随着核能行业的发展，全球核电机组数与日俱增，而初代核电站逐渐达到退役年限，如何实现核设施退役成为广受全球核工业国家关注的问题．国际原子能机构(IAEA)技术报告[1]中提出了退役理念：“使工作人员受到尽可能低的受照剂量、产生尽可能少的放射性废物量、对环境造成尽可能小的影响、简化拆除步骤、节约退役成本”．核设施种类繁多，应根据不同核设施的选址、运行、污染等情况选择不同的退役方法．本文主要结合国内外核电现状，分析现有核设施退役技术方法，概括其未来研究发展方向．1 国内核电现状据国家核安全局统计，截止2022年3月31日，我国共有71台在建和运行核电机组(其中运行机组54台)．我国核电机组已累计安全稳定运行300余堆年，且核电机组的性能指标维持在良好水平．按照国际核与放射事件分级表对事故的划分，我国未曾发生过2级及以上的事件或者事故，且1级异常事件和0级偏差发生的概率也逐渐下降[2]．总体上看，我国在运核电机组和研究堆均状态良好，三道安全屏障保持完整，尚未发生过对公众和环境安全造成威胁的放射性事件[3]．我国核电行业发展至今已建立了完整的工业体系，国家核安全局对国内主要核电厂进行了详细介绍[4]：大亚湾核电站按照法国M310压水堆堆型设计建造，它的设计寿命为40 a；秦山核电厂一期工程按照中国CNP300压水堆堆型设计建造，二期工程及扩建工程按照中国CNP650压水堆堆型设计建造，三期核电站按照加拿大坎杜重水堆堆型(CANDU6)设计建造，它们的设计寿命分别为30，40，40 a；岭澳核电站一期工程按照中国CPR1000压水堆堆型设计建造，二期工程按照中国改进型CPR1000压水堆堆型设计建造，它们的设计寿命均为40 a；福建漳州核电厂1号机组按照华龙一号压水堆堆型设计建造，近期进入主设备安装高峰期．随着核电站的运行使用，我国初代核电站现已逐渐接近使用年限，目前已有近百座核设施临近设计使用寿命，因此核设施如何退役这一问题不得不提上日程．根据中国运行核电机组统计，到2050 年左右我国将会出现退役高峰[3]．我国已经批准了第一座核反应堆——重水研究堆(HWRR)的退役计划，该计划将由中国原子能研究院(CIAE)负责[5]．CIAE表示，该反应堆的成功退役将成为研究堆退役的典型“技术示范”，为其他核电站的退役提供技术支持和指导．它还将巩固中国核工业总公司和CIAE的退役专业知识，以便对后续核设施的退役提供技术保障．HWRR堆建于1956年，于1958年6月达到第一次临界状态，并于2007年底永久关闭．HWRR的退役分三个阶段进行：第一阶段，建造支撑系统和车间，并准备反应堆退役的地点，同时对三个废水储存罐、放射化学实验室、放射性同位素实验室及冷却塔进行净化和拆除；第二阶段，对四个热室、主要冷却液和其他系统进行净化和拆卸，对大型设备和管道进行分段和包装；第三阶段，拆除HWRR的内部组件(包括石墨反射层和纤芯)，辅助系统也将被拆除，此阶段将以反应堆场址的恢复为终点．针对当前我国核电发展现状及趋势，寻找一种适合我国国情的退役处理方法是十分必要的．但我国目前退役经验不足，退役技术标准体系尚未规范，因此须要在借鉴国外退役经验的基础上结合我国工业技术发展水平建立适合我国标准的退役技术体系．2 国际核电现状根据IAEA公布的数据，截至2020年3月，全球在运核电机组共有457座，全球发电能力突破历史纪录，达到401.8 GW，核电发电总量达2 563 TW·h．表1[6]是截至2020年3月的全球核电统计情况，按各国年度核电产量进行排序，可发现美国、法国、中国等都是核电产业大国．10.13245/j.hust.221010.T001表1截至2020年3月全球核电概况国家在运核电机组核电发电总量/(TW∙h)机组数总装机容量/MW美国9999 680808.0法国5863 130395.9中国4642 858277.1俄罗斯3728 177191.3韩国2422 444127.1加拿大1913 55494.4乌克兰1513 10779.5德国79 51571.9瑞典88 61365.9英国158 93259.1西班牙77 12153.4日本4239 75249.3印度226 25535.4捷克63 