大型核设施退役策略及技术进展
核电厂退役机器人的技术研究
核电厂退役机器人的技术研究随着时间的推移，许多核电厂逐渐接近或已经达到了退役的时间。
核电厂的退役对环境和人类健康带来了极大的威胁。
研究如何使用机器人技术来解决这些问题变得越来越重要。
本文将讨论核电厂退役机器人的技术研究。
退役机器人需要能够在核电厂中执行各种任务，包括清理和处理核废料，拆除核反应堆及设备，以及监测和修复核电厂设施。
这些机器人需要具备高度的灵活性和多功能性。
研究人员正在研发可以在不同环境下操作的机器人，包括高温、高辐射和狭小空间。
一些机器人采用了轮式或履带式底盘，以适应不同地形和环境。
其他机器人则具备自主导航和避障功能，可以在复杂的环境中自主操作。
退役机器人需要具备处理核废料的能力。
核废料是核电厂退役过程中最主要的问题之一。
研究人员正在研发各种机器人来清理和处理核废料，包括吸尘器和抓取机器人，用于清理表面上的放射性物质，以及远距离操作机器人，用于处理大型的核废料。
这些机器人需要具备高度的精确性和安全性，以确保核废料能够有效地被处理和处置。
退役机器人需要能够拆除核反应堆及设备。
拆除核反应堆是一个非常危险和复杂的过程，需要机器人具备高度的安全性和可靠性。
研究人员正在研发各种机器人，包括机械臂和切割机器人，用于拆除核反应堆和设备。
这些机器人需要具备高度的造型复制能力和精确的运动控制，以确保核反应堆能够安全地被拆除。
退役机器人需要具备监测和修复核电厂设施的能力。
一些机器人被设计为可以在核电厂设施中进行常规监测和维护工作，包括温度、压力和辐射水平的监测，以及管道和电缆的修复。
这些机器人需要具备高度的感知和控制能力，以确保核电厂设施能够正常运行和维护。
核电厂退役机器人的技术研究对解决核电厂退役过程中的环境和人类健康问题至关重要。
通过开发灵活、多功能、安全和可靠的机器人，可以有效地处理核废料、拆除核反应堆及设备，并监测和修复核电厂设施。
这些机器人将在核电厂退役过程中发挥重要的作用，保护环境和人类健康。
在核燃料后处理厂退役过程中考虑的几个关键问题
——除了退役以外这里还有其他的业务运行，不同的项目（运行和退役工厂）共同使用 主要资源。法国UP2 400后处理厂退役工程就是这种情况，在那里还有两个后处理厂（UP2 800 和UP3）在继续运行。
种类
表 1 历史废物种类和总量 总量
压水堆燃料元件包壳和端头 压水堆燃料元件包壳和端头 泥浆 液态核裂变产物
880吨贮存在水下深坑 740吨（6300桶）贮存在池里 9300m3贮存在深坑里 235m3贮存在罐里
树脂 气冷堆结构废物（Mg，C）
有机溶剂（磷酸三丁酯+正十二烷） 工艺α废物
362m3贮存在罐里 680t贮存在深坑里 540t贮存在罐里 592m3贮存在罐里 2400桶
图 3 现场核测量系统 CARTOGAM 和 ISOCS
—1套用于检测源位置与放射性强度的便携式γ射线实时成像系统（CARTOGAM）； —1套用于定性和定量分析γ发射体的现场计数系统（ISOCS:Insitu Object Counting System）。 与现场测量方法互补的其他技术主要基于破坏性测量，涉及实验室测量，通常用于更深 入的调查。与执行常规分析的装置相比较，这是一个新的领域。
气冷堆乏燃料水下卸料贮存池 S1，S2，S3
HA/FP 裂变产物浓缩 FPS 裂变产物贮罐
去壳
乏燃料机械去壳
HA/DE
气冷堆乏燃料溶解 U，Pu/PF 萃取
HAO 压水堆乏燃料剪切和溶解
MA/U
U/Pu 萃取 U 纯化
硝酸铀酰贮存
STE 2
流出物处理站
MA=中放 U=铀 FP=裂变产物 GCR=气冷堆
我国核设施退役产业该如何发展
我国核设施退役产业该如何发展作者：石磊来源：《能源》 2019年第1期核设施退役是我国核工业短板之一。
国外核设施退役的经验有助于启发我国的核设施退役产业思路。
核设施退役必须有足够的经费保障，并且经费的提供与发生费用的时间相协调。
退役费用的组成很多，其中最主要的为工程费，包括去污费、拆卸费和废物处理处置费，这些费用所占比例有很大不同。
对退役费用有直接影响的因素包括堆型、阶段选址和废物处置方案等，各国甚至各厂的退役费用都有不同。
表1中列出了IAEA对各类核设施退役费用的预估值。
退役经费应该在运行期间就开始积累。
但在过去，许多国家在设施设计、建造、运行的时候，都没有考虑退役，在设施设计寿命终了的时候没有退役经费，也没有经费应对乏燃料和运行废物的处理与处置。
只有等待国家和政府的拨款，这种情况对核设施的退役必然会带来一定的不利影响。
为应对核设施退役所需的高额费用，许多有核国家都建立了自己的政策。
但归结起来，核设施的退役经费基本都将军用核设施退役和民用核设施退役分开考虑。
对于军用核设施，一般由国家或政府拨款，而对于民用核设施，则主要由营运者或业主来负责退役经费。
筹集退役经费最常见的方法有两种，一是预付准备金，钱存放在一个单独的账户以支付退役费用，甚至在工厂开始运行前就运作。
运作的方式可以有多种，但是资金除了用于退役外不能随意提取：二是对外偿债基金（核电征），就是在核电站运行过程中，从来自于消费者的电费中抽取一定比例作为今后的退役费用，收取的费用存放在一个信托基金，不受电力公司控制。
因此在反应堆运行寿期内，会存有足够的资金作为将来支付退役费用。
即便电力公司拖欠款项，基金担保、信用证、或电力公司购买的保险将保证支付退役费用。
对于提取多大比例合适则取决于各个国家对今后退役费用的估算情况。
如美国核电公司按每度收取0.1 -0.2美分作为核电站退役的准备基金，核电公司至少两年一次向NRC报告退役基金情况。
到目前为止，美国已经收集了退役所有核电站所需的预计退役资金250亿（不包括乏燃料处理费用），而且还留有1 00多亿美元作为美国正在运营的100个机组的核责任赔偿金。
反应堆退役技术现状及展望
反应堆退役技术现状及展望在能源的大海中，核能犹如一艘巨轮，载着人类社会前行。
然而，随着时间的流逝，一些老旧的反应堆如同疲惫的船只，需要被妥善地引导至港湾，进行退役和拆解。
这一过程，既是对过往岁月的告别，也是对未来安全与环保的守望。
首先，我们需认识到退役技术的复杂性。
