李小龍，徐春艷，劉新華，何 瑋，楊曉偉

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

福島事故廢液滯留和循環(huán)處理進(jìn)程分析

李小龍，徐春艷，劉新華，何 瑋，楊曉偉

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

日本福島事故后，東京電力公司利用福島第一核電廠原有的反應(yīng)堆廠房、汽輪機(jī)廠房、高溫焚燒廠房、工藝主廠房以及新設(shè)置的廢液凈化處理裝置和廢液貯槽，在現(xiàn)場(chǎng)建立了事故后廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)，基本實(shí)現(xiàn)了事故廢液的貯存、凈化和循環(huán)利用。自2011年6月29日開始，東京電力公司約以周為間隔實(shí)時(shí)發(fā)布現(xiàn)場(chǎng)廢液積存量/處理狀況報(bào)告。本文統(tǒng)計(jì)了2011年6月29日—2014年1月8日期間先后發(fā)布的132份狀況報(bào)告中有關(guān)現(xiàn)場(chǎng)各相關(guān)廠房和貯槽內(nèi)廢液積存量的數(shù)據(jù)，分析了福島事故后廢液滯留和循環(huán)處理進(jìn)程，研究了福島事故后建立的廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)的組成、功能和運(yùn)行特點(diǎn)及將其應(yīng)用于廢液滯留和循環(huán)處理中的經(jīng)驗(yàn)與不足，并提出了關(guān)于事故后廢液包容滯留的若干建議，為我國(guó)開展核電廠事故廢液包容滯留措施研究提供借鑒。

福島事故；廢液滯留；循環(huán)處理；措施研究

日本標(biāo)準(zhǔn)時(shí)間2011年3月11日14時(shí)46分，日本東北地方太平洋沖區(qū)域發(fā)生地震，震級(jí)9.0級(jí)，地震引發(fā)嚴(yán)重海嘯。該區(qū)域內(nèi)的福島第一核電廠受此影響發(fā)生了嚴(yán)重的核事故。

福島第一核電廠擁有6臺(tái)機(jī)組，地震發(fā)生時(shí)福島第一核電廠喪失了所有廠外電，且受海嘯影響嚴(yán)重。處于運(yùn)行狀態(tài)的1～3號(hào)機(jī)組在隨后的事故進(jìn)程中因缺乏有效冷卻而發(fā)生了不同程度的堆芯熔毀；4～6號(hào)機(jī)組處于定期檢測(cè)大修狀態(tài)，其中4號(hào)機(jī)組燃料已全部卸出存放于乏燃料池中，5、6號(hào)機(jī)組壓力容器頂蓋已封閉，堆芯內(nèi)裝載有燃料。6號(hào)機(jī)組的一臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)仍可正常工作，保證了5號(hào)機(jī)組和6號(hào)機(jī)組的堆芯冷卻功能， 5、6號(hào)機(jī)組實(shí)現(xiàn)冷停堆。

福島第二核電廠在地震發(fā)生時(shí)未喪失廠外電，且受海嘯影響的嚴(yán)重程度小于福島第一核電廠，未發(fā)生嚴(yán)重核事故。

事故中福島第一核電廠1～3號(hào)機(jī)組堆芯熔毀，因堆芯冷卻水注入及廠址附近地下水持續(xù)滲入，使電廠反應(yīng)堆廠房、汽輪機(jī)廠房等處積存了大量高放射性水平的廢液[1-9]。

事故后東京電力公司利用福島第一核電廠原有的反應(yīng)堆廠房、汽輪機(jī)廠房、高溫焚燒廠房、工藝主廠房以及新設(shè)置的廢液凈化處理裝置和貯槽在現(xiàn)場(chǎng)建立了事故后廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)，基本實(shí)現(xiàn)了廢液的貯存、凈化和循環(huán)利用。

自2011年6月29日開始，東京電力公司約以周為間隔實(shí)時(shí)發(fā)布廢液積存量/處理狀況報(bào)告“Situation of Storing and Treatment of Accumulated Water Including Highly Concentrated Radioactive Materials at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station”[10]。截至2014年1月8日，共發(fā)布狀況報(bào)告132份。

