張 根，熊 驍，任麗麗，趙 木，姚振宇，周 進

（1. 中核第四研究設(shè)計工程有限公司，石家莊 050021； 2. 中核環(huán)保工程設(shè)計研究有限公司，北京 100089； 3. 生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

國際核電發(fā)展?fàn)顩r統(tǒng)計結(jié)果顯示：核電在世界所有能源總發(fā)電量中占比約為11%［1］；截至2019年年底，我國核能供應(yīng)僅占總發(fā)電量的4.88%［2］，截至2021年4月，我國大陸地區(qū)在運運行機組共計49臺，總裝機運行容量共計51027 MW，我國核電還有很大的發(fā)展空間。

核能的開發(fā)利用給人類帶來巨大利益的同時，也產(chǎn)生了對人類健康和環(huán)境有負面影響的放射性廢物［3］。按每百萬千瓦核電機組每年產(chǎn)生廢物包體積為50 m3保守估算，我國現(xiàn)階段每年產(chǎn)生放射性廢物包體積為2551 m3。

在運行及維護過程中，核電廠往往面臨積存的低中放固體廢物的體積和存放時間分別超出暫存庫設(shè)計容量和存儲時間限值的困境，這些廢物絕大部分為極低放廢物［4］?？紤]到核電廠現(xiàn)有放射性廢物的不斷積累，以及后續(xù)中國大陸內(nèi)核電廠規(guī)模的不斷擴大，為進一步優(yōu)化核電廠放射性廢物管理，緩解核電廢物的輻射安全隱患，本文對核電廠放射性廢物的管理現(xiàn)狀及問題進行了分析，提出了相應(yīng)解決思路并形成管理策略綜合路徑圖，為核電主管部門在核電廢物的監(jiān)督管理上提供參考和建議。

1 放射性廢物管理的法規(guī)標(biāo)準要求

1.1 國外放射性廢物管理要求

1.1.1 核電廢物處理方面

《排除、豁免和解控概念的適用》（IAEARS-G-1.7）對核電廠放射性廢物管理的范圍界定具有重要的指導(dǎo)意義：可以從源頭上減少需要處理、處置的物項?！芭懦敝饕槍μ烊环派湫院怂卣丈鋱鼍埃募J為，這些核素活度濃度引起的個人劑量，不算來自氡析出的貢獻，一年之內(nèi)不大可能超過1 mSv，并由此反推出40K的活度濃度不超過10 Bq·g-1，其他天然放射性核素活度濃度不超過1 Bq·g-1。文件認為，個人年有效劑量小于等于10 μSv，考慮附加準則條件下低概率事件引起的年有效劑量應(yīng)當(dāng)不超過1 mSv，皮膚的年當(dāng)量劑量標(biāo)準50 mSv，由此推導(dǎo)出人工放射性核素“豁免與解”控嘗試限值。放射性廢物解控過程中，污染活度應(yīng)低于豁免活度水平，且解控需要監(jiān)管機構(gòu)進一步考慮決定。

《放射性廢物的處置前管理》（IAEA-GSR Part 5），針對放射性廢物處置前管理的責(zé)任、步驟、設(shè)施的建設(shè)和運行過程共制定了22點要求，涵蓋了放射性氣、液、固三種廢物的產(chǎn)生、控制、表征、分類和加工處理等方面；《核電廠與研究堆放射性廢物處置前管理》（IAEA-SSG-40）則是在GSR Part5的基本要求上，針對核電廠與研究堆的各項基本要求做出了詳細說明。

1.1.2 核電廢物優(yōu)化管理及技術(shù)改進方面

“Radioactive waste management status and trends”（IAEA-WMDB-ST-1）認為，在爭取實現(xiàn)放射性廢物活度和體積最小化目標(biāo)的同時也應(yīng)考慮行政管理和技術(shù)安全等因素。核電設(shè)計前期，考慮抗腐蝕及不易被活化材料選擇、少更換少維修設(shè)備選擇，以及成熟穩(wěn)定技術(shù)選擇因素；管理上，建立廢物追蹤系統(tǒng)，對廢物的類型、總量、活度和特性進行量化；建立廢物分類和廢物流隔離系統(tǒng)，防止廢物不恰當(dāng)混合；增強員工的廢物最小化理念，加強廢物最小化實踐員工培訓(xùn)等管理手段，也可有效地促進放射性廢物產(chǎn)生最小化和清潔解控及循環(huán)再利用?！禫VER反應(yīng)堆放射性廢物管理改進》（IAEA-TECDOC-1492），按優(yōu)劣順序依次列出了管理支持、產(chǎn)生源頭減少、循環(huán)再利用、減容處理和處置5方面核電廢物管理思路?！癐nnovation waste treatment and conditioning technologies at nuclear power plants”（IAEA-TECDOC-1504）對核電廢物處理的主流技術(shù)與創(chuàng)新技術(shù)進行了總結(jié)。

