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HAD 401／12-2020 核设施放射性废物处置前管理

待压实材料的特性和期望的减容因子。在选择、设计和实施压实作业时应考虑以 下内容： （1）挥发性放射性核素和放射性气溶胶释放的可能； （2）污染液体的流出； （3）材料在压实期间和压实后的化学反应性； （4）由易燃易爆材料或带压部件引起的火灾和爆炸危险： （5）含有易裂变材料的废物压实后单位体积内易裂变材料含量的增加可能 引入的临界风险。 3.4.4.4大体积废物可采用切割、解体等技术进行预处理。在技术选择和设备 云行时，应考虑防止污染扩散和防火的措施。 3.4.4.5对不可燃不可压实的固体废物，在衰变和去污效果不佳时，可考虑直 接整备。废金属可考虑采用金属熔炼的方法去除其中的放射性核素，实现材料复 用或清洁解控。 3.4.5适合近地表处置的低、中水平放射性废物可采用水泥固化，高放废液 可采用玻璃固化。废物固化体的特性通常应满足： （1）与基质材料和包装容器有良好的相容性； （2）质地均匀、密实，空隙率低，整体性好； （3）放射性核素的浸出率低； （4）具有足够的化学、生物、热和辐射稳定性； （5）具有一定的机械强度和抗击性能。

3.5.1废物的整备包括将废物固定、封装在容器内，以及必要时进行外包装 等操作。采用的废物容器应符合国家相关法规标准的规定，并满足贮存、运输和 处置的废物接收准则的要求。 3.5.2低、中水平放射性废物采用基材进行固定整备（如水泥固定）时，应 保证废物体尽可能均匀和密实。 3.5.3低、中水平放射性废物可在没有基材的情况下实现整备，如废过滤器 芯、干燥后的产物装入高完整性容器。 3.5.4废物整备过程中应考虑的风险包括： （1）材料混合产生放热反应可能会发生火灾和（或）爆炸危险：

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（2）某些金属废物（如镁、铝、锆等）与水泥浆的碱性水或从混凝土基体 扩散的水发生反应而产生氢气； （3）当颗粒表面积大小比例与环境条件合适时，某些金属废物（如锆）可 能会易燃。 3.5.5废物的整备应使废物成为符合后续管理步骤所要求的废物接收准则的 废物包，保证搬运、运输和贮存（处置）过程中的安全。 3.5.6对容器的辐射屏蔽性能需求取决于废物特性以及搬运、运输和贮存的 方法。在选择容器的材料及外表面形式时NY/T 2688-2015 外来入侵植物监测技术规程 长芒苋，应考虑其易于去污。如果废物包最初 没计不符合运输、烂存或处置的相关接收准则，则需要增加外包装以使其能满足 接收准则，应确保废物包与外包装的兼容性符合废物接收准则和运输要求

3.6.1在废物处理的各个阶段应采用适当存方式，以确保隔离和保护环境 3.6.2贮存设施的设计应考虑放射性废物的类型、放射性特征、相关危害性 及预计贮存期；应便于废物的接收、搬运、贮存和回取；应尽量减少二次废物的 产生量，且不会造成不必要的职业照射、公众照射或环境影响。 3.6.3应对贮存设施进行定期监测、检查和维护，以确保其持续的完整性： 不应采取措施确保贮存设施的性能参数保持在可接受的运行和监管限值之内。必 要时，应对放射性废液排放区域或放射性废物处理和排放之前的贮存区域进行限 制。 3.6.4在技术可行时，放射性废物应以固有安全状态贮存。营运单位应确保 在预期的贮存期内，构筑物、设备、废物体形式和容器保持完整性；应考虑废物 容器和环境之间的相互作用（如由化学反应或电化学反应导致的腐蚀过程）；对 于某些类型的废物（如腐蚀性液体废物），应采取特殊预防措施，如使用双壁容 器和防渗层。 3.6.5对于产生大量废液的设施，应设置废液收集贮槽，必要时考虑适当的 辞蔽防护，并考虑废液槽泄漏时防止污染扩散的措施。贮槽应几余配置并具备 应急倒料条件。 3.6.6主要含有极短寿命放射性核素的放射性废物可通过贮存衰变以达到许 可排放或清洁解控的水平。 3.6.7放射性废物应分类贮存，以便于回取后进行进一步的处理、整备、转