本文追蹤統(tǒng)計(jì)了自2011年6月29日福島事故后第一份現(xiàn)場(chǎng)廢液積存量/處理狀況報(bào)告發(fā)布到2014年1月8日福島現(xiàn)場(chǎng)建立的廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)較為穩(wěn)定運(yùn)行約30個(gè)月期間，東京電力公司所發(fā)布的132份狀態(tài)報(bào)告中有關(guān)現(xiàn)場(chǎng)各相關(guān)廠房和貯槽內(nèi)廢液積存量的數(shù)據(jù)。據(jù)此廢液分配及動(dòng)態(tài)變化統(tǒng)計(jì)結(jié)果分析了福島事故廢液滯留和循環(huán)處理進(jìn)程，研究了福島事故后建立的廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)的組成、功能和運(yùn)行特點(diǎn)及將其應(yīng)用于廢液滯留和循環(huán)處理中的經(jīng)驗(yàn)與不足，提出了關(guān)于事故后廢液包容滯留的若干建議，為我國(guó)開展核電廠事故廢液包容滯留措施研究提供借鑒。

1 廢液滯留和循環(huán)處理進(jìn)程分析

福島事故的放射性廢液主要有三個(gè)來源，一是反應(yīng)堆原有的冷卻劑，二是事故后為持續(xù)地冷卻堆芯而新注入的大量水，三是滲入的地下水等。

東京電力公司利用福島第一核電廠原有的反應(yīng)堆廠房、汽輪機(jī)廠房、高溫焚燒廠房、工藝主廠房以及新設(shè)置的廢液凈化處理裝置和貯槽在現(xiàn)場(chǎng)建立的全廠共用的事故后廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)，如圖1所示。

由圖1可見事故后實(shí)際形成的放射性廢液滯留場(chǎng)所包括1～4號(hào)機(jī)組的反應(yīng)堆廠房、汽輪機(jī)廠房、高溫焚燒廠房以及工藝主廠房、SPT(B)貯槽、RO處理裝置的廢液供料罐、多核素去污裝置流出液貯罐、蒸發(fā)濃縮液貯罐、凈水接收罐以及濃縮鹽水接收罐等。廢液處理裝置主要包括銫吸附裝置、RO膜除鹽裝置、蒸發(fā)裝置以及多核素去除裝置等。

圖1 事故后廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)Fig.1 Retention and cycling treatment system for liquid waste from Fukushima nuclear disaster

1.1 反應(yīng)堆廠房及汽輪機(jī)廠房

根據(jù)上述132份廢液積存量/處理狀態(tài)報(bào)告，本文統(tǒng)計(jì)了事故后福島第一核電廠1～4號(hào)機(jī)組反應(yīng)堆廠房及汽輪機(jī)廠房廢液積存量及日均注水量變化情況，如圖2～圖5所示。

由圖2-圖5可見，隨著福島事故的處理進(jìn)程，1～4號(hào)機(jī)組反應(yīng)堆廠房及汽輪機(jī)廠房的廢液積存量均由2011年事故初期的較大值在第11份狀況報(bào)告發(fā)布前后迅速大幅下降(第11份報(bào)告發(fā)布于2011年9月9日)，并在后續(xù)波動(dòng)中呈現(xiàn)逐步穩(wěn)定的趨勢(shì)，同時(shí)各機(jī)組的日均注水量均經(jīng)歷了從小流量迅速增加達(dá)到最大值，維持一段后，繼而下降并逐漸穩(wěn)定的過程。

圖2 1號(hào)機(jī)組廢液積存量及日均注水量變化Fig.2 Change of storage volume of unit 1 and daily volume of water to be injected to unit 1

圖3 2號(hào)機(jī)組廢液積存量及日均注水量變化Fig.3 Change of storage volume of unit 2 and daily volume of water to be injected to unit 2

圖4 3號(hào)機(jī)組廢液積存量及日均注水量變化Fig.4 Change of storage volume of unit 3 and daily volume of water to be injected to unit 3

圖5 4號(hào)機(jī)組廢液積存量變化Fig.5 Change of storage volume of unit 4

由上述圖中各機(jī)組的廢液積存量由事故初期的較大值大幅下降并在波動(dòng)中逐步穩(wěn)定的情況可見，福島事故的處理已由最初的緊迫階段逐漸轉(zhuǎn)入較為平穩(wěn)的長(zhǎng)期處理階段，同時(shí)可見反應(yīng)堆廠房具備滯留大量液體的能力在應(yīng)對(duì)和緩解嚴(yán)重事故時(shí)的重要作用。

