CN109887634A - 一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开一种用于核电厂放射性可燃废物的管理办法，目的是解决现有放射性可燃废物处理工艺废物量大的问题，包括放射性固体废物的分拣、压缩打包、装箱、测量、装车、外运、焚烧处理、处置的步骤，能够顺利实现放射性可燃废物的焚烧处理处置，并指导和规范相关可燃废物外运焚烧处理及处置的操作。通过该方法的操作，可改善地球环境、缓解核电厂废物暂存场和废物处置的压力、节约核电厂废物处理成本、缓解核电厂废物总量指标压力等效益，解决核电机组目前在废物处理处置方面的困难。

Description

一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法

技术领域

本发明属于放射性废物处理处置技术领域，具体涉及一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法。

背景技术

核电机组根据放射性固体废物的来源、种类及性质，采用传统的处理手段对废物进行处理：对浓缩液、废树脂和废过滤器芯，采取桶内水泥固化处理；对可压缩技术废物(85％为可燃废物)采取预压、超压及水泥固定处理；对不可压缩技术废物，采用直接装桶封装处理。上述传统处理技术在国内核电领域应用广泛，但对于可燃废物的减容效果并不明显，不能有效缓解核电废物的暂存压力。而在国外核电领域及放射性废物处理中的焚烧技术因其减容效果明显、可处理废物类型广等优点，已应用广泛。

焚烧是一种高温热处理技术，利用有机物的可燃性在高温下和氧气发生反应，完全破坏有机物，将其变成氧化物。焚烧破坏了废物的可燃成分，产物是 CO2、水和其他它成分组成的氧化物，如磷、硫和金属氧化物。因为废物的主要成分是有机物，其焚烧产物为CO2和水，最终排放到环境大气中，而占少数的无机物和金属氧化物构成了固体产物——焚烧灰，因此焚烧可以实现大幅减容，减容比主要与废物的组成有关。一般情况下，焚烧灰在焚烧过程不添加任何添加剂的情况下，相对于原始废物的减容比可达30以上，对于某些有机物含量很高的废物，减容比可达100以上。

核电机组每年产生大量的放射性固体废物量，其中85％的技术废物为低放可燃废物。由于工艺废物采用水泥固化工艺，增容达到3倍及以上，焚烧减容优势非常明显。

通过将核电厂的放射性固体废物按照一定的方法进行分拣，将可燃废物和不可燃废物进行分类，并对可燃废物进行压缩、打包，装入2m³的钢箱中，装车、运输至外基地进行焚烧处理与最终处置。

如果核电厂都将放射性可燃废物外运至外基地进行焚烧处理及处置，可改善地球环境、缓解废物暂存场和废物处置的压力、节约处理成本、缓解废物总量指标压力等效益，解决我国核电机组目前在废物处理处置方面的困难。

发明内容

本发明的目的是提供一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，解决现有放射性可燃废物处理工艺废物量大的问题，还要解决核电机组目前在废物处理处置方面的困难的技术问题。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：

一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1、分拣：将核电厂日常和大修期间产生的技术废物收集后，在QS厂房进行暂存，然后按照完全可燃废物、部分可燃废物、金属废物和不可燃非金属废物进行分拣、分类收集，对部分可燃废物进行解体，并将不可燃部件分离出来，分类收集；

S2、压缩打包及称重：将步骤S1分拣出来的可燃废物，放入打包机的进料口，进入料仓，打包机对倒入料仓的废物进行打包，打包结束后，穿丝机穿丝，对打好的废物包进行捆扎，最终形成捆扎好的废物包，对废物包进行称重，并将重量数据进行记录；