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运到另一个贮存设施或处置场。放射性废物应与非放射性工业废物进行物理隔离 分开贮存，以避免工业废物受到污染、放射性物质失控或增加操作人员或公众所 受的照射。 3.6.8贮存设施应具有良好的通风系统，必要时设排气净化系统，使放射性 气溶胶经净化处理后排放，确保烟窗排出的气态流出物放射性浓度低于规定限 值。防火、火灾探测和控制的措施应纳入可燃废物贮存设施的设计。 3.6.9对于高放废物的贮存还应考虑以下内容： 3.6.9.1高放废物贮存设施应靠近高放废物产生、处理设施，避免远距离输送 3.6.9.2贮存设施原则上应建在地下水位低于设施结构底板之下的位置，否则 需采取工程措施以保证地下水位低于结构底板。主动式的降水位措施应与最大降 水发生时的地下水流量相匹配； 3.6.9.3高放废液贮槽设计时，应全面分析影响临界的各种因素，确保临界安 全，同时还需考虑： （1）贮槽及其内构件应根据其内部物料的特性选用耐腐蚀金属材料； （2）应设冷却装置，确保贮槽内废液温度低于安全限值； （3）应设搅拌装置，防止颗粒沉降于槽底影响冷却效果； （4）应设可靠的取样装置； （5）应设适当的补酸系统，保证高放废液具备适当的酸度； （6）应设物理和关键化学参数的监测仪表，便于贮存过程中对高放废液状 态进行监测与控制。对于重要的工艺参数，如温度、液位、酸度、氢气浓度等应 没置多重性或多样性的测量仪表； （7）应设清洗装置，便于贮槽退役； （8）应采取措施及时稀释和排出贮槽内的辐解氢气，保证贮槽内空气的氢 气浓度低于控制限值。 3.6.9.4高放废液贮槽及其带有放射性的辅助工艺设备应设置在有足够屏蔽 享度的钢筋混凝土设备室内。输送管道、阀门应布置在带屏蔽的工艺管沟及阀门 室内。设备室、阀门室及工艺管沟应衬覆面，并应选择耐腐蚀、耐辐照、易去污 的材料。每个设备室应设置气溶胶监测装置，以便及时发现贮槽泄漏情况 3.6.9.5高放废液贮存设施应设置相应的应急系统，包括应急压空系统、应急 电源、独立的应急冷却系统，以确保设施安全 3.6.9.6采用射流或小孔元件的高放废液输送系统应设置被动或主动的破坏

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真空和防止堵塞的措施。 3.6.9.7高放固体废物应贮存于设置有冷却系统的贮存库中，直至其放射性衰 变至温度达到高放废物处置设施接收准则。冷却系统应保证贮存库贮存区域土建 结构材料常年温度保持在安全温度范围内。 3.6.9.8高放固体废物贮存库设计时，应考虑： （1）贮存容量应与处置外运计划相匹配，合理确定其中间暂存期和容量； （2）贮存区排风系统应设置排气温度监测系统及连续气溶胶监测系统： （3）机械装置应具备故障后可移动的功能或配套装置，以便将故障设备移 动至检修区域； （4）应设置相应的应急系统，包括应急电源、应急冷却系统、应急固体废 物收集系统和贮存区域土建结构材料应急温度监测装置，以确保设施安全； （5）高放固体废物的转运、码放、回取应采用适当的自动屏蔽装置或在足 够屏蔽的条件下实施； （6）应考虑高放固体废物的外运接口。 3.6.10应制定并应用废物管理信息系统。该系统应记录废物包及其位置，并 可提供贮存废物的清单。废物管理信息系统（如标签和条形码）的复杂程度应根 据国家总体要求和处置需求确定。

