發(fā)文機(jī)關(guān)國家核安全局
發(fā)文日期2020年05月13日
時(shí)效性現(xiàn)行有效
發(fā)文字號國核安發(fā)〔2020〕105號
施行日期2020年05月13日
效力級別部門規(guī)范性文件
為進(jìn)一步完善我國核與輻射安全法規(guī)體系，我局組織制定了《核安全導(dǎo)則核設(shè)施放射性廢物處置前管理》（HAD401/12-2020），現(xiàn)予公布，自公布之日起實(shí)施。
國家核安全局
2020年5月13日
附件：
核設(shè)施放射性廢物處置前管理
(2020年5月13日國家核安全局批準(zhǔn)發(fā)布)
本導(dǎo)則自2020年5月13日起實(shí)施
本導(dǎo)則由國家核安全局負(fù)責(zé)解釋
本導(dǎo)則是指導(dǎo)性文件。在實(shí)際工作中可以采用不同于本導(dǎo)則的方法和方案，但必須證明所采用的方法和方案至少具有與本導(dǎo)則相同的安全水平。
本導(dǎo)則的附錄為參考性文件。
1 引言
1.1 目的
本導(dǎo)則為核設(shè)施產(chǎn)生的放射性廢物處置前管理提供指導(dǎo)，核設(shè)施包括：
（1） 核電廠、核熱電廠、核供汽供熱廠等核動力廠及裝置；
（2） 核動力廠以外的研究堆、實(shí)驗(yàn)堆、臨界裝置等其他反應(yīng)堆；
（3） 核燃料生產(chǎn)、加工、貯存和后處理設(shè)施等核燃料循環(huán)設(shè)施；
（4） 放射性廢物的處理、貯存、處置設(shè)施。
1.2 范圍
1.2.1 本導(dǎo)則適用于核設(shè)施選址、設(shè)計(jì)和建造階段對放射性廢物處置前管理的考慮，及運(yùn)行和退役階段產(chǎn)生的放射性廢物處置前管理。
1.2.2 本導(dǎo)則涵蓋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。
2 一般要求
2.1 廢物管理應(yīng)以安全為目的，以處置為核心。
2.2 廢物管理應(yīng)實(shí)施對廢物從產(chǎn)生到處置（包括排放）的全過程的管理和優(yōu)化，應(yīng)考慮不同步驟間的相容性和協(xié)調(diào)一致性。
2.3 應(yīng)控制核設(shè)施廢物的產(chǎn)生，采用最佳可行技術(shù)，使其在放射性活度和體積兩方面保持在合理可行盡量低的水平。放射性廢物最小化的具體管理要求可見《核設(shè)施放射性廢物最小化》（HAD401/08）導(dǎo)則。
2.4 最終形成的廢物包應(yīng)具有固有安全性，保證其在貯存或運(yùn)輸期間的安全，防止廢物體在貯存、運(yùn)輸和處置期間所包含的核素向環(huán)境擴(kuò)散。
2.5 應(yīng)制定和實(shí)施放射性廢物管理大綱以及放射性廢物預(yù)處理、處理、整備、貯存和運(yùn)輸?shù)墓芾沓绦?。核設(shè)施的廢物管理大綱和管理程序的內(nèi)容參見附錄A。
2.6 在廢物管理的各個(gè)步驟中，應(yīng)根據(jù)需要對放射性廢物進(jìn)行表征和分類，記錄和保存有關(guān)放射性廢物的產(chǎn)生、預(yù)處理、處理、整備、貯存和運(yùn)輸?shù)男畔ⅰ?/p>
放射性廢物包管理應(yīng)考慮的典型特性和特征參見附錄B。
2.7 最終廢物包（廢物體和廢物容器）應(yīng)符合廢物處置設(shè)施的接收準(zhǔn)則。每個(gè)廢物包應(yīng)具有唯一的、長期有效的（直至處置）標(biāo)識，并能夠與相關(guān)記錄關(guān)聯(lián)。
3 具體要求
3.1 廢物產(chǎn)生的控制
3.1.1 應(yīng)從廢物的產(chǎn)生開始控制，主要應(yīng)考慮以下方面：
（1） 合理選擇設(shè)施的工藝，設(shè)計(jì)方案，材料，構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件；
（2） 選擇合適的建造方法；
（3） 優(yōu)化調(diào)試大綱和運(yùn)行規(guī)程；
（4） 應(yīng)選擇有效的、可靠的技術(shù)和設(shè)備；
（5） 應(yīng)確保放射性廢物的容器和包裝具有完整性；
（6） 廠房合理設(shè)置輻射分區(qū)，防止放射性污染擴(kuò)散；
（7） 應(yīng)有各分區(qū)去污的規(guī)劃和提供防止放射性污染擴(kuò)散的設(shè)備。
3.1.2 從放射性廢物中分揀出非放射性廢物，以減少放射性廢物產(chǎn)生量。
3.1.3 放射性廢物經(jīng)過貯存（滯留）衰變或處理后達(dá)到清潔解控水平（或排放限值）時(shí)，應(yīng)及時(shí)解控（或排放），以減少放射性廢物產(chǎn)生量。
3.2 廢物表征和分類
3.2.1 廢物的表征
3.2.1.1 為確定合適的廢物處置前管理的方案，應(yīng)考慮如下因素：
（1） 廢物的來源、類型和物理狀態(tài)（固體、液體或氣體）；
（2） 放射性特性（如半衰期、放射性核素的活度濃度、劑量率、釋熱量）；
（3） 其他物理特性（如尺寸、重量、可壓縮性）；
（4） 化學(xué)特性（如放射性廢物的組成、含水量、溶解性、腐蝕性、可燃性、釋氣性、化學(xué)毒性）；
（5） 生物特性（如與廢物相關(guān)的生物危害）；
（6） 預(yù)期的處理、貯存和處置的方法。
3.2.1.2 廢物的表征內(nèi)容應(yīng)包括放射性特性、物理特性、化學(xué)特性和生物特性。
3.2.1.3 應(yīng)根據(jù)放射性廢物的類型、形態(tài)和來源，確定不同廢物流的廢物表征的要求、方法和結(jié)果。
3.2.1.4 應(yīng)對廢物的表征方法和過程進(jìn)行控制，保證表征數(shù)據(jù)的可信度。
3.2.2 廢物的分類
3.2.2.1 放射性廢物的分類應(yīng)符合《放射性廢物分類》（環(huán)境保護(hù)部公告2017年第65號）的要求。
出于不同的目的，放射性廢物還可以從其他角度進(jìn)行分類，如根據(jù)形態(tài)、成分、處理方式進(jìn)行分類。
3.2.2.2 放射性廢物可根據(jù)其物理形態(tài)，分為氣體、液體和固體三類廢物。
