標準編號:	HAD 401/08-2016
中文名稱:	核設施放射性廢物最小化
英文名稱:	Minimization of Radioactive Waste in Nuclear Facilities
行業分類:	HAD    核電行業標準
發布機構:	國家核安全局
發布日期:	2016-10-21
實施日期:	2016-10-21
標準狀態:	valid
翻譯語言:	英文
文件格式:	PDF
中文字符數:	15000 字
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1 Introduction 1.1 Purpose This guide provides guidance for the units responsible for design, construction, operation and decommissioning of nuclear facilities to carry out radioactive waste minimization (hereinafter referred to as “waste minimization”), and also provides reference for regulatory authorities to conduct nuclear safety review, supervision and management. Appendixes I, II and III have the equal force as the text. Annexes A, B and C are informative. 1.2 Scope This guide is mainly applicable to the waste minimization in the design, construction, operation and decommissioning stages of PWR nuclear power plants and it may also be referenced by nuclear facilities such as other reactor nuclear power plants, nuclear fuel cycle facilities and research reactors. 2 Objectives and principles 2.1 Overall objectives In the procedure of design, construction, operation and decommissioning of nuclear facilities, measures such as source control, recycling and reuse, clearance, optimized waste treatment and strengthened management are taken and cost and benefit analysis is conducted to enable the final amount of radioactive solid waste (volume and activity) as low as reasonably possible. 2.2 Basic principles The waste minimization of nuclear facilities shall be based on the premise of ensuring safety, with waste disposal as the core, and follow the principles of giving priority to source control, whole procedure management, all-member responsibility and continuous optimization for the purpose of realizing waste minimization through technical and management measures. 2.3 Target value of waste minimization The annual amount of radioactive solid waste from nuclear facilities shall be as low as reasonably possible by adopting practical design and management measures and comparing with international best practices. Annex A specifies requirements for annual amount of single-unit waste packages from PWR nuclear power plants in major nuclear energy countries in the world and waste packages from newly built PWR nuclear power units specified in nuclear power plant user requirement documents in US and Europe. 3 Waste minimization in design and construction stages 3.1 General requirements 3.1.1 Appropriate design measures shall be taken to reduce the generation of radioactive waste from the source and keep the amount of radioactive waste as low as reasonably possible. 3.1.2 Practical methods shall be taken to prevent the dispersal of radioactive contamination and the activation of materials. 3.1.3 Materials with less toxic and harmful components and easy for subsequent treatment are preferred to create conditions for waste minimization. Recycling technology shall be provided for reusable materials. 3.1.4 The target value of waste minimization in this stage shall be determined in combination with the construction planning of nuclear facilities at the plant site, by taking the safe treatment and disposal of waste as the objective, taking into account the radioactive waste treatment and storage facilities as a whole, and selecting safe and reliable advanced process technology and equipment for minimization. 3.1.5 Technical measures facilitating the decommissioning of facilities and realizing the minimization of decommissioned waste shall be taken. 3.1.6 Contents related to waste minimization shall be included in the safety analysis report of nuclear facilities. Appendix I specifies contents related waste minimization in the preliminary and final safety analysis reports of PWR nuclear power plants and it may be referenced by other nuclear facilities. 3.1.7 The nuclear facility design and construction units and construction contractors at all levels shall actively carry out training on waste minimization knowledge and skills, improve the quality of nuclear facility design, construction, installation and commissioning, and lay the foundation for safe operation of equipment and waste minimization in operation stage. 3.1.8 The design unit of nuclear facilities shall optimize the design scheme and promote the continuous improvement of waste minimization in combination with the development of waste minimization technology and the feedback of operation experience at home and abroad. 3.2 Reduce the generation of radioactive waste from the source Taking PWR nuclear power plants as an example, the method of reducing radioactive waste from the source is given below, which may also be referenced by other nuclear facilities. 3.2.1 System design 3.2.1.1 The amount of radioactive waste shall be reduced by adopting long-term fuel cycle and improving the availability (load factors) of nuclear power plants. 3.2.1.2 The reactor coolant to be charged and discharged and the amount of liquid waste to be treated later can be reduced by optimizing the design (such as using control rods instead of adjusting reactivity by changing boron concentration of reactor coolant). 3.2.1.3 The dispersal of radioactive contamination may be prevented by taking measures such as setting radiation area reasonably, organizing airflow and material flow direction reasonably, and setting up radioactive contamination monitoring devices. 