張 根，熊 驍，任麗麗，趙 木，姚振宇，周 進(jìn)

（1. 中核第四研究設(shè)計(jì)工程有限公司，石家莊 050021； 2. 中核環(huán)保工程設(shè)計(jì)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(jì)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(yùn)運(yùn)行機(jī)組共計(jì)49臺，總裝機(jī)運(yùn)行容量共計(jì)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(shí)，也產(chǎn)生了對人類健康和環(huán)境有負(fù)面影響的放射性廢物［3］。按每百萬千瓦核電機(jī)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(yùn)行及維護(hù)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(shí)間分別超出暫存庫設(shè)計(jì)容量和存儲時(shí)間限值的困境，這些廢物絕大部分為極低放廢物［4］。考慮到核電廠現(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(kuò)大，為進(jìn)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(jìn)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(zhǔn)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(xiàng)。“排除”主要針對天然放射性核素照射場景，文件認(rèn)為，這些核素活度濃度引起的個(gè)人劑量，不算來自氡析出的貢獻(xiàn)，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(rèn)為，個(gè)人年有效劑量小于等于10 μSv，考慮附加準(zhǔn)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(zhǔn)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(jī)構(gòu)進(jìn)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(yùn)行過程共制定了22點(diǎn)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(xiàng)基本要求做出了詳細(xì)說明。

1.1.2 核電廢物優(yōu)化管理及技術(shù)改進(jìn)方面

“Radioactive waste management status and trends”（IAEA-WMDB-ST-1）認(rèn)為，在爭取實(shí)現(xiàn)放射性廢物活度和體積最小化目標(biāo)的同時(shí)也應(yīng)考慮行政管理和技術(shù)安全等因素。核電設(shè)計(jì)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(jìn)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(qiáng)員工的廢物最小化理念，加強(qiáng)廢物最小化實(shí)踐員工培訓(xùn)等管理手段，也可有效地促進(jìn)放射性廢物產(chǎn)生最小化和清潔解控及循環(huán)再利用。《VVER反應(yīng)堆放射性廢物管理改進(jìn)》（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(jìn)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(jī)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(jī)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?jiān)S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(jì)及運(yùn)行程序是如何實(shí)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(shí)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(zhǔn)設(shè)計(jì)許可證、標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)核準(zhǔn)和制造許可證的申請者，必須在申請中闡述設(shè)施設(shè)計(jì)時(shí)如何實(shí)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(shí)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(zhǔn)，65號文件對放射性低、中放廢物活度濃度的界定進(jìn)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(diǎn)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(zhǔn)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(hù)監(jiān)管材料中放射性核素的活度濃度限值。標(biāo)準(zhǔn)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(zhǔn)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(zhǔn)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(yùn)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。《輕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(dá)到規(guī)定的安全目標(biāo)、設(shè)計(jì)目標(biāo)和運(yùn)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(yùn)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(jì)、建造、運(yùn)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(qiáng)化管理等措施，經(jīng)代價(jià)利益分析，使最終放射性固體廢物產(chǎn)生量（體積和活度）達(dá)到合理可行盡量低的要求［5］。此外，導(dǎo)則從設(shè)計(jì)和建造階段、運(yùn)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(jì)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(jì)做出了詳細(xì)要求，包括系統(tǒng)設(shè)計(jì)、設(shè)備選擇、材料選擇、水化學(xué)控制、工藝設(shè)計(jì)、設(shè)備閥門和管道的選型和設(shè)計(jì)以及布置設(shè)計(jì)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(shí)設(shè)備（除方家山核電廠配備超級壓實(shí)設(shè)備外，其他為普通壓實(shí)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(shí)打包系統(tǒng)主要用于表面劑量率低于2 mSv·h-1的雜項(xiàng)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(shí)處理可達(dá)減容比為3～4，超級壓實(shí)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(jìn)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(jìn)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(jìn)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(jìn)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(jìn)行固化處理；技術(shù)廢物則放置于鋼桶中進(jìn)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(shí)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(jìn)行了系列改進(jìn)，如將多個(gè)較小尺寸廢濾芯放置于一個(gè)混凝土桶內(nèi)固定，對不同放射性水平樹脂進(jìn)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(yùn)行機(jī)組，是我國核電機(jī)組數(shù)量最多、堆型最豐富且裝機(jī)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(fù)責(zé)其名下核電機(jī)組資產(chǎn)經(jīng)營管理和運(yùn)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(yùn)行管理有限公司，對核電基地下核電機(jī)組實(shí)行統(tǒng)一管理，核電運(yùn)行管理公司與三家業(yè)主公司共用一套運(yùn)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(gè)核電公司存在以下特點(diǎn)：（1）三個(gè)公司均為獨(dú)立法人單位，除核電機(jī)組實(shí)行統(tǒng)一管理外，廢物處理、資產(chǎn)管理和運(yùn)行監(jiān)督等均由各公司自行管理；（2）三個(gè)公司內(nèi)部均采用三級放射性廢物管理層級；（3）其三個(gè)廢設(shè)施運(yùn)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(qiáng)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(hù)支持科科長擔(dān)任，小組秘書由防護(hù)支持科放廢管理工程師擔(dān)任，成員由保健物理處、運(yùn)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(jì)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(jī)構(gòu)包含廢物產(chǎn)生管理各處室，可實(shí)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(jìn)行分散處理與集中處理相結(jié)合的處理模式。每臺核電機(jī)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(jìn)行處理，以及對核島內(nèi)所產(chǎn)生的放射性固體廢物進(jìn)行收集和暫存；核電廠內(nèi)還設(shè)有幾臺核電機(jī)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(jìn)行處理，并對所產(chǎn)生的放射性固體廢物進(jìn)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(shí)也將不易處理、產(chǎn)量少的廢物進(jìn)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(jī)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(jìn)行指導(dǎo)，同時(shí)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(tuán)，從高層次和多角度對放射性廢物管理工作提供大量實(shí)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(zhǔn)及規(guī)章制度方面