不同的核設(shè)施產(chǎn)生的放射性廢物不同，各類核設(shè)施的放射性廢物示例參見附錄C、D、E。
3.2.2.3 放射性廢氣可根據(jù)其成分分類，如含氧廢氣和含氫廢氣；可根據(jù)其來源分類，如工藝廢氣和廠房廢氣。
3.2.2.4 放射性廢液可根據(jù)其含有的放射性核素半衰期（如短壽命核素和長壽命核素）、活度濃度、化學(xué)成分、組分狀態(tài)、處理方法進(jìn)行分類。
3.2.2.5 放射性固體廢物通?？煞譃闈駨U物和干廢物，濕廢物通常包括：樹脂、泥漿、濃縮液、活性炭、沸石等；干廢物包括在核設(shè)施運(yùn)行和維修過程中產(chǎn)生的被放射性污染的固體材料（如被放射性污染的防護(hù)用品、擦拭材料、紙張、塑料、橡膠制品等），以及控制區(qū)廢棄的被放射性污染的設(shè)備、零部件、工具和保溫材料等。
3.2.2.6 放射性固體廢物可根據(jù)廢物處理方法分為可燃或不可燃、可壓實(shí)或不可壓實(shí)、金屬或非金屬和固定表面污染或非固定表面污染廢物等。
3.3 廢物預(yù)處理
3.3.1 預(yù)處理包括廢物的收集、分揀、化學(xué)調(diào)制和去污等操作。
3.3.2 放射性廢物應(yīng)根據(jù)廢物的放射性、物理和化學(xué)性質(zhì)進(jìn)行分類收集，包括：
（1） 廢液、廢氣和濕廢物通常采用貯槽進(jìn)行收集；
（2） 根據(jù)放射性水平的差異，干廢物通常采用不同種類的塑料袋、桶類或箱類容器進(jìn)行收集，以滿足后續(xù)廢物搬運(yùn)、處理、輻射防護(hù)等要求；
（3） 有機(jī)廢液應(yīng)單獨(dú)收集，避免與其他廢液混合。
3.3.3 應(yīng)制定有關(guān)廢物分揀的指導(dǎo)程序，在執(zhí)行分揀時(shí)：
（1） 盡可能在廢物產(chǎn)生地就近進(jìn)行適當(dāng)?shù)姆謷?/p>
（2） 盡可能將非放射性廢物和被放射性核素輕微污染且直接或經(jīng)過貯存衰變后可清潔解控、再循環(huán)或排放的廢物從放射性廢物中分揀出，以減少放射性廢物產(chǎn)生量；
（3） 根據(jù)廢物運(yùn)行管理要求，盡可能將不同類型的廢物進(jìn)行分組，如將主要含短壽命放射性核素的廢物與含長壽命放射性核素的廢物分開，或?qū)⒖蓧簩?shí)廢物與不可壓實(shí)廢物分開等。
3.3.4 廢舊放射源應(yīng)與其他廢物分開、單獨(dú)存放。
3.3.5 對于含α核素，含有易燃、易爆、腐蝕性或其他有害物質(zhì)、游離液體或壓縮氣體的廢物，應(yīng)單獨(dú)收集，避免與其他廢物混合。3.3.6 采用化學(xué)調(diào)制（如pH調(diào)節(jié)等）對廢物進(jìn)行預(yù)處理，以適應(yīng)進(jìn)一步的處
理。
3.3.7 采用機(jī)械、化學(xué)和電化學(xué)的方法去除表面污染時(shí)，應(yīng)限制二次廢物的產(chǎn)生量，并確保二次廢物能得到有效處理。
3.3.8 在廢物產(chǎn)生點(diǎn)收集廢物時(shí)，應(yīng)考慮廢物的放射性和化學(xué)特性的相容，且符合廢物管理設(shè)施（如處理、貯存或處置）的廢物接收準(zhǔn)則。收集不同化學(xué)特性的廢物時(shí)，應(yīng)對可能發(fā)生的化學(xué)反應(yīng)進(jìn)行評價(jià)，特別是放熱反應(yīng)，以避免不受控的或意外的反應(yīng)發(fā)生，防止揮發(fā)性放射性核素或放射性氣溶膠的意外釋放。不同化學(xué)特性的有機(jī)廢液需要采用不同的處理措施，并應(yīng)與水分離。有機(jī)廢液收集和貯存時(shí)應(yīng)考慮足夠的通風(fēng)和防火措施。
3.4 廢物處理
3.4.1 放射性廢物的處理目的和處理方式包括：
（1） 減小廢物體積（如焚燒、壓實(shí)、切割、解體等）；
（2） 去除放射性核素（如蒸發(fā)濃縮、離子交換、過濾、反滲透、超濾、離心等）；
（3） 改變廢物的狀態(tài)或組成（如沉淀、絮凝、化學(xué)氧化或熱氧化、固化等）。
3.4.2 廢氣處理
3.4.2.1放射性廢氣處理系統(tǒng)運(yùn)行時(shí)，應(yīng)考慮待處理的廢氣量、活度濃度、廢氣中含有的核素、化學(xué)成分、濕度、毒性、可能含有的腐蝕或易爆物質(zhì)。
3.4.2.2廢氣中的放射性顆粒和氣溶膠可通過高效過濾器（HEPA）去除，碘可以通過活性炭過濾器等去除，惰性氣體可進(jìn)行貯存衰變或在活性炭滯留床中衰變。廢氣中的化學(xué)物質(zhì)、顆粒和氣溶膠的去除可考慮采用洗滌器處理，對安全相關(guān)部分應(yīng)考慮冗余設(shè)計(jì)。廢氣排放系統(tǒng)應(yīng)設(shè)置狀態(tài)監(jiān)測裝置，如溫度監(jiān)測、壓差測量等。
3.4.3 廢液處理
3.4.3.1應(yīng)根據(jù)放射性廢物的特性（如物理和化學(xué)特性、放射性核素種類和活度濃度、有機(jī)含量、含鹽量、懸浮物含量、酸堿度等）和排放限值選擇合適的處理工藝。同時(shí)，應(yīng)考慮發(fā)生腐蝕、結(jié)垢、起泡、火災(zāi)和爆炸等風(fēng)險(xiǎn)的工藝限制條件。若廢液含有易裂變材料，應(yīng)通過設(shè)計(jì)和采用管理措施，在實(shí)踐可行的范圍內(nèi)進(jìn)行評估，并消除潛在的臨界風(fēng)險(xiǎn)。廢液濃縮后活度濃度增加，可能導(dǎo)致廢物分類級別發(fā)生變化，應(yīng)考慮合適的工藝對其進(jìn)行整備。
3.4.3.2廢液在排放前可通過暫存衰變的方式減少短壽命放射性核素，也可通過處理系統(tǒng)或其他方式去除廢液中的放射性核素。經(jīng)處理后達(dá)到復(fù)用要求的廢水，應(yīng)盡量在廠內(nèi)復(fù)用，以減少排放量。
3.4.3.3廢液處理后形成的液態(tài)流出物應(yīng)滿足排放要求。
3.4.3.4對于有機(jī)廢液的管理，除需考慮放射性的影響，還應(yīng)考慮化學(xué)有機(jī)成分的影響。
3.4.4 固體廢物處理
3.4.4.1應(yīng)根據(jù)廢物特性選擇合適的處理工藝，采用成熟的或經(jīng)驗(yàn)證的先進(jìn)技術(shù)。
