到玻璃固化作業的結束。

輻射防護

WAK工廠的拆除作業提出了一個非常保守的輻射防護標準：

（1）最大個人劑量限值為20mSv/a，個人平均劑量為10mSv/a；

（2）手工作業僅局限於輻射水平低於0.5mSv/a的工作區域，除非遠程技術是不可使用的；

（3）放射性核素的年度攝取量限制在德國輻射防護法令第52條限值的5%，這意味著每年鈽的攝入量為5Bq。

為滿足放射性核素攝入限值的要求，有必要採取極為嚴格的防護措施。當表面污染稍微超過德國輻射防護法令的自由釋放限值時，就必須使用空氣面罩。在工藝熱室內的拆除工作都要使用強制供氣的塑膠氣衣。不僅要對氣衣提供清潔空氣，而且在氣衣內部還使用了P3粒子過濾器。每年分析10%的工作人員的糞便來檢驗放射性攝入防護措施的有效性。單項任務的最長作業時間為2h，在不使用氣衣情況下的作業時間為0.5h。

退役技術

手工拆除作業

1999年前，採用直接手工作業的方法，拆除了燃料元件接收系統，燃料元件貯存及池水淨化系統，鈾和鈽的最終淨化及最終產品的貯存系統，中低放廢液貯存系統，蒸汽和熱水供應系統，取樣走廊，閥門走廊，化學製劑供應和配製系統等。各個系統的拆除作業已經標準化，包括：

（1）調查輻射水平；

（2）實施電氣和運行的關閉程式；

（3）減弱對其他單元影響的措施；

（4）為人員和材料設定氣閘；

（5）使用包容措施，防止污染物的不當擴散；

（6）採用污染物擴散最小的拆除程式；

（7）將要壓實的碎屑進行減容，放入運輸容器中；

（8）包裝程式；

（9）對包裝和向卡爾斯魯厄研究中心廢物處理站的運輸進行評價；

（10）解體後，進行保管和去污；

（11）淨化後，調查輻射水平。

切割管線工具為液壓切割剪和手工鋸。在用液壓切割剪對容器進行切割之前，容器內表面噴塗一種石棉纖維粘接劑，防止剪下過程中污染物擴散。在工作現場將廢物收集到廢物桶中。手套箱和大型部件則在外部包上金屬箔，並裝入容器中準備運往卡爾斯魯厄研究中心廢物處理站。對於非放射性部件，則豁免供無限制使用。

半遠程拆除技術

化學分離工藝的混合澄清槽位於化學工藝熱室的輸送管溝內，因其頂部空間有限，開發了半遠程技術，從8m深的管溝內拆除鑄鐵禁止層、混合澄清槽、管線、容器和泵。使用吊車吊鉤上的液壓剪進行管溝中的半遠程拆除。剪下操作在具有禁止的工作平台上進行。

在控制室內，通過數個閉路電視攝像機和內部通訊系統，對現場工作實施監控。切割工具由手持長鉗操縱器導向，通過支撐在管溝頂部的禁止滑架來控制操縱器。

在第一循環混合澄清槽拆除工作中，接觸劑量率高達90mSv/h。使用磨鋸和液壓剪將混合澄清槽與管線、固定設備切割分離，用膠帶將液壓剪綁在單軌吊車吊鉤上，技術工人用長臂操縱器引導，將內徑50mm、壁厚4～5mm不鏽鋼管切割成段，用耙收集後用控制鉗手撿起置於170L的桶中，將桶放入禁止棺箱中，使用單軌吊車將混合澄清槽從基座上提起，放在容器中將其運往卡爾斯魯厄研究中心廢物處理站。由於沾污表面噴塗的水相共聚物的擴散，從干預區向管溝開放區域空氣流動速度可忽略不計，故在鄰近的干預區域內未產生氣溶膠放射性。

遠程拆除技術

遠程拆除技術有水平拆除方法和垂直拆除方法。水平拆除方法用於有水平入口的設備室，使用履帶式帶動力工具的載運機；垂直拆除方法用於有垂直進出口的設備室，使用升降機輔助纜繩懸掛的電動雙臂主從機械手。為了確保遠程拆除技術的拆除成效，所有的技術設備以及拆除程式於1997和1999間進行了測試。測試於卡爾斯魯厄研究中心的一個試驗設施中進行，在此建立了1:1的模擬熱室，進行了3個月遙控系統操作訓練。為了提高操作速度和機動性，在測試階段對原來的垂直遙控拆除方案進行了修改，即以槽代替桶。這樣，可以把大件管道和設備運到閘內；低放部件裝入了大金屬箱；中放部件則運到以前的首端熱室，用剪下機或研磨機減小尺寸，裝在桶
內，並用首端熱室已有的雙層封蓋系統密封。在測試期間積累的經驗對後續的操作起了很大的作用，如使複雜的設備免於頻繁故障，尤其是對單臂Brokk履帶式挖掘機的每日人工輔助保養，維持遙控設備連續運轉等。經過測試，對整個工序進行了最佳化，將設備在熱室中操作的可用性提高到86%～95%。

廢物處理處置

WAK後處理廠退役產生的放射性廢物在卡爾斯魯厄研究中心廢物處理站進行處理。放射性廢物可分為：豁免廢物、有限制或再循環（如熔融）的廢物、低放廢物、中放廢物以及高放廢物。通過放射性廢物豁免、有限制或無限制再循環使用的準則，對沾污非常低的金屬進行熔融單獨回收，可重新使用的儀器（如來自實驗室的）則重新使用。在後處理廠不同系統的廢物中，放射性核素含量差異很大。因而，各個系統要獨立地收集廢物，不同系統的廢物必須收集在不同的廢物桶中，並對這些系統廢物進行有代表性的取樣及分析。

卡爾斯魯厄後處理廠