S3、装箱：将步骤S2称重后的废物包装入2m³钢箱中，装填满后，对钢箱进行封盖，最后计算和记录每个2m³钢箱中废物的重量；

S4、放射性活度测量：对装填好后的钢箱进行放射性活度检测，并对测量结果进行记录，形成放射性废物台账；

S5、备案：将形成的放射性废物台账和运输应急预案上报相关环保部门；

S6、装车：将步骤S4测量好的钢箱装入I型钢箱中，然后将I型钢箱吊装至废物运输车上，并固定好；

S7、外表面污染检测：委托第三方有资质的辐射测量单位对I型钢箱进行外表面污染检测，包括外表面辐射水平和外表面1m出辐射水平，并形成测量报告；

S8、办理运输手续：将辐射测量报告、运输公司资质证明材料和运输人员资质证明材料文件上报县级公安部门，办理放射性物品道路运输许可证；

S9、运输：随身携带放射性物品道路运输许可证，将装满I型钢箱的废物运输车辆运输至外单位所在基地；

S10、焚烧处理：将步骤S9外运至外单位所在基地的放射性可燃废物进行分拣、破碎和打包，将废物进行比例搭配，以保证废物中塑料和橡胶的混入比例≤30％，然后投入焚烧设施内，进行焚烧处理；

S11、焚烧灰处理：将焚烧后的焚烧灰进行水泥固化处理，形成废物货包；

S12、处置：将焚烧灰水泥固化形成的废物货包送至处置场进行处置。

进一步优选地，所述步骤S4放射性活度测量包括放射性固体废物等级粗分过程检测，整备包装体的无损检测以及运输前的包装容器的外表面检测。

进一步地，所述放射性固体废物等级粗分过程检测属于废物预处理过程内容，使用可以定性定量检测分析的谱仪系统，利用谱仪测量的核素类型和比活度大小数值与便携式剂量仪表的能量响应和净计数率大小建立对应关系，最终确定出不同污染等级下便携式剂量仪表的判断限值，实现相同材质，相同污染等级废物的统一收集管理。

进一步地，所述整备包装体的无损检测为整备后的放射性固体废物包装体需要进行进一步的检测分析，获取放射性固体废物相应的核素及其比活度信息，具体包括γ类核素测量分析、β类放射性核素的测量和α类核素的测量。

进一步地，在所述γ类核素测量分析前首先建立与核电站放射性固体废物污染γ核素相一致的核素库，之后通过能谱分析法对放射性固体废物中的γ类核素测量分析，使用高纯锗谱仪基于SGS分段扫描技术对废物进行测量，测量完毕后通过式(1)对单一γ核素活度计算；

A＝(N净)/(ε×η×w) (1)

A——单一核素放射性比活度,Bq/kg；

N净——特征能量峰净计数率，CPS；

ε——特征能量峰分支比大小；

η——特征能量峰的探测效率；

W——废物净重，kg。

进一步地，所述β类放射性核素的测量包括对于Sr-90的测量和对其他长寿命放射性β元素的测量，

其中，通过式(2)计算Sr-90的含量

A_Sr-90：为Sr-90的平均活度；

A_Co-60：为Co-60的平均活度；

通过核素指示法对其他长寿命放射性β元素的测量，所述核素指示法使用的指示剂是Co-60或Cs-137，活度转换如公式3所示；

A_Emitter＝R_atio·A_Tracer (3)；

进一步地，所述α类核素的测量通过中子无损检测装置进行测量，采用氦 -3管为探测器测量钚偶合同位素在自发裂变中发射的裂变中子建立总计数率与有效240Pu质量之间的对应关系，最终推算出鈈系列同位素的放射性比活度大小。

进一步地，所述运输前的包装容器的外表面检测包括包装外表面上任意一点的辐射水平检测和距离包装外表面1m处任意一点的辐射水平检测，外表面上任意一点的辐射水平应≤2.0mSv/h，距离包装外表面1m处任意一点的辐射水平应≤0.1mSv/h。

此外，所述步骤S10包括以下步骤：

S101，燃烧炉预热：启动柴油泵阀组、燃烧炉的烧油点火控制仪，点燃燃烧炉顶部烧油喷嘴，利用柴油喷雾燃烧对燃烧炉进行预热；

S102，加料：预先将打好的废物包投入物料输送机的料斗中，当物料输送机接收到中控室的加料指令后，将废物包输送至热解炉顶部，依次开闭上、下闸板，使废物包落入热解炉内；