同樣由上述圖中可見，各機(jī)組的日均注水量逐漸呈現(xiàn)穩(wěn)定狀態(tài)后，1號(hào)機(jī)組的廢液積存量維持在14000m3以上，2、3號(hào)機(jī)組維持在20000m3以上，4號(hào)機(jī)組維持在15000m3以上?；谠诜磻?yīng)堆廠房積存合理較大廢液量有助于持續(xù)地冷卻堆芯和排出余熱的判斷，可推論2、3、4號(hào)機(jī)組反應(yīng)堆廠房(汽輪機(jī)廠房)的廢液滯留能力要大于1號(hào)機(jī)組。而由1號(hào)機(jī)組日均注水量后續(xù)未出現(xiàn)異常上升且廢液積存量基本穩(wěn)定維持在14000m3可見，1號(hào)機(jī)組現(xiàn)有的廢液滯留量應(yīng)能有效維持堆芯的冷卻和余熱排出。

需要注意的是圖中日均注水量從小流量迅速增加達(dá)到最大值并維持的過程與反應(yīng)堆廠房(汽輪機(jī)廠房)的廢液積存量從事故初期的較大值在波動(dòng)中大幅快速下降的過程從時(shí)間上看是重疊的，推測(cè)機(jī)組的反應(yīng)堆廠房(汽輪機(jī)廠房)可能出現(xiàn)了某種原因?qū)е碌男孤┗蚺欧牛蛊錅袅考彼傧陆怠?/p>

1.2 工藝主廠房及高溫焚燒廠房

福島第一核電廠廢物集中處理設(shè)施工藝主廠房及高溫焚燒廠房廢液積存量變化趨勢(shì)，如圖6所示。

圖6 工藝主廠房及高溫焚燒廠房 廢液積存量變化Fig.6 Change of storage volume of process main building and high temperature incinerator

由圖6可見，工藝主廠房及高溫焚燒廠房是現(xiàn)場(chǎng)建立的事故后廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)中不可或缺的部分，承擔(dān)了大容量廢液滯留和緩沖的功能，總滯留容量穩(wěn)定達(dá)到了20000m3以上。其較大的廢液滯留能力有效地避免了福島事故處理過程中大量放射性廢液的無控制釋放，有效地調(diào)節(jié)了反應(yīng)堆廠房、汽輪機(jī)廠房的廢液積存量，有效地調(diào)節(jié)了后續(xù)廢液處理工藝中的廢液輸入量，并在一定程度上承擔(dān)了堆芯衰變熱導(dǎo)出的功能。

1.3 廢液凈化處理工藝環(huán)節(jié)

事故后廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)中另外一個(gè)重要的組成部分是現(xiàn)場(chǎng)建立的廢液凈化處理工藝環(huán)節(jié)，其由新設(shè)置的廢液凈化處理裝置和貯槽組成，以貯槽為主要廢液滯留手段，通過吸附、反滲透、蒸發(fā)等處理工藝凈化廢液，將凈化后的流出液循環(huán)用于堆芯冷卻、余熱排出或作為待排放流出液暫存。

福島第一核電廠SPT(B)的容量及廢液積存量變化，如圖7所示；RO膜除鹽裝置廢液供料罐的容量及廢液積存量變化，如圖8所示；多核素去污裝置流出液貯槽的容量及廢液積存量變化，如圖9所示；蒸發(fā)濃縮液貯罐的容量及廢液積存量變化，如圖10所示；凈水接收罐的容量及水積存量變化，如圖11所示；濃鹽水接收罐的容量及廢液積存量變化，如圖12所示。

圖7 SPT(B)廢液滯留能力及廢液積存量變化Fig.7 Change of storage capacity and storage volume of SPT (B)

圖8 RO膜除鹽裝置廢液供料罐的 廢液滯留能力及廢液積存量變化Fig.8 Change of storage capacity and storage volume of waste liquid supply tank

圖9 多核素去污裝置流出液貯槽的廢液 滯留能力及廢液積存量變化Fig.9 Change of storage capacity and storage volume of treated water storage tank

圖10 蒸發(fā)濃縮液貯罐的容量及廢液積存量變化Fig.10 Change of storage capacity and storage volume of concentrated waste liquid storage tank

圖11 凈水接收罐的容量及水積存量變化Fig.11 Change of storage capacity and storage volume of freshwater receiving tank

圖12 濃鹽水接收罐的容量及廢液積存量變化Fig.12 Change of storage capacity and storage volume of concentrated saltwater receiving tank