这不仅仅是一项简单的拆除工作，而是一场涉及物理、化学、生物等多学科知识的大考。
它要求我们在确保人员安全的前提下，精确地移除放射性物质，防止其泄露或扩散。
这就像是一位细心的医生，在不伤害病人的情况下，准确地切除病灶。
目前，全球范围内已有多个反应堆完成了退役。
这些案例如同一座座灯塔，照亮了后来者的路。
然而，每个反应堆都有其独特性，因此退役方案也需量身定制。
这就像是为每一位顾客量身定做的衣服，只有最合适的才是最好的。
在退役过程中，新技术的应用如春风拂面，带来了新的希望。
例如，远程操作技术和机器人技术的进步，使得我们可以在安全的距离内完成高风险的任务。
这就像是在战场上使用无人机进行侦查和打击，既有效又安全。
然而，我们也应看到，退役技术的发展并非一帆风顺。
资金投入巨大、技术研发周期长等问题如同拦路虎，阻碍了前进的步伐。
此外，国际标准的缺失也使得各国在执行过程中难以形成合力。
这就像是一场没有规则的比赛，参与者各自为战，难以达到最佳效果。
展望未来，我认为退役技术将朝着更加智能化、绿色化的方向发展。
智能化意味着更多的自动化和远程操作，减少人员的直接接触；绿色化则代表着在退役过程中更加注重环保和资源的循环利用。
这就像是未来的城市，既智能又宜居。
在此过程中，政府的角色不容忽视。
他们应制定明确的政策和标准，引导企业和社会共同参与。
同时，加强国际合作也是关键。
毕竟，核安全是全人类共同的责任和挑战。
最后，我想说，退役技术的研究和应用就像是一场接力赛。
每一位参与者都承载着前人的经验和期望，同时也为后来者铺平道路。
让我们共同努力，为这项充满挑战但又至关重要的工作贡献自己的力量。
放射性废物管理和核设施退役
第一节 放射性废物管理指导思想和原则
二、放射性废物管理基本原则（2/2）
《中华人民共和国放射性污染防治法》对放射性废气、废液和 固体废物的处理与处置，以及监管机制都作了明确规定。国家环 境保护总局是我国放射性废物管理的最高审管机构，它负责制定 放射性废物管理的政策、法规和标准，行使审批许可证和审管职 能。地方环境保护行政主管部门，实施监督检查和监测管理的职 能。
许向大气排放。 （2）废气净化过程产生的二次废物（如废过滤器芯、废活性炭、废滤袋等等）
应该合理可达到尽可能少。 （3）废气净化系统应该防止泄漏。 （4）废气净化系统可能有烟炭、烟油物的积累，应防止燃爆事故的发生。 （5）对滞留衰变贮存系统，应有足够的滞留衰变时间，有足够的贮存容量
（ 衰变贮存罐互为备用）。 （6）对过滤器要定期检测，适时更换，以保证满足过滤效率。当辐射场强度
滞留衰变 其他
高效过滤器
用来捕集气流中细小颗粒灰尘，其过滤效率至少为95 %
高效微粒空气过滤器（绝对过滤器HEPA） 用来捕集废气中超细颗粒灰尘，对于粒径＜0.3μm的颗粒， 除去效率＞99.97 %
碘过滤器(碘吸附器)
通常以1% KI浸渍活性炭为介质，对元素碘除去率可达99.9 %， 对有机碘除去率可达99 %
（LILW-LL）
放废物的限值
3．高放废物（HLW）
释热率高于2kW/m3，且长寿命放射性核素的比 活度高于对短寿命放射性废物的限值
近地表处置(50m) 或地质处置
地质处置 （600-1000m ） 地质处置
第三节 低中放废物的处理
一、废气的净化处理与排放监控（1/5） 1．废气的产生和特性 放射性废气主要来自工艺系统或厂房和实验室的排风系统。 放射性废气中可能含有放射性气体、气溶胶、颗粒物和非
核电厂退役机器人的技术研究
核电厂退役机器人的技术研究随着时间的推移，核电厂的设备和设施会逐渐老化，甚至会出现一些故障或损坏。
在这种情况下，为了确保核电厂的安全和正常运营，退役机器人技术的研发和应用变得尤为重要。
退役机器人是指用于对核电厂设备进行清理、维护和修复等工作的机器人。
由于核电厂环境的特殊性，传统的人工维修和清理方式往往不够高效、安全和精准，而退役机器人能够在核辐射下工作，不仅能够提高工作效率，还能避免人员接触到辐射物质，减少了潜在的安全风险。
退役机器人的技术研究主要涉及几个方面：机器人结构设计、机器人控制系统和机器人传感器等。
机器人结构设计是退役机器人研究中的关键问题。
核电厂设备复杂多样，机器人需要能够适应不同环境和任务需求。
机器人的机械结构必须具备足够的柔韧性和自适应性，能够在狭小空间中进行工作，以及在复杂环境中进行移动和操作。
机器人的结构还需要具备耐辐射、防腐蚀和耐高温等特性，以确保机器人的正常工作和寿命。
机器人控制系统是退役机器人研究的核心技术。
机器人控制系统需要具备高精度、高稳定性和高反应速度。
在核电厂环境下，机器人必须能够准确的执行各种操作，并及时做出反应。
在进行维修和清理工作时，机器人需要能够识别故障和损坏的设备，并进行精确的定位和操作。
机器人控制系统的研究需要涉及到机器人运动规划、路径规划和机器人智能决策等方面的问题。
机器人传感器的研究对于退役机器人的工作效果有着重要的影响。
机器人需要通过传感器获取环境信息，例如辐射水平、温度、压力等数据，以便进行环境感知和任务规划。
在核电厂环境下，机器人的传感器还需要具备辐射抗干扰和高精度等特性。
对于机器人传感器的研究需要涉及到辐射传感技术、温度传感技术和压力传感技术等方面的问题。
退役机器人技术的研究对于核电厂的维护和修复工作来说至关重要。
通过不断地改进和创新，可以提升退役机器人在核电厂工作中的效率和安全性，最终保障核电厂的安全运营。
核设施退役及放射性废物治理科研项目指南
核设施退役及放射性废物治理科研项目指南大家好，今天我们来聊一聊核设施退役及放射性废物治理这个话题。
我们要明确一点，这个话题可不是什么小儿科，而是关系到人类生存环境和健康的大事。
那么，我们该如何在这个领域开展科研项目呢？别着急，我这里给大家提供一份“项目指南”，希望对大家有所帮助。
一、项目背景与意义在过去的几十年里，随着人类对能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源来源得到了广泛应用。
核能的发展也带来了一些问题，其中之一就是核设施的退役问题。
核设施的使用寿命有限，当它们到达预定的寿命后，如何安全、有效地进行退役处理，防止放射性废物对环境和人类健康造成危害，就成为了一个亟待解决的问题。