S103，固体废物热解：启动物料输送机和热解炉加料阀，将固体废物包投入热解炉中，靠炉底液化气火炬进行热解炉点火，废物点燃后，关闭液化气火炬，固体废物自行开始热解及烧焦过程；

S104，预混及燃烧：将热解气从热解炉上方引入预混器，与经过二次风预热器预热的助燃二次风充分混合，然后进入燃烧炉中进行燃烧，燃烧炉排出的烟气进入后续的烟气冷却和净化系统；

S105，排灰：热解炉内固体废物热解后产生的焚烧灰，以及袋滤器捕集的飞灰通过炉排首先落入炉底的积灰箱中冷却，并定时将冷却后的焚烧灰排至排灰手套箱中的称重计量积灰箱中暂存，待计重积灰箱中的灰达到一定量后，将焚烧灰排入灰桶中。

更加优选地，每个所述I型钢箱放10个2m³钢箱，每辆运输车运输2个 I型钢箱。

实施本发明可以达到以下有益效果：

本发明包括放射性固体废物的分拣、压缩打包、装箱、测量、装车、外运、焚烧处理、处置的步骤，能够顺利实现放射性可燃废物的焚烧处理处置，并指导和规范相关可燃废物外运焚烧处理及处置的操作；通过该方法的操作，可改善地球环境、缓解核电厂废物暂存场和废物处置的压力、节约核电厂废物处理成本、缓解核电厂废物总量指标压力等效益，解决核电机组目前在废物处理处置方面的困难。

此外，本发明核电厂放射性废物分拣方法，将可燃废物和不可燃废物进行分类，传统的分类方法是将可压缩废物和不可压缩废物进行分类；本发明核电厂可燃废物压缩打包方法，采用打包机对可燃废物进行压缩打包，传统采用压缩机对可燃废物进行压缩。本发明核电厂废物装填容器，将压缩打包好的可燃废物装入2m³的钢箱中，传统废物装填容器为200L金属桶、400L金属桶、 HIC容器等。本发明核电厂可燃废物处理方法，将可燃废物进行焚烧处理，传统的可燃废物采用压缩、水泥固定的处理方法。本发明减少放射性废物产量，可改善地球环境、缓解核电厂废物暂存场和废物处置的压力、节约核电厂废物处理成本、缓解核电厂废物总量指标压力等效益，解决核电机组目前在废物处理处置方面的困难。

附图说明

图1为本发明一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法的流程图；

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，如图1所示，包括如下步骤：

第一步：对核电厂放射性废物进行分拣；

核电厂日常和大修期间产生的放射性固体废物被装入红色塑料袋中，在 QS厂房进行暂存。拆开红色塑料袋，将放射性固体废物掏出来，对产生的所有技术废物分类方式进行分拣、分类收集；包括完全可燃废物、部分可燃废物、金属废物和不可燃非金属废物；完全可燃废物包括纯棉制品、木料等；完全可燃废物包括化纤、无纺布、塑料和橡胶制品等；部分可燃废物包括安全鞋、全面罩、半面罩和气衣等；金属废物包括金属零部件和工具等；不可燃非金属废物包括混凝土、玻璃等建筑材料；对于安全鞋、全面罩、半面罩、气衣等部分可燃废物，借助简单工具将其解体，并将不可燃部件(如内衬钢板、磁阀、进气阀等)分离出来，分类收集；

第二步：对可燃废物进行压缩打包；

根据第一步分拣出来的可燃废物，将可燃废物放入打包机的进料口，进入料仓。对倒入料仓的废物进行打包，打包结束后，穿丝机穿丝，对打好的废物包进行捆扎，最终形成捆扎好的废物包。