由圖7～圖12可見，廢液凈化處理工藝環(huán)節(jié)中顯著的特點(diǎn)是貯槽的廢液滯留能力和廢液滯留量調(diào)整的靈活性，即廢液貯槽的滯留能力可根據(jù)預(yù)期廢液量進(jìn)行實(shí)時(shí)調(diào)整。其可根據(jù)堆芯冷卻水注入速率的需要、處理工藝的處理能力、凈化后液態(tài)流出物的排放安排等在較大范圍內(nèi)通過增減投運(yùn)的廢液貯槽數(shù)量等措施靈活地調(diào)節(jié)廢液滯留能力和廢液積存量。

由圖9多核素去污裝置流出液積存量變化情況可見，流出液的積存量由前90余份報(bào)告中的0m3呈現(xiàn)迅速增加的趨勢(shì)，即隨著“堆芯冷卻廢水處理”的循環(huán)進(jìn)入穩(wěn)定運(yùn)行狀態(tài)，循環(huán)中所需的水量逐漸下降。

從廢液貯存、凈化和循環(huán)利用的工藝流程分析，多核素去污裝置的流出液是經(jīng)過除銫工藝、反滲透工藝、多核素去污工藝串聯(lián)處理后的流出液，其廢液放射性活度濃度應(yīng)大幅降低。東京電力公司對(duì)福島廢液除銫裝置流出液活度水平的測(cè)量結(jié)果表明，廢液經(jīng)過除銫工藝后其活度濃度已非常接近或已小于1000Bq/L。結(jié)合凈化和循環(huán)利用工藝流程推測(cè)多核素去污裝置流出液的活度濃度低于我國(guó)國(guó)標(biāo)要求的濱海核電廠液態(tài)流出物排放限值(1000Bq/L)。資料表明，東京電力公司還在不斷地新建貯槽用于貯存這部分流出液，這種流出液的大量暫存增加了液體貯存壓力。因此對(duì)于事故狀態(tài)下如何考慮公眾對(duì)排放的可接受性，如何管理這類流出液需要進(jìn)一步的探討。

由圖10蒸發(fā)濃縮液貯罐廢液積存量變化情況可見，在較長(zhǎng)統(tǒng)計(jì)周期內(nèi)蒸發(fā)濃縮液積存量變化不大，且平臺(tái)式增長(zhǎng)，推測(cè)蒸發(fā)濃縮處理工藝在福島事故現(xiàn)場(chǎng)的使用頻率較低，且濃縮液基本未進(jìn)行后續(xù)處理。

2 滯留—循環(huán)處理系統(tǒng)的組成、功能及運(yùn)行特點(diǎn)

福島事故后現(xiàn)場(chǎng)建立的廢液滯留—循環(huán)處理系統(tǒng)可歸納為三大功能區(qū)，第一功能區(qū)為反應(yīng)堆廠房(含汽輪機(jī)廠房)；第二功能區(qū)為福島廢物集中處理設(shè)施的工藝主廠房和高溫焚燒廠房；第三個(gè)功能區(qū)為新設(shè)置的廢液凈化處理裝置和貯槽。

廢液滯留—循環(huán)處理系統(tǒng)的第一功能區(qū)主要包括反應(yīng)堆廠房、汽輪機(jī)廠房，其以反應(yīng)堆廠房為主要的廢液滯留手段，在事故處理過程中起到了包容冷卻堆芯、排出余熱，及防止高放射性水平廢液不受控大規(guī)模釋放的核心作用。以上這些功能的實(shí)現(xiàn)都需要反應(yīng)堆廠房長(zhǎng)期穩(wěn)定地保持足夠大的廢液滯留能力。由圖2～圖5可見1-4號(hào)機(jī)組的反應(yīng)堆廠房在最初事故處理的緊迫階段和稍后較長(zhǎng)一段時(shí)間內(nèi)基本保持住了相當(dāng)?shù)臏裟芰Γ?011年6月事故處理階段初期，2-4號(hào)機(jī)組各自的反應(yīng)堆廠房(含汽輪機(jī)廠房)的廢液滯留量保守估算都達(dá)到23000m3以上，1號(hào)機(jī)組的廢液滯留量達(dá)到17000m3以上；截至2014年1月各機(jī)組的日均注水量逐漸呈現(xiàn)穩(wěn)定狀態(tài)后，1號(hào)機(jī)組的廢液積存量維持在14000m3以上，2、3號(hào)機(jī)組維持在20000m3以上，4號(hào)機(jī)組維持在15000m3以上。