筆者結(jié)合核電廠的實(shí)際情況，研究發(fā)現(xiàn)以下三個(gè)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(jiān)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(jì)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(jì)等特點(diǎn)，對放射性廢物整備體積控制目標(biāo)值進(jìn)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(jìn)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(xiàng)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(shí)貯存規(guī)定》（GB 11928—89）中的暫存時(shí)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(zhǔn)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(shí)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(gè)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(jī)廢液處理，建議由中核集團(tuán)組織其下屬科研和設(shè)計(jì)力量，研發(fā)可移動式等處理裝置，實(shí)現(xiàn)對各核電站有機(jī)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(bào)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(xiàng)目分為監(jiān)管部門支持項(xiàng)目（給予一定經(jīng)費(fèi)支持）和核電廠本身解決項(xiàng)目類型（督促核電廠使用自有經(jīng)費(fèi)解決）。另外，充分利用專業(yè)化環(huán)保公司的科研設(shè)計(jì)力量，對核電廠放射性廢物處理關(guān)鍵技術(shù)進(jìn)行攻關(guān)，補(bǔ)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(qiáng)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(jì)階段落實(shí)切實(shí)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(yùn)核電廠，加快與外部集中處理中心達(dá)成約定，確定好廢物去向；鼓勵(lì)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(yùn)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(shí)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(jìn)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(jī)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(jìn)一步推進(jìn)秦山核電基地廢物的統(tǒng)一管理，鼓勵(lì)在運(yùn)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(jì)和管理。

（5）關(guān)于放射性廢物貨包體積計(jì)算規(guī)則，為更準(zhǔn)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(jī)廢液（僅暫存于廢物庫中，未處理，其整備體積如何計(jì)算）、外運(yùn)待處理的可燃技術(shù)廢物（按運(yùn)出時(shí)廢物體積算，或是按照外運(yùn)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(jì)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(jì)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(shí)要求存在差距的內(nèi)容，建議督促核電廠主動進(jìn)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(shí)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(jìn)一步推進(jìn)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(shí)要強(qiáng)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(shí)對核電工作人員廢物最小化意識宣貫，強(qiáng)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(jìn)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(diǎn)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(zhǔn)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(shí)間要求等方面，督促相關(guān)單位在制度要求與實(shí)際管理要求的契合度上再進(jìn)一步研究并提出優(yōu)化措施。

（2）建議督促核電廠加快有機(jī)廢物處理等工程應(yīng)用技術(shù)的優(yōu)化和攻堅(jiān)，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(shí)際運(yùn)營管理效果進(jìn)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(jì)量規(guī)則等內(nèi)容。