93228.3比利时75 91827.3瑞士53 33324.5芬兰42 78421.9保加利亚21 96615.4匈牙利41 90214.9巴西21 88414.8斯洛伐克41 81413.8墨西哥21 55213.2南非21 86010.6罗马尼亚21 30010.5巴基斯坦51 3189.3阿根廷31 6336.5伊朗19156.3斯洛文尼亚16885.5荷兰14823.3亚美尼亚13751.92019年7月统计的全球关闭核电站反应堆数共有181座，按设计寿命40 a计算，则预计在未来10 a内将有207座反应堆关闭，到2059年时停闭反应堆还将新增124座[7-8]．世界核协会[9]、国际原子能机构国家核能概况[10]和经合组织核能机构[11]公布了关于各个国家核反应堆的平均年龄等相关信息(见表2[12])．10.13245/j.hust.221010.T002表2各个国家核反应堆的数量、平均年龄和中位年龄国家在运反应堆数平均年龄/a中位年龄/a美国9936.038.0法国5831.031.0日本4228.028.0俄罗斯3730.033.5韩国2419.018.0加拿大1933.032.0乌克兰1526.630.0英国1532.033.0瑞典837.036.0德国730.031.0西班牙735.833.0比利时739.034.0瑞士542.045.0斯洛伐克424.524.5保加利亚227.027.0意大利049.052.0立陶宛031.031.0反应堆已运行时间如图1[13]所示，图1中总反应堆数目为449，其中超过60%的核反应堆使用寿命超过了30 a，甚至37%的反应堆超过了40 a．其中，中国大陆地区除大亚湾-1/2、秦山-1核电机组是20世纪90年代并网发电的，其余核电机组均在21世纪设计建造，反应堆平均年龄并不长；中国台湾有6座在运反应堆，平均年龄为35 a，中位年龄为34.5 a．10.13245/j.hust.221010.F001图1现行反应堆已运行时间按照国际原子能机构(IAEA)的标准，到2025年，129个在运行的欧洲核反应堆中，有50个(39%)可能须要关闭，到2030年，若不采取延长运行寿命的改造措施，则预计目前欧洲现有核反应堆的90%将关闭[14]．目前全球只有美国、德国、法国和日本4个国家完成了对21座反应堆的退役工作[15-16]，且其中只有10座恢复成了可用作任何建设用途的土地，尚有运行了40 a的大型商业化核电站未完成退役．未来，退役这项工程将庞大而艰巨、耗资可观．3 退役策略世界核协会(WNA)定义，退役是指永久拆除设施(如反应堆)，以及随后的安全储存、拆除和使场地可供无限制使用的行动[15]．根据全球核相关国家的退役实践的经验可知，退役不应该在核电厂永久关停后才开始考虑，而应该在最初的选址、设计、建造阶段就选择便于退役的方案，退役的实施关乎核电厂运行全生命周期[17]．核电厂停止运行后并不会立即进行拆除作业，而是先让其维持在后运转阶段数年，这一时期内，堆内燃料组件、冷却剂及其他废弃物将被逐步移除．这些核电厂废物因其被一定程度的放射性污染而变得更加难以处理．退役安全的基本要求是保护工人和公众免受现在和将来的辐射，保护环境．所以须在核电厂退役过程中采取一定的辐射防护措施、环境保护措施、污染防治措施，并在最终达到环保验收合格、场址无限开放的要求．安全要求的底线是： 放射性释放永远不应对公众或环境造成“不可接受的影响”，而先进的核退役技术更应做到切实避免释放大量放射性物质[15]．国际上现存有三种核设施的退役策略：a. 立即拆除(immediate dismantling)，在反应堆关停后快速移除堆内外放射性物质以使原厂址恢复利用；b. 延缓拆除(deferred dismantling)，在安全条件下长期贮存，待放射性核素衰变后再进行拆除；c. 就地处置(entombment)，把核设施全部或部分处置在现存位置的地下或边界范围内，让其衰变到允许释放的水平．若设施内含有长半衰期核素，则通常采用立即拆除策略；若设施内只含大量短半衰期放射性核素或废物暂时无法处理的，则可选择延缓拆除策略；就地处置通常只在没有中低放固体废物处置场的时候使用．