第二功能區(qū)包括了福島廢物集中處理設(shè)施的工藝主廠房和高溫焚燒廠房等，其以工藝主廠房和高溫焚燒廠房為主要的廢液滯留手段，在事故處理過程中起到了大量滯留反應(yīng)堆廠房排放或泄漏的高放射性水平廢液的作用，同時(shí)也承擔(dān)了為后續(xù)廢液處理環(huán)節(jié)供料的貯存罐作用。該功能區(qū)的存在增強(qiáng)了事故處理過程中對(duì)廢液的調(diào)控能力，可根據(jù)現(xiàn)場(chǎng)需要和反應(yīng)堆廠房等的實(shí)際滯留能力大幅度地調(diào)節(jié)相關(guān)廠房?jī)?nèi)的廢液滯留量，為緩解相關(guān)廠房廢液滯留能力的突然大幅下降及控制放射性廢液大規(guī)模釋放提供了必要手段。同時(shí)其作為廢液處理環(huán)節(jié)的供料緩沖罐，為事故后廢液處理裝置和工藝線的搭建及廢液的處理提供了時(shí)間及空間上緩沖。以上這些功能的實(shí)現(xiàn)需要工藝主廠房和高溫焚燒廠房長(zhǎng)期穩(wěn)定地保持足夠的廢液滯留能力。由圖6可見該區(qū)域在實(shí)際運(yùn)行中緩沖容量超過了20000m3。

第三個(gè)功能區(qū)主要包括了新設(shè)置的廢液凈化處理裝置和貯槽，其以貯槽為主要廢液滯留手段，在事故處理過程中將第二功能區(qū)供料的廢液通過吸附、反滲透、蒸發(fā)等處理工藝進(jìn)行凈化，將凈化后的流出液循環(huán)用于堆芯冷卻、余熱排出或作為待排放流出液暫存在大量新設(shè)置的貯槽內(nèi)。由圖7～圖12分析廢液凈化處理工藝環(huán)節(jié)中各類貯槽的滯留能力及廢液滯留量的變化規(guī)律可見，本功能區(qū)顯著的特點(diǎn)是各類廢液滯留能力調(diào)整的靈活性，即可根據(jù)預(yù)期的廢液量、凈化裝置的廢液處理能力、液態(tài)流出物排放或循環(huán)利用計(jì)劃等，通過調(diào)整貯槽的數(shù)量實(shí)時(shí)調(diào)整對(duì)各類廢液的滯留能力。

3 廢液包容滯留和循環(huán)處理中的經(jīng)驗(yàn)與不足

日本福島事故中產(chǎn)生了大量的高放射性水平廢液，包容滯留這些廢液防止其釋放到環(huán)境中是緩解福島事故后果的重要問題之一。

福島事故發(fā)生后，東京電力公司利用原有廠房及新設(shè)置的凈化設(shè)備和貯槽，已在福島現(xiàn)場(chǎng)建成了一套事故后廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)，目前運(yùn)行情況表明其廢液滯留和循環(huán)處理功能基本實(shí)現(xiàn)。從福島事故處理的長(zhǎng)期性來看，在其反應(yīng)堆內(nèi)堆芯被移出前，高放射性水平廢液將會(huì)伴隨著堆芯冷卻和衰變熱排出過程持續(xù)地產(chǎn)生。該廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)能否長(zhǎng)期保持廢液滯留能力尚需要時(shí)間的考驗(yàn)，但該系統(tǒng)已有的運(yùn)行實(shí)踐對(duì)于我國(guó)開展事故后廢液包容滯留措施的研究具有重要的借鑒意義。

經(jīng)分析該事故后廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)的組成、功能和運(yùn)行實(shí)踐，可小結(jié)如下：

(1) 嚴(yán)重事故后，向反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)注入足夠量的水確保冷卻堆芯、排出余熱是事故處理的首要任務(wù)，若反應(yīng)堆廠房無法保證穩(wěn)定、長(zhǎng)期和足量的廢液滯留能力，將嚴(yán)重危害堆芯冷卻，并造成難以控制的高放射性水平廢液的釋放。因此，在考慮事故后廢液的包容滯留措施時(shí)，其核心是首先必須確保反應(yīng)堆廠房的滯留能力。因此，核電廠在設(shè)計(jì)上要盡可能準(zhǔn)確估算事故后用于堆芯冷卻必需的廢液滯留能力及可能承載的最大廢液量，并據(jù)此采取措施消除可能嚴(yán)重影響反應(yīng)堆廠房滯留能力的缺陷項(xiàng)目，要確保反應(yīng)堆廠房具備穩(wěn)定、長(zhǎng)期地滯留足夠用于冷卻堆芯、排出余熱所需水容量的能力和滯留可能的最大廢液量的能力。此外還應(yīng)研究制定用于應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故后反應(yīng)堆廠房發(fā)生意外泄漏的有效措施。