第三步：对废物包进行称重；

根据第二步打包好的废物包，将废物包放到电子秤上进行称重，并将重量数据进行记录。

第四步：将废物包进行装箱；

根据第三步称重完的废物包，将废物包装入2m³钢箱中，装填满后，对钢箱进行封盖，最后计算和记录每个2m3钢箱中废物的重量。

第五步：对钢箱进行放射性活度测量；

根据第四步装填好的钢箱，对钢箱进行放射性活度测量，并对测量结果进行记录，形成放射性废物台账；放射性固体废物检测主要包括以下几部分内容：放射性固体废物等级粗分过程检测，整备包装体的无损检测以及运输前的包装容器的外表面检测。

1)放射性固体废物等级粗分过程检测

该部分内容属于废物预处理过程内容，为了实现放射性固体废物科学管理的目的，防止相同材质而不同污染等级的废物混装的情况，利用一定的检测手段和方法，实现相同材质，相同污染等级废物的统一收集管理。

过程中主要使用便携式剂量仪表进行污染等级快速检测判断。其判断的限值设定主要是依靠经验的样品测量分析结果。其中使用了可以定性定量检测分析的谱仪系统，利用谱仪测量的核素类型和比活度大小数值与便携式剂量仪表的能量响应和净计数率大小建立对应关系，最终确定出不同污染等级下便携式剂量仪表的判断限值。

根据核电厂的放射性废物的检测分析结果，在放射性废物等级粗分过程中，便携式剂量仪表的判断限值以γ剂量率水平作为判断限值，经过大量的样品测量分析，最总确认运输废物的剂量率控制限值。

2)整备包装体的无损检测

整备后的放射性固体废物包装体需要进行进一步的检测分析，获取放射性固体废物相应的核素及其比活度信息，作为后续科学处理处置关键的参数依据。同时，该过程也可以间接的验证前期废物等级粗分过程的合理性。

γ类核素检测

放射性固体废物中的γ类核素测量分析主要借助能谱分析法。在实际工作中，使用高纯锗谱仪对废物进行测量，整个测量过程是基于SGS分段扫描技术。在首次测量前，应当建立与核电站放射性固体废物污染γ核素相一致的核素库，便于明确和简化测量和分析工作。单一γ核素活度计算如式1所示。

A＝(N净)/(ε×η×w) (1)

A——单一核素放射性比活度,Bq/kg；

N净——特征能量峰净计数率，CPS；

ε——特征能量峰分支比大小；

η——特征能量峰的探测效率；

W——废物净重，kg。

β类核素检测

β类放射性核素的测量，主要借助核电站的有关经验公式。

对于Sr-90：

其中A_Sr-90：为Sr-90的平均活度；

A_Co-60：为Co-60的平均活度；

对于其他长寿命放射性β，测量计算采用“核素指示”法，所使用的指示剂是Co-60或Cs-137，活度转换如公式3所示，核素指示转换系数见表1 所示。

A_Emitter＝R_atio·A_Tracer (3)

表1核素指示转换系数表

辐射源A<sub>Emitter</sub>	转换系数R<sub>atio</sub>	指示剂A<sub>Tracer</sub>
			Ni-63	0.3	Co-60
C-14	10-2	Co-60
			Tc-99	3×10-4	Cs-137
I-129	1.5×10-4	Cs-137

α类核素检测

放射性固体废物内α类核素比活度大小主要依托于中子无损检测装置进行测量，其探测器为氦-3管，用于测量钚偶合同位素在自发裂变中发射的裂变中子.加之电站鈈系列同位素的百分含量几乎保持一致，通过建立总计数率与有效240Pu质量之间的对应关系，最终可以推算出鈈系列同位素的放射性比活度大小。

3)运输前的包装容器的外表面检测

根据国家相关放射性固体废物安全运输的规定，废物包装容器的外表面污染和剂量率水平必须满足相应的技术要求。本项目中待运输的放射性包装容器内为低放的可燃固体废物。其具体要求如下：