退役决策和策略不仅取决于单个设施的技术、年限和条件，还取决于国家的政策、国家能源结构和价格结构、国家的气候目标以及社会的接受程度[18-19]．核设施退役方案的制定须要考虑国家的工业技术水平，也可适当引进国外先进的退役技术和设备[20]．此外，退役方案的制定还会受到政治、经济、社会、地理、技术等多方面因素的制约[21]，如有的国家尚没有核废物处理厂而采用延缓拆除策略，有的国家可能存在退役经费不足的情况等，因此我国在制定核设施退役方案时应因地制宜、因时制宜，根据我国国情和工业技术水平选择一种最恰当的办法．4 退役技术在核设施退役过程中，不可避免的一个问题就是强辐射、高温和各种有毒有害物质产生的威胁．对于不同种类的核设施，退役过程须考虑的设备、条件和技术手段可能不同．核反应堆、乏燃料后处理厂房及内部设施、放射性废物处理设施和核技术利用设施均属于我国核设施退役范畴[22]．须要注意的是：核电厂退役不仅仅指关闭核反应堆，而是包括移除高放乏燃料等阶段在内的、清理所有设施和厂址的全过程[23]．其他核设施的退役，则不包括移除乏燃料这一步骤，但也必须在场址安全关闭前完成退役废物的清理去污工作[24]．在核设施退役中，常规污染物和放射性污染物的处理手段措施并不相同，因此须要将其分开进行处理[25]．解体、去污和废物处理是核设施退役过程中的关键环节[26]，核设施拆除解体时会产生大量的放射性污染物，因此随后的去污环节是核设施退役的一个重要步骤，它的目的在于降低核设施放射性水平从而减少工作人员受照射剂量，避免对公众和环境安全造成威胁．退役核设施的系统、设备、厂房和周围环境，都可能存在不同程度的放射性污染或活化，因此退役过程中的去污这一环节就显得尤为重要．当拆除反应堆本体结构部件时，因其结构复杂且含放射性污染的特性，须要采用屏蔽作业来降低现场放射性辐照水平，并尽可能利用远程遥控技术来保障操作人员的安全[27]；另外，放射性核素种类多样、理化特性不同，不同部件的受污染程度也不同，因此须要对多种去污方法进行广泛研究．4.1　核设施切割解体在核电厂退役过程中，堆本体、堆内构件、一回路管道、主循环泵、蒸汽发生器、稳压器等部件均须要解体拆除[28]．考虑到堆内部件的放射性，当对其进行拆除作业时，为了降低作业现场的辐射剂量水平，通常将反应堆压力容器用作辐射屏蔽体和防尘罩，先拆毁内部放射性污染较强的组件．工业常用切割技术可大致分为冷切割和热切割两大类．冷切割主要包括金刚石绳锯、高压水喷射切割、磨料喷射切割等．高压水切割的原理是利用射流速度约900 m/s的高压水冲击被切割材料，产生剪切力和腐蚀作用，能切通甚至穿透被切割材料，切割残渣也被射流水带走。热切割主要有氧炔焰切割、电弧切割、微波切割、等离子体弧切割、爆炸切割、热反应切割及激光切割等方式．激光切割的原理是利用聚焦后的激光光束照射在被切割材料上产生局部高温，被切割材料从而发生物理及化学变化，材料被烧蚀或碳化，但是激光切割不能保证切得很干净．在核电站退役前期，须对运行时间长或废弃的核设施进行拆除处理，以便后续对核设施进行清洗、去污．然而当对辐照环境下的核设施零部件进行切割作业时，如何保证作业人员免受放射性辐照的危害是一个难题．基于此，能在辐射环境外部进行远程操作装置的研发成为人们关注的重点．肖文泽等[29]设计了一种用于辐射环境下的核设施的远程切割系统，工作人员可远程控制磨料射流切割而无须进入辐射环境内，既能避免工作人员受辐照的影响，又能达到良好的切割效果．对于反应堆乏燃料组件、堆芯和管道等这些受到放射性污染的特殊设备和零部件，由于其携带放射性物质，因此采用现有的切割方式对其进行处理时会对人员和环境安全造成威胁．另外，这些设备和零部件往往具有一些特殊性质而难以直接处理，例如贮存在乏燃料水池中的乏燃料组件，因大多数切割设备无法进行水下作业而难以对其进行处理．在这种情况下，寻求一种新的、能改善上述存在的一个或多个问题的技术方案是有必要的．西安蓝想新材料科技有限公司[30]设计出了一种核设施水下高压切割系统(见图2)，通过水下机器人在设施内的移动带动切割枪从而使磨料射流切割核设施部件．该水下机器人带有视觉观测装置，用于获取乏燃料水池内的待切割核设施部件的影像信息，并将其传输至远程控制装置．