放射性废物治理是一项技术性很强的工作，涉及到多个学科领域的知识。
通过开展核设施退役及放射性废物治理科研项目，可以提高我国在这方面的技术水平，为保障人民群众的生命安全和环境质量提供有力支持。
二、项目目标与任务1. 目标：建立一套完善的核设施退役及放射性废物治理技术体系，为我国核设施的退役和废物处理提供科学、可行的技术方案。
2. 任务：(1)研究核设施退役的理论和技术方法，包括退役规划、退役实施、退役验收等环节。
(2)研究放射性废物的产生、收集、储存、运输、处理和处置等全过程的管理技术。
(3)开展实际工程项目的技术攻关，积累实践经验。
(4)加强国内外技术交流与合作，引进先进技术和管理经验，提高我国核设施退役及放射性废物治理的技术水平。
(5)培养一批核设施退役及放射性废物治理的专业人才。
三、项目的组织与管理1. 成立专门的项目领导小组，负责项目的总体规划、协调各方资源、监督项目进展等工作。
2. 设立技术研发团队，由具有丰富经验的专家组成，负责项目的具体技术研究和攻关工作。
3. 加强与政府部门、企事业单位、高校和科研机构的合作，形成项目研发的合力。
4. 建立严格的项目管理制度，确保项目的顺利推进。
四、项目的资金保障与政策支持1. 争取国家相关政策和资金支持，为项目的研发提供充足的经费保障。
《放射性废物处理与处置》9退役
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
退役工作的未来
退役是核事业发展的重要一环，是必需 做好的事情。
退役从电费中预付，是有钱的。退役总 费用大约是电站投资的10～20％，占电 力成本的2～5％。
退役即将成为一种产业，退役技术大有 可为。
第九章完
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
贮槽清污 贮槽底部淤泥的去除 排空贮槽的处置 美国浇注水泥浆的就地处置试验 场址清污 场址清污净化到什么水平，取决于退役总目标 土壤的清污 地下水的清污
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
就地玻璃固化
基本原理：把石墨电极插入地下，通过 电流产生高温（1600～2000℃），熔化 周围土壤，电极附近区域形成熔池（图 9-4），最后形成整体结构的玻璃体，把 放射性核素和重金属元素包容其中。
美国已用于整治被农药和重金属污染的 场地。
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
9.4 退役废物管理 废物来源：废气－切割和去污；废液－去污和
冲洗；固废－拆除和固化。 退役废物管理的主要环节： 废物最小化：有很多措施（p206） 废物分类 废物包装 废物出路 临界事故和燃爆事故 非放危险物质
放射性废物处理与处置
目录一
课程安排：48/36学时－8/6周 第一章 放射性废物管理内容和原则 第二章 放射性废物的分类 第三章 放射性废物的产生和废物最小化 第四章 气载和液体低中放废物的处理 第五章 废物的减容处理——焚烧和压实 第六章 低中放废物固化技术 第七章 高放废液的固化与分离
放射性废物处理与处置
第九章 核设施的退役
专用拆除技术：高效切割技术（对金属、塑料、 混凝土构筑物局部）；控制爆破技术（构筑物 整体或局部）；高效压缩（减容）技术等；高 效封闭材料和封闭技术。
日本福岛退役治理和进展
日本福岛退役治理和进展2011年3月11日，日本东部海域发生里氏9级特大地震并引发海啸，致使福岛第一核电厂发生国际核事件和放射事件分级表（INES）最高的“七级事故”，即特大事故，是自1986年切尔诺贝利灾难以来的最严重核电厂事故。
当前，福岛第一核电厂已从事故紧急状态进入稳定状态，厂区安全环境已得到全面改善。
在厂区96%的区域停留时已无需穿戴辐射防护服和面罩。
工作人员数量已从事故发生后的每天约7000人降至每天约4000人。
相关机构正在根据日本政府制定的福岛第一核电厂退役中长期路线图推进退役工作。
1退役治理组织架构为实现退役治理目标，确保现场工作人员和周边公众的安全，日本政府专门设置了包括政府主管部门、企业及研究机构在内的退役治理组织架构，职责分工明确，密切协作，共同推进福岛第一核电厂的退役治理。
这一组织架构（详见图1）主要包括：经济产业省、原子力规制委员会、核损害赔偿和退役促进公司、东电福岛第一核电厂去污和退役工程公司、国际核退役研究所和日本原子能研究开发机构。
经产省是核工业主管部门，主要职能包括核能政策及规划、核设施开发及核燃料循环产业、放射性废物管理等政策的制定和实施。
福岛事故后，经产省大臣官房下设了福岛重建促进小组，负责退役政策包括中长期路线图的制定和退役治理。
图1福岛退役治理组织架构规制委隶属环境省，是福岛事故后于2012年9月在原核监管机构经产省原子能安全保安院基础上组建的独立核监管机构，目的是加强核监管机构独立性，其具体职能包括：核设施及放射性材料的安全及安保监管，核不扩散及保障监管，确保核相关法规及核活动的公开透明等。
核损害赔偿和退役促进公司是2014年8月在原核损害赔偿促进公司的基础上建立的，分为核损害赔偿及退役两大职能部门。
核损害赔偿部门主要职能：（1）为核损害赔偿支付提供相关咨询服务，并对赔偿支付情况进行监督；（2）为需要进行核损害赔偿的核设施经营者提供资金支持，并为其制订相应的“特别业务规划”；（3）接收核设施经营者的捐助，作为核损害赔偿储备金。
我国核设施退役和放射性废物治理现状
类新 建 了许 多 用 于科 研 、 医疗 和 发 电等 用 途 的设
此， 认 识 所 面 临 的 问题 ， 把握 问题 的关 键 ， 才 能 找
出解 决 问题 的应对措 施 。
２ ． １ 取 得 的 积 极 进 展
施， 这 些设 施满 足 了国 防和 国民经 济发展 的需求 ，
但在 核能 工业 及核技 术利 用发 展 的过程 中势必 会
取得的积极进展21法规标准体系日趋完善211国家发布并实施了中华人民共和国放射性污染防治法和放射性废物安全管理条例等一系列法规和条例其中中华人民共和国放射性污染防治法明确了我国放射性废物管理安全监管的基本原则和政策加强了对核设施核技术利用活动铀钍矿和伴生放射性矿开发利用活动的废物管理重点规定了与辐射环境保护和公众照射防护关系最为密切的放射性流出物排放放射性固体废物处置和退役的污染防治原则