(2) 開展事故后廢液包容滯留措施研究中還應(yīng)高度重視并借鑒福島廢液滯留和循環(huán)處理系統(tǒng)的第二個(gè)功能區(qū)在事故處理過程中發(fā)揮的作用。核電廠在設(shè)計(jì)上應(yīng)盡量考慮增強(qiáng)核電廠中其他可能被利用廠房的滯留能力，并研究這些廠房與反應(yīng)堆廠房間進(jìn)行廢液輸送的可能路徑，以增強(qiáng)嚴(yán)重事故后對(duì)現(xiàn)場(chǎng)廢液的調(diào)控能力，并為緩解相關(guān)廠房廢液滯留能力的突然大幅下降及控制放射性廢液大規(guī)模釋放提供可能手段；此外還應(yīng)結(jié)合該“滯留緩沖功能區(qū)”實(shí)際運(yùn)行中滯留容量已超過20000m3的運(yùn)行反饋，研究實(shí)現(xiàn)上述全部滯留緩沖功能所需的最小緩沖容量。

(3) 在開展事故后廢液包容滯留措施研究中，對(duì)福島廢液滯留—循環(huán)處理系統(tǒng)中第三個(gè)功能區(qū)采取的通過增減貯槽以實(shí)時(shí)靈活調(diào)節(jié)對(duì)各類廢液滯留容量的實(shí)踐也需要受到重視。核電廠設(shè)計(jì)中盡可能考慮可用于嚴(yán)重事故后設(shè)置大量廢液貯槽的場(chǎng)地。此外福島事故處理過程中東京電力公司采用新增貯槽貯存經(jīng)處理后的流出液，流出液貯槽不斷增加給現(xiàn)場(chǎng)事故處理增加了難度。因此需要在事故后廢液包容滯留措施研究中對(duì)嚴(yán)重事故后如何管理這類流出液進(jìn)行深入的探討。

4 建議

當(dāng)前我國(guó)正在開展核電廠嚴(yán)重事故工況下放射性廢液滯留和包容相關(guān)研究，綜合本文分析，建議：

(1) 在考慮事故后廢液的包容滯留措施時(shí)，其核心是首先必須確保反應(yīng)堆廠房的滯留能力。此外還應(yīng)研究制定用于應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故后反應(yīng)堆廠房發(fā)生意外泄漏的有效措施。

(2) 核電廠的設(shè)計(jì)中應(yīng)盡量考慮增強(qiáng)核電廠中其他可能被利用廠房的滯留能力，并研究這些廠房與反應(yīng)堆廠房間進(jìn)行廢液輸送的可能路徑，以增強(qiáng)嚴(yán)重事故后對(duì)現(xiàn)場(chǎng)廢液的調(diào)控能力，并為緩解相關(guān)廠房廢液滯留能力的突然大幅下降及控制放射性廢液大規(guī)模釋放提供可能手段。

(3) 核電廠設(shè)計(jì)中盡可能考慮可用于嚴(yán)重事故后設(shè)置大量廢液貯槽的場(chǎng)地。

(4) 福島核電廠持續(xù)滲入的地下水，導(dǎo)致需處理的廢液量不斷增加，給事故處理增加了難度。因此在核電廠選址時(shí)應(yīng)對(duì)此問題進(jìn)行充分關(guān)注。

(5) 在相關(guān)政策法規(guī)研究中應(yīng)對(duì)核電廠嚴(yán)重事故工況下液態(tài)流出物的排放管理要求等進(jìn)行深入的探討。

[1] GOVERNMENT OF JAPAN, NUCLEAR EMERGENCY RESPONSE HEADQUARTERS, Report of the Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety: The Accident at TEPCO’s Fukushima Nuclear Power Stations(2011), http://www.iaea.org/newscenter/ focus/fuku shima/japan-report.