3.7.1废物的厂外运输必须遵照国家相关法规标准，应当采用符合国家放射 性物品运输安全标准的包装容器，容器须确保必要的安全等级。 3.7.2废物的厂内运输应根据废物包的特性和厂内运输条件考虑实施部分或 全部厂外运输的基本要求。必须根据合理可行尽量低的原则使用恰当的包装和防 护，使厂区人员所受照射保持最低，并且在运输事故情况下，使不可控制的释放 的可能性减至最小

8废物处置前管理设施寿期内的安全

3.8.1废物处置前管理设施（包括核设施配套建设的放射性废物处置前管理 设施）的构筑物、系统和部件（以下简称物项）的设计应符合相关法规标准的要 求，包括物项安全等级、抗震分类、质量可靠性、内外部灾害等。 3.8.2废物处置前管理设施设计过程中，应考虑：

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的标准、法规或监管导则，以核查其对于设施安全的适用性。这种经验反馈也应 用于废物处置前管理设施的设计和运行。 3.8.8为确保废物处置前管理设施安全和可靠运行，应制定维修计划和程序， 相关设备须按照预定维修计划开展维修，使工作人员受照剂量保持在合理可行尽 量低的水平。通常包括以下措施： （1）根据以往的经验或其他适用数据分析维修要求； （2）考虑有关技能熟练人员的调用、工具和材料（包括备品）准备的工作 计划； （3）注意辐射防护和工业安全

3.9退役废物管理的考虑

3.9.1核设施在选址、设计、建造及运行阶段应充分考虑便于退役的要求。 3.9.2在核设施设计阶段制定初步退役计划时，应包括退役期间将产生的废 物的种类和废物量及其对应的管理策略；在设施运行阶段，应定期对初步退役计 划（包括废物管理策略）进行审查和更新。 3.9.3核设施退役前，在制定详细的退役计划时，应对退役各个阶段废物的 处理、运输、贮存和（或）处置制定科学、合理的方案，明确废物最小化目标和 具体措施。 3.9.4便于退役废物管理和废物最小化的措施包括： （1）基于全面的厂址特性调查结果制定废物管理策略； （2）在设施关闭后，尽可能及时对主工艺系统进行在线去污： （3）尽可能提前策划大型设备的处理方案； （4）根据可行的技术和管控要求制定废物清洁解控和安全排放的方案： （5）综合考虑危险废物、混合废物和二次废物的管理方案： （6）制定废物管理的备用方案，应考虑退役阶段原有废物处理设施不可用 或被提前拆除时应采取的措施，如新建处理或贮存设施，或对已有贮存设施进行 扩容； （7）若退役产生的废物不符合处置接收准则时，应按照相关要求制定废物 可能长期贮存的管理方案。

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4.1.1质量保证的目标是确保废物从产生到处置（排放）的全过程始终处于 受控状态。质量保证的具体内容要求应遵照国家相关法规标准。 4.1.2核设施的质量保证大纲应规定核设施的各个阶段（选址、设计、建造 调试、运行、关团和退役）与放射性废物从产生到处置（排放）相关的整个管理 系统综合性质量保证的内容，以确保废物管理中的各项活动及其产品均满足有关 法规、标准以及审管或许可规定的要求

4.2.1质量控制是放射性废物处置前管理系统综合性质量保证的一个重要组 成部分，其保证废物管理活动具有足够的可靠性和可信性。 4.2.2对于长期的放射性废物管理活动，应尽可能考虑未来的基础设施需求 并制定满足需求的计划。需求计划应考虑配套服务、备件停产、技术升级、操作 改进、软件更新等，也应考虑废物贮存期间的监测程序和检测技术的发展。 4.2.3废物管理过程中的所有记录内容应是完整的，包括放射性废物产生量 和特性的统计数据、放射性废物处理和排放记录、放射性废物排放监测数据、放 射性废物贮存和运输记录、管理过程中形成的各种报告及质量控制相关的记录和 文件等。记录的内容符合质保要求，并可作为质量跟踪的依据。 4.2.4应妥善保存放射性废物相关的数据档案，数据档案存储应满足监管要 求，数据档案的状态应进行定期评估。