3.4.4.2可燃廢物通過焚燒可實(shí)現(xiàn)最大程度的減容，在選擇焚燒工藝時(shí)應(yīng)考慮以下內(nèi)容：
（1） 應(yīng)根據(jù)廢物特性（如化學(xué)成分、熱焓、含水率、不可燃含量等）選擇合理的爐型和操作條件，保證燃燒完全，防止?fàn)t內(nèi)結(jié)焦、堵塞和產(chǎn)生有毒物或易爆物；
（2） 焚燒系統(tǒng)的設(shè)計(jì)應(yīng)考慮可能危及到操作人員安全或造成放射性核素向環(huán)境無控制排放的預(yù)期運(yùn)行事件及事故工況；
（3） 應(yīng)設(shè)置尾氣處理和放射性監(jiān)測系統(tǒng)，確保放射性物質(zhì)和非放射性危險(xiǎn)物質(zhì)排放的濃度和排放量低于規(guī)定的限值；
（4） 焚燒將使灰分活度濃度增加，可能導(dǎo)致廢物分類級別發(fā)生變化，應(yīng)對產(chǎn)生的灰分進(jìn)行安全整備。
3.4.4.3可壓實(shí)廢物可通過壓實(shí)的方法進(jìn)行減容。采用壓實(shí)方法應(yīng)明確和控制待壓實(shí)材料的特性和期望的減容因子。在選擇、設(shè)計(jì)和實(shí)施壓實(shí)作業(yè)時(shí)應(yīng)考慮以下內(nèi)容：
（1） 揮發(fā)性放射性核素和放射性氣溶膠釋放的可能；
（2） 污染液體的流出；
（3） 材料在壓實(shí)期間和壓實(shí)后的化學(xué)反應(yīng)性；
（4） 由易燃易爆材料或帶壓部件引起的火災(zāi)和爆炸危險(xiǎn)；
（5） 含有易裂變材料的廢物壓實(shí)后單位體積內(nèi)易裂變材料含量的增加可能引入的臨界風(fēng)險(xiǎn)。
3.4.4.4大體積廢物可采用切割、解體等技術(shù)進(jìn)行預(yù)處理。在技術(shù)選擇和設(shè)備運(yùn)行時(shí)，應(yīng)考慮防止污染擴(kuò)散和防火的措施。
3.4.4.5對不可燃不可壓實(shí)的固體廢物，在衰變和去污效果不佳時(shí)，可考慮直接整備。廢金屬可考慮采用金屬熔煉的方法去除其中的放射性核素，實(shí)現(xiàn)材料復(fù)用或清潔解控。
3.4.5 適合近地表處置的低、中水平放射性廢物可采用水泥固化，高放廢液可采用玻璃固化。廢物固化體的特性通常應(yīng)滿足：
（1） 與基質(zhì)材料和包裝容器有良好的相容性；
（2） 質(zhì)地均勻、密實(shí)，空隙率低，整體性好；
（3） 放射性核素的浸出率低；
（4） 具有足夠的化學(xué)、生物、熱和輻射穩(wěn)定性；
（5） 具有一定的機(jī)械強(qiáng)度和抗擊性能。
3.5 廢物整備
3.5.1 廢物的整備包括將廢物固定、封裝在容器內(nèi)，以及必要時(shí)進(jìn)行外包裝等操作。采用的廢物容器應(yīng)符合國家相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)的規(guī)定，并滿足貯存、運(yùn)輸和處置的廢物接收準(zhǔn)則的要求。
3.5.2 低、中水平放射性廢物采用基材進(jìn)行固定整備（如水泥固定）時(shí)，保證廢物體盡可能均勻和密實(shí)。
3.5.3 低、中水平放射性廢物可在沒有基材的情況下實(shí)現(xiàn)整備，如廢過濾器芯、干燥后的產(chǎn)物裝入高完整性容器。
3.5.4 廢物整備過程中應(yīng)考慮的風(fēng)險(xiǎn)包括：
（1） 材料混合產(chǎn)生放熱反應(yīng)可能會發(fā)生火災(zāi)和（或）爆炸危險(xiǎn)；
（2） 某些金屬廢物（如鎂、鋁、鋯等）與水泥漿的堿性水或從混凝土基體擴(kuò)散的水發(fā)生反應(yīng)而產(chǎn)生氫氣；
（3） 當(dāng)顆粒表面積大小比例與環(huán)境條件合適時(shí)，某些金屬廢物（如鋯）可能會易燃。
3.5.5 廢物的整備應(yīng)使廢物成為符合后續(xù)管理步驟所要求的廢物接收準(zhǔn)則的廢物包，保證搬運(yùn)、運(yùn)輸和貯存（處置）過程中的安全。
3.5.6 對容器的輻射屏蔽性能需求取決于廢物特性以及搬運(yùn)、運(yùn)輸和貯存的方法。在選擇容器的材料及外表面形式時(shí)，應(yīng)考慮其易于去污。如果廢物包最初設(shè)計(jì)不符合運(yùn)輸、貯存或處置的相關(guān)接收準(zhǔn)則，則需要增加外包裝以使其能滿足接收準(zhǔn)則，應(yīng)確保廢物包與外包裝的兼容性符合廢物接收準(zhǔn)則和運(yùn)輸要求。
3.6 廢物貯存
3.6.1 在廢物處理的各個(gè)階段應(yīng)采用適當(dāng)貯存方式，以確保隔離和保護(hù)環(huán)境。
3.6.2 貯存設(shè)施的設(shè)計(jì)應(yīng)考慮放射性廢物的類型、放射性特征、相關(guān)危害性及預(yù)計(jì)貯存期；應(yīng)便于廢物的接收、搬運(yùn)、貯存和回??；應(yīng)盡量減少二次廢物的產(chǎn)生量，且不會造成不必要的職業(yè)照射、公眾照射或環(huán)境影響。
3.6.3 應(yīng)對貯存設(shè)施進(jìn)行定期監(jiān)測、檢查和維護(hù)，以確保其持續(xù)的完整性；還應(yīng)采取措施確保貯存設(shè)施的性能參數(shù)保持在可接受的運(yùn)行和監(jiān)管限值之內(nèi)。必要時(shí)，應(yīng)對放射性廢液排放區(qū)域或放射性廢物處理和排放之前的貯存區(qū)域進(jìn)行限制。
3.6.4 在技術(shù)可行時(shí)，放射性廢物應(yīng)以固有安全狀態(tài)貯存。營運(yùn)單位應(yīng)確保在預(yù)期的貯存期內(nèi)，構(gòu)筑物、設(shè)備、廢物體形式和容器保持完整性；應(yīng)考慮廢物、容器和環(huán)境之間的相互作用（如由化學(xué)反應(yīng)或電化學(xué)反應(yīng)導(dǎo)致的腐蝕過程）；對于某些類型的廢物（如腐蝕性液體廢物），應(yīng)采取特殊預(yù)防措施，如使用雙壁容器和防滲層。
3.6.5 對于產(chǎn)生大量廢液的設(shè)施，應(yīng)設(shè)置廢液收集貯槽，必要時(shí)考慮適當(dāng)?shù)钠帘畏雷o(hù)，并考慮廢液貯槽泄漏時(shí)防止污染擴(kuò)散的措施。貯槽應(yīng)冗余配置并具備應(yīng)急倒料條件。
