核電廠放射性廢物治理現(xiàn)狀及面臨的主要問題

鄧才遠(yuǎn) 羅 剛

(大亞灣核電運(yùn)營(yíng)管理有限責(zé)任公司， 深圳， 518028)

0 引言

核能和核技術(shù)的開發(fā)利用在給人類帶來巨大利益的同時(shí)，也產(chǎn)生了對(duì)人類健康和環(huán)境有負(fù)面影響的放射性廢物。為了降低或消除這種負(fù)面的影響，自20世紀(jì)60年代以來，各國(guó)的科技工作者做了很多工作，開發(fā)了多項(xiàng)高效的放射性廢物處理、處置技術(shù)。我國(guó)也高度重視放射性廢物的治理，軍工遺留放射性廢物的治理和核設(shè)施的退役正在積極穩(wěn)妥的進(jìn)行，核電廠的放射性廢物處理技術(shù)水平也在不斷的提升?！吨腥A人民共和國(guó)放射性污染防治法》[1]對(duì)放射性廢物管理提出了明確規(guī)定，核設(shè)施營(yíng)運(yùn)單位、核技術(shù)利用單位、鈾(釷)礦和伴生放射性礦開發(fā)利用單位，應(yīng)當(dāng)合理選擇和利用原材料，采用先進(jìn)的生產(chǎn)工藝和設(shè)備，盡量減少放射性廢物的產(chǎn)生量。根據(jù)我國(guó)核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃，到2020年我國(guó)運(yùn)行核電機(jī)組裝機(jī)容量將達(dá)到5 800 萬kW，在建機(jī)組裝機(jī)容量將達(dá)3 000 萬kW。國(guó)家核安全局于2016年發(fā)布了核安全導(dǎo)則《核設(shè)施放射性廢物最小化》[2]。該導(dǎo)則要求應(yīng)通過切實(shí)可行的設(shè)計(jì)和管理措施，并與國(guó)際最佳實(shí)踐相對(duì)比，使得核設(shè)施放射性固體廢物年產(chǎn)生量可合理達(dá)到盡量低，是國(guó)家監(jiān)管部門對(duì)國(guó)內(nèi)新建機(jī)組和運(yùn)行的舊機(jī)組工藝改進(jìn)的管理要求。核電的發(fā)展必然面臨著更多的放射性廢物的處理和處置任務(wù)，而核電廠放射性廢物治理實(shí)施廢物最小化技術(shù)任重道遠(yuǎn)。

1 廢物處理技術(shù)

核電廠放射性廢物管理是從廢物產(chǎn)生到處置前的全過程管理，包括與廢物產(chǎn)生、預(yù)處理、處理、整備、貯存、運(yùn)輸、退役等處置前相關(guān)的各項(xiàng)行政與技術(shù)活動(dòng)。在核電廠運(yùn)行過程中，由于中子活化和燃料組件破損，一回路冷卻劑中會(huì)產(chǎn)生活化產(chǎn)物、裂變產(chǎn)物，回路管道還會(huì)產(chǎn)生腐蝕產(chǎn)物，這些產(chǎn)物最后會(huì)形成帶有放射性的液體、氣體和固體廢物。核電廠在排放、暫存或最終處置這些廢物之前，都必須采用安全可靠的工藝進(jìn)行處理。

核電廠在設(shè)計(jì)階段需要考慮較為完善的放射性廢物處理設(shè)施，以確保核電廠在運(yùn)行期間能及時(shí)收集、處理、監(jiān)測(cè)和排放(貯存)核電廠正常運(yùn)行工況和預(yù)期運(yùn)行事件發(fā)生時(shí)產(chǎn)生的放射性廢氣、廢液和放射性固體廢物。

壓水堆核電廠運(yùn)行期間放射性固體廢物按照其產(chǎn)生的來源可以分為工藝廢物、技術(shù)廢物和其他放射性固體廢物，這些放射性固體廢物分類和組成列于表1。

工藝廢物中濃縮液、廢樹脂、水過濾器芯一直采用傳統(tǒng)的水泥固化/固定處理技術(shù)，增容比較高。技術(shù)廢物中可壓縮廢物，通過預(yù)壓縮、超級(jí)壓縮后固定，考慮到反彈原因，減容比有限。不可壓縮廢物中大部分部件表面接觸劑量率及表面污染很低，包括其他廢物，這些廢物目前各核電廠都采用暫存、衰變待處理。