作者简介 ： 王尔奇 （ １ ９ ７ ９ 一） ， 男， 山西 介 休 人 ， 硕士 ， 工程师 ， 从 事 核 与 辐 射 安 全 监 管 政 策 研 究 工作 。
第３ 期
王 尔奇 ， 等： 我 国核 设施 退役 和放 射性 废 物治理 现状
１ ５ ９
处理 历史 遗 留放射 性 废物 打下 了 良好 基 础 。 对 核 技术 利用 放 射性废 物 的治 理也 取得 了阶
第３ ２卷 第 ３期 ２ ０ １ ３年 ８月
铀
矿 冶
Ｖｏ １ ． ３ ２Ｍ ＭＩ ＮＩ ＮＧ ＡＮＤ Ｍ ＥＴＡ ＬＬＵＲＧＹ
我 国核 设 施 退役 和 放射 性 废 物治 理 现 状
王 尔奇 ， 张 天祝 ， 徐广震 ， 曹 健
（ 环 境 保 护 部 核 与 辐 射 安 全 中心 ， 北京 １ ０ ０ ０ ８ ２ ）
国外核设施地下管道退役的经验教训
第26卷第4期(总第154期)辐射防护通讯2006年8月Ó进展与评述Ó国外核设施地下管道退役的经验教训Experience and Lessons of Decommissioning of Underground Piping atForeign Nuclear Facili ty刘志辉王旭东安凯媛(中国辐射防护研究院,太原,030006) Liu Zhihui Wang Xudong An Kaiyuan(China Institute for Radia tion Protection,Taiyuan,030006)摘要介绍了国外核设施地下管道退役中存在的问题、管道出路的决策过程、特性调查及调查方法、测量仪器的选择,以及管道的去污、就地处置或拆除等方面的经验与教训,以期对我国的退役实践有所帮助。
关键词:核设施地下管道退役经验教训中图分类号:TL944文献标识码:A文章编号:1004-6356(2006)04-0014-05Abstract This paper mainly addresses issues with re gard to decommissioning of underground piping,decision making,characterization,survey,decontamination,and treatment and disposal,in the hope of providing some information data for decommissioning of nuclear facilities in our country.Key words:Nuclear facility Underground piping Decommissioning Experience and lessons1前言我国核工业运行至今,有一批核设施已相继进入或即将进入退役阶段,但在退役或退役计划中,对于地下管道的退役还未引起足够重视。
对我国军工核设施退役及放射性废物治理专项工作的思考与建议实践思考
对我国军工核设施退役及放射性废物治理专项工作的思考与建议实践思考发布时间：2022-10-11T07:03:30.997Z 来源：《中国科技信息》2022年6月11期作者：施虎林[导读] 我国从上世纪起就十分重视军工核设施退役和放射性废物治理工作工作，并制定了相应的专项计划，施虎林中核四川环保工程有限责任公司四川广元 628000摘要：我国从上世纪起就十分重视军工核设施退役和放射性废物治理工作工作，并制定了相应的专项计划，并在近年来取得了一定的成果。
然而随着时代的发展，在军工核设施退役中，逐渐凸显出基础设施严重老化的问题，对环境造成了较大的威胁。
因此需要加强对经验与教训的总结，优化我国军工核设施退役及放射性废物治理专项工作，提升对环境安全的保障。
本文主要对专项工作进展过程中存在的问题进行分析，并提出对应的解决办法。
关键词：军工设施退役；放射性废物治理；思考与建议在军工生产中，通常需要采用大量的核设施，因此难以避免产生一些放射性废物，为了降低对环境造成的影响维护环境安全，保障我国军工产业的长远发展，需要加强对军工核设施退役及放射性废物的治理，近年来我国在专项治理工作中已经取得了相当大的成就，并且基本确定了军工核设施退役和放射性废物处理的方案。
然而近年来废水贮存设施和军工核设施存在超出使用年限和设备老化的问题，相应的核安全问题逐渐凸显出来，需要政府相关部门提高对专项治理工作的重视。
一、我国军工设施退役及放射性废物治理专项工作中存在的问题（一）管理模式不符合时代发展需求我国在上世纪80年代末90年代初就已经确定了专项工作治理计划，因此在长期以来的军工设施退役及放射性废物治理工作中，始终采取计划经济年代确立的基本模式。
在当前的经济体制下这种治理模式能够适用于一般基本建设项目，但是由于与基本建设项目相比，专项工程具有从有到无的特点，二者之间具备完全不同的性质，因此原本的基建模式并不能适用于当下专项工作的展开[1]。
核设施的退役
一、辐射安全
退役必须保护工作人员免受电离辐射的危害。退役是使关闭的 核设施达到无限制的开放或使用，不给公众和环境带来危害， 这是必须安排的活动，所以实践是正当的。退役除了使操作人 员剂量低于法定的限值之外，还应该采取优化措施，把受照剂 量降低到尽可能低的水平。退役活动要重视外照射，但更应该 重视气溶胶引起的内照射。
核设施退役
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二、拆卸
退役拆卸对象包括设备、管道、贮槽、厂房。 拆卸前要设计好气流、物流和人流的合理走向， 防止气溶胶的扩散污染。拆卸时可能要扩大或 新开出入口，以方便运进器具和运出拆卸下来 的物件。要选好搬运路线和选好包装容器，防 止扩大污染和多受辐照剂量。先用计算机模拟， 可以帮助作出合理的设计，帮助选用适当的工 具和培训操作人员。拆卸活动的所有数据，都 应该收集和贮存在计算机中，作为档案资料保 存。