附录A核设施的废物管理大纲及管理程序

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废物管理大纲须遵循辐射防护、环境保护、放射性废物管理等方面的法规， 其内容包括： （1）放射性废物管理的目的、范围、企事业单位概况、管理机构与职责、 管理原则和目标； （2）废物管理程序，涵盖废物源项、流出物排放、废物分抹、废物处理， 废物运输、废物贮存、清洁解控、废物最小化措施等内容： （3）放射性废物管理活动的质量保证要求，包括人员资质、工器具、工作 不境、质量控制点、记录、规范要求、变更及不符合项处理； （4）放射性废物管理活动的人员资质要求，人员培训计划（对象、内容、 寸间和方式）和具体的实施措施等； （5）放射性废物管理活动的记录和记录的保存； （6）放射性废物管理中可能存在的不符合项类型，

主要的废物管理程序如下： （1）放射性流出物排放程序； （2）放射性废物分类程序； （3）放射性废物清洁解控程序； （4）放射性废物处理程序； （5）放射性废物贮存程序： （6）放射性废物包档案管理程序； （7）放射性废物运输程序。

附录B放射性废物包管理应考虑的典型特性和特征

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放射性废物包管理应考虑的典型特性和特征如下： （1）放射性数据：放射性核素的数量和类型、每种放射性核素的半衰期和 活度浓度、总活度、释热量； （2）临界安全：易裂变材料（如233U，235U，239Pu，241Pu）的几何构形、浓 度和库存，中子毒物的存在和非临界的证明（考虑到适当的安全裕量）； （3）剂量率：表面及表面外1m处的中子和剂量率； （4）表面污染：α和β污染水平； （5）热性能：热功率、热导率和预测的最高温度（冷却系统投运或未投运 状态下）； （6）废物体的物理性能：密度、气孔率、抗渗透性（水和气体）、热稳定性 均匀性、废物与基材的相容性、含水率、收缩率和回复率、浸出率和腐蚀速率、 拉伸强度、抗压强度和尺寸稳定性； （7）废物体的化学性能：pH值、主要的化学形态和化学物质、有毒物质和 腐蚀性物质； （8）废物体和（或）废物包的重量：总重量（废物体和容器的重量）； （9）容器的质量：材料规格、重量、尺寸、耐腐蚀性、封盖和密封装置的 特性、密封焊接质量、制造的材料认证、整备过程的质量保证记录、与废物体的 兼容性； （10）废物包的质量：水性介质中放射性核素的扩散率和浸出率、标准大气 条件下或可接受条件下的气体释放率，标准大气条件下或可接受条件下氙的扩散 率，放射性核素的固定和滞留能力，密封装置的水密性和气密性； （11）堆码和搬运：容器堆码无变形，容器跌落试验的结果和容器吊装的要 求（如吊装特征）； （12）包装标签：唯一的、长期有效的标识； （13）基质材料质量：基质材料的认证和质量保证信息； （14）废物体的质量分数：废物、固化基材和添加剂的质量分数； （15）废物包的坚稳性：温度循环下的性能，热敏性和耐火性能，长期耐辐 照性能，基材对水接触的敏感性，抗微生物性能，湿介质中的耐腐蚀性（用于金 属容器），孔隙度和气密性，由于内部积聚释放气体而引起的膨胀性：

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（16）外包装的稳定性：在相关气氛或水溶液中的腐蚀性能和（或）浸出性 能，长期腐蚀的数据，在相关水溶液中表面的影响和放射性核素的溶解度 注：可根据相关接收准则确定放射性废物包所需考虑的具体要素，