3.2.1.4 The quantity of equipment, pipes and valves can be determined reasonably by optimizing the design. 3.2.1.5 The sealing property of the system containing radioactive materials shall be improved to reduce the leakage of radioactive substances. 3.2.1.6 The corrosion-resistant and irradiation-resistant coating or steel linear shall be applied to the surface of concrete and other materials that may be radioactively contaminated. 3.2.1.7 The steam generator sewage, nuclear island ventilation system condensate and conventional island liquid effluent must be collected and monitored for discharge; if the analyzed radioactive activity concentration exceeds the discharge control value, these effluents shall be sent to the liquid waste treatment system for treatment. 3.2.2 Selection of equipment 3.2.2.1 High-reliability fuel assemblies shall be adopted to improve the fuel cladding property and reduce the damage to fuel elements. 3.2.2.2 Equipment with high reliability, long service life and convenient for maintenance and repair shall be adopted to reduce the leakage of equipment and the waste generated during maintenance. 3.2.2.3 Advanced manufacturing process (such as acid cleaning and passivating of stainless steel surface and applying corrosion-resistant coating on carbon steel equipment) shall be adopted to reduce the corrosion of materials. 3.2.3 Selection of materials 3.2.3.1 Equipment, pipes and valves in contact with radioactive medium shall be made of appropriate stainless steel. Strictly limit the contents of cobalt, nickel, silver and other elements in the sealing materials of equipment, valves, pipes and gaskets in contact with the primary circuit coolant, antimony in the bearing materials of the main pump, and cobalt, nickel and other elements in the components and structural materials in the neutron accessible area of the reactor cavity radiation streaming, so as to reduce the generation of activated corrosion products. 3.2.3.2 For the quick connectors and valves in contact with radioactive medium, sealing materials capable of being used for a long time under certain medium environment conditions shall be adopted to reduce the frequency of corrosion, leakage and maintenance. 3.2.3.3 In the radioactive liquid treatment system, high-capacity resin shall be used to reduce the amount of waste resins. 3.2.4 Water chemistry control 3.2.4.1 The primary circuit water chemistry control shall be optimized by primary circuit hydrogenation, zinc injection, adding hydrogen peroxide before shutdown, and adopting effective purification technologies such as filtration, ion exchange and membrane technology to improve the coolant quality of primary circuit reactor and reduce the corrosion and erosion rate of primary circuit equipment. 3.2.4.2 The quality of primary circuit makeup water shall be improved to reduce the impurity content entering the active area of the core. 3.3 Design of radioactive waste treatment system Taking PWR nuclear power plants as an example, the following provides guidance for carrying out waste minimization in the design of radioactive waste treatment system, and may be referenced by other nuclear facilities. 3.3.1 Process design 3.3.1.1 Radioactive waste gases shall be collected and treated by classification according to their characteristics. 3.3.1.2 When the hydrogen-containing radioactive waste gas is subjected to storage and decay treatment, the number and volume of decay boxes shall be set reasonably according to the amount of waste gas (including overhaul conditions). 3.3.1.3 When the hydrogen-containing radioactive waste gas is subjected to activated carbon delayed treatment, the number of delayed beds and the loading capacity of activated carbon are reasonably determined. Activated carbon protected bed or other drying measures shall be taken to avoid the reduction of treatment efficiency or premature failure of activated carbon due to moisture. 3.3.1.4 Various radioactive liquid waste shall be collected by classification according to the physical, chemical and radioactive characteristics of radioactive liquid waste, especially the oily waste water, organic solvent, washing water containing detergent and shower water shall be collected separately from other liquid waste. 3.3.1.5 The leakage detection measures of radioactive liquid waste related systems shall be improved to find and eliminate leakage early. 3.3.1.6 The treatment process with high purification efficiency and generating less secondary waste shall be adopted according to the characteristics of various liquid waste. 3.3.1.7 The types and amount of chemicals added to various systems of nuclear power plants shall be evaluated and controlled strictly. 3.3.1.8 For cleaning and decontaminating of systems, equipment, components, appliances, radiation protection articles, walls and grounds, decontamination processes and detergents with high decontamination efficiency and generating less secondary waste shall be selected. 3.3.1.9 When the ion exchange desalination process is used to treat the process liquid waste that may contain colloids, the liquid waste should be pre-treated (flocculant injection and deep bed filtration, ultrafiltration, etc.). Filters shall be set before the ion exchange desalting bed and after the last stage of ion exchange desalting bed to intercept the suspended solids in the upstream wastewater and the resin chips leaked from the desalting bed.