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为了达到辐射安全的目的，需要注意： 1、做多个方案的比较，对受照剂量和费用两者间的平衡作最 佳选择； 2、评估人工操作去污和拆除的剂量，设立临时屏障和气帐的 代价和利益，采用遥控操作，操作过程受照剂量减少了，但遥 控操作设备的安装和维修，以及物料的回收，要增加受照剂量。
核设施退役
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核设施退役
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第二节 源项调查和监控测量
监测对象：相关设备，构筑物，废物/物料，场址的水，空气， 土壤，动植物，也包括人体。
核设施退役
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一、源项调查 1、源项调查的目的 源项调查为确定退役政策、制定退役方案和计划、优选退役技 术、预估退役费用和受照剂量，以及确定废物处理、处置方案， 编写可研报告、安全分析报告和环境影响评估报告等提供依据， 源项调查要求：
核设施退役
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核技术利用项目退役环境影响评价若干问题探讨
核技术利用项目退役环境影响评价若干问题探讨摘要：本文主要针对核技术利用项目退役环境影响评价内容和意义进行了详细的分析，并结合项目退役环境影响评价中所存在的具体问题，提出一系列可行性强的优化措施，以便相关单位参考借鉴。
关键词：核技术利用；项目退役环境；影响评价；分析探讨随着我国核技术利用效率的不断提升，退役环境影响评价工作也得到了有关部门的高度重视，因为做好该项工作不仅可以促进核技术利用单位的辐射安全监管水平，而且还能为核技术应用范围的不断扩大奠定良好的基础。
但是在实际项目退役环境影响评价过程中，却存有很多不完善的地方，严重影响了核技术的有效开发和利用，因此，当务之急，就是要采取有效措施来完善核技术利用项目退役环境影响评价工作，这样才能达到最终的发展目标。
1.评价内容和评价意义通常，在核技术利用项目实施退役之前，相关使用单位都会对核技术利用进行全面的退役环境影响评价。
评价内容一般要按照国家环境保护部所颁发的相关安全防护管理条例来进行，不仅要对核技术利用项目的基本情况进行详细的介绍，而且还要妥善处理项目中所涉及的各种放射源，并详细编制核技术利用项目退役环境影响评价文件，文件内容必须包括：退役环境的影响分析、质量管理现状、辐射安全监测情况、退役实施方案及管理措施、预计产生废物量的盘查及处理措施等内容。
这样才能对项目退役过程以及退役后的环境和对人员的影响等进行准确的分析，进而将那些潜在的事故危害有效预测出来，帮助使用单位制定出科学合理的解决措施，以便进一步实现核技术的再开发和利用，为我国国防事业的不断发展打下扎实的基础。
2.评价问题及相关优化策略2.1源项调查不严谨在核技术利用项目退役环境影响评价工作中，源项调查是不可缺少的重要环节内容，其最终的目的是为了了解源项数量，以便为退役计划和方案的制定，提供准确、可靠的参考依据。
但是对于一些特殊的项目退役，如非密封放射性物质，其在实施退役环境影响评价时，除了要了放射源数目外，还要对与退役项目相关的其它放射性物质以及退役场所的污染分布情况等进行详细的调查分析。
我国核设施退役治理管理政策制度优化研究
我 国核 设 施 退役 治 理 管 理 政 策 制 度 优 化 研 究
张 明 白云 生
１ ０ ０ ０ ４ ８ ） （ 中 国核 科 技 信 息 与 经 济 研 究 院 ，北 京
【 摘要 】 汶 川 地 震 后 ， 中央 财 政 加 大 了 对 军 工核 设施 退 役 治 理 专 项 的 投 资 力 度 ，政 府 管 理 部 门 对 该 专 项 关 注 度 很 高 ， 实施 单 位 也 对 专项 推 进 付 出很 大 努 力 ，但 进 展 依 然 缓 慢 。基 于此 现 状 ，从 制度 及 政 策 角 度 出发 ，本 文 分 析 了 制 约 专 项 推 进 的 因素 。并 提 出一 系 列 具体 的 制 度优 化 及 政 策 创 新 的 建 议 。
役期 间生产 产 品 的军工 核设 施 产权 明确 ，属 于 国防 资 产 ，产权 归属 国 家所 有 。但 自军 工 核设 施 停 止服 役 开
始 ，该 设 施 产 权 归 属 问 题 尚无 明 确 规 定 。 迄 今 为 止 ，停 止 服 役 的 军 工 核设 施 产 权 尚不 清 晰 ，退 役 治 理 责 任 主 体 也无 明 确 规 定 。产 权 不 清 晰 、责 任 主 体 不 明 确 是 退 役 治
灾后汶川时期 ，虽军工核设施退役 治理资 金供给充 足 ，但 由于多种 因素影响而导致军 工核 设施退役 治理工 作进展缓慢 。经实践研究发现 ，做好军 工核设施退 役治 理制度优化及政策创新是提 升退役 治理工作 动力 ，加快
退 役 治 理 行 业 发 展 的关 键 。
而这些 申报内容有相 当部分是相 同的。由于各政府 管理 部门都要进行独 立审查 ，而如 有一 方提 出颠覆 性意 见 ，
故 隐 患 。确 保 地 方 安 全 。
虚拟现实技术在核设施退役中的应用
： 塑
工 业 技 术
Ｓｃ ｉ ｅｎ ｃｅ ａ ｎｄ Ｔｅｃ ｈｎ ｏｌ ｏｇ ｙ Ｉ ｎ ｎｏ ｖａ ｔ ｉ ｏｎ Ｈｅ ｒ ａｌ ｄ
虚拟现实技 在核设施退役中的应用
谢小龙 胡 国辉 （ 中国核 电工程有限公司 北京 摘 １ ０ ０ ８ ４ ０ ）
要： 法固Ｃ Ｅ Ａ（ 法固原子能委 员 会） 退役事 业部开展 了 一 项Ｒ ＆ Ｄ 研 究开发项 目 ， 专门为 退役项目 提供先进的虚拟现 实设计手段 。 为 虚 拟现 实技 术 已经得 率 的 三维 空 间分布 由专用 的 放 射性 仿 真软件 定 量确 定碰 撞 干 涉点 以确 定 操作 路径 。 并 在
到 了广 泛 的 认可并且 被 大 量 的运 用 。 对 于核 计 算 得 到 。 将设 施 的三 维模 型和 退役 机具 的 此 基础 上 规划 并 优 化拆 除 路 径、 维 修 路径 ，