附录C核电厂及研究堆的放射性废物示例

C.1核电厂的放射性废物

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C.1.1放射性废气 （1）含氢废气 主要的来源：化学和容积控制系统的容积控制箱、稳压器卸压箱、反应堆冷 却剂疏水箱、处理含氢反应堆冷却剂的脱气装置、含氢反应堆冷却剂的贮存容器。 （2）含氧废气 主要的来源：在换料检修时，核辅助系统的除盐器、过滤器的排气；相关处 理系统中与室内空气连通的放射性设备的排气；活化或被污染的通风排气。 C.1.2放射性废液 （1）化学废液 主要来源：放化实验室排水、化学清洗和去污排水等。 （2）工艺废液 主要来源：反应堆冷却剂系统及其辅助系统排水、换料和乏燃料水池排水等。 （3）地面及杂项废液 主要来源：控制区的地面排水、设备及管道排空水、控制区通风系统排水等 （4）洗涤废液 主要来源：热洗衣房排水、控制区工作人员人体污染去污水等。 （5）其他废液 主要来源：蒸汽发生器排污水、汽轮机厂房设备的泄漏排水和其他排水（与 二回路相关系统）等。在通常情况下该类废液不含放射性或放射性活度浓度极低， 般不需要进行处理，监测后可以直接排放。只有在特殊情况下，当该类废液的 放射性活度浓度超过排放控制值时，才需要进行处理。 C.1.3放射性固体废物 （1）湿废物 (a）废树脂 主要来源：化学和容积控制系统、硼回收系统、废液处理系统以及乏燃料赔 存水池冷却和净化系统离子交换器产生的废树脂。当蒸汽发生器传热管发生泄漏 而导致蒸汽发生器排污水净化系统或主蒸汽系统有明显的放射性时，蒸汽发生器

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排污水净化系统和二回路凝结水精处理系统产生的废树脂也作为放射性废物处 理。 （b）泥浆 主要来源：废液处理系统废液贮槽、控制区疏水地坑、膜元件冲洗及废液离 心分离装置分离出的含悬浮颗粒的淤积物。 （c）废液过滤器芯 主要来源：化学和容积控制系统、硼回收系统、废液处理系统、乏燃料贮存 水池冷却和净化系统及蒸汽发生器排污水净化系统更换下来的废过滤器芯。 （d）浓缩废液/化学废液 主要来源：废液处理系统蒸发产生的浓缩废液、硼回收系统不合格的浓硼酸 以及废液经膜处理产生的浓缩废液等。化学废液指含盐量和放射性活度浓度高的 少量放化实验室排水、化学清洗和去污废液等， （e）废膜 主要来源：废液膜处理装置（超滤、纳滤、微滤）更换下来的废膜元件。 （f）活性炭、沸石 活性炭主要来自废液处理系统深床过滤器。沸石主要来自废液处理系统的深 未过滤器。 （2）干废物 在核电厂运行和维修过程中产生的被放射性污染的固体材料（如被放射性污 染的防护用品、擦材料、纸张、塑料、橡胶制品等），以及控制区废弃的被放 射性污染的设备、堆芯监测仪表组件或通道、零部件、工具和保温材料等。控制 区更换下来的废气处理系统、通风系统过滤器和活性炭过滤器，在存放一段时间 ，如果其放射性活度浓度仍大于清洁解控水平，也属于放射性干废物。 （3）其他废物 包括放射性废油、废有机溶剂。主要来源：控制区转动机械设备检修时产生 的被放射性污染的润滑油。放射性废有机溶剂主要是设备零部件去污前进行清洗 时产生。

C.2研究堆的放射性废物

C.2.1放射性废气 （1）反应堆水池、冷却剂系统、辐照设施和实验设施产生的废气：

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（2）辅助设施（包括通风柜和去污区域）产生的气溶胶。 C.2.2放射性废液 （1）冷却水疏水； （2）一回路蔬水（轻水堆）； （3）除盐水系统废液； （4）蔬水排气系统废液； （5）大型设备维修产生废水； （6）洗涤废液； （7）地面废液； （8）试验废液。 C.2.3放射性固体废物 （1）受辐照的靶容器； （2）使用过的辐照支架和反应堆部件（如热电偶） （3）中子束导管； （4）使用过的控制棒： （5）废离子交换树脂； （6）水池服务区域产生的废物； （7）通风系统产生的废物（活性炭过滤器、高效过滤器（HEPA））； （8）清洗材料和用过的个人防护用品； （9）实验室废物（手套、薄纸、一次性玻璃器血等）； （10）维修或其他活动产生的去污物品