1 Introduction 1.1 Purpose 1.2 Scope 2 Objectives and principles 2.1 Overall objectives 2.2 Basic principles 2.3 Target value of waste minimization 3 Waste minimization in design and construction stages 3.1 General requirements 3.2 Reduce the generation of radioactive waste from the source 3.3 Design of radioactive waste treatment system 4 Waste minimization in operation stage 4.1 General requirements 4.2 Waste minimization management measures 4.3 Continuous improvement of waste minimization 4.4 Requirements for waste minimization during safe shutdown of nuclear facilities 5 Waste minimization in decommissioning stage 5.1 General requirements 5.2 Waste minimization management measures 5.3 Waste minimization technology in decommissioning stage Terms and definitions Appendix I Contents related to waste minimization in the preliminary and final safety analysis reports of PWR nuclear power plant Appendix II Contents related to minimization of annual scrappage in operation stage of PWR nuclear power plant Appendix III Contents related to waste minimization in the decommissioning safety analysis report of PWR nuclear power plants Annex A Requirements for annual amount of single-unit waste packages from PWR nuclear power plants in major nuclear energy countries in the world and waste packages from newly built PWR nuclear power units specified in nuclear power plant user requirement documents in US and Europe Annex B Commonly used radioactive solid waste treatment technologies Annex C Good practice of waste minimization in nuclear power plants in China

1 引言 1.1 目的 本導則為核設施設計、建造、運行和退役單位開展放射性廢物 最小化（以下簡稱廢物最小化）工作提供指導，也為監管部門進行 核安全審評和監督管理提供參考。 附件Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ與正文具有同等效力。 附錄 A、B、C 為參考性文件。 1.2 范圍 本導則主要適用于壓水堆核電廠設計、建造、運行和退役階段 的廢物最小化，其他堆型核電廠、核燃料循環設施、研究堆等核設 施也可參考使用。 2 目標和原則 2.1 總體目標 在核設施設計、建造、運行和退役過程中，通過廢物的源頭控 制、再循環與再利用、清潔解控、優化廢物處理和強化管理等措施， 經過代價利益分析，使最終放射性固體廢物產生量（體積和活度） 可合理達到盡量低。 