1.1.3 核電廢物的其他管理方面

美國和歐洲核電廠用戶要求文件對第三代核電提出：在核電機組固體廢物包方面，推薦第三代單臺新建百萬千瓦壓水堆核電機組固體廢物包年產(chǎn)生量目標(biāo)值小于等于50 m3。

美國聯(lián)邦法規(guī)10 CFR 20第1046條適用于申請許可。其中特別指出，在1997年8月20日之后提交申請的許可證申請者，必須在申請中闡述設(shè)施設(shè)計及運行程序是如何實際可行地使設(shè)施污染最小化和環(huán)境污染最小化的，如何便于最終退役的，如何實際可行地使放射性廢物產(chǎn)生量最小化的。在1997年8月20日之后提交標(biāo)準設(shè)計許可證、標(biāo)準設(shè)計核準和制造許可證的申請者，必須在申請中闡述設(shè)施設(shè)計時如何實際可行地使設(shè)施污染最小化和環(huán)境污染最小化的，如何便于最終退役的，如何實際可行地使放射性廢物產(chǎn)生量最小化的。

1.2 國內(nèi)放射性廢物管理要求

1.2.1 核電廠廢物分類方面

《放射性廢物分類》（2017年第65號）主要適用于待處置的放射性固體廢物。相對原分類標(biāo)準，65號文件對放射性低、中放廢物活度濃度的界定進行了較大幅度的調(diào)整，上調(diào)了低水平放射性廢物的活度濃度上限。具體來說，將放射性廢物在原有的低、中、高3類的基礎(chǔ)上拓展為極短壽命放射性廢物、極低水平放射性廢物、低水平放射性廢物、中水平放射性廢物和高水平放射性廢物5 類。并將解控廢物及豁免廢物移出放射性廢物序列，明確了除部分核素（如活化金屬中的鈮-94、碘-129、锝-99 等）外的活度濃度要求明顯偏低（在106～107Bq·kg-1量級），其余核素的活度濃度要求為上限不超過4×1011Bq/kg。相 較 而 言HAD 401/4、GB 9133—1995 中，低放和中放分界點的活度濃度為4×106Bq/kg。

《擬再循壞、再利用或作非放射性廢物處置的固體物質(zhì)的放射性活度測量》（GB/T 17947—2008）規(guī)定，放射性固體物質(zhì)解控輻射水平測量包括表面污染活度濃度、劑量率和總活度。作為示例，標(biāo)準指出了表面污染解控限值：α發(fā)射體為0.04～0.4 Bq·cm-2；β/γ發(fā)射體為0.4～4.0 Bq·cm-2；劑量率范圍為0.05～1 μGy·h-1（近表面附近高于該處本底的劑量率）；根據(jù)核素不同，活度濃度范圍為0.1～104Bq·g-1。

《免于輻射監(jiān)管的材料中放射性核素活度濃度》（GB 27742—2011）規(guī)定，大于1 t的大批材料的生產(chǎn)操作、填埋或再循環(huán)再利用等活動中涉及的，可免于輻射防護監(jiān)管材料中放射性核素的活度濃度限值。標(biāo)準規(guī)定，對只有表面污染的材料和小于1 t的材料，分別參照GB 18871—2002中B2.2和附錄A的規(guī)定執(zhí)行。該標(biāo)準活度濃度限值的制定參考了IAEA 安全導(dǎo)則《排除、豁免和解控概念的應(yīng)用》（No.RS-G-1.7），包括免管水平制定的劑量準則、照射情景、照射途徑和主要相關(guān)參數(shù)等。