该装置可以在水下工作以进行特殊核设备的切割处理，在保证切割效果的同时做到减少对人员和环境的影响．10.13245/j.hust.221010.F002图2核设施水下高压切割系统该公司进一步对核设施高压水切割系统进行了改造，设计出一种具有砂水循环处理装置的系统[31](见图3)，利用水的高能密集射流作为切割手段[32]，利用循环装置回收切割水箱内的砂水混合物，然后分离磨料和水，并将其分开供至磨料射流产生装置，达到多次循环利用的目的，大大减少二次污染的问题．10.13245/j.hust.221010.F003图3具有砂水循环处理装置的核设施高压水切割系统在退役现场，二次废物量的增多将直接导致退役经费增加等问题．中国核动力研究设计院为了提高切割效率，保护工作人员、公众和环境安全，设计出了一种超高压超临界二氧化碳流体载送干冰的新型切割装置(见图4)[33]．该装置的工作原理为：液态二氧化碳经过电加热器和增压泵后形成超高压超临界二氧化碳(临界温度tc＝31.06 ℃，临界压力pc＝7.39 MPa)，然后进入喷射装置，通过调整各项参数使超临界二氧化碳流体载送干冰颗粒喷射到待切割解体件上进行工作．该系统可有效提高切割效率，并且产生的二次放射性废物量较少，有效减少后续环节工作量．10.13245/j.hust.221010.F004图4超高压超临界二氧化碳流载干冰的新型切割装置在核设施退役设备切割解体过程中，要根据切割对象的形状和材质，选择安全、经济、有效的切割方法．未来发展必须进一步提升切割仪器设备的自动化智能水平，确保工作人员受到最低限度的辐照．4.2　核设施去污将附着在设备、管道或其他固体表面的放射性污染物去除掉的工艺被称作去污．通常去污并不能彻底地去除全部的污染物，但能使废物经去污后降低放射性水平和辐射危险[34-37]．去污机理可简单表示为：被污染的物体* + 去污剂         ⃗ 去污净化后的物体 + 二次废物*(式中*表示放射性核素)．去污实际上并没有彻底消灭放射性核素，只能通过物理或化学变化改变放射性核素的存在位置或方式，所以去污过程必定会产生含有被去除污染核素的二次废物．去污效果通常以去污系数因子来衡量，即去污前后物体放射性活度之比．常见去污技术广义地可分为物理去污和化学去污两大类，实际去污过程中常因待处理设施部件表面结构复杂而将这两种去污技术结合在一起使用或交替使用来实现更好的去污效果．4.2.1　物理去污物理去污是根据物理作用的原理去除物体表面污染的技术，包括擦拭法、真空清洗法、高压水/气/液射流法、媒介喷砂法、干冰去污法、超声波清洗法等[34, 38, 39]．物理去污法常用于处理表面被污染的固体材料．最简单地用水冲洗或擦拭就可除去材料表面易去除附着物；而对于侵蚀性更强的沉积物，则须考虑高压水/高压蒸汽等去污手段．真空清洗法的原理是利用真空系统从物体表面吸除松散和易去除的污染微粒．媒介喷砂法是指在高压下将带有悬浮固体颗粒的液体喷射到物体表面，然后利用颗粒与表面间的研磨作用除去污染物，采用不同的介质对待处理物体表面达到不同的磨蚀程度．超声波清洗法是利用超声波在固液相接触界面处形成涡漩从而除去污染物，该法须将待去污物体浸入带超声波装置的液体槽中，去污槽中一般装有水或可增强污染物溶解的特定化学试剂。俄罗斯的VINOGRADOV VLADIMIR VITALEVICH工厂[40]研发了一种去除固体表面污染的装置，通过等离子炬电弧放电点燃燃料与空气的可燃混合物，形成喷射气流推动并加热磨料进行去污．该装置便于移动使用，同时能对放射性污染表面起到很好的净化效果．中物院核物理与化学研究所[41]设计了一种用于放射性表面污染去除的实时干冰去污装置，该装置通过向污染表面喷洒低温的干冰颗粒，利用干冰的瞬间气化在冲击点造成微型爆炸，从而去除污染物体表面的污垢．而作为喷射介质的干冰会因升华而挥发掉，所以干冰去污法没有二次废物的产生．韩国DECON ENG LTD公司[42]设计了一种利用高压对表面辐射材料进行净化的装置．该装置利用高压发生器将空气与碳酸氢钠或干冰混合，然后将其送至污染表面进行去污，最终产生的放射性废物数量很少．