2.2 基本原則 核設施廢物最小化應以確保安全為前提，以廢物處置為核心， 通過技術和管理措施實現廢物最小化，遵循源頭控制優先、全過程 管理、全員責任和持續優化的原則。 2.3 廢物最小化目標值 應通過采取切實可行的設計和管理措施，并與國際最佳實踐相 比對，使得核設施放射性固體廢物年產生量可合理達到盡量低。 附錄 A 給出了世界主要核能國家壓水堆核電廠單機組廢物包年 產生量及美國和歐洲核電廠用戶要求文件對新建壓水堆核電機組廢 物包年產生量要求。 3 設計和建造階段廢物最小化 3.1 一般要求 3.1.1 應通過合適的設計措施，從源頭減少放射性廢物的產生， 使放射性廢物產生量可合理達到盡量低。 3.1.2 應采取切實可行的方法，防止放射性污染擴散和材料的活 化。 3.1.3 應優先選用有毒有害成分少便于后續處理的材料，為廢物 的最小化創造條件。對可復用的物料應提供再循環的技術手段。 3.1.4 應結合廠址核設施建設規劃，以廢物安全處理和處置為目 標，統籌考慮放射性廢物處理和貯存設施，選擇安全可靠的最小化 先進工藝技術和設備，制定本階段廢物最小化目標值。 3.1.5 應提出便于設施退役、實現退役廢物最小化的技術措施。 3.1.6 核設施安全分析報告中應包括廢物最小化相關內容。附件 Ⅰ給出了壓水堆核電廠初步和最終安全分析報告中廢物最小化相關內 容，其他核設施可參考。 3.1.7 核設施設計、建設單位及各級建造承包商應積極開展廢物 最小化知識和技能培訓，提高核設施設計、建造、安裝及調試的質 量，為運行階段設備安全運行及廢物最小化奠定基礎。 3.1.8 核設施設計單位應結合廢物最小化技術發展及國內外運行 經驗反饋，優化設計方案，推進廢物最小化持續改進。 3.2 從源頭減少放射性廢物的產生 以下以壓水堆核電廠為例，給出從源頭減少放射性廢物產生的 方法，其他核設施可供參考。 3.2.1 系統設計 3.2.1.1 通過采用長周期燃料循環、提高核電廠可用率（負荷因 子）等措施，減少放射性廢物產生量。 3.2.1.2 通過優化設計（如用控制棒替代通過反應堆冷卻劑硼濃 度變化調節反應性），減少反應堆冷卻劑的上充和下泄，減少需后續 處理的廢液量。 3.2.1.3 通過合理設置輻射分區、合理組織氣流、物流方向、設 置放射性污染監測裝置等措施，防止放射性污染擴散。 3.2.1.4 通過優化設計，合理確定設備、管道和閥門的數量。 3.2.1.5 提高盛裝放射性物料系統的密封性能，減少放射性物質 的泄漏。 3.2.1.6 對于可能被放射性污染的混凝土和其他材質的表面采 用耐腐蝕、耐輻照涂層或鋼覆面。 3.2.1.7 對于蒸汽發生器排污水、核島通風系統凝結水及常規島 液態流出物，需經收集后監測排放，若經分析放射性活度濃度超過 排放控制值，送往廢液處理系統進行處理。 3.2.2 設備選擇 3.2.2.1 采用高可靠性的燃料組件，改進燃料包殼性能，減少燃 料元件破損。 3.2.2.2 采用高可靠性、長壽命、便于維護和維修的設備，減少 設備泄漏及維修產生的廢物。 3.2.2.3 采用先進的制造工藝（如對不銹鋼表面進行酸洗鈍化處 理，碳鋼設備涂耐腐蝕涂層等），減少材料的腐蝕。 3.2.3 材料選擇 3.2.3.1 與放射性介質接觸的設備、管道和閥門，應采用適當的 不銹鋼材料。嚴格限制與一回路反應堆冷卻劑接觸的設備、閥門、 管道和墊圈密封材料中鈷、鎳、銀等元素的含量，主泵軸承材料中 銻的含量，以及堆腔輻射漏束中子可達區域部件和結構材料中鈷、 鎳等元素的含量，以減少活化腐蝕產物的產生。 3.2.3.2 與放射性介質接觸的快速接頭和閥門，應采用能夠在特 定的介質環境條件下長期使用的密封材料，以降低腐蝕、泄漏和維 修頻率。 3.2.3.3 在處理放射性液體的系統中，采用高交換容量的樹脂， 以減少廢樹脂的產生量。 3.2.4 水化學控制 3.2.4.1 優化一回路水化學控制，如通過一回路加氫、注鋅、停 堆前加雙氧水等，采用有效的過濾、離子交換和膜技術的凈化技術 等措施，提高一回路反應堆冷卻劑水質，降低一回路設備的腐蝕和 侵蝕速率。 3.2.4.2 提高一回路補給水水質，減少進入堆芯活性區的雜質含 量。 3.3 放射性廢物處理系統設計 以下以壓水堆核電廠為例，為放射性廢物處理系統設計環節開 展廢物最小化提供指導，其他核設施可供參考。 