低水平放射性固体废物包装的放射性限值

包装外表面上任意一点的辐射水平必须≤2.0mSv/h；距离包装外表面1m 处任意一点的辐射水平必须≤0.1mSv/h。超过上述限值者，必须加外包装进行屏蔽。

废物包装表面的非固定性污染必须低于下列限值：

天然铀、贫化铀、天然钍4Bq/cm2

β·γ发射体、低毒性α发射体4Bq/cm2

其他α发射体0.4Bq/cm2

备注：标签上的内容必须确保和登记内容相符，收贮、托运时进行抽查校核。记录及其复制件应该妥善保存，防止变质、损坏和丢失。

第六步：备案

根据第五步形成的废物台账，将废物台账、运输应急预案等文件上报相关环保部门；

第七步：装车

将第五步测量好的钢箱，装入I型钢箱(集装箱)中，然后将I型钢箱吊装至废物运输车上，并固定好；每I型钢箱(集装箱)可以放10个2m³钢箱，每辆车可以运输2个I型钢箱。

第八步：外表面污染检测

根据第七步的处理结果，委托第三方有资质的辐射测量单位对I型钢箱进行外表面污染检测，包括外表面辐射水平和外表面1m出辐射水平，并形成测量报告。

第九步：办理运输手续

根据第八步的处理结果，将辐射测量报告、运输公司资质证明材料、运输人员资质证明材料等文件上报县级公安部门，办理《放射性物品道路运输许可证》；

第十步：运输

根据第九步的处理结果，随车携带《放射性物品道路运输许可证》，将第七步装满I型钢箱的废物运输车辆运输至外单位所在基地；

废物运输必须符合快速反应、统一指挥、分级负责、相互协作，区域为主、大力协同；并做好相应的人力、物力和技术准备、自救与社会救援相结合的原则。

应急救援中体现以人为本、环境为主的思路，将保护人员安全优先，防止和控制环境污染事故蔓延为主落到实处。一旦运输过程中出现突发事件，能以最快的速度、最大的效能，有序地实施救援，最大限度减少人员伤亡，把事故环境危害降到最低点，优先开展抢救人员的应急处置行动，同时关注周围环境的安全防护。维护正常转运，保护公众、保护环境。

第十一步：焚烧处理

将第十步外运至外单位所在基地的放射性可燃废物进行分拣、破碎、打包等预处理，将废物进行比例搭配，以保证废物中塑料和橡胶的混入比例≤ 30％，然后投入焚烧设施内，进行焚烧处理；

1)燃烧炉预热

启动柴油泵阀组、燃烧炉的烧油点火控制仪，点燃燃烧炉顶部烧油喷嘴，利用柴油喷雾燃烧对燃烧炉进行预热。

2)加料

预先将打好的废物包投入物料输送机的料斗中，当物料输送机接收到中控室的加料指令后，将废物包输送至热解炉顶部，依次开闭上、下闸板，使废物包落入热解炉内。

3)固体废物热解

启动物料输送机和热解炉加料阀，将固体废物包投入热解炉中，靠炉底液化气火炬进行热解炉点火。废物点燃后，关闭液化气火炬，固体废物自行开始热解及烧焦过程。

4)预混及燃烧

将热解气从热解炉上方引入预混器，与经过二次风预热器预热的助燃二次风充分混合，然后进入燃烧炉中进行燃烧，燃烧炉排出的烟气进入后续的烟气冷却和净化系统。

5)排灰

热解炉内固体废物热解后产生的焚烧灰，以及袋滤器捕集的飞灰通过炉排首先落入炉底的积灰箱中冷却，并定时将冷却后的焚烧灰排至排灰手套箱中的称重计量积灰箱中暂存，待计重积灰箱中的灰达到一定量后，将焚烧灰排入灰桶中。

第十二步：焚烧灰处理

根据十一步的处理结果，将焚烧后的焚烧灰进行水泥固化处理，形成废物货包；

第十三步：处置

根据十二步的处理结果，将焚烧灰水泥固化形成的废物货包送至处置场进行处置。

上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。

Claims (10)

1.一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1、分拣：将核电厂日常和大修期间产生的技术废物收集后，在QS厂房进行暂存，然后按照完全可燃废物、部分可燃废物、金属废物和不可燃非金属废物进行分拣、分类收集，对部分可燃废物进行解体，并将不可燃部件分离出来，分类收集；