1.2.2 核電廠廢物處理方面

《核設(shè)施放射性廢物處置前管理》主要為核設(shè)施產(chǎn)生的放射性廢物處置前管理提供指導(dǎo)，涵蓋了放射性廢物處置前管理的所有步驟，包括：廢物產(chǎn)生、預(yù)處理、處理、整備、貯存和運輸。其部分內(nèi)容和IAEA發(fā)布的《核電廠與研究堆放射性廢物處置前管理》（SSG-40）保持了一致?！遁p水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)技術(shù)規(guī)定》，制定的目的是使放射性固體廢物處理系統(tǒng)達到規(guī)定的安全目標(biāo)、設(shè)計目標(biāo)和運行目標(biāo)。其要求：固體廢物處理后體積應(yīng)該盡可能小，且滿足廢物運輸、貯存和處置要求。其規(guī)范對象包括濕廢物和干廢物（含濃縮廢液、化學(xué)廢液、泥漿、樹脂、排風(fēng)過濾器、活性炭過濾器等）。

1.2.3 核電廠廢物最小化管理方面

國家核安全局《核設(shè)施放射性廢物最小化》導(dǎo)則中明確規(guī)定了核設(shè)施放射性廢物最小化應(yīng)包含核設(shè)施設(shè)計、建造、運行和退役過程，可通過廢物的源頭控制、再循環(huán)與再利用、清潔解控、優(yōu)化廢物處理和強化管理等措施，經(jīng)代價利益分析，使最終放射性固體廢物產(chǎn)生量（體積和活度）達到合理可行盡量低的要求［5］。此外，導(dǎo)則從設(shè)計和建造階段、運行階段和退役階段對廢物的最小化提出了一般要求，并以壓水堆為例，對設(shè)計建造階段從源頭減少放射性廢物產(chǎn)生和放射性廢物處理系統(tǒng)設(shè)計做出了詳細要求，包括系統(tǒng)設(shè)計、設(shè)備選擇、材料選擇、水化學(xué)控制、工藝設(shè)計、設(shè)備閥門和管道的選型和設(shè)計以及布置設(shè)計等方面。全過程、多角度地為我國核設(shè)施放射性廢物最小化管理提供了依據(jù)和指導(dǎo)。

2 核電廠放射性廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀

2.1 秦山核電基地廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀

在秦山核電基地，核電廠各自配套建設(shè)了水泥固化線和壓實設(shè)備（除方家山核電廠配備超級壓實設(shè)備外，其他為普通壓實設(shè)備）。固化線主要用于處理濃縮液，增容比為1.7～2.2；處理廢樹脂增容比為2.3～3.0；外表劑量率大于2 mSv·h-1的廢過濾器芯子增容比為2.5～14；外表劑量率不大于2 mSv·h-1的廢過濾器芯子增容比為2～2.5。壓實打包系統(tǒng)主要用于表面劑量率低于2 mSv·h-1的雜項干廢物（包括技術(shù)廢物、廢水過濾芯子、通風(fēng)過濾器拆解過濾材料等）的處理，一般壓實處理可達減容比為3～4，超級壓實處理減容比為4～5［6］。固體廢物處理流程見圖1。

圖1 秦山核電基地放射性固體廢物處理工藝流程Fig.1 Radioactive solid waste treatment process of Qinshan Nuclear Power Base

2.2 三門核電廠廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀

三門核電廠為全球首座AP1000型核電廠，設(shè)置核島廢物處理系統(tǒng)和廠址廢物處理設(shè)施（SRTF）兩種組合處理模式。其放射性固體廢物主要分為工藝廢物和技術(shù)廢物，其中技術(shù)廢物及工藝廢物中的HVAC濾芯在水泥固化前，均進行預(yù)壓縮和超壓縮處理，以降低廢物整備體積。其余工藝廢物基本通過水泥固化進行處理［7］。放射性固體廢物工藝流程見圖2。

圖2 三門核電廠放射性固體廢物處理工藝流程Fig.2 Sanmen nuclear power radioactive solid waste treatment process

2.3 大亞灣核電廠廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀

大亞灣核電廠將固體廢物分為工藝廢物和技術(shù)廢物。工藝廢物包括：廢樹脂、過濾器芯和濃縮液等，采用水泥固化和混凝土固定方式進行處理。技術(shù)廢物中手套和抹布等可壓縮廢物，通過預(yù)壓、超壓減容處理；建筑材料等不可壓縮廢物直接水泥固化處理。固體廢物處理過程中，廢樹脂按照中、低放射性和弱放射性樹脂分別進行裝桶固化；大亞灣核電廠所產(chǎn)生的工藝廢物均用混凝土進行固化處理；技術(shù)廢物則放置于鋼桶中進行壓縮、固化或固定處理。濃縮液、廢樹脂和淤積物經(jīng)水泥固化處理后增容比分別為5.26、6.04、10。技術(shù)廢物經(jīng)壓實整備后，其增容比為0.2。為減少廢物整備體積，大亞灣核電廠在廢物處理工藝上進行了系列改進，如將多個較小尺寸廢濾芯放置于一個混凝土桶內(nèi)固定，對不同放射性水平樹脂進行分類固化處理等，大大降低了廢物的整備體積。廢物處理工藝見圖3。