3.6.6 主要含有極短壽命放射性核素的放射性廢物可通過貯存衰變以達(dá)到許可排放或清潔解控的水平。
3.6.7 放射性廢物應(yīng)分類貯存，以便于回取后進(jìn)行進(jìn)一步的處理、整備、轉(zhuǎn)運(yùn)到另一個(gè)貯存設(shè)施或處置場。放射性廢物應(yīng)與非放射性工業(yè)廢物進(jìn)行物理隔離分開貯存，以避免工業(yè)廢物受到污染、放射性物質(zhì)失控或增加操作人員或公眾所受的照射。3.6.8 貯存設(shè)施應(yīng)具有良好的通風(fēng)系統(tǒng)，必要時(shí)設(shè)排氣凈化系統(tǒng)，使放射性氣溶膠經(jīng)凈化處理后排放，確保煙囪排出的氣態(tài)流出物放射性濃度低于規(guī)定限值。防火、火災(zāi)探測和控制的措施應(yīng)納入可燃廢物貯存設(shè)施的設(shè)計(jì)。
3.6.9 對于高放廢物的貯存還應(yīng)考慮以下內(nèi)容：
3.6.9.1高放廢物貯存設(shè)施應(yīng)靠近高放廢物產(chǎn)生、處理設(shè)施，避免遠(yuǎn)距離輸送；
3.6.9.2貯存設(shè)施原則上應(yīng)建在地下水位低于設(shè)施結(jié)構(gòu)底板之下的位置，否則需采取工程措施以保證地下水位低于結(jié)構(gòu)底板。主動式的降水位措施應(yīng)與最大降水發(fā)生時(shí)的地下水流量相匹配；
3.6.9.3高放廢液貯槽設(shè)計(jì)時(shí)，應(yīng)全面分析影響臨界的各種因素，確保臨界安全，同時(shí)還需考慮：
（1） 貯槽及其內(nèi)構(gòu)件應(yīng)根據(jù)其內(nèi)部物料的特性選用耐腐蝕金屬材料；
（2） 應(yīng)設(shè)冷卻裝置，確保貯槽內(nèi)廢液溫度低于安全限值；
（3） 應(yīng)設(shè)攪拌裝置，防止顆粒沉降于槽底影響冷卻效果；
（4） 應(yīng)設(shè)可靠的取樣裝置；
（5） 應(yīng)設(shè)適當(dāng)?shù)难a(bǔ)酸系統(tǒng)，保證高放廢液具備適當(dāng)?shù)乃岫龋?/p>
（6） 應(yīng)設(shè)物理和關(guān)鍵化學(xué)參數(shù)的監(jiān)測儀表，便于貯存過程中對高放廢液狀態(tài)進(jìn)行監(jiān)測與控制。對于重要的工藝參數(shù)，如溫度、液位、酸度、氫氣濃度等應(yīng)設(shè)置多重性或多樣性的測量儀表；
（7） 應(yīng)設(shè)清洗裝置，便于貯槽退役；
（8） 應(yīng)采取措施及時(shí)稀釋和排出貯槽內(nèi)的輻解氫氣，保證貯槽內(nèi)空氣的氫氣濃度低于控制限值。
3.6.9.4高放廢液貯槽及其帶有放射性的輔助工藝設(shè)備應(yīng)設(shè)置在有足夠屏蔽厚度的鋼筋混凝土設(shè)備室內(nèi)。輸送管道、閥門應(yīng)布置在帶屏蔽的工藝管溝及閥門室內(nèi)。設(shè)備室、閥門室及工藝管溝應(yīng)襯覆面，并應(yīng)選擇耐腐蝕、耐輻照、易去污的材料。每個(gè)設(shè)備室應(yīng)設(shè)置氣溶膠監(jiān)測裝置，以便及時(shí)發(fā)現(xiàn)貯槽泄漏情況。
3.6.9.5高放廢液貯存設(shè)施應(yīng)設(shè)置相應(yīng)的應(yīng)急系統(tǒng)，包括應(yīng)急壓空系統(tǒng)、應(yīng)急電源、獨(dú)立的應(yīng)急冷卻系統(tǒng)，以確保設(shè)施安全。
3.6.9.6采用射流或小孔元件的高放廢液輸送系統(tǒng)應(yīng)設(shè)置被動或主動的破壞真空和防止堵塞的措施。
3.6.9.7高放固體廢物應(yīng)貯存于設(shè)置有冷卻系統(tǒng)的貯存庫中，直至其放射性衰變至溫度達(dá)到高放廢物處置設(shè)施接收準(zhǔn)則。冷卻系統(tǒng)應(yīng)保證貯存庫貯存區(qū)域土建結(jié)構(gòu)材料常年溫度保持在安全溫度范圍內(nèi)。
3.6.9.8高放固體廢物貯存庫設(shè)計(jì)時(shí)，應(yīng)考慮：
（1） 貯存容量應(yīng)與處置外運(yùn)計(jì)劃相匹配，合理確定其中間暫存期和容量；
（2） 貯存區(qū)排風(fēng)系統(tǒng)應(yīng)設(shè)置排氣溫度監(jiān)測系統(tǒng)及連續(xù)氣溶膠監(jiān)測系統(tǒng)；
（3） 機(jī)械裝置應(yīng)具備故障后可移動的功能或配套裝置，以便將故障設(shè)備移動至檢修區(qū)域；
（4） 應(yīng)設(shè)置相應(yīng)的應(yīng)急系統(tǒng)，包括應(yīng)急電源、應(yīng)急冷卻系統(tǒng)、應(yīng)急固體廢物收集系統(tǒng)和貯存區(qū)域土建結(jié)構(gòu)材料應(yīng)急溫度監(jiān)測裝置，以確保設(shè)施安全；
（5） 高放固體廢物的轉(zhuǎn)運(yùn)、碼放、回取應(yīng)采用適當(dāng)?shù)淖詣悠帘窝b置或在足夠屏蔽的條件下實(shí)施；
（6） 應(yīng)考慮高放固體廢物的外運(yùn)接口。
3.6.10 應(yīng)制定并應(yīng)用廢物管理信息系統(tǒng)。該系統(tǒng)應(yīng)記錄廢物包及其位置，并可提供貯存廢物的清單。廢物管理信息系統(tǒng)（如標(biāo)簽和條形碼）的復(fù)雜程度應(yīng)根據(jù)國家總體要求和處置需求確定。
3.7 廢物運(yùn)輸
3.7.1 廢物的廠外運(yùn)輸必須遵照國家相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)，應(yīng)當(dāng)采用符合國家放射性物品運(yùn)輸安全標(biāo)準(zhǔn)的包裝容器，容器須確保必要的安全等級。
3.7.2 廢物的廠內(nèi)運(yùn)輸應(yīng)根據(jù)廢物包的特性和廠內(nèi)運(yùn)輸條件考慮實(shí)施部分或全部廠外運(yùn)輸?shù)幕疽?。必須根?jù)合理可行盡量低的原則使用恰當(dāng)?shù)陌b和防護(hù)，使廠區(qū)人員所受照射保持最低，并且在運(yùn)輸事故情況下，使不可控制的釋放的可能性減至最小。