我國(guó)的核電技術(shù)從最初的秦山一期、大亞灣核電站開始在不斷改進(jìn)和發(fā)展，核電廠放射性廢物處理技術(shù)也在核電站多年運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)積累的基礎(chǔ)上進(jìn)行了一些改進(jìn)。根據(jù)壓水堆核電廠放射性廢物(三廢)處理流程，目前部分壓水堆核電廠已采用的廢物處理技術(shù)列于表2、表3。

2 廢物最小化改進(jìn)措施

核電廠的放射性廢物最小化水平與工藝技術(shù)和運(yùn)行管理水平密切相關(guān)，為了實(shí)現(xiàn)放射性廢物最小化，在運(yùn)核電廠采取如下一系列管理措施和技術(shù)改進(jìn)。

表1 核電廠產(chǎn)生的放射性固體廢物分類

表2 國(guó)內(nèi)部分核電廠放射性廢氣/廢液處理應(yīng)用工藝

1) √：應(yīng)用；-：沒有應(yīng)用。表3同。

表3 國(guó)內(nèi)部分核電廠放射性固體廢物處理應(yīng)用工藝

2.1 管理改進(jìn)

設(shè)立專門放射性廢物管理機(jī)構(gòu)，直屬于電廠管理。組織成員多為與放射性三廢處理密切相關(guān)的各部門經(jīng)驗(yàn)豐富的工程師，能更加專業(yè)地解決實(shí)際問題。

制定目標(biāo)管理，將放射性廢氣、放射性廢液排放和中低放固體廢物作為環(huán)境管理體系的重要環(huán)境因素加以管理，制定年度目標(biāo)值。

加強(qiáng)人員培訓(xùn)，為了提高核電廠工作人員安全文化水平和廢物最小化管理意識(shí)，保障核電機(jī)組安全穩(wěn)定運(yùn)行，充分利用公司媒體、局域網(wǎng)大力宣傳廢物最少化管理理念。

規(guī)范日常大修管理，對(duì)運(yùn)行系統(tǒng)設(shè)備隔離和對(duì)檢修廢物嚴(yán)格分類，等。

加強(qiáng)各電廠間的技術(shù)交流，共享放射性廢物管理經(jīng)驗(yàn)，提高最小化管理水平。

2.2 技術(shù)改進(jìn)

技術(shù)改進(jìn)是核電廠實(shí)現(xiàn)放射性廢物最少化最有效的方法。包括我國(guó)早期建設(shè)的機(jī)組如大亞灣核電站、秦山二期核電廠(一般稱為二代機(jī)組)；后續(xù)在此基礎(chǔ)上做了改進(jìn)的機(jī)組稱為二代改進(jìn)型機(jī)組(稱二代加機(jī)組)，如嶺澳核電二期等；AP1000、ACPR1000及以上機(jī)組簡(jiǎn)稱為三代機(jī)組。

2.2.1二代機(jī)組技術(shù)改進(jìn)

根據(jù)國(guó)外核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)以及在實(shí)踐中不斷探索，大亞灣核電站通過一系列良好實(shí)踐進(jìn)行了一些工藝改進(jìn)。如采用一個(gè)水泥容器固定多個(gè)濾芯，按一桶10個(gè)濾芯計(jì)算，可減少廢物體積90%；應(yīng)用1 500 t超級(jí)壓縮機(jī)，可減少可壓廢物體積35%；增加了應(yīng)急貯存箱、移動(dòng)式廢液處理設(shè)施，避免廢液用樹脂床處理。另外大亞灣核電站、秦山二期核電廠都與清華大學(xué)核能研究院合作進(jìn)行含硼廢樹脂固化配方改進(jìn)，包容率增加30%；秦山二期核電廠還改進(jìn)了水泥固化線攪拌槳，提高固化體性能；同時(shí)采用金屬桶包裝容器，減少包裝容器體積，使得填充率達(dá)到90%以上等。

2.2.2二代加機(jī)組技術(shù)改進(jìn)