物理去污的过程通常很简单，可以在对基材表面产生较少损伤的同时达到很好的去污效果，但是物理去污法对工艺有很高要求，对待去污物体的材料及结构特性也有特殊要求，因而物理去污法并不能广泛应用．4.2.2　化学去污化学去污利用物体与化学试剂相接触并发生表面湿润、溶解、钝化、络合、缓蚀、氧化还原、螯合等作用除去物体表面污染物。常用的化学试剂有各种酸、碱、氧化还原剂、表面活性剂、络合剂、缓蚀剂、螯合剂等[34]，它们通常以液体、泡沫或气溶胶形式与物体表面进行接触，或将物体浸泡在这些化学试剂中，它们可以单独使用也可以混合使用，还可以将化学试剂制成发泡剂、乳胶、可剥离膜等使用．化学去污方法包括有机酸处理法、无机酸处理法、氧化还原处理法、化学泡沫法、化学凝胶法、络合处理法、挥发/低温热解吸法、臭氧/紫外光活化法等[43]．去污剂的种类和添加浓度、去污反应时间和温度、去污剂与物体表面的接触程度等许多因素都会影响去污效果．此外，预算及成本等因素也会影响化学去污方法的选择．泡沫去污法是在压力条件下向待去污物体表面喷洒洗涤剂和润湿剂形成泡沫层，待其接触并反应一段时间后再冲洗除去泡沫，从而达到表面去污效果．该法产生的二次废物量较少，适合用于墙壁、天花板和复杂结构部件的去污．泡沫去污法在1960年被Ayres首次用于放射性污染去除[44]．COMODIN泡沫系统曾被法国能源部用于风冷系统退役阀门的去污[45]，实验表明该系统可在4 h后将阀门表面污染水平降到0.1 Bq/g．凝胶去污法是用化学凝胶作为洗涤剂的载体，将其喷涂到待去污物体表面使之长时间接触，之后再用水冲洗或喷洒去除凝胶，从而去除物体表面污染物．硝酸-氢氟酸-草酸-非离子表面活性剂-羧甲基纤维素-硝酸铝体系是目前凝胶去污法常见配方，凝胶去污法二次废物产生量少，去污效果好，但该工艺流程比较复杂．可剥膜去污法是将各种乳化剂、络合剂和润湿剂添加到高分子膜中，制成含多种官能团的聚合物膜，然后利用聚合物膜良好的去污性能进行去污．成膜前，聚合物膜以水分散体乳液或聚合物溶液形式存在，可喷洒在待去污的干燥物体表面；成膜过程中，聚合物链上的官能团、络合剂等会与污染核素发生相互作用，这样污染核素就被提取到聚合物膜中，待凝固后将膜剥离即可起到去污作用．当下最常用的可剥离薄膜有聚乙烯系列、聚氯乙烯系列、聚醋酸乙烯酯及其改性系列和聚丙烯酸酯系列．与普通化学法相比，可剥离膜净化的二次废物量减少了2/3，从而节省了一半的工作时间和1/3的成本．可剥离膜去污法处理表面光滑物体效果良好，但是难以处理多孔/粗糙物体、复杂结构部件和深度放射性污染物体．氧化还原法利用金属及其化合物在高氧化状态下容易破碎或溶解的性质，使用过氧化氢、高锰酸钾、重铬酸钾和其他氧化剂与金属表面发生氧化还原反应，从而除去表面附着的各种裂变产物和化学物质．20世纪70年代，中国原子能科学研究院曾使用磷酸+NP(HNO3+KMnO4)+草酸的交替去污法处理101堆一回路，但是该传统去污法产生了大量二次废物．原子能院进而与北京核工程研究设计院共同研发了FL(NaF+HNO3+缓蚀剂)-AP(碱性高锰酸钾)系列高效去污剂，实验证明该去污剂可有效对乏燃料溶解池进行去污[46-47]．当下国际较为认可的化学去污方法有：a. Can-Decon法，由加拿大原子能有限公司(AECL)开发，主要用于Fe3O4锈层-60Co(钴铁氧体)系统去污[48]；b. 高温化学去污法，由德国电站联盟(KWU)开发，是去除蒸汽发生器腐蚀积垢的有效手段[49]；c. HOP化学法(联氨草酸+高锰酸钾法)，日立公司曾在沸水堆上使用，该法能够有效降低60Co沉积[50]．日本三菱重机株式会社(MITO-C)[51]采用化学方法对核电厂等设施进行放射性废物处理．将污染物体长时间浸泡在化学溶液中，使其充分接触并在化学试剂的作用下逐渐溶解，从而达到很好的去污效果．若待去污物体放射性剂量很高，还可通过机器人手远程操控从而使工作人员免受辐射危害．韩国PLANT SERVICE & ENG CO LTD公司[52]设计了一种去除核电厂辐射污染物的连续化学去污方法，通过向残留铁/镍碎屑的工艺废水中加入高锰酸钾、草酸、柠檬酸等化学试剂去除表面沉积污染，并通过超声使能量穿透复杂物体，达到很好的去污效果．