3.8 廢物處置前管理設(shè)施壽期內(nèi)的安全考慮
3.8.1 廢物處置前管理設(shè)施（包括核設(shè)施配套建設(shè)的放射性廢物處置前管理設(shè)施）的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（以下簡稱物項(xiàng)）的設(shè)計(jì)應(yīng)符合相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)的要求，包括物項(xiàng)安全等級、抗震分類、質(zhì)量可靠性、內(nèi)外部災(zāi)害等。
3.8.2 廢物處置前管理設(shè)施設(shè)計(jì)過程中，應(yīng)考慮：
（1） 臨界安全；
（2） 廢物處理和貯存區(qū)域應(yīng)進(jìn)行輻射分區(qū)并對出入進(jìn)行控制；
（3） 廢物的回取；
（4） 廢物表征和庫存控制；
（5） 廢物及其包裝容器的檢測；
（6） 處理不符合要求的廢物和廢物包的措施；
（7） 氣液態(tài)流出物的控制；
（8） 可引起非放射性危害的廢物的管理；
（9） 設(shè)施維護(hù)和最終退役。
3.8.3 廢物處置前管理設(shè)施應(yīng)與監(jiān)管機(jī)構(gòu)批準(zhǔn)文件中的描述一致，并對設(shè)施加以調(diào)試，以核實(shí)物項(xiàng)是否達(dá)到建造（設(shè)計(jì)）的目標(biāo)。
3.8.4 廢物處置前管理設(shè)施應(yīng)制定正常運(yùn)行以及事故工況運(yùn)行的操作規(guī)程和程序。
3.8.5 在正常運(yùn)行過程中應(yīng)嚴(yán)格按照放射性廢物管理程序開展管理活動，有效限制或防止不必要的放射性照射，包括：
（1） 放射性廢物與廠區(qū)工作人員、公眾實(shí)施隔離；
（2） 操作和搬運(yùn)廢物過程中應(yīng)進(jìn)行放射性監(jiān)測和可視檢查；
（3） 廢液泄漏的檢測、收集和處理；
（4） 人員和設(shè)備的去污；
（5） 去污活動中產(chǎn)生的廢物的處理。
3.8.6 涉及臨界風(fēng)險(xiǎn)相關(guān)的運(yùn)行規(guī)程應(yīng)經(jīng)過嚴(yán)格審查，確保與設(shè)計(jì)的安全要求一致，考慮的因素包括：
（1） 將要貯存的廢物的類型和類別；
（2） 必要時(shí)采用幾何安全結(jié)構(gòu)確保次臨界；
（3） 次臨界對中子吸收材料的依賴；
（4） 最佳慢化和反射的條件；
（5） 廢物體和廢物包的特性；
（6） 搬運(yùn)操作；
（7） 潛在的異常運(yùn)行。
3.8.7 應(yīng)系統(tǒng)地收集、篩選、分析和（或）審查廢物管理設(shè)施以及類似設(shè)施報(bào)告的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和事件，并通過適當(dāng)?shù)慕?jīng)驗(yàn)反饋機(jī)制汲取和落實(shí)結(jié)論。應(yīng)關(guān)注新的標(biāo)準(zhǔn)、法規(guī)或監(jiān)管導(dǎo)則，以核查其對于設(shè)施安全的適用性。這種經(jīng)驗(yàn)反饋也應(yīng)用于廢物處置前管理設(shè)施的設(shè)計(jì)和運(yùn)行。
3.8.8 為確保廢物處置前管理設(shè)施安全和可靠運(yùn)行，應(yīng)制定維修計(jì)劃和程序，相關(guān)設(shè)備須按照預(yù)定維修計(jì)劃開展維修，使工作人員受照劑量保持在合理可行盡量低的水平。通常包括以下措施：
（1） 根據(jù)以往的經(jīng)驗(yàn)或其他適用數(shù)據(jù)分析維修要求；
（2） 考慮有關(guān)技能熟練人員的調(diào)用、工具和材料（包括備品）準(zhǔn)備的工作計(jì)劃；
（3） 注意輻射防護(hù)和工業(yè)安全。
3.9 退役廢物管理的考慮
3.9.1 核設(shè)施在選址、設(shè)計(jì)、建造及運(yùn)行階段應(yīng)充分考慮便于退役的要求。
3.9.2 在核設(shè)施設(shè)計(jì)階段制定初步退役計(jì)劃時(shí)，應(yīng)包括退役期間將產(chǎn)生的廢物的種類和廢物量及其對應(yīng)的管理策略；在設(shè)施運(yùn)行階段，應(yīng)定期對初步退役計(jì)劃（包括廢物管理策略）進(jìn)行審查和更新。
3.9.3 核設(shè)施退役前，在制定詳細(xì)的退役計(jì)劃時(shí)，應(yīng)對退役各個(gè)階段廢物的處理、運(yùn)輸、貯存和（或）處置制定科學(xué)、合理的方案，明確廢物最小化目標(biāo)和具體措施。
3.9.4 便于退役廢物管理和廢物最小化的措施包括：
（1） 基于全面的廠址特性調(diào)查結(jié)果制定廢物管理策略；
（2） 在設(shè)施關(guān)閉后，盡可能及時(shí)對主工藝系統(tǒng)進(jìn)行在線去污；
（3） 盡可能提前策劃大型設(shè)備的處理方案；
（4） 根據(jù)可行的技術(shù)和管控要求制定廢物清潔解控和安全排放的方案；
（5） 綜合考慮危險(xiǎn)廢物、混合廢物和二次廢物的管理方案；
（6） 制定廢物管理的備用方案，應(yīng)考慮退役階段原有廢物處理設(shè)施不可用或被提前拆除時(shí)應(yīng)采取的措施，如新建處理或貯存設(shè)施，或?qū)σ延匈A存設(shè)施進(jìn)行擴(kuò)容；
（7） 若退役產(chǎn)生的廢物不符合處置接收準(zhǔn)則時(shí)，應(yīng)按照相關(guān)要求制定廢物可能長期貯存的管理方案。
4 質(zhì)量保證
4.1 質(zhì)保要求
4.1.1 質(zhì)量保證的目標(biāo)是確保廢物從產(chǎn)生到處置（排放）的全過程始終處于受控狀態(tài)。質(zhì)量保證的具體內(nèi)容要求應(yīng)遵照國家相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)。
