1. 引言
我国核电厂建设始于20世纪80年代中期，经过近四十年的发展，截止到2018年，我国共有44台商业运行核电机组、12台在建核电机组，国内在运核电机组发电容量总计2865.11亿千瓦时，约占全国累计发电量的4.22% [1]。中国核电的建设已经成为中国电力工业的重要组成部分。而随着我国大量商用核电站的建设和部分商用核电站设计寿期的临近，核电厂退役的问题越来越得到重视。
目前，我国核设施退役工作已经开展二十余年，该期间核设施退役工程和科研均取得了显著进展。同时，随着国家逐渐对核设施退役治理法律法规标准的重视，陆续出台了《放射性污染防治法》、《放射性废物安全管理条例》、《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB18871-2002)、《放射性废物管理规定》(GB 14500-2002)等法规标准，推动了核设施退役治理标准化工作。
退役去污是核电退役实施的重要一环，贯穿于整个退役周期，是影响核电厂退役最终效果的重要因素之一。我国的退役去污技术研究在上世纪90年代初从军用核设施开始，到现在已经有了一定的技术积累。但退役去污技术标准作为退役标准体系的重要组成部分，还存在现有标准老旧，标准缺失严重等问题。
为满足我国核电标准体系建设与完善的需要，也为满足核电退役去污行业自身标准体系发展的需要，由国家重大科技专项经费资助，对国内外退役去污技术标准进行分析研究，本文通过对现有IAEA和美国的核电体系、退役及去污标准体系综合研究，结合中国核电退役去污现状，对我国压水堆核电厂退役去污标准体系的建立提出思路和建议。
2. IAEA、美国退役去污标准体系的研究
美国的商用核电厂建设比较早，退役实践也多，经验丰富，退役技术较为全面，基本建立了符合其国情的退役和去污的标准与体系。法国、德国、日本等国的核电厂技术源于美国，退役技术及标准基本参照美国体系建立。对于国际原子能机构(IAEA)，则是吸收了各国优秀的退役经验和技术，颁布了多个有着良好应用的技术报告与标准，具有通用性和前瞻性，为其他国家建立各自退役及去污标准体系奠定了基础和指导方向 [2]。
2.1. IAEA退役去污标准体系主要研究结论
IAEA的安全标准对各会员国不具有约束力，是在国际共识的基础下制定而成，总结了世界范围内的经验，反应的是已经被广泛接受的核安全水平。因此，这些标准在国际上被作为判断核安全的基础标准，也是多数成员国编制本国法规时的参考素材。
IAEA核安全标准中与退役活动有关的标准见表1，内容覆盖了核动力厂、研究堆、医疗、工业和研究设施、核燃料循环等核设施的退役活动。针对退役去污，这些标准只做了管理上的规定，没有详细的技术标准，出版的技术文件和报告，介绍了退役及去污的良好实践，并给出为满足安全要求可以采用的实例和详细方案。这些报告不制定要求或提出建议，但有一定的借鉴意义。
Table 1. IAEA safety standards related to decommissioning
表1. IAEA退役相关安全标准
2.2. 美国退役去污标准体系主要研究结论
美国是世界上最大的核能利用国家，其核能法规标准体系已经过七十多年的发展，已经形成了一个较为成熟完善的体系 [3]。在管理导则《RG 1.184核反应退役》标准中，对退役去污活动提出了总体要求。在美国核管会的技术文件(NUREG文件)中则对退役活动的环境评价、资金保证和费用审查大纲进行相关规定。在美国核电标准和规范中，ASTM退役去污相关标准分别对核设施退役的计划、规划、环境检测等进行了要求。其中《ASTM D 5608-2010低放射性废弃物场所用现场设备去污规程》、《ASTM D4256-1989 E1测定轻水核电站涂层去污能力试验方法》属于去污技术方法方面的规定。表2为美国核电退役相关标准。
Table 2. United States safety standards of decommissioning and decontamination
表2. 美国退役去污相关标准
2.3. 对IAEA、美国退役去污标准的思考
根据IAEA、美国退役去污标准的调研情况，可以得出以下结论：
1) IAEA标准虽然涵盖范围广，但针对退役去污方面，主要从管理方面进行规定，属于顶层文件。
2) IAEA退役去污技术报告是各个国家的成功运行经验，对退役去污实施或技术标准的编制有一定的借鉴意义。
3) 美国退役去污标准较为健全，从退役去污的管理，去污技术，退役影响评价均有对应标准。但从目前调研到的标准看，去污技术标准偏少，整个去污体系的建立不明显。
4) 根据先进压水堆核电站标准体系建立的要求与上述调研情况，无法完全参照国外退役去污标准体系进行建立，需要根据我国退役去污实际情况进行修正。
3. 中国核电退役去污标准现状调研主要结论
我国核设施标准体系经过近四十年的发展，初步建立了由国家法律、行政法规、部门规章和标准四个主要层级构成的基本框架。
通过对退役去污标准的调研，发现我国退役去污顶层设计基本完善。核安全法和放射性污染防治法对核电站退役审批进行规定。民用核设施安全监督管理条例和放射性废物安全管理条例对退役去污实施过程进行监管。
在退役去污相关标准方面，针对退役去污试验、技术及评价等方面的标准普遍缺失，且不成体系。表3为我国核电退役去污相关法规标准及技术文件。根据中国运行核电机组统计，我国首个核电站将在2021年达到设计寿命并面临退役，而到2051年至2055年，将会出现退役高峰 [1]。退役去污标准及体系的完善迫在眉睫。
Table 3. Regulations, Standards and Technical Documents related to decommissioning and decontamination of nuclear power in China
表3. 我国核电退役去污相关法规标准及技术文件
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。
说明：第一层标准是核电建设营运的顶层要求，关系到核电相关法律、法规要求与标准体系的衔接。第二层标准是按阶段划分的标准，包括核电厂设计、制造、建造、运行和退役相关的技术标准(包括相关工业标准)，其秉承第一层标准的要求，指导核电建设营运具体活动的开展。第三层标准系为明确第二层标准中所涉技术关键点和难点的实施方法、程序和指标规定等要求，而形成的用以指导具体技术操作细节的技术规范、技术条件或技术规程等标准规范。
Figure 1. Framework of decontamination standard system for PWR nuclear power plant decommissioning
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 plants
表4. 现有核电厂退役去污标准匹配分析表
5. 总结
本文根据国内外退役去污标准调研结果，从退役去污实施出发，把握去污活动关键要素，提出了压水堆核电站退役去污标准体系框架，并对我国现有标准进行了匹配分析。以下是本文的主要结论：
1) 根据研究结果，采用本文建议的压水堆核电站退役去污标准体系是符合我国现有退役去污标准现状的。
2) 在体系框架中，对于试验和评价类标准，国家和行业标准中已经有相应标准，但不完善，可根据需要紧迫程度分阶段修订完善。
3) 在体系框架中，对于退役实施阶段涉及到的去污技术总体标准，建议尽快建立综合性的技术标准“核电厂退役放射性物项去污要求”，对核电厂退役去污的原则、去污方法的选择、去污的安全要求以及去污的标准限值等进行界定。
4) 对于去污具体系统、物项和具体技术方法，也应根据需要及紧迫程度分阶段修订、补充完善。