對(duì)放射性廢物處理系統(tǒng)采取了改進(jìn)措施。如工藝廢物廢樹脂、濃縮液處理，系統(tǒng)采用400 L鋼桶作為包裝容器，相對(duì)于混凝土容器減少了包裝容器的自身體積。將廢物處理廠房和廢物貯存廠房連為一體，用于處理該廠址所有機(jī)組產(chǎn)生的放射性固體廢物，提高了資源利用率。二代加機(jī)組核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)(TES)操作，從操作盤操作、窺視鏡觀察，改為操作室集中操作、攝像頭監(jiān)控，采用可編程邏輯控制器(簡(jiǎn)稱PLC)控制。

2.2.3三代機(jī)組技術(shù)引進(jìn)

三代AP1000機(jī)組一回路系統(tǒng)采用抗腐蝕性能更好的材料，燃料元件采用先進(jìn)的表面處理工藝，這樣有效降低了裂變產(chǎn)物的釋放和腐蝕產(chǎn)物的生成，從源頭上減少了放射性廢物的產(chǎn)生量[3]。

三門核電廠含氫放射性廢氣采用活性炭延遲衰變處理工藝。放射性廢液主要采用深床過濾和離子交換處理工藝。對(duì)于0.25%燃料破損率時(shí)產(chǎn)生的廢液采用移動(dòng)式處理裝置進(jìn)行處理，該裝置基于活性炭過濾、反滲透和離子交換的處理工藝[4]。工藝廢物引進(jìn)干燥、熱壓技術(shù)，干燥、熱壓技術(shù)主要針對(duì)濃縮液、廢樹脂及淤積物進(jìn)行脫水干燥。主要是通過熱源加熱，抽氣、真空干燥原理將濕廢物中水份抽濾，使其干燥，裝160 L金屬桶超壓縮，然后裝200 L金屬桶灌漿固定處理技術(shù)。

臺(tái)山核電廠廢液處理系統(tǒng)取消除鹽床和過濾器,設(shè)置了離心分離設(shè)備對(duì)主要成分為有機(jī)物并且含其他鹽分及大量固體的廢液進(jìn)行處理。這是其技術(shù)優(yōu)勢(shì)，離心單元對(duì)主要成分為有機(jī)物并且含其他鹽分及大量固體的廢液處理能力為10 m3/h，主要產(chǎn)生物為淤泥，不會(huì)產(chǎn)生廢濾芯和樹脂。

第三代核電技術(shù)AP1000的引進(jìn)，在設(shè)計(jì)中首次提出了離堆放射性廢物處理的概念，即在多堆核電廠址中設(shè)計(jì)獨(dú)立的放射性廢物處理設(shè)施，集合多種放射性廢物處理工藝來對(duì)多臺(tái)機(jī)組運(yùn)行和事故工況下產(chǎn)生的放射性廢物進(jìn)行處理，這樣既可以優(yōu)化相關(guān)系統(tǒng)的功能設(shè)計(jì)又可以減少多機(jī)組相同系統(tǒng)的重復(fù)設(shè)計(jì)。

2.3 高完整性容器(HIC)應(yīng)用

隨著國(guó)內(nèi)核電建設(shè)規(guī)模擴(kuò)大，我國(guó)陽江核電廠3#/4#機(jī)組和海陽核電廠先后引進(jìn)了交聯(lián)聚乙烯HIC工藝。HIC是一種特殊設(shè)計(jì)制造的強(qiáng)度高、密封性好、化學(xué)穩(wěn)定性和熱穩(wěn)定性強(qiáng)的容器，其包容放射性的預(yù)期壽命不低于300 a。HIC按其材料可分為：混凝土HIC、交聯(lián)聚乙烯HIC和球墨鑄鐵HIC。

3 存在的問題

3.1 暫存庫容量緊張，處置場(chǎng)建設(shè)滯后

核電廠放射性廢物管理以確保核電廠運(yùn)行安全和廢物安全為前提，以廢物安全處置為核心，是從搖籃到墳?zāi)沟膹U物全過程管理。由于過去核電廠設(shè)計(jì)廢物庫容量的概念時(shí)，只考慮5 a的貯存量。目前運(yùn)營(yíng)較早的大亞灣核電站、田灣核電廠，隨著產(chǎn)生的固體廢物貨包逐年累積，廢物暫存庫貯存面積逐漸趨于緊張。在廢物無法送交處置場(chǎng)的情況下，核電廠需要擴(kuò)建暫存庫的容量而且需要增加固體廢物暫存時(shí)間，從環(huán)境安全和資源經(jīng)濟(jì)角度，這種做法是不適宜的。