4.1.2 核設(shè)施的質(zhì)量保證大綱應(yīng)規(guī)定核設(shè)施的各個(gè)階段（選址、設(shè)計(jì)、建造、調(diào)試、運(yùn)行、關(guān)閉和退役）與放射性廢物從產(chǎn)生到處置（排放）相關(guān)的整個(gè)管理系統(tǒng)綜合性質(zhì)量保證的內(nèi)容，以確保廢物管理中的各項(xiàng)活動及其產(chǎn)品均滿足有關(guān)法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)以及審管或許可規(guī)定的要求。
4.2 質(zhì)量控制
4.2.1 質(zhì)量控制是放射性廢物處置前管理系統(tǒng)綜合性質(zhì)量保證的一個(gè)重要組成部分，其保證廢物管理活動具有足夠的可靠性和可信性。
4.2.2 對于長期的放射性廢物管理活動，應(yīng)盡可能考慮未來的基礎(chǔ)設(shè)施需求，并制定滿足需求的計(jì)劃。需求計(jì)劃應(yīng)考慮配套服務(wù)、備件停產(chǎn)、技術(shù)升級、操作改進(jìn)、軟件更新等，也應(yīng)考慮廢物貯存期間的監(jiān)測程序和檢測技術(shù)的發(fā)展。
4.2.3 廢物管理過程中的所有記錄內(nèi)容應(yīng)是完整的，包括放射性廢物產(chǎn)生量和特性的統(tǒng)計(jì)數(shù)據(jù)、放射性廢物處理和排放記錄、放射性廢物排放監(jiān)測數(shù)據(jù)、放射性廢物貯存和運(yùn)輸記錄、管理過程中形成的各種報(bào)告及質(zhì)量控制相關(guān)的記錄和文件等。記錄的內(nèi)容符合質(zhì)保要求，并可作為質(zhì)量跟蹤的依據(jù)。
4.2.4 應(yīng)妥善保存放射性廢物相關(guān)的數(shù)據(jù)檔案，數(shù)據(jù)檔案存儲應(yīng)滿足監(jiān)管要求，數(shù)據(jù)檔案的狀態(tài)應(yīng)進(jìn)行定期評估。
附錄 A
核設(shè)施的廢物管理大綱及管理程序
A.1 廢物管理大綱
廢物管理大綱須遵循輻射防護(hù)、環(huán)境保護(hù)、放射性廢物管理等方面的法規(guī)，其內(nèi)容包括：
（1）放射性廢物管理的目的、范圍、企事業(yè)單位概況、管理機(jī)構(gòu)與職責(zé)、管理原則和目標(biāo)；
（2）廢物管理程序，涵蓋廢物源項(xiàng)、流出物排放、廢物分揀、廢物處理、廢物運(yùn)輸、廢物貯存、清潔解控、廢物最小化措施等內(nèi)容；
（3）放射性廢物管理活動的質(zhì)量保證要求，包括人員資質(zhì)、工器具、工作環(huán)境、質(zhì)量控制點(diǎn)、記錄、規(guī)范要求、變更及不符合項(xiàng)處理；
（4）放射性廢物管理活動的人員資質(zhì)要求，人員培訓(xùn)計(jì)劃（對象、內(nèi)容、時(shí)間和方式）和具體的實(shí)施措施等；
（5）放射性廢物管理活動的記錄和記錄的保存；
（6）放射性廢物管理中可能存在的不符合項(xiàng)類型。
A.2 廢物管理程序
主要的廢物管理程序如下：
（1）放射性流出物排放程序；
（2）放射性廢物分類程序；
（3）放射性廢物清潔解控程序；
（4）放射性廢物處理程序；
（5）放射性廢物貯存程序；
（6）放射性廢物包檔案管理程序；
（7）放射性廢物運(yùn)輸程序。
附錄 B
放射性廢物包管理應(yīng)考慮的典型特性和特征
放射性廢物包管理應(yīng)考慮的典型特性和特征如下：
（1）放射性數(shù)據(jù)：放射性核素的數(shù)量和類型、每種放射性核素的半衰期和活度濃度、總活度、釋熱量；
（2）臨界安全：易裂變材料（如233U，235U，239Pu，241Pu）的幾何構(gòu)形、濃度和庫存，中子毒物的存在和非臨界的證明（考慮到適當(dāng)?shù)陌踩Ａ浚?/p>
（3）劑量率：表面及表面外1m處的中子和γ劑量率；
（4）表面污染：α和β污染水平；
（5）熱性能：熱功率、熱導(dǎo)率和預(yù)測的最高溫度（冷卻系統(tǒng)投運(yùn)或未投運(yùn)狀態(tài)下）；
（6）廢物體的物理性能：密度、氣孔率、抗?jié)B透性（水和氣體）、熱穩(wěn)定性、均勻性、廢物與基材的相容性、含水率、收縮率和回復(fù)率、浸出率和腐蝕速率、拉伸強(qiáng)度、抗壓強(qiáng)度和尺寸穩(wěn)定性；
（7）廢物體的化學(xué)性能：pH值、主要的化學(xué)形態(tài)和化學(xué)物質(zhì)、有毒物質(zhì)和腐蝕性物質(zhì)；
（8）廢物體和（或）廢物包的重量：總重量（廢物體和容器的重量）；
（9）容器的質(zhì)量：材料規(guī)格、重量、尺寸、耐腐蝕性、封蓋和密封裝置的特性、密封焊接質(zhì)量、制造的材料認(rèn)證、整備過程的質(zhì)量保證記錄、與廢物體的兼容性；
（10）廢物包的質(zhì)量：水性介質(zhì)中放射性核素的擴(kuò)散率和浸出率、標(biāo)準(zhǔn)大氣條件下或可接受條件下的氣體釋放率，標(biāo)準(zhǔn)大氣條件下或可接受條件下氚的擴(kuò)散率，放射性核素的固定和滯留能力，密封裝置的水密性和氣密性；
（11）堆碼和搬運(yùn)：容器堆碼無變形，容器跌落試驗(yàn)的結(jié)果和容器吊裝的要求（如吊裝特征）；
（12）包裝標(biāo)簽：唯一的、長期有效的標(biāo)識；
（13）基質(zhì)材料質(zhì)量：基質(zhì)材料的認(rèn)證和質(zhì)量保證信息；
（14）廢物體的質(zhì)量分?jǐn)?shù)：廢物、固化基材和添加劑的質(zhì)量分?jǐn)?shù)；
（15）廢物包的堅(jiān)穩(wěn)性：溫度循環(huán)下的性能，熱敏性和耐火性能，長期耐輻照性能，基材對水接觸的敏感性，抗微生物性能，濕介質(zhì)中的耐腐蝕性（用于金屬容器），孔隙度和氣密性，由于內(nèi)部積聚釋放氣體而引起的膨脹性；
（16）外包裝的穩(wěn)定性：在相關(guān)氣氛或水溶液中的腐蝕性能和（或）浸出性能，長期腐蝕的數(shù)據(jù)，在相關(guān)水溶液中表面的影響和放射性核素的溶解度。
注：可根據(jù)相關(guān)接收準(zhǔn)則確定放射性廢物包所需考慮的具體要素。
附錄 C