3.3.1 工藝設計 3.1.1 應根據放射性廢氣的特性對其分類收集和處理。 3.3.1.2 當含氫放射性廢氣采用貯存衰變處理工藝時，根據廢氣 產生量（含大修工況）合理設置衰變箱個數和容積。 3.3.1.3 當含氫放射性廢氣采用活性炭延遲處理工藝時，合理確 定延遲床的臺數和活性炭裝量。應設置活性炭保護床或其他干燥措 施，避免活性炭因受潮而降低處理效率或過早失效。 3.3.1.4 根據放射性廢液的物理、化學及放射性特性，分類收集 各類放射性廢液，尤其要將含油廢水、有機溶劑、含洗滌劑的洗衣 水和淋浴水與其他廢液分開收集。 3.3.1.5 完善放射性廢液相關系統的泄漏探測措施，及早發現和 排除泄漏。 3.3.1.6 根據各類廢液的特性選擇凈化效率高、二次廢物少的處 理工藝。 3.3.1.7 應嚴格評估和控制向核電廠各系統添加化學品的種類 和數量。 3.3.1.8 系統、設備、部件、器具、輻射防護用品、墻壁和地面 的清洗去污，應選擇去污效率高、二次廢物少的去污工藝和去污劑。 3.3.1.9 當采用離子交換除鹽工藝處理可能含有膠體的工藝廢液 時，宜對廢液先進行預處理（如采用絮凝劑注入和深床過濾、超濾等 技術）。在離子交換除鹽床前和最后一級離子交換除鹽床后應設置過 濾器，以截留上游廢水中的固體懸浮物及除鹽床漏出的樹脂碎屑。 3.3.1.10 為提高超濾、反滲透膜的壽命，在超濾、反滲透裝置 前應設置預過濾裝置。 3.3.1.11 內陸核電廠氚濃度較低廢液，經處理后，水質若滿足 復用要求，宜盡可能復用。 3.3.1.12 應采取措施，防止地下水、外部洪水、雨水或海水進 入廠房的控制區。 3.3.1.13 應注重在固體廢物產生地對其分類收集，設置必要的 分揀裝置并配備精度適用的輻射監測儀表，以便于對不同放射性活 度的廢物進行分類，特別是將非放射性廢物和被放射性核素輕微污 染經過貯存衰變后可清潔解控的廢物從放射性廢物中分揀出來，以 減少放射性廢物產生量。 3.3.1.14 應結合本廠址或區域核電機組分布、廢物源項和處置 場廢物接收要求，統籌考慮放射性固體廢物處理工藝，通過比選， 在成熟可靠的前提下，選擇最佳可用的固體廢物處理技術。常用的 放射性固體廢物處理技術參見附錄 B。 3.3.1.15 對于低放射性可燃廢物的處理，宜優先采用焚燒等無 機化、穩定化處理技術；對于尺寸較大固體廢物的處理，可先進行 必要的去污和剪切。 3.3.1.16 選用放射性廢物的處理工藝時應確保形成的廢物體和 廢物包性能滿足處置要求。 3.3.2 設備、閥門和管道的選型和設計 3.3.2.1 應根據物料的特性，選擇質量可靠的設備、管道和閥門。 3.3.2.2 在設計文件中應對設備、管道和閥門內部的光潔度提出 要求，減少設備不規則內表面的數量，減少放射性腐蝕產物的沉積， 以便于進行去污，減少去污二次廢物產生量。 3.3.2.3 除了泵、壓縮機進出口、設備人孔、管道孔板等采用法 蘭連接外，設備、管道和閥門應盡量采用焊接連接，并保證焊縫質 量，以減少潛在的泄漏。 3.3.2.4 應根據貯存介質的物理、化學和放射性特性，將設備溢 流水分別引入相應的收集槽或地坑，收集槽和地坑應設置液位報警 儀表和廢液排出泵。 3.3.2.5 貯存放射性廢液、濃縮液、廢樹脂、泥漿的貯槽應盡量 采用錐底或橢圓形底結構，以便能完全排空所裝的物料。 3.3.2.6 放射性物料貯槽應設置液位（料位）測量儀表和報警裝 置，防止發生溢出。 3.3.2.7 在滿足貯存、運輸和處置要求的前提下，應優先選用容 積利用率高、增容少的廢物包裝容器。 3.3.3 布置設計 3.3.3.1 在廠房和設備布置時，應考慮將裝有較高放射性水平 物料的設備（如濃縮液貯槽、廢樹脂貯槽等）布置在專門的設備間 內，設備間宜根據實際情況設置鋼托盤或鋼覆面，鋼托盤或鋼覆面 的高度應足夠容納設備泄漏溢出的液體量，使物料泄漏時的污染限 制在最小范圍內。設備間內應設置收集泄漏液體的地漏、排水溝或 地坑，地面應坡向地漏或地坑。 3.3.3.2 應設置必要的吊裝和轉運設備及運輸通道，以利于將 污染區的設備或部件拆卸、轉運到維修區進行維修。 3.3.3.3 盛裝和輸運放射性介質（如廢樹脂、放射性廢液等） 的設備和管道應配置相應的疏水和排氣點，輸送管道應盡可能短， 并有適當的坡度和彎曲半徑，以減少物料和放射性核素的沉積。 3.3.3.4 室內輸送放射性液體的管道穿墻或樓板時宜設置套 管，應盡量避免將工藝管道直埋在混凝土結構內。 