目前各核電大省處置場(chǎng)建設(shè)還處在選址規(guī)劃中。選址規(guī)劃進(jìn)展緩慢的主要原因是地方政府和當(dāng)?shù)孛癖姷睦骐y以協(xié)調(diào)，根本原因是核電發(fā)展與放射性廢物管理的國(guó)家職能的割離、核電發(fā)展經(jīng)濟(jì)效益與環(huán)境代價(jià)的割離，以及對(duì)放射性廢物安全缺乏社會(huì)共識(shí)[5]。

3.2 技術(shù)創(chuàng)新研究機(jī)制有待完善

放射性固體廢物處理技術(shù)是在不斷創(chuàng)新中改進(jìn)的，核電廠放射性固體廢物處理是幾種技術(shù)的組合。在我國(guó)核電發(fā)展戰(zhàn)略中如何引進(jìn)先進(jìn)技術(shù)？這是國(guó)內(nèi)幾大核電集團(tuán)共同關(guān)注的問題，也影響著國(guó)家廢物治理的發(fā)展。

一個(gè)反應(yīng)堆先進(jìn)與否與放射性三廢處理系統(tǒng)沒有直接關(guān)系。因國(guó)家法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)沒有明確要求，設(shè)計(jì)階段都是翻版+改進(jìn)或引進(jìn)模式。如二代改進(jìn)機(jī)組核電廠放射性廢物處理系統(tǒng)在設(shè)計(jì)時(shí)技術(shù)上并沒有大的改進(jìn)，采用鋼桶作為固化物包裝容器，會(huì)出現(xiàn)大部分的金屬桶廢物貨包外表面劑量率大于2 mSv/h而需要加二次屏蔽容器。原引進(jìn)桶外攪拌技術(shù)因設(shè)備安裝場(chǎng)地限制改回桶內(nèi)攪拌。即使采用新的廢物處理工藝都是從國(guó)外引進(jìn)，如各核電廠配備的超級(jí)壓實(shí)機(jī)，三代技術(shù)核電廠處理技術(shù)引進(jìn)的技術(shù)路線和設(shè)備。新技術(shù)引入沒有綜合評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)，如引進(jìn)的HIC就存在質(zhì)疑。HIC在我國(guó)放射性廢物管理中的應(yīng)用剛剛起步，從處理工藝、暫存、運(yùn)輸和處置各個(gè)環(huán)節(jié)考慮，輻射防護(hù)、人員操作、貨包運(yùn)輸以及安全處置等關(guān)鍵問題需要急需解決。

我國(guó)核電廠放射性廢物處理技術(shù)與發(fā)達(dá)國(guó)家的差距，在很大程度上與技術(shù)研發(fā)、裝備的落后相關(guān)。目前對(duì)于放射性固體廢物處理技術(shù)研究，一是科研院所申報(bào)項(xiàng)目、靠國(guó)家科研經(jīng)費(fèi)研究，很少能實(shí)際應(yīng)用。二是各核電廠根據(jù)自身改進(jìn)項(xiàng)目立項(xiàng)與研究單位共同研發(fā)，如固化配方研究等。

3.3 廢物貨包產(chǎn)生量仍偏高

雖然我國(guó)核電廠放射性廢物管理經(jīng)過20多年實(shí)踐和探索取得積極進(jìn)展，但國(guó)內(nèi)在運(yùn)和新建核電廠單臺(tái)機(jī)組放射性固體廢物包產(chǎn)生體積，與美國(guó)核電廠用戶要求文件(URD)推薦的管理目標(biāo)值及國(guó)外先進(jìn)水平仍有不小的差距，具體數(shù)據(jù)列于表4[4]。

表4 核電廠單臺(tái)機(jī)組放射性固體廢物包預(yù)期產(chǎn)生體積比較 (m3/a)

作為例子，表5列出了大亞灣、嶺澳一期和嶺澳二期核電廠運(yùn)行以來產(chǎn)生的放射性廢物貨包組成分類統(tǒng)計(jì)。

由表5可見，核電廠各類放射性廢物中可壓縮廢物占最大比例，約占35.09%，其次是廢樹脂固化體約占23.02%，占總廢物體積的19.92%，水過濾芯占11.59%。