核電廠及研究堆的放射性廢物示例
C.1 核電廠的放射性廢物
C.1.1 放射性廢氣
（1）含氫廢氣
主要的來源：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的容積控制箱、穩(wěn)壓器卸壓箱、反應(yīng)堆冷卻劑疏水箱、處理含氫反應(yīng)堆冷卻劑的脫氣裝置、含氫反應(yīng)堆冷卻劑的貯存容器。
（2）含氧廢氣
主要的來源：在換料檢修時(shí)，核輔助系統(tǒng)的除鹽器、過濾器的排氣；相關(guān)處理系統(tǒng)中與室內(nèi)空氣連通的放射性設(shè)備的排氣；活化或被污染的通風(fēng)排氣。
C.1.2 放射性廢液
（1）化學(xué)廢液
主要來源：放化實(shí)驗(yàn)室排水、化學(xué)清洗和去污排水等。
（2）工藝廢液
主要來源：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)排水、換料和乏燃料水池排水等。
（3）地面及雜項(xiàng)廢液
主要來源：控制區(qū)的地面排水、設(shè)備及管道排空水、控制區(qū)通風(fēng)系統(tǒng)排水等。
（4）洗滌廢液
主要來源：熱洗衣房排水、控制區(qū)工作人員人體污染去污水等。
（5）其他廢液
主要來源：蒸汽發(fā)生器排污水、汽輪機(jī)廠房設(shè)備的泄漏排水和其他排水（與二回路相關(guān)系統(tǒng)）等。在通常情況下該類廢液不含放射性或放射性活度濃度極低，一般不需要進(jìn)行處理，監(jiān)測后可以直接排放。只有在特殊情況下，當(dāng)該類廢液的放射性活度濃度超過排放控制值時(shí)，才需要進(jìn)行處理。
C.1.3 放射性固體廢物
（1） 濕廢物
（a）廢樹脂
主要來源：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)、廢液處理系統(tǒng)以及乏燃料貯存水池冷卻和凈化系統(tǒng)離子交換器產(chǎn)生的廢樹脂。當(dāng)蒸汽發(fā)生器傳熱管發(fā)生泄漏而導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器排污水凈化系統(tǒng)或主蒸汽系統(tǒng)有明顯的放射性時(shí)，蒸汽發(fā)生器排污水凈化系統(tǒng)和二回路凝結(jié)水精處理系統(tǒng)產(chǎn)生的廢樹脂也作為放射性廢物處理。
（b）泥漿
主要來源：廢液處理系統(tǒng)廢液貯槽、控制區(qū)疏水地坑、膜元件沖洗及廢液離心分離裝置分離出的含懸浮顆粒的淤積物。
（c）廢液過濾器芯
主要來源：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)、硼回收系統(tǒng)、廢液處理系統(tǒng)、乏燃料貯存水池冷卻和凈化系統(tǒng)及蒸汽發(fā)生器排污水凈化系統(tǒng)更換下來的廢過濾器芯。
（d）濃縮廢液/化學(xué)廢液
主要來源：廢液處理系統(tǒng)蒸發(fā)產(chǎn)生的濃縮廢液、硼回收系統(tǒng)不合格的濃硼酸以及廢液經(jīng)膜處理產(chǎn)生的濃縮廢液等。化學(xué)廢液指含鹽量和放射性活度濃度高的少量放化實(shí)驗(yàn)室排水、化學(xué)清洗和去污廢液等。
（e）廢膜
主要來源：廢液膜處理裝置（超濾、納濾、微濾）更換下來的廢膜元件。
（f）活性炭、沸石
活性炭主要來自廢液處理系統(tǒng)深床過濾器。沸石主要來自廢液處理系統(tǒng)的深床過濾器。
（2）干廢物
在核電廠運(yùn)行和維修過程中產(chǎn)生的被放射性污染的固體材料（如被放射性污染的防護(hù)用品、擦拭材料、紙張、塑料、橡膠制品等），以及控制區(qū)廢棄的被放射性污染的設(shè)備、堆芯監(jiān)測儀表組件或通道、零部件、工具和保溫材料等?？刂茀^(qū)更換下來的廢氣處理系統(tǒng)、通風(fēng)系統(tǒng)過濾器和活性炭過濾器，在存放一段時(shí)間后，如果其放射性活度濃度仍大于清潔解控水平，也屬于放射性干廢物。
（3）其他廢物
包括放射性廢油、廢有機(jī)溶劑。主要來源：控制區(qū)轉(zhuǎn)動機(jī)械設(shè)備檢修時(shí)產(chǎn)生的被放射性污染的潤滑油。放射性廢有機(jī)溶劑主要是設(shè)備零部件去污前進(jìn)行清洗時(shí)產(chǎn)生。
C.2 研究堆的放射性廢物
C.2.1 放射性廢氣
（1）反應(yīng)堆水池、冷卻劑系統(tǒng)、輻照設(shè)施和實(shí)驗(yàn)設(shè)施產(chǎn)生的廢氣；
（2）輔助設(shè)施（包括通風(fēng)柜和去污區(qū)域）產(chǎn)生的氣溶膠。
C.2.2 放射性廢液
（1）冷卻水疏水；
（2）一回路疏水（輕水堆）；
（3）除鹽水系統(tǒng)廢液；
（4）疏水排氣系統(tǒng)廢液；
（5）大型設(shè)備維修產(chǎn)生廢水；
（6）洗滌廢液；
（7）地面廢液；
（8）試驗(yàn)廢液。
C.2.3 放射性固體廢物
（1）受輻照的靶容器；
（2）使用過的輻照支架和反應(yīng)堆部件（如熱電偶）；
（3）中子束導(dǎo)管；
（4）使用過的控制棒；
（5）廢離子交換樹脂；
（6）水池服務(wù)區(qū)域產(chǎn)生的廢物；
（7）通風(fēng)系統(tǒng)產(chǎn)生的廢物（活性炭過濾器、高效過濾器（HEPA））；
（8）清洗材料和用過的個(gè)人防護(hù)用品；
（9）實(shí)驗(yàn)室廢物（手套、薄紙、一次性玻璃器皿等）；
（10）維修或其他活動產(chǎn)生的去污物品。
附錄D
核燃料循環(huán)前段設(shè)施的放射性廢物示例
D.1 鈾轉(zhuǎn)化設(shè)施
D.1.1 放射性廢氣
（1）含鈾工藝廢氣
主要來源：各工序產(chǎn)生的工藝尾氣，加料、檢修過程的局部排風(fēng)，各類放射性液體貯槽的呼排氣體等。
（2）通風(fēng)排氣
主要來源：各廠房通排風(fēng)系統(tǒng)排氣。
D.1.2 放射性廢液
（1）含可溶性鈾的工藝廢液
主要來源：氟化工藝尾氣的循環(huán)淋洗液，排風(fēng)凈化中心循環(huán)淋洗液，清洗過程產(chǎn)生的清洗液，分析過程產(chǎn)生的含鈾廢液。
（2）含不可溶性鈾的工藝廢液