帝有沉浸感， 力感及 声效功能的虚拟现 实实验室。 多 种虚拟现 实软硬件的集成和应 用， 使用户 与由计算机仿真 的 虚拟场景进行交互式的人一 机操 作。 该文 简 要 介绍斌实验室的虚拟 现实系统平 台构成 ， 以及借助虚拟现实技术优化Ａ Ｐ Ｍ —— 马 库 尔乏燃料后处理中试厂４ １ ４ 热室的退役操作方 案。 希 望对我 固板设施退役及废物管理发挥 参考和借鉴作用。
近年 来 ， 国外 发 达 国家 核燃 料 循 环应 用 研 发 能够 “ 试验” 更 多不同的退 役 方案 ， 此 外还 可 计 阶 段 ， 越 早发 现 和 暴 露 问 题 ， 越 能 够 简化
中心 （ 如法国Ｃ Ｅ Ａ、 德 国 Ｋａ ｒ ｌ ｎ 、 美 国 用于 培训 操作人 员。 Ｈａ ｎ ｆ ｏ ｒ ｄ 、 英 国Ｂ ＮＦ Ｌ 等） 不 断开展 了大 量 的 １ ． ２ 虚 拟现 实 技术 的实现 方 式 先进 退役应 用研 究 工作 ， 无论 是 从 退役 方案
中国先进核电退役去污标准体系浅析
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2020, 8(3), 143-152Published Online July 2020 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2020.83017Analysis on the Standard Systemof China’s Advanced NuclearPower Plant Decommissioningand DecontaminationZhonglin Geng, Bingxi He, Nengbin Liao, Li Ren, Hongxiang FangSPIC Yuanda Environmental-Protection Engineering Co., Ltd., ChongqingReceived: Jul. 1st, 2020; accepted: Jul. 13th, 2020; published: Jul. 20th, 2020AbstractBased on the investigation and analysis of decommissioning decontamination standards at home and abroad, starting from the implementation of decommissioning decontamination and grasping the key elements of decontamination activities, this paper puts forward the framework of decom-missioning decontamination standard system for PWR nuclear power plants, and makes a match-ing analysis of the existing standards in China.KeywordsNuclear Power Plant, Decommissioning and Decontamination, Standard System中国先进核电退役去污标准体系浅析耿忠林，何炳希，廖能斌，任力，方洪祥国家电投集团远达环保工程有限公司，重庆收稿日期：2020年7月1日；录用日期：2020年7月13日；发布日期：2020年7月20日摘要本文通过对国内外退役去污标准调研分析，从退役去污实施出发，把握去污活动关键要素，提出了压水堆核电站退役去污标准体系框架，并对我国现有标准进行了匹配分析。
法国核退役
１前言由于核工业中的一大批早期核设施已陆续完成历史使命，已经或将要进入退役阶段，而且随着时间的推移和新的核设施的建造，还将有更多的核设施进入退役，因而核设施的退役工作变得越来越重要。
目前，整个国际社会都在关注反应堆和其它核设施的退役问题。
法国是一个核技术发达的国家，在核设施退役方面做了许多研究和开发工作，积累了丰富的经验，并使一些待退役的核设施（包括反应堆和其它核燃料循环设施）分别进入了二级或三级退役状态。
本文主要依据本人在法国的学习内容，并参考有关资料，对法国有关核设施退役的政策、法规、退役经验与方法，以及废物处理与处置做一全面介绍。
最后，作为一个实例，简要介绍Ｇ１石墨气冷生产堆的退役情况。
２核设施退役概况在法语中，没有与“ 退役”” 相对应的词，通常是用“D é lassement”（降级）和“D é man t è lement”（拆除）来表示，其含义分别为：降级：表示为消除或减少核危害，并使核设施从ＩＮＢ（基本核设施）或ＩＣＰＥ（环保类核设施）表中删除，使核设施最终停闭的管理和操作工作的总称。
拆除：表示用不同方法将核设施全部或部分加以拆除。
２ . １退役政策核设施的退役是一项长期工作，涉及的因素较多，特别是对反应堆来说，其堆芯的拆除可能是几十年后的事。
但有一点是肯定的，即核设施的退役至少应保持与其最终停闭前同样的安全水平，以保护环境和人类。
从政策方面来说，法国目前还没有针对退役的专用法规，而是将其视为现行法规的一个特例来对待。
对于退役计划的安排和拆除技术的选择也没有任何限制或特殊要求，仅将其视为业主的责任。
核安全当局所关心的只是对所选择的退役计划和拆除技术的确认，而不管其选择了什么样的技术。
虽然法国在退役技术的研究和开发方面做了大量工作，但核设施的拆除工作还没有成为一项常规性工作。
各类核设施的差别，其外形、放射性性质和水平等仍然是影响退役策略选择的重要因素。
核设施退役项目全面风险管理探索
核设施退役是一项涉及土建、机械、电气、化学、辐射防 护、安全管理以及放射性废物管理等众多学科领域，投资大、 周期长、接口部门多的综合性工程项目。
与其它一般工程项 目不同的是,核设施退役项0不仅面临工业安全风险，还面 临辐射安全风险。
如何对核设施退役中的风险进行全面识 别、分析，提出有效的处理和应对措施，化被动为主动，进行 系统全面的风险管理，避免出现不利后果，确保项目安全顺 利的实施，是核设施退役中值得重视的问题。