3.3.3.5 室外輸送放射性廢液的管道宜布置在管溝內或設置雙 套管，并應考慮相應的泄漏監測手段，避免直埋地下。 4 運行階段廢物最小化 4.1 一般要求 4.1.1 核設施營運單位應根據國家相關法規的要求以及本廠的 實際情況，明確本廠廢物最小化的組織機構和職責，充分發揮該機 構的策劃、組織、協調、實施和監督作用，制訂廢物最小化目標和 改進計劃，解決和處理核設施放射性廢物管理的相關問題。 4.1.2 應將廢物最小化納入核設施的質量保證體系，編制并嚴格 執行放射性廢物管理大綱和管理程序。 4.1.3 建立完善的放射性廢物管理信息系統，做好放射性廢物信 息的管理。 4.1.4 加強廢物最小化知識和技能培訓，使核設施所有員工（包 括承包商員工）都能夠熟悉廢物最小化的要求和目標，并在本部門 或個人的工作實踐中貫徹落實。 4.1.5 應按時提交核設施運行年報中廢物最小化的相關內容。附 件Ⅱ給出了壓水堆核電廠運行年報中廢物最小化內容，其他核設施可 供參考。 4.1.6 應及時總結廢物最小化的管理經驗，學習和借鑒國內外廢 物最小化的良好實踐，改進相關工作。我國核電廠廢物最小化的良 好實踐參見附錄 C。 4.1.7 應重視風險分析和評估，針對廢物處理系統可能發生的運 行事件（事故），制定相應的應急預案，做好應急準備，預防和減少 事件（事故）的發生，減輕事件（事故）對廢物產生量的影響。 4.1.8 通過分類收集、貯存衰變、清潔解控、再循環/再利用等 運行管理措施減少放射性廢物產生量。 4.1.9 應及時將廢物包送往處置場處置，以減少暫存廢物包銹 蝕、開裂導致放射性核素包容性下降的風險。 4.2 廢物最小化管理措施 4.2.1 在核設施運行階段應制定切實可行的廢物管理計劃，積極 推進廢物最小化，加強核設施污染控制區的管理，防止污染擴散， 做好廢物的測量、分類收集和處理。 4.2.2 加強日常運行計劃、大修計劃管理和設備管理，通過預防 性維修和糾正性維修等有效的維修策略以及工藝改進和設備升級來 提高設備的可靠性，確保廢物管理相關系統安全運行。 4.2.3 減少和避免非計劃停機、停堆；合理安排設備大修工序， 減少系統和設備的疏水次數，減少跑冒滴漏，減少廢水產生量。 4.2.4 加強污染控制區防護用品和消耗材料管理，制定材料消耗 計劃和控制指標，減少控制區維修和維護活動的材料消耗，從源頭 減少放射性固體廢物的產生。 4.2.5 采購耐用的個人防護用品，通過清洗、去污，多次重復使 用等措施，減少消耗量，減少放射性廢物的產生。 4.2.6 及時清除廢水收集罐、廢水收集地坑的淤泥，以減少廢液 處理系統濾芯的使用量。 4.2.7 采用鋼制腳手架，減少木板用量；采用鋁合金等金屬工具 箱，便于去污，重復使用；對污染的工具采取去污，貯存衰變等措 施，減少報廢量；放射性污染物品在廠內不同廠房之間的運輸，宜 采用便于去污、經久耐用的金屬箱或其他包裝容器包裝，減少包裝 皮和塑料布的使用，防止污染擴散，減少廢物產生。 4.2.8 綜合考慮安全性、技術可行性、公眾可接受性，并在代價 -利益分析的基礎上，努力實現物料的再循環與再利用，如硼的回收 利用，廢水、廢酸、廢堿等的再利用，勞動保護用品、污染的零部 件和工具清洗去污和修復后重復使用，污染的廢鋼鐵去污后熔煉減 容、回收利用等。 4.2.9 編制廢物管理統計報表，通過統計數據分析和查找管理上 的薄弱環節，持續改進，不斷提高管理水平。 4.2.10 加強同國內外同行的技術交流，學習同行的管理經驗。 4.3 廢物最小化持續改進 4.3.1 核設施營運單位 每年應對廢物最小化效果進行評價，并制定相應的改進措施。 4.3.2 運行核設施新建或改建廢物處理設施應遵循本導則第 3 章的相關要求，統籌考慮全廠或區域放射性廢物處理，選擇最佳的 廢物最小化先進工藝技術和設備。 4.3.3 對核設施放射性相關系統進行技術改進應遵循以下原則： （1）選擇去污因子高、減容效果好、二次廢物少且經過充分工 程驗證的先進工藝和設備，并對二次廢物進行有效處理； （2）應考慮原有廠房的布置空間、供電、通風、輔助介質的供 應等，選擇最佳的時機進行技術改造，避免對設施的安全運行產生 影響； （3）應制訂詳細的改造方案和改造計劃，在改造過程中落實廢 物最小化和應急措施； （4）對于檢修報廢的設備、管道等部件，應盡可能地切割成易 于裝入標準容器的小部件。對于難以切割減容的大型設備（如蒸汽 發生器、大尺寸熱交換器等），應進行封閉和去除外表面污染，暫存 衰變，降低輻射水平后送處置場進行處置。