其中引入的化学试剂可在循环中多次使用，降低处理成本．日本松下电气工业有限公司[53]提出了一种用于放射性污染净化处理的方法，通过使污染设备、管道与臭氧或氟化卤素气体发生氧化反应和/或氟化反应，从而将放射性元素转化为挥发性氧化物和/或氟化合物以去除,可用于处理各种核设施内的高辐射水平的放射性污染．化学去污常用于物体表面放射性污染物去除，因其优良的处理效果而在管道、部件和设备去污中广泛使用，可以实现就地去污操作．核设施退役中产生的放射性废物的处理也常用到化学方法[54-57]．单独的化学去污法并不能达到最优的去污效果，通常将其与物理去污法联合使用，比如物体经化学去污后再用水冲洗表面可增强去污的效果，提高去污效率．还可以使用一些电化学手段来增强氧化/还原反应以增加化学去污效果．但是，化学去污不可避免的会产生废弃化学试剂等二次废物，这些废物必须严格处理，否则有引起放射性污染物喷溅和扩散的可能[34]．4.2.3　其他去污方法近年来，国内外研究的一些新型去污技术，如激光去污、超声波去污、等离子体去污、电解抛光、熔炼去污、微生物去污、超临界萃取去污和微波去污等已在退役去污领域逐步应用实践并获得了良好的效果[58-65]．激光去污法利用高能激光束的物理化学效应，即污染物体表面的污染物、锈斑或涂层等在激光束照射下瞬间蒸发或剥离，这样就达到了去污清洁的效果．激光去污是一种近年才发展起来的新型清洗方式，可在达到较高的清洁度的同时不对环境产生污染，是一种绿色去污工艺，没有化学清洗产生的环境污染，且能达到良好的去除效果，但激光去污法在核工业领域的应用潜力仍须开发研究[58]．日本TOSHIBA KK(TOKE-C)和TOSHIBA ENG KK(TOSB-C)公司[66]设计了一种激光净化方法，通过对与放射性液体接触的目标物体表面进行低能量密度的激光照射，从而使粘附在目标物表面的放射性物质被剥离，并对目标物表面进行改性以达到抑制放射性物质附着的目的．该法可用于核电厂或乏燃料后处理厂．Tam等[67]采用XeCl准分子激光器进行了去污实验，可轻松去除核设施表面的松散放射性污染物，即使是表面附着的坚固放射性氧化物也可达到去污因子15以上．超声波去污技术利用高频声波(大于20 kHz)的空化效应在物体表面产生强烈冲击波来去除放射性污染物．沈阳中科腐蚀控制工程技术有限公司现已开发出利用超声波电化学装置对放射性污染核设施进行去污的净化系统[68]，该系统是超声波与电化学去污方法的结合，通过向去污装置中加入去污剂，并设置合理的超声波参数，综合利用两者的去污能量．该系统可对设备进行全面去污且产生较少的二次废物，清洁效率高．超声波去污的另一个优点是可对其他去污方法难以处理的深孔、细缝和工件隐蔽处进行清洗，并且易于实现远程操作以降低工作人员的受照剂量，但超声波清洗法将消耗大量能量．当电化学去污时，污染物体和电解槽分别作为阳极和阴极参与反应，污染核素在反应中逐渐溶解进入电解液，从而将其除去．对于不同材质的污染物体，电化学去污时所需的工作参数如溶液组分、溶液电导率、电机间距等均不同．电化学法去污效率比一般的化学去污高得多，处理时间也很短，有很大的去污容量，值得进一步研究与发展[58]．熔炼去污法通过将污染物体与选定的助熔剂一起熔炼，在熔炼过程中放射性核素会富集到炉渣和滤尘中，这样就可成功除去金属物件所含放射性核素，但是该法工序复杂，成本高[56,69]．由美国Girard 公司和Knapp 公司一起提出的PIG 技术(Polly-Pigs)，是一种常用的管道清洗手段，最近逐渐推广到核设施退役领域中[58]．PIG由特殊聚氨酯材料制成，子弹形，收缩性强，可通过性能好，能顺利通过变径管、弯头、阀门、管接头等处并对其进行清洗．PIG材料通过管道时会与内壁污垢之间形成巨大摩擦力，该摩擦力能使附着的污垢脱落，从而实现对难溶垢管线的去污．各种去污方法都存在各自的优缺点[70]．a. 高压射液去污速度快，可远程控制，但是不能用于复杂几何结构，较为适用于槽罐罐壁、不锈钢覆面等；干冰去污亦适用于槽罐罐壁，去污过程中不产生二次废物，但是低温作业可能冻伤工作人员．b. 