核设施退役项 目风险管理的目的是使积极因素导致的正面效果最大化，而 使消极因素导致的负面效果最小化。
它是一项长期的过程， 应从退役规划阶段开始，通过识别、分析、处理和跟踪所有潜 在风险，并在退役项目执行过程中根据实际情况不断更新风 险管理的内容，为退役项目管理提供支撑。
一、核设施退役风险管理方法(一）风险管理的一般流程。
一般认为，风险是由于从事 某项特定活动过程中存在的不确定性而产生的经济或财务 的损失，自然破坏或损伤的可能性。
这种不确定性可以是正 面积极的，也可能是负面消极的。
风险具有普遍性和不确定 性两个主要特征[1]。
风险管理是识别、确定和度量风险，选择、制定和实施应 对方案的过程。
实施风险管理的目的是通过系统的方法来 控制所有风险，从而使将积极因素所产生的正面作用最大化 并使消极因素产生的负面作用最小化!2]。
风险管理包括风 险评价和风险处理两个主要任务，其中风险评价由风险识 别、风险分析和风险评估三个主要步骤组成。
风险管理是一 个迭代的过程，一般流程如图1所示。
(二）核设施退役项目风险管理的特点。
核设施退役项 目与其他工程项目相比有自身特点。
核设施退役项目通常 以编制初步退役计划（丨n i t i a l Decommissioning Plan , IDP )为起 点，到核设施停止运行，再到最终退役计划（Final Decommis sioning Plan , T O P ) 的批准 ，然 后实 施去污 、拆解 及清理 任务，Industrial & Science Tribune 直到退役竣工为止。
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大型核设施退役策略及技术进展□杨美健黄金海鲍芳赵华松【内容摘要】核设施的种类繁多，不同核设施的规模、厂址环境和运行状况都存在很大的差异。
根据其规模和复杂程度，各类核设施退役的难度和复杂程度有很大不同，设施的厂址条件、运行情况、污染情况及放射性核素存量的差异，都会影响核设施退役策略的选择。
因此，大型核设施退役策略的选择是开展退役工作的重点和难点。
本文主要结合国内外大型核设施的退役经验，对大型核设施的退役策略及技术进展情况进行介绍。
【关键词】核设施;退役策略;核电厂【作者简介】杨美健(1985．1 )，男，河北唐山人;中国核电工程有限公司高级工程师;研究方向:核设施退役黄金海，中国核电工程有限公司助理工程师;研究方向:核设施退役鲍芳，中国核电工程有限公司副所长;研究方向:核设施退役赵华松，中国核电工程有限公司、北京核化工研究设计院副院长;研究方向:核设施退役一、概述核设施退役是为解除一座核设施的部分或全部监管控制所采取的行政和技术活动。
退役的最终目标是无限制地开放或利用厂址［1］。
核设施的种类繁多，不同核设施的规模、厂址环境、运行状况都有很大的差异。
一些核设施的规模较小，功能较为简单，如核技术利用的辐射设施;一些核设施的规模较大，系统功能较为复杂，如核电厂、后处理厂等。
根据其规模和复杂程度，各类设施退役的难度和复杂程度有很大不同，设施的厂址条件、运行情况、污染情况及放射性核素的存量差异，对核设施退役策略的选择、退役项目实施的投资以及施工的周期都有较大的影响。
本文主要结合国内外核设施退役的发展情况，对核电厂退役策略的情况进行介绍。
二、退役策略早期，IAEA 将核设施退役策略分为三种，即立即拆除(Immediate Dismantling )，延迟拆除(Deferred Dismantling )和就地埋葬(Entombment )。
(一)立即拆除。
立即拆除是将被放射性污染的设备、结构和设施的污染部分移除或者去污至允许设施开放用于无限制使用或者由监管机构进行有限制使用水平的策略。
在这种情况下，退役执行活动在运行停止后的短时间内就开始进行。
这个策略隐含退役活动应该立即完成，包括将设施中的所有放射性材料移除至另一个新的或者已经存在的有资质的设施中进行长期贮存或者处置。
(二)延迟拆除。
延迟拆除的主要原因是由于资金、技术等准备工作尚未就绪，对设施中被放射性污染的部分进行处理或者放置一段时间，直到可以进行后续的去污和/或拆除等操作，从而最终达到允许设施开放用于无限制使用或者由监管机构进行有限制使用的策略。
(三)就地埋葬。
就地埋葬策略是将放射性物质长期安全包容在场址中，从本质上讲，相当于进行浅地表处置。
但随着核设施退役领域越来越多研究的开展和经验的积累，退役技术的不断发展以及各国对环境标准、要求的不断提高，IAEA 推荐的退役策略也由上述三种策略变更为两种退役策略，即立即拆除和延迟拆除［2］。
对核设施退役策略，不同国家针对不同设施所选择的策略各有不同。
核设施退役策略的选择受政治、社会、地理、技术、经济等多方面因素的影响。
有些国家的退役经费是决定因素;有些国家尚没有处置退役所产生的各种废物的法规标准;有些国家是尚没有废物处置场地。
因此，核设施退役的策略应因地制宜，因时制宜。
三、核电厂退役核电厂是应用较为成熟的大型商用核设施，也是退役工程开展较早的一类大型核设施。
根据各国对核设施的管理政策以及设施情况的不同，不同核电厂所采取的退役策略也各不相同。
以下将以核电厂为对象，介绍国内外关于核电厂退役策略选择的经验。
(一)美国核电厂退役策略。
美国有较多的核电厂退役案例。
对于美国早期的军工核设施，鉴于高昂的退役废物处置费，一般采取的策略为将设施置于稳定可知的状态，实施较为经济的监控，并适时进行退役工作。
图1因采取延迟拆除策略而处于封闭状态的反应堆［3］·33·表1美国部分关闭的核电厂退役策略核电厂址核电站反应堆堆型关闭时间退役策略CarolinaVallectos Humboldt Bay 3Ｒancho Seco CVTＲBWＲPWＲPHWＲ1963197619891967封闭延迟拆除延迟拆除Michigen Fermi 1FBＲ1972封闭延迟拆除Big Ｒock Point BWＲ1997立即拆除PennsylvaniaPeach Bottom HTGＲ1974TMI 2PWＲ1979封闭延迟拆除New YorkPathfinder Indian Point 1Trojan Yankee BWＲPWＲ1967197219921991延迟拆除封闭延迟拆除立即拆除Texas Wisconsin California Colorado Dresden 1La Crosse Shoreham Fort St．Vrain BWＲHTGＲ1978198719891989封闭延迟拆除立即拆除South CarolinaSan Onofre 1PWＲ1992封闭延迟拆除核电站作为商用设施，与军用核设施相比，其在退役策略的选择上具有较大的差异。