如何減少核電廠廢物體積，廢物處理技術(shù)的選用尤為重要。有些技術(shù)減容比高、如有機(jī)轉(zhuǎn)無機(jī)、固化體性能好，例如廢物焚燒技術(shù)，廢樹脂濕法氧化技術(shù)，濃縮液高效固化技術(shù)等建議選用。

表5 核電廠各類放射性廢物貨包組成比例

3.4 包裝容器偏多

廢物包裝是放射性廢物管理重要環(huán)節(jié)之一，廢物包裝應(yīng)滿足運(yùn)輸、貯存和處置的要求。至今，低中放固體廢物包裝容器尚沒有統(tǒng)一的國(guó)際標(biāo)準(zhǔn)。但大家認(rèn)識(shí)到，選擇合適的包裝容器，不僅為了減少輻照，方便操作和運(yùn)輸，而且為了以后處置的需要，作為多重屏障體系中的一道優(yōu)良屏障，起到良好的隔離作用[6]。目前，國(guó)內(nèi)核電廠使用的包裝容器尺寸大小、材質(zhì)各不相同。混凝土容器有C1和C4型，金屬桶容器有200 L、320 L、400 L和1 m3，材質(zhì)有碳鋼和不銹鋼。而陽江3#/4#以及海陽核電廠則使用交聯(lián)聚乙烯HIC。

包裝容器的多樣性對(duì)于最終處置場(chǎng)廢物擺放設(shè)計(jì)及運(yùn)輸、吊裝操作等帶來困難?；炷寥萜髟鋈荼却蟆＝饘偻叭萜餮b高劑量濾芯或廢樹脂固化體時(shí)表面接觸劑量率較高，需要用屏蔽轉(zhuǎn)運(yùn)容器運(yùn)輸。碳鋼金屬桶容器在電廠暫存太久有銹蝕風(fēng)險(xiǎn)。而交聯(lián)聚乙烯HIC又有以下缺點(diǎn)[7]：

(1) 由于交聯(lián)聚乙烯HIC自身無屏蔽，桶內(nèi)直接裝填廢物后導(dǎo)致容器外表面接觸劑量率非常高，可達(dá)Sv/h級(jí)。

(2) 交聯(lián)聚乙烯HIC因其固有的材料特性，需考慮其裝填廢物時(shí)的累積劑量問題。

(3) HIC裝滿廢物封蓋后需要從固定的屏蔽容器中吊裝到移動(dòng)的屏蔽容器中，此時(shí)HIC是裸露源，對(duì)周圍輻照影響較大，裸露吊裝問題需要考慮。

(4) 紫外線對(duì)于高分子材料有加速老化的作用，進(jìn)而影響HIC的預(yù)期壽命。在儲(chǔ)存和運(yùn)輸過程中應(yīng)使其暴露時(shí)間盡可能短。

(5) 交聯(lián)聚乙烯HIC在運(yùn)輸過程中必須配置運(yùn)輸容器，該組合為A型貨包還是B型貨包取決于放射性廢物的總活度是否超過標(biāo)準(zhǔn)中的A1值。

(6) HIC作為一種特殊的容器，如何進(jìn)行有效的處置設(shè)計(jì)，這一問題急需解決。

4 建議

針對(duì)目前核電廠放射性廢物管理存在的問題，如何使工作做到更規(guī)范、更具體，實(shí)行更嚴(yán)格的標(biāo)準(zhǔn)，建議如下：

4.1 完善低放廢物處置的相關(guān)規(guī)章和實(shí)施細(xì)則

加快放射性固體廢物處置選址規(guī)劃，根據(jù)《放射性污染防治法》和《放射性廢物安全管理?xiàng)l例》[8]規(guī)定，完善放射性固體廢物貯存、處置許可制度和安全監(jiān)管措施。積極轉(zhuǎn)變觀念，重新解讀和研究區(qū)域處置概念，打破傳統(tǒng)意義上的大區(qū)域概念，國(guó)家統(tǒng)一規(guī)劃，在中低水平放射性廢物產(chǎn)生相對(duì)集中的一些省建立相應(yīng)的處置場(chǎng)。鼓勵(lì)當(dāng)?shù)卣畢⑴c處置場(chǎng)建設(shè)和運(yùn)營(yíng)。明確將廢物處置規(guī)劃作為先決條件列入核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃考慮，并開展經(jīng)濟(jì)和政策補(bǔ)償、處置安全公眾可接受性和處置決策方法的研究。