附录D核燃料循环前段设施的放射性废物示例

核燃料循环前段设施的放射性废物

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D.1.1放射性废气 （1）含铀工艺废气 主要来源：各工序产生的工艺尾气，加料、检修过程的局部排风，各类放射 性液体贮槽的呼排气体等。 （2）通风排气 主要来源：各厂房通排风系统排气。 D.1.2放射性废液 （1）含可溶性铀的工艺废液 主要来源：氟化工艺尾气的循环淋洗液，排风净化中心循环淋洗液，清洗过 程产生的清洗液，分析过程产生的含铀废液 （2）含不可溶性铀的工艺废液 主要来源：还原工艺尾气鼓泡水洗产生的废液，氢氟化工艺尾气的循环淋洗 液。 （3）其他工艺废液 主要来源：萃取纯化过程萃余水精馏产生的精馏残液，萃取剂再生产生的废 碱液，脱硝工艺氮氧化物回收系统产生的废液等。 （4）有机废液 主要来源：萃取系统产生的废有机相。 （5）事故废液 主要来源：冷凝液化工序事故喷淋水，事故状态下人员淋浴水等。 （6）其他废液 主要来源：设备表面、地面的擦洗液，检修废液等。 D.1.3放射性固体废物 （1）含可回收铀的工艺固体废物 主要来源：溶解工序溶解液过滤产生的残渣，氟化反应过程产生的不挥发性 氟化物残渣，氟化尾气处理产生的炭化炉残渣等。 （2）不可回收的工艺固体废物

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主要来源：氟化尾气处理产生的钠石灰渣，废水处理产生的石灰渣、蒸发浓 缩物等。 （3）棉织物 主要来源：沾污手套、口罩、工作服，擦洗设备及地面的抹布、拖布等。 （4）废过滤部件 主要来源：报废的过滤管，过滤器芯，过滤、洗涤装置的结构材料以及各类 吸附材料。 (5）废金属 主要来源：报废的设备、管道、阀门以及其他零部件等。 (6）其他 各厂房废弃的橡皮垫、塑料手套、胶鞋等。

D.2.1放射性废气 （1）含铀工艺废气 主要来源：离心级联大厅、供取料厂房和质谱分析间等放射性操作厂房的 部排风和工艺尾气，废水处理设施各类放射性液体贮槽的呼排气体等。 （2）通风排气 主要来源：各厂房通排风系统排气。 D.2.2放射性废液 （1）工艺废液 主要来源：分析产生的含铀废液，沾污设备、管道、阀门等清洗液等。 （2）事故废液 主要来源：事故擦地水，事故状态下人员淋浴水等。 （3）有机废液 被污染的真空泵油、特殊润滑油等。 （4）其他废液 主要来源：设备表面、地面的擦洗液等。 D.2.3放射性固体废物 （1）工艺残渣 主要来源：废水处理产生的过滤渣、石灰渣等。

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（2）棉织物 主要来源：沾污手套、口罩、工作服，擦洗设备及地面的抹布、拖布等。 （3）废过滤部件 主要来源：报废的过滤管，过滤器芯，过滤、洗涤装置的结构材料以及各类 吸附材料。 （4）废金属 主要来源：报废的设备、管道、阀门以及其他零部件等。 （5）其他 各厂房废弃的橡皮垫、塑料手套、胶鞋等