从表1中可以看出，美国核电厂退役策略的选择因所在厂址、反应堆的堆型、关闭时间等的不同而存在较大差异。
如厂址同样是在New York 的Indi-an Point 1和Trojan 、Yankee 核电厂，同样的堆型，选择的策略却不同，这与核电厂的运行情况、废物处理和处置手段的完备情况、不同时期退役的经费等因素都有关。
另外，从表1中也可以看出，早期关闭的核电厂退役策略以延迟拆除为主，而20世纪80年代之后，核电厂退役策略多选择立即拆除。
这主要是由于影响设施退役的主要决定因素包括退役废物的处置费用，且处置费用不断上涨，增加了设施退役的成本。
因此，后期核电站关闭后会实行立即去污拆除，退役多采取立即拆除的策略。
(二)法国核电厂退役策略。
多年来，法国在核设施退役领域进行了较为全面的研究和开发工作，在核设施退役策略的确定方面也有较为系统的论证。
针对不同的核电厂，法国的运营商通过不同方案的比较后，最终确定每座核电厂的退役策略和退役方案［4］。
表2法国已关闭的核电厂核电厂堆型关闭时间退役策略Brennilis HWＲ1985立即拆除Bugey 1GCＲ1992立即拆除Saint －LaurentGCＲ1994立即拆除Chooz PWＲ1991立即拆除Chinon GCＲ1990立即拆除SuperphinixFBＲ1996立即拆除早期法国对核电厂的退役策略为先经过几十年的封存，然后有计划地完成反应堆的退役拆除工作。
这个策略的制定主要是从退役过程人员防护以及废物的处理处置方面考虑，虽然可以采用直接拆除的策略，且技术手段及废物处置均可满足退役策略的要求，但是延缓拆除可以使设施残存的放射性降低，从而减少人员的受照剂量。
在延迟拆除过程中，技术的进步也可以大大改进拆除方案，以节省退役工程的投资。
2001年法国则改变了原有的退役策略，将封固延迟拆除的策略改变为立即拆除策略，这主要是因为法国相关法规要求的更新。
(三)其他国家核电厂退役策略。
除美国、法国外，其他主要核电利用国家的退役策略也都根据本国实际情况及核电厂的情况制定有针对性的策略。
英国在对核电厂退役策略的选择上倾向于立即拆除和延期拆除的结合，主要是由于英国缺乏放射性废物的处置设施，核电厂退役产生的大量放射性废物不能及时处置。
英国已于2011年完成了一台核电机组的退役工作，其他核电厂的退役工作还在开展中［5］。
加拿大和意大利也由于同样的原因，选择延迟拆除的退役策略。
德国的核电站退役采取立即拆除和延迟拆除两种策略，立即拆除为首选方案。
目前正在开展的退役项目包括19个核电厂和原型堆。
瑞典也是较早启动核电厂退役的国家，瑞典对核电厂退役的策略倾向于立即拆除，一方面是由于瑞典不再利用核能，另一方面主要考虑延迟退役可能会丧失对设施及运行情况的了解，从而影响退役工作的开展［6］。
四、结语根据国外核电厂退役情况，对不同国家的退役策略进行了分析，可以看出核设施退役是一项复杂的系统工程，退役策略的选择关系到政治、社会、环境，同时也受政策、技术和配套设施的影响。
因此，核设施退役策略的选择应该结合上述影响因素因地制宜，因时制宜。
随着技术水平的提高，核设施退役的观念也在不断地变化，对厂址的最终环境状态也提出了越来越高的要求。
随着退役技术的发展和相关经验的积累，核设施退役领域的法律法规也趋于完善，这要求核设施退役的策略也从较为粗犷型的策略，朝着精细化、规范化的方向发展。
目前，我国核设施退役工作尚处于起步阶段，与美国、法·43·HLW 玻璃固化体组成及放射性核素分析研究进展□束玉珍【内容摘要】高放废物(HLW )玻璃固化体化学组成及放射性核素分析对其质量控制和产品稳定性判断具有重要参考依据，本文对国外HLW 玻璃固化体离线及在线分析进行了简述，以期为我国玻璃固化体的分析提供参考。
【关键词】高放废物;玻璃固化;放射性;核素分析【作者单位】束玉珍，中国原子能科学研究院高放废物(HLW )玻璃固化技术有着近60年的研究与应用历史，是目前世界上唯一实现工程化应用的高放废物处理方法。
为了评价玻璃固化体产品长期地质处置的稳定性与安全性，需要分析其化学及放射性核素的组成与含量，由于玻璃固化体出炉后不再进行质量调整，因此进炉前组分分析及控制也尤为重要。
本文对国外HLW 玻璃固化体离线及在线分析进行了简述，以期为我国玻璃固化体的分析提供参考。
一、离线分析方法应用于热室中高放玻璃固化体元素分析较为成熟的离线方法有电感耦合等离子体原子发射光谱(ICP －AES )、电感耦合等离子体质谱(ICP －MS )和X 射线荧光光谱(XＲF )，其中ICP －AES 和ICP －MS 一次性可分析玻璃固化体中绝大多数元素，为破坏性分析方法，需要提前将玻璃试样粉碎碾磨、消化溶解后再进行测定。
XＲF 为非破坏性分析，不需要溶解试样，可大大缩短分析时间，也是目前潜在的最准确的分析技术之一，但由于多种组分基体效应的存在，根据谱线强度对元素组分进行定量存在困难，且对Li 、B 、F 、Na 等轻质元素分析难度较大。
此外，高放射性玻璃固化体会产生很大的本底计数率，因此该方法目前难以应用于高放玻璃固化体的分析，但在低放玻璃固化体的分析中具有较好的应用前景，其分析精密度都优于1%，且分析过程更加简单、快捷。
目前应用于热室中高放玻璃固化体放射性核素分析的方法主要有直接计数法(包括α、β、γ计数法)和ICP －MS 法。
由于放射性核素种类过多，为了简化分析，美国DWPF的产品玻璃仅分析锕系元素和裂片产物(酸消解后用ICP －MS 测定)及总放射性核素浓度(碱消解后计数法测定)，在玻璃产品控制程序(GPCP )中要求分析的核素不再进行测量，而是根据高放废液中放射性核素的分析结果与废物稀释因子推算出各个放射性核素的含量。