圖3 大亞灣核電廠放射性固體廢物處理工藝流程Fig.3 Daya Bay nuclear radioactive solid waste treatment process

3 核電廠公司放射性廢物管理制度

3.1 秦山核電基地放射性廢物管理模式

秦山核電基地是我國大陸核電的發(fā)源地，目前共有9臺運行機組，是我國核電機組數(shù)量最多、堆型最豐富且裝機量最大的核電基地。秦山核電基地有3家業(yè)主公司，各業(yè)主公司分別負責(zé)其名下核電機組資產(chǎn)經(jīng)營管理和運行監(jiān)督，以及放射性廢物的處理與處置。此外，基地也成立了中核核電運行管理有限公司，對核電基地下核電機組實行統(tǒng)一管理，核電運行管理公司與三家業(yè)主公司共用一套運行管理人員。以秦山一期為例，其放射性廢物管理框架見圖4。

圖4 秦山核電基地放射性廢物管理框架Fig.4 Qinshan Nuclear radioactive waste management framework

秦山核電基地三個核電公司存在以下特點：（1）三個公司均為獨立法人單位，除核電機組實行統(tǒng)一管理外，廢物處理、資產(chǎn)管理和運行監(jiān)督等均由各公司自行管理；（2）三個公司內(nèi)部均采用三級放射性廢物管理層級；（3）其三個廢設(shè)施運行部下設(shè)置了專業(yè)分工明確的若干車間，各車間設(shè)置方式雖強調(diào)了專業(yè)化分工，但針對同一任務(wù)各車間人員間的協(xié)調(diào)程度有一定阻礙。

3.2 三門核電廠放射性廢物管理模式

三門核電廠專門設(shè)立放射性廢物最小化管理委員會（ALARA），由主管保健物理科的公司副總經(jīng)理擔(dān)任組長，成員為公司各處室處長。ALARA委員會，下設(shè)放射性廢物最小化組（WMT），組長由保健物理處處長擔(dān)任，副組長由防護支持科科長擔(dān)任，小組秘書由防護支持科放廢管理工程師擔(dān)任，成員由保健物理處、運行處、維修處、化學(xué)處、設(shè)備管理處、技術(shù)支持處、生產(chǎn)計劃處和環(huán)境應(yīng)急處等指定人員（工程師及以上）擔(dān)任。廢物最小化組織機構(gòu)包含廢物產(chǎn)生管理各處室，可實現(xiàn)廢物最小化方面問題的高效溝通和快速解決。其管理框架見圖5。

圖5 三門核電廠放射性廢物管理框架Fig.5 Sanmen nuclear radioactive waste management framework

三門核電廠在國內(nèi)首次采用了對放射性廢物進行分散處理與集中處理相結(jié)合的處理模式。每臺核電機組均設(shè)有核島廢物處理系統(tǒng)，主要用于對核島內(nèi)的放射性廢氣、廢液進行處理，以及對核島內(nèi)所產(chǎn)生的放射性固體廢物進行收集和暫存；核電廠內(nèi)還設(shè)有幾臺核電機組共用的場址廢物處理中心（SRTF），該中心對核島廢物處理系統(tǒng)范圍外的其他放射性廢液進行處理，并對所產(chǎn)生的放射性固體廢物進行整備。SRTF的設(shè)置，既有效簡化了核島內(nèi)的廢物處理系統(tǒng)，同時也將不易處理、產(chǎn)量少的廢物進行集中處理，極大地提高了廢物處理效率。

3.3 大亞灣核電廠放射性廢物管理模式

大亞灣核電廠設(shè)立了放射性廢物管理機構(gòu)，包括“三廢”委員會，委員會對核電廠的放射性廢物管理工作進行指導(dǎo)，同時以“三廢”工作領(lǐng)導(dǎo)小組為抓手，組織和協(xié)調(diào)核電廠各部門共同開展放射性廢物處理工作。大亞灣核電廠放射性廢物管理框架見圖6。