根據(jù)核電廠具體采用的廢物整備工藝，建立統(tǒng)一的處置接收技術(shù)規(guī)范，其中包括關(guān)鍵核素、難測(cè)核素比例因子的確定、活度測(cè)量評(píng)估方法、廢物貨包編碼規(guī)則等，以免后續(xù)補(bǔ)救難度大。

4.2 技術(shù)引進(jìn)和自主創(chuàng)新相結(jié)合

企業(yè)是技術(shù)引進(jìn)的主體，對(duì)國(guó)際上先進(jìn)技術(shù)引進(jìn)應(yīng)統(tǒng)一規(guī)劃，讓科研院所或研究單位與企業(yè)共同研究，研究引進(jìn)技術(shù)和創(chuàng)新成果真正落地。立足高起點(diǎn)、高標(biāo)準(zhǔn)，以引進(jìn)、消化、吸收國(guó)外先進(jìn)技術(shù)，促進(jìn)人才、技術(shù)、裝備水平的迅速提升，使我國(guó)核電廢物處理技術(shù)早日達(dá)到或接近發(fā)達(dá)國(guó)家水平。

摒棄以成套引進(jìn)為主的方式，堅(jiān)持采取以引進(jìn)先進(jìn)技術(shù)為主的方式，加以系統(tǒng)設(shè)計(jì)、集成，形成符合企業(yè)需要的先進(jìn)流程，并承擔(dān)工程總承包。這樣做不僅有利于節(jié)約投資，更有利于消化吸收、創(chuàng)新。應(yīng)制定引進(jìn)規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)，如技術(shù)的先進(jìn)性、成熟性等，有經(jīng)過實(shí)踐檢驗(yàn)的技術(shù)，要確保符合我國(guó)國(guó)情。同時(shí)，要有利于拉動(dòng)技術(shù)進(jìn)步，要確保技術(shù)裝備性能穩(wěn)定、質(zhì)量可靠，能夠保證固化體性能長(zhǎng)期穩(wěn)定，并保證其操作、運(yùn)輸、處置安全。當(dāng)然，這些技術(shù)需經(jīng)批準(zhǔn)同意方可引進(jìn)。

4.3 廢物包裝容器標(biāo)準(zhǔn)化

根據(jù)環(huán)境保護(hù)部、工業(yè)和信息化部、國(guó)家國(guó)防科技工業(yè)局聯(lián)合發(fā)布《放射性廢物分類》[9]公告，核電廠正常運(yùn)行期間產(chǎn)生的廢物都屬于低水平放射性廢物。這些廢物需要長(zhǎng)達(dá)幾百年時(shí)間的有效包容和隔離，可以在具有工程屏障的近地表處置設(shè)施中處置。為了實(shí)現(xiàn)安全處置，包裝容器作為一道屏障，包裝容器的設(shè)計(jì)、加工制造和產(chǎn)品檢驗(yàn)，必須按標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范進(jìn)行，要嚴(yán)格實(shí)行質(zhì)量控制和質(zhì)量保證。

核電廠固體廢物分類較為確定，需要推薦一套標(biāo)準(zhǔn)包裝容器，滿足不同類型廢物處理需要。這種容器應(yīng)該耐久性好，運(yùn)輸操作方便，工作人員受照劑量低，包容廢物效率高，經(jīng)濟(jì)性能良好等等，符合最優(yōu)化原則和ALARA原則[6]。

4.4 推廣廢物最小化實(shí)踐

蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)(APG)廢樹脂清潔解控，輕微污染廢鋼鐵熔煉制作屏蔽材料以實(shí)現(xiàn)廢舊金屬的循環(huán)利用，復(fù)用型通風(fēng)過濾器框架循環(huán)利用等。這些在運(yùn)核電廠良好實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，應(yīng)制定規(guī)范推廣應(yīng)用。

在運(yùn)核電基地和規(guī)劃建設(shè)核電廠，在廢物最小化改進(jìn)計(jì)劃中，要有明確規(guī)定。如建設(shè)廠址廢物處理中心(SRTF)。特別是群堆核電廠采用多臺(tái)機(jī)組公用SRTF，對(duì)放射性固體廢物進(jìn)行集中處理，既整合了資源，提高了利用率，也降低了廢物的處理成本。