[2] GOVERNMENT OF JAPAN, NUCLEAR EMERGENCY RESPONSE HEADQUARTERS, Additional Report of the Japanese Government to the IAEA: The Accident at TEPCO’s Fukushima Nuclear Power Stations, Second Report (2011), http://www.meti.go.jp/english/earthquake/nuclear/iaea/iaea_110911.html.

[3] INVESTIGATION COMMITTEE ON THE ACCIDENT AT THE FUKUSHIMA NUCLEAR POWER STATIONS OF TOKYO ELECTRIC POWER COMPANY, Final Report, Cabinet Secretariat of the Government of Japan(2012), http://www.cas.go.jp/jp/seisaku/icanps/eng/final-report.html.

[4] INVESTIGATIONCOMMITTEE ON THE ACCIDENT AT THE FUKUSHIMA NUCLEAR POWER STATIONS OF TOKYO ELECTRIC POWER COMPANY, Interim Report, Cabinet Secretariat ofthe Government of Japan (2011), http://www.cas .go.jp/jp/seisaku/icanps/eng/interim-report.html.

[5] NATIONAL DIET OF JAPAN FUKUSHIMA NUCLEAR ACCIDENT INDEPENDENT INVESTIGATION COMMISSION, The Official Report of the Fukushima Nuclear Accident Independent Investigation Commission, National Diet of Japan, Tokyo (2012).

[6] TOKYO ELECTRIC POWER COMPANY, Fukushima Nuclear Accident Analysis Report, TEPCO, Tokyo (2012).

[7] TOKYO ELECTRIC POWER COMPANY, Evaluation of the Situation of Cores and Containment Vessels of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Units 1 to 3 and Examination into Unsolved Issues in the Accident Progression, TEPCO, Tokyo (2013).

[8] TOKYO ELECTRIC POWER COMPANY, Report on the Investigation and Study of Unconfirmed/Unclear Matters in the Fukushima Nuclear Accident, Progress Rep.No. 2, TEPCO, Tokyo (2014).

[9] NUCLEAR REGULATION AUTHORITY, Analysis of the TEPCO Fukushima Daiichi NPS Accident, Interim Rep. (2014), https://www.iaea.org/sites/default/files/anaylysis_nra1014.pdf.

[10] Tokyo Electric Power Company，Situation of Storage and Treatment of Accumulated Water including Highly Concentrated Radioactive Materials at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, http://www.tepco.co.jp/en/notice/index-e.html.

The Process Analysis of Retention and Cycling Treatment ofLiquid Waste from Fukushima Nuclear Disaster

LI Xiao-long，XU Chun-yan，LIU Xin-hua，HE Wei，YANG Xiao-wei

(Nuclear and radiation safety center of MEP, Beijing 100082, China)

A system for retention and cycling treatment of liquid waste from Fukushima nuclear disaster was established on site by Tokyo Electric Power Company after the Fukushima accident utilizing the existing reactor building, turbine building, high temperature incinerator building, process main building of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant and newly built liquid waste purification apparatus and liquid waste storage tank, which was used to help in achieving the accident liquid waste storage, purification and recycling. Since June 29, 2011, status reports of “Situation of Storing and Treatment of Accumulated Water Including Highly Concentrated Radioactive Materials at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station” were released by Tokyo Electric Power Company at approximately weekly intervals to show the storage volume of liquid waste on the site. The data of storage volume of liquid waste in each related building and storage tank was counted according to the 132 status reports released from June 29, 2011 to January 8, 2014. The process of retention and cycling treatment of liquid waste from Fukushima nuclear disaster was analyzed. Composition, function and operational characteristics of the system described above, as well as its experience and deficiencies were studied in this paper. And a number of suggestions were made for the further research of retention of the liquid waste from nuclear disaster. Key words: Fukushima nuclear accident；Retention of liquid waste；Cycling treatment；Measures

2016-07-11

國(guó)家科技重大專項(xiàng)“大型先進(jìn)壓水堆及高溫氣冷堆核電站”課題“CAP1400安全審評(píng)關(guān)鍵技術(shù)研究”(課題編號(hào)：2013ZX06002001)——子課題14：CAP1400放射性廢物管理系統(tǒng)工藝監(jiān)測(cè)研究項(xiàng)目資助

李小龍(1982—)，男，山西，工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核安全審評(píng)及放射性廢物管理工作

徐春艷：flyaz@163.com

TL941+.1

A

0258-0918(2016)05-0701-08