圖6 大亞灣核電廠放射性廢物管理框架Fig.6 Daya Bay Nuclear radioactive waste management framework

大亞灣核電廠近幾年的放射性廢物管理情況表明，該模式具有以下幾方面優(yōu)勢：（1）委派核電廠副總經(jīng)理主管公司放射性廢物管理工作，為放射性廢物管理政策的執(zhí)行提供了充分的資源保障；（2）委員會作為放射性廢物管理工作的智囊團，從高層次和多角度對放射性廢物管理工作提供大量實用建議，極大地減少了管理工作上的失誤；（3）放射性廢物管理工作延伸到公司各部門，避免了廢物管理工作的死角，高效并徹底地推動著放射性廢物的最小化管理。

4 放射性廢物管理策略分析及建議

4.1 法規(guī)標(biāo)準及規(guī)章制度方面

筆者結(jié)合核電廠的實際情況，研究發(fā)現(xiàn)以下三個主要普遍存在的問題并提出相應(yīng)的建議：

（1）關(guān)于核電廠廢物管理目標(biāo)值問題，建議堅持以核安全導(dǎo)則中50 m3的年廢物整備體積推薦值為廢物產(chǎn)生量限值，由國家核安全監(jiān)督管理部門組建廢物最小化工作管理小組，管理小組成員包含各核電站、相關(guān)科研設(shè)計單位和國家核安全監(jiān)管部門專家。管理小組根據(jù)各核電廠廢物處理工藝及放廢處理系統(tǒng)設(shè)計等特點，對放射性廢物整備體積控制目標(biāo)值進行論證，提出新的控制目標(biāo)值和摸高值。對于完成摸高值任務(wù)的單位，進行評優(yōu)和對外宣傳，并優(yōu)先考慮給予監(jiān)管部門能力范圍內(nèi)的各項支持。

（2）關(guān)于《免于輻射監(jiān)管的材料中放射性核素活度濃度》（GB 27742—2011）的可操作性問題，建議由各核電廠及科研單位開展針對性研究，組織制定和優(yōu)化放射性廢物核素取樣檢測流程。

（3）關(guān)于《低、中水平放射性固體廢物暫時貯存規(guī)定》（GB 11928—89）中的暫存時間問題，建議各核電廠及科研單位完成暫存期限的合理性論證，為后期標(biāo)準的修訂提供依據(jù)支持。

4.2 廢物處理技術(shù)方面

目前，各核電廠都配置了完整的放射性廢物處理設(shè)施，對當(dāng)前廠內(nèi)廢物實現(xiàn)了良好控制。但是，在廢物處理技術(shù)上仍有較大的改良空間，個別類型廢物的工程應(yīng)用技術(shù)仍需加緊攻關(guān)。

（1）關(guān)于核電廠放射性有機廢液處理，建議由中核集團組織其下屬科研和設(shè)計力量，研發(fā)可移動式等處理裝置，實現(xiàn)對各核電站有機廢液的統(tǒng)一處理，降低庫存，消除其安全隱患。

（2）關(guān)于核電廠現(xiàn)存放射性廢物處理技術(shù)問題清單的收集方式，建議核安全監(jiān)管部門以座談和問題清單填報的形式，搜集核電廠放射性廢物技術(shù)攻關(guān)清單。將清單內(nèi)項目分為監(jiān)管部門支持項目（給予一定經(jīng)費支持）和核電廠本身解決項目類型（督促核電廠使用自有經(jīng)費解決）。另外，充分利用專業(yè)化環(huán)保公司的科研設(shè)計力量，對核電廠放射性廢物處理關(guān)鍵技術(shù)進行攻關(guān)，補齊國內(nèi)在焚燒和熔煉處理技術(shù)上的短板。

4.3 廢物管理制度方面

針對各核電廠的放射性廢物企業(yè)管理制度，建議核安全監(jiān)管部門對以下一些普遍性問題加強關(guān)注和跟蹤。

（1）關(guān)于可燃技術(shù)廢物的處理和整備等過程管理，建議督促新建核電廠在設(shè)計階段落實切實可行的處理與整備工藝，禁止超壓處理，避免可燃廢物處置后因長期貯存腐解給處置場帶來安全隱患；已建成在運核電廠，加快與外部集中處理中心達成約定，確定好廢物去向；鼓勵探索集中焚燒處理方式和解決途徑。

（2）關(guān)于核電廠中低放廢物處置，在生態(tài)環(huán)境部的主推下，甘肅省已啟動核電廠等民用低放廢物集中共享處置場的建設(shè)；建議督促各核電廠在集中處置場建成運行之前，做好現(xiàn)有固體廢物暫存工作、處置前檔案整理工作；加快落實與集中處理中心關(guān)于廢物的接收意向。