凝胶去污效果好，也可用于槽罐去污，但是去污后的凝胶剥离技术仍需研究；酸碱交替浸泡去污系数高，处理时间短，适用于槽罐及其内部构件，但是该方法将产生大量去污二次废液．c. 泡沫去污效果好，二次废物量少，但是二次废物仍须处理，适用于墙壁及其他复杂结构；可剥离膜去污效果好，二次废物少，也适用于地/墙面、设备、元部件表面等，但是对于多孔、粗糙表面去污效果变差．d. 高效去污剂去污系数高，适用于表面去污，但是对于复杂结构去污效果一般．e. 激光去污属于绿色去污工艺，效率高，适用于金属表面去污，但是其所需能量大；超声波去污系数高、去污时间短，适用于小型部件的离线去污，但是不能去除厚的、胶黏状的沉积物．f. 电化学去污效率高、去污时间短，适用于大面积或形状复杂的导电体部件去污，但是该方法的工艺参数复杂；PIG去污适用于难溶垢管线的去污，尤其是弯管、阀门等复杂结构处，其可通过性强，要求被清洗管线有一定的承压能力．g. 熔炼去污适用于金属废物中的放射性核素去除，但是该工序复杂、成本高．去污方法的选择和使用须结合待去污物体的表面及结构特性、污染核素种类、污染程度等因素综合考虑．实际应用中常将两种或多种去污方法交叉、联合使用以达到更高的去污效率，如核电厂退役去污工程上常用的铈氧化方法、CORPEX方法、CORD/UV方法和SANIDIN泡沫去污法等[71]．但是，目前对污染物存在的物理和化学特性、去污机理及机制等方面的研究尚未清晰，因此仍须深入研究以寻求一些有效的可去除深层污染物的去污试剂和简单、高效、二次污染少的去污方法．二次废物最小化、去污效率最大化是去污技术发展的最高追求，这对传统去污技术提出了更高的发展要求：a. 物理去污方法将在传统装置的基础上，利用现代化手段进行去污设备改进，如引入激光、超声波等新方法；b. 化学去污方法发展的目标是提高去污剂性能，提高可重复使用性，减少废液产生量，因此将联合多步去污工艺达到更优的效果；c. 同时可以引入电化学方法，利用电解、电渗析、电泳等手段高效去污，减少废气的排放．现代化物理或化学手段(激光、超声、等离子体、超临界技术、微生物降解等)的引入将是未来去污技术的发展新方向，这些手段的实施均追求废物排放最小化的最终目标．4.3　退役废物的处理与处置核设施退役过程中会产生各种废物，去污、切割、解体、拆除等活动均会产生放射性废物，它们被分为气载放射性废物、液体放射性废物和固体放射性废物。当制订核设施退役计划时，要对废物的处理、贮存和处置做好安排．IAEA按废物的比活度和放射性核素的半衰期把废物分为6类，分别为免管废物(EW)、极短寿命废物(VSLW)、极低放废物(VLLW)、低放废物(LLW)、中放废物(ILW)和高放废物(HLW)；它们的处置方法相应为豁免/清洁解控、贮存衰变、填埋处置、近地表处置、中等深度地下处置和深地质处置[46]。我国在1995年发布实施的放射性废物分类标准[72]中，先按物理状态将其分为气载、液体、固体三类．气载放射性废物根据放射性浓度分为低放(排放限值放射性浓度Av≤4×107 Bq/m3)、中放(Av4×107 Bq/m3)两级，液体放射性废物分为低放(排放限值Av≤4×106 Bq/L)、中放(4×106 Bq/LAv≤4×1010 Bq/L)、高放(Av4×1010 Bq/L)三级，固体放射性废物分为低放、中放、高放和α废物(平均放射性比活度Am4×105 Bq/kg)．气载废物和液体废物体积大，必须经过浓缩和净化处理，让大部分体积的废气和废水净化达到安全排放标准，而只须把浓缩起来的小体积废物做固化处理，实现安全处置．废物固化处理的目的是要把放射性核素牢固结合到稳定的、惰性的基材中，满足安全处置的要求，固化处理的手段包括水泥固化、沥青固化、塑料固化、水力压裂法及大体积浇注法等．对于退役废物的处理，检测分类非常重要，从而对其进行分级分类管理．核设施退役会产生各种废物和物料，这些废物中，大部分活度较低，经过监测，有的可以排除审管控制，有的经过适当去污之后可以达到清洁解控水平．极低放废物和免管废物在退役废物中占比很大，把它们分出来可以大大减轻废物处置负担，降低退役费用．