主要來源：還原工藝尾氣鼓泡水洗產(chǎn)生的廢液，氫氟化工藝尾氣的循環(huán)淋洗液。
（3）其他工藝廢液
主要來源：萃取純化過程萃余水精餾產(chǎn)生的精餾殘液，萃取劑再生產(chǎn)生的廢堿液，脫硝工藝氮氧化物回收系統(tǒng)產(chǎn)生的廢液等。
（4）有機(jī)廢液
主要來源：萃取系統(tǒng)產(chǎn)生的廢有機(jī)相。
（5）事故廢液
主要來源：冷凝液化工序事故噴淋水，事故狀態(tài)下人員淋浴水等。
（6）其他廢液
主要來源：設(shè)備表面、地面的擦洗液，檢修廢液等。
D.1.3 放射性固體廢物
（1）含可回收鈾的工藝固體廢物
主要來源：溶解工序溶解液過濾產(chǎn)生的殘?jiān)?，氟化反?yīng)過程產(chǎn)生的不揮發(fā)性氟化物殘?jiān)?，氟化尾氣處理產(chǎn)生的炭化爐殘?jiān)取?/p>
（2）不可回收的工藝固體廢物
主要來源：氟化尾氣處理產(chǎn)生的鈉石灰渣，廢水處理產(chǎn)生的石灰渣、蒸發(fā)濃縮物等。
（3）棉織物
主要來源：沾污手套、口罩、工作服，擦洗設(shè)備及地面的抹布、拖布等。
（4）廢過濾部件
主要來源：報(bào)廢的過濾管，過濾器芯，過濾、洗滌裝置的結(jié)構(gòu)材料以及各類吸附材料。
（5）廢金屬
主要來源：報(bào)廢的設(shè)備、管道、閥門以及其他零部件等。
（6）其他
各廠房廢棄的橡皮墊、塑料手套、膠鞋等。
D.2 鈾濃縮設(shè)施
D.2.1 放射性廢氣
（1）含鈾工藝廢氣
主要來源：離心級聯(lián)大廳、供取料廠房和質(zhì)譜分析間等放射性操作廠房的局部排風(fēng)和工藝尾氣，廢水處理設(shè)施各類放射性液體貯槽的呼排氣體等。
（2）通風(fēng)排氣
主要來源：各廠房通排風(fēng)系統(tǒng)排氣。
D.2.2 放射性廢液
（1）工藝廢液
主要來源：分析產(chǎn)生的含鈾廢液，沾污設(shè)備、管道、閥門等清洗液等。
（2）事故廢液
主要來源：事故擦地水，事故狀態(tài)下人員淋浴水等。
（3）有機(jī)廢液
被污染的真空泵油、特殊潤滑油等。
（4）其他廢液
主要來源：設(shè)備表面、地面的擦洗液等。
D.2.3 放射性固體廢物
（1）工藝殘?jiān)?/p>
主要來源：廢水處理產(chǎn)生的過濾渣、石灰渣等。 — 24 —核設(shè)施放射性廢物處置前管理
（2）棉織物
主要來源：沾污手套、口罩、工作服，擦洗設(shè)備及地面的抹布、拖布等。
（3）廢過濾部件
主要來源：報(bào)廢的過濾管，過濾器芯，過濾、洗滌裝置的結(jié)構(gòu)材料以及各類吸附材料。
（4）廢金屬
主要來源：報(bào)廢的設(shè)備、管道、閥門以及其他零部件等。
（5）其他
各廠房廢棄的橡皮墊、塑料手套、膠鞋等。
D.3 鈾燃料元件制造設(shè)施
D.3.1 放射性廢氣
（1）含鈾工藝廢氣
主要來源：操作粉末設(shè)備和手套箱的局部排風(fēng)，操作UF6等酸性、堿性物料崗位的局部排風(fēng)，轉(zhuǎn)爐尾氣，各類放射性液體貯槽的呼排氣體等。
（2）通風(fēng)排氣
主要來源：各廠房通排風(fēng)系統(tǒng)排氣。
D.3.2 放射性廢液
（1）工藝廢液
主要來源：轉(zhuǎn)爐尾氣冷凝液、洗滌液，分析產(chǎn)生的含鈾廢液，排風(fēng)凈化中心淋洗液，清洗過程產(chǎn)生的清洗液等。
（2）事故廢液
主要來源：事故淋浴液等。
（3）其他廢液
主要來源：設(shè)備表面、地面的擦洗液等。
D.3.3 放射性固體廢物
（1）工藝殘?jiān)?/p>
主要來源：廢水處理產(chǎn)生的過濾渣、石灰渣等。
（2）棉織物
主要來源：沾污手套、口罩、工作服，擦洗設(shè)備及地面的抹布、拖布等。
（3）廢過濾部件
主要來源：報(bào)廢的過濾管，過濾器芯，過濾、洗滌裝置的結(jié)構(gòu)材料以及各類吸附材料。
（4）廢金屬
主要來源：報(bào)廢的設(shè)備、管道、閥門以及其他零部件等。
（5）其他
各廠房廢棄的橡皮墊、塑料手套、膠鞋等。
附錄E
核燃料循環(huán)后段設(shè)施的放射性廢物示例
E.1 放射性廢氣
（1）溶解排氣
主要來源：乏燃料元件剪切、溶解過程產(chǎn)生的工藝尾氣。
（2）工藝排氣
主要來源：首端料液制備區(qū)的料液澄清和固體浸出過程產(chǎn)生的廢氣，廢液處理過程產(chǎn)生的廢壓縮空氣、鼓泡空氣、真空排氣，液體廢物蒸發(fā)濃縮和固化處理過程中產(chǎn)生的廢氣，料液萃取、脫硝、硝酸回收等工序的工藝尾氣，廢物煅燒及熔化過程產(chǎn)生的尾氣，貯槽呼排氣體等。
（3）通風(fēng)排氣
主要來源：各放射性廠房的通風(fēng)排氣。
E.2 放射性廢液
（1）含氚廢液
主要來源：去污過程中產(chǎn)生的萃余液及其處理過程中產(chǎn)生的洗滌液、蒸發(fā)濃縮液、二次蒸汽冷凝液、含氚硝酸回收系統(tǒng)的冷凝液等，溶解料液過濾器或離心機(jī)的沖渣水。
（2）不含氚廢液
主要來源：燃料包殼去殼過程中產(chǎn)生的廢液，鈾、钚凈化循環(huán)萃余液，污溶劑洗滌過程中產(chǎn)生的酸、堿洗滌液及去污解析液，廢液蒸發(fā)濃縮時(shí)產(chǎn)生的濃縮液、二次蒸汽冷凝液，硝酸回收系統(tǒng)的冷凝液，設(shè)備清洗去污時(shí)產(chǎn)生的酸、堿廢液，實(shí)驗(yàn)室、分析室廢液等。
（3）有機(jī)廢液
主要來源：從工藝系統(tǒng)排出被沾污的有機(jī)相經(jīng)急驟閃蒸回收磷酸三丁酯（TBP）和稀釋劑后，得到的塔釜重餾分和塔頂輕餾分。
（4）其他廢液
主要來源：放射性廠房檢修區(qū)、操作區(qū)和放射性實(shí)驗(yàn)室地面沖洗水，運(yùn)送廢物的汽車房沖洗水，洗衣房廢液，淋浴水等。
E.3 放射性固體廢物
（1）固化體
主要來源：各種廢物固化處理產(chǎn)生的固化體。
（2）工藝過程產(chǎn)生的固體廢物
主要來源：燃料元件脫殼產(chǎn)生的廢包殼、乏燃料端頭，廢棄的離子交換樹脂，料液過濾或離心分離的廢渣，廢過濾材料，硅膠及其他固體吸附劑等。
（3）損壞的部件
主要來源：損壞的污染設(shè)備、儀表部件、管件及工器具等。
（4）沾污的防護(hù)用品、包裝材料、實(shí)驗(yàn)室廢物主要來源：沾污的工作服、手套、口罩、鞋、紙、塑料、玻璃器皿等。