（3）關(guān)于國內(nèi)廢物信息管理系統(tǒng)統(tǒng)一問題，建議督促各核電廠以國家廢物信息管理系統(tǒng)接收的信息要素為依據(jù)，對自身信息管理系統(tǒng)進行調(diào)整，或增加與國家信息管理系統(tǒng)數(shù)據(jù)對接的轉(zhuǎn)換系統(tǒng)，盡早完成國家放射性廢物管理系統(tǒng)的統(tǒng)一建設(shè)工作。

（4）關(guān)于核電廠放射性廢物處理方式的選擇，秦山核電基地在各核電廠均配備一套相應(yīng)處理裝置，三門核電站設(shè)置SRTF廠址外廢物處置中心。核電機組共用廢物處理中心是核電廠廢物管理的發(fā)展趨勢。建議進一步推進秦山核電基地廢物的統(tǒng)一管理，鼓勵在運核電廠向廢物集中處理管理方式轉(zhuǎn)變；建議新建核電廠優(yōu)先選用廢物集中處理方式設(shè)計和管理。

（5）關(guān)于放射性廢物貨包體積計算規(guī)則，為更準確地反映各放射性廢物年貨包整備體積情況，建議各核電廠就待處理放射性有機廢液（僅暫存于廢物庫中，未處理，其整備體積如何計算）、外運待處理的可燃技術(shù)廢物（按運出時廢物體積算，或是按照外運處理后的整備體積算）以及當(dāng)年產(chǎn)生但未整備的放射性廢物貨包體積（最終貨包體積計入產(chǎn)生的年度還是整備的年度內(nèi)）等不同情況下，統(tǒng)一貨包體積計算規(guī)則。

（6）關(guān)于放射性廢物處理與處置的技術(shù)管理文件中與現(xiàn)實要求存在差距的內(nèi)容，建議督促核電廠主動進行適應(yīng)性研究和解決方案探索，并向相關(guān)部門反饋并及時更新。

（7）關(guān)于放射性廢物最小化核安全文化宣傳方面，建議督促各核電廠進一步推進放射性廢物最小化原則與核電廠廢物管理工作的深度融合；同時要強調(diào)對人為因素的管理，督促各核電廠在管理制度及考核中，落實對核電工作人員廢物最小化意識宣貫，強化一線操作員工在廢物控制及處理方面綜合技能的培訓(xùn)，重視廢物管理過程中的人為因素影響。

4.4 綜合管理路徑圖

為便于監(jiān)管部門對核電廠放射性廢物管理工作進行監(jiān)管，本文綜合考慮了國內(nèi)外法規(guī)要求、國內(nèi)核電廠廢物處理技術(shù)現(xiàn)狀及國內(nèi)核電廠公司管理三方面因素，形成了放射性廢物管理路徑圖。在路徑圖中，圍繞放射性廢物產(chǎn)生、處理及處置，在核電廠不同階段提出了核電廠及監(jiān)管部門應(yīng)重點關(guān)注的內(nèi)容，詳見圖7。

圖7 綜合管理路徑圖Fig.7 Integrated management path diagram

5 建議與結(jié)論

（1）我國從國外管理體系上借鑒、參考和轉(zhuǎn)化了大量核電廠放射性廢物法規(guī)、標(biāo)準和規(guī)章制度。建議監(jiān)管部門就核電廢物整備體積目標(biāo)設(shè)定、核電廢物分類鑒別要求以及固體廢物暫存時間要求等方面，督促相關(guān)單位在制度要求與實際管理要求的契合度上再進一步研究并提出優(yōu)化措施。

（2）建議督促核電廠加快有機廢物處理等工程應(yīng)用技術(shù)的優(yōu)化和攻堅，通過自有資金或其他渠道資金來源保障和支撐技術(shù)發(fā)展和更新，并培養(yǎng)一批專業(yè)化的核環(huán)保公司。

（3）建議監(jiān)管部門對核電廠放射性廢物管理制度的實際運營管理效果進行定期檢查，主要包括制度在核電廠生命周期各階段的覆蓋度和契合度，放射性廢物最小化文化宣傳的制度融入情況，廢物信息管理系統(tǒng)與國家平臺的兼容性和廢物貨包體積計量規(guī)則等內(nèi)容。