D.3铀燃料元件制造设施

D.3.1放射性废气 （1）含铀工艺废气 主要来源：操作粉末设备和手套箱的局部排风，操作UF6等酸性、碱性物料 岗位的局部排风，转炉尾气，各类放射性液体贮槽的呼排气体等。 （2）通风排气 主要来源：各厂房通排风系统排气。 D.3.2放射性废液 （1）工艺废液 主要来源：转炉尾气冷凝液、洗涤液，分析产生的含铀废液，排风净化中心 林洗液，清洗过程产生的清洗液等。 （2）事故废液 主要来源：事故淋浴液等。 （3）其他废液 主要来源：设备表面、地面的擦洗液等。 D.3.3放射性固体废物 （1）工艺残渣 主要来源：废水处理产生的过滤渣、石灰渣等。 （2）棉织物 主要来源：沾污手套、口罩、工作服，擦洗设备及地面的抹布、拖布等。 （3）废过滤部件

核设施放射性废物处置前管理

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主要来源：报废的过滤管，过滤器芯，过滤、洗涤装置的结构材料以及各类 吸附材料。 （4）废金属 主要来源：报废的设备、管道、阀门以及其他零部件等。 （5）其他 各厂房废弃的橡皮垫、塑料手套、胶鞋等

主要来源：报废的过滤管，过滤器芯，过滤、洗涤装置的结构材 及附材料。 （4）废金属 主要来源：报废的设备、管道、阀门以及其他零部件等。 （5）其他 各厂房废弃的橡皮垫、塑料手套、胶鞋等

附录E核燃料循环后段设施的放射性废物示例

核燃料循环后段设施的放射性废物

核设施的放射性废物处置前管理

GB/T 35010.1-2018 半导体芯片产品 第1部分：采购和使用要求核设施的放射性废物处置前

（1）溶解排气 主要来源：乏燃料元件剪切、溶解过程产生的工艺尾气。 （2）工艺排气 主要来源：首端料液制备区的料液澄清和固体浸出过程产生的废气，废液处 理过程产生的废压缩空气、鼓泡空气、真空排气，液体废物蒸发浓缩和固化处理 过程中产生的废气，料液萃取、脱硝、硝酸回收等工序的工艺尾气，废物殿烧及 容化过程产生的尾气，贮槽呼排气体等。 （3）通风排气 主要来源：各放射性厂房的通风排气

（1）含氛废液 主要来源：去污过程中产生的萃余液及其处理过程中产生的洗涤液、蒸发浓 宿液、二次蒸汽冷凝液、含氙硝酸回收系统的冷凝液等，溶解料液过滤器或离心 机的冲渣水。 （2）不含氙废液 主要来源：燃料包壳去壳过程中产生的废液，铀、环净化循环萃余液，污溶 利洗涤过程中产生的酸、碱洗涤液及去污解析液，废液蒸发浓缩时产生的浓缩液、 二次蒸汽冷凝液，硝酸回收系统的冷凝液，设备清洗去污时产生的酸、碱废液， 实验室、分析室废液等。 （3）有机废液 主要来源：从工艺系统排出被沾污的有机相经急骤闪蒸回收磷酸三丁酯 （TBP）和稀释剂后，得到的塔釜重馏分和塔顶轻馏分。 （4）其他废液 主要来源：放射性厂房检修区、操作区和放射性实验室地面冲洗水，运送废 物的汽车房冲洗水，洗衣房废液，淋浴水等。

WH/T 80-2019 美术馆藏品登记著录规范核设施的放射性废物处置前管理

核设施的放射性废物处置前

（1）固化体 主要来源：各种废物固化处理产生的固化体。 （2）工艺过程产生的固体废物 主要来源：燃料元件脱壳产生的废包壳、乏燃料端头，废弃的离子交换树脂 斗液过滤或离心分离的废渣，废过滤材料，硅胶及其他固体吸附剂等。 （3）损坏的部件 主要来源：损坏的污染设备、仪表部件、管件及工器具等。 （4）沾污的防护用品、包装材料、实验室废物 主要来源：沾污的工作服、手套、口罩、鞋、纸、塑料、玻璃器血等