刘志毅等[73]设计了具有位置敏感闪烁体探测器的核设施退役废物放射性多参数探测系统，探测单元通过测量γ射线能谱进行核素甄别、测量α/β射线评估衰变过程中不释放γ射线的核素，该发明能够实现核退役大块混凝土内部连续深度的放射性核素识别，为后期放射性混凝土的分类处理、放射性废物最小化提供技术支撑．Orr等[74]设计了一种用于核设施退役的工艺流监测方法，通过探测器获得工艺流中放射性核素的初始活性，计算每个样品中归因于每种放射性核素的总活度的比例，通过组合计算获得函数从而得到进一步信息，可用于核燃料循环和核设施退役行业．国际退役经验表明：退役废物大部分是极低放废物和非放废物，真正须要进行放射性废物处置的只有小部分．退役废物最小化、排放最小化、工作人员与公众受照剂量最小化，是退役的基本目标．从节约资源、可持续发展和环境保护角度，退役应尽可能实现再利用/再循环．退役部件和设备的再循环/再利用可显著减少须处置的废物量和体积，大大节省管理和处置费用．很多极低放退役废物没有再利用价值，或者再循环/再利用须要花费的代价太大，若把它们当作低放废物处置则大大浪费资源；因此，将极低放废物分开处置，除了节省处置费用，减轻低、中放废物处置场压力外，还可加快核设施退役进度，具有重大意义．在核场址修复过程中，通常在混凝土或黏土等低渗透性基质中发现放射性核素的存在．对于混凝土的回收再利用，电动修复(EKR)技术通过施加电流从该介质中去除放射性污染物[75]，通过将污染物从固体废物中排出，EKR可用于减少须处置的固废数量．EKR研究的一个新兴领域是从混凝土和其它设施材料中去除铀，Kim等[76-77]的研究表明EKR与非原位铣削相结合可以减少70%的废物量．通过实验室甚至中试规模试验证明，EKR技术对数吨的污染废物仍有很高的去除率(80%以上)，此外，将EKR技术与其他原位技术相结合，如EKR-Bio(生物)、EKR-Phyto(植物)、EKR-ISCO(原位化学氧化)、EKR-Nano(纳米)等技术，将体现出对污染物更好的可持续修复性能[78-80]．5 管理规范方面的建议国际上核电站的退役和建设仍在不停进行中，核能发展应用的同时必然进入核设施退役阶段．就中国而言，初代核电站建设于20世纪七八十年代，设计寿命40 a左右，很快将面临核电厂延寿或退役问题．然而，相比于发达国家，我国核电发展起步晚，当前我国核电面临产业链不完整、工程设计到装备制造缺乏专业化分工、相关技术标准体系落后等问题．因此，须要采取一系列措施来推动我国技术标准体系的建立[81]：a. 确定技术标准体系的方向，即各类核电机组的标准及整个核电站的技术文件；b. 建立核工业技术标准体系的框架；c. 明确领导技术标准体系建设的主管部门；d. 顺应国际标准体系的同时形成中国自有知识产权．我国应尽快制订退役相关技术导则和标准，加强对退役整治、拆除设计、实施过程的管理和规范．中国应借鉴国外经验，前瞻性地制订一系列符合核设施退役与放射性废物管理方面的法律法规，明确退役的资金准备方式，提早研究建设放射性废物处置场，确保退役工作的安全进行．国际上一些核电大国的退役经验告诉我们：退役不应该在核电厂永久关停后才开始考虑，而应该在最初的选址、设计、建造阶段就考虑便于退役的方案，退役的实施关乎核电厂运行全生命周期．退役过程要求工作人员受到的放射性剂量最小化，环境受到的放射性污染最低化．此外，核设施退役过程中所涉及的安全问题必须受到高度重视．6 结论由于核设施结构的坚固性和独特性，且设施内含有放射性核素的特点，核设施退役将是艰巨而困难的过程，因此退役过程的成功实施还须要各专家学者对核设施切割解体和去污等环节进行更优良的技术手段改进研究．文中对现有的一些核设施切割技术、去污方法进行了对比分析，这为我国今后开展核设施的退役工作提供了参考资料和技术储备，具有积极的借鉴作用，今后退役技术的发展方向将包括以下几方面：a. 为满足核设施退役全周期的需求，多种去污方法的有效结合是未来去污技术发展的新方向；b. 为了追求更好的辐射防护效果，研发处理效果好、二次污染小的多种技术组合使用是未来发展的重点之一；c. 核设施退役过程中的安全保护工作对国产化的辐射监测仪器的研发及其在线监测能力和自动化技术，以及大型遥控工装工具的设计研发提出了新要求；d. 合理制定一系列符合核设施退役与放射性废物管理方面的技术标准体系及法律法规．