S2、压缩打包及称重：将步骤S1分拣出来的可燃废物，放入打包机的进料口，进入料仓，打包机对倒入料仓的废物进行打包，打包结束后，穿丝机穿丝，对打好的废物包进行捆扎，最终形成捆扎好的废物包，对废物包进行称重，并将重量数据进行记录；

S3、装箱：将步骤S2称重后的废物包装入2m3钢箱中，装填满后，对钢箱进行封盖，最后计算和记录每个2m³钢箱中废物的重量；

S4、放射性活度测量：对装填好后的钢箱进行放射性活度检测，并对测量结果进行记录，形成放射性废物台账；

S5、备案：将形成的放射性废物台账和运输应急预案上报相关环保部门；

S6、装车：将步骤S4测量好的钢箱装入I型钢箱中，然后将I型钢箱吊装至废物运输车上，并固定好；

S7、外表面污染检测：委托第三方有资质的辐射测量单位对I型钢箱进行外表面污染检测，包括外表面辐射水平和外表面1m出辐射水平，并形成测量报告；

S8、办理运输手续：将辐射测量报告、运输公司资质证明材料和运输人员资质证明材料文件上报县级公安部门，办理放射性物品道路运输许可证；

S9、运输：随身携带放射性物品道路运输许可证，将装满I型钢箱的废物运输车辆运输至外单位所在基地；

S10、焚烧处理：将步骤S9外运至外单位所在基地的放射性可燃废物进行分拣、破碎和打包，将废物进行比例搭配，以保证废物中塑料和橡胶的混入比例≤30％，然后投入焚烧设施内，进行焚烧处理；

S11、焚烧灰处理：将焚烧后的焚烧灰进行水泥固化处理，形成废物货包；

S12、处置：将焚烧灰水泥固化形成的废物货包送至处置场进行处置。

2.如权利要求1所述的一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，所述步骤S4放射性活度测量包括放射性固体废物等级粗分过程检测，整备包装体的无损检测以及运输前的包装容器的外表面检测。

3.如权利要求2所述的一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，所述放射性固体废物等级粗分过程检测属于废物预处理过程内容，使用可以定性定量检测分析的谱仪系统，利用谱仪测量的核素类型和比活度大小数值与便携式剂量仪表的能量响应和净计数率大小建立对应关系，最终确定出不同污染等级下便携式剂量仪表的判断限值，实现相同材质，相同污染等级废物的统一收集管理。

4.如权利要求2所述的一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，所述整备包装体的无损检测为整备后的放射性固体废物包装体需要进行进一步的检测分析，获取放射性固体废物相应的核素及其比活度信息，具体包括γ类核素测量分析、β类放射性核素的测量和α类核素的测量。

5.如权利要求4所述的一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，在所述γ类核素测量分析前首先建立与核电站放射性固体废物污染γ核素相一致的核素库，之后通过能谱分析法对放射性固体废物中的γ类核素测量分析，使用高纯锗谱仪基于SGS分段扫描技术对废物进行测量，测量完毕后通过式(1)对单一γ核素活度计算；

A＝(N净)/(ε×η×w) (1)

A——单一核素放射性比活度,Bq/kg；

N净——特征能量峰净计数率，CPS；

ε——特征能量峰分支比大小；

η——特征能量峰的探测效率；

W——废物净重，kg。

6.如权利要求4所述的一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，所述β类放射性核素的测量包括对于Sr-90的测量和对其他长寿命放射性β元素的测量，

其中，通过式(2)计算Sr-90的含量

其中A_Sr-90：为Sr-90的平均活度；

A_Co-60：为Co-60的平均活度；

通过核素指示法对其他长寿命放射性β元素的测量，所述核素指示法使用的指示剂是Co-60或Cs-137，活度转换如公式3所示；

A_Emitter＝R_atio·A_Tracer (3) 。

7.如权利要求4所述的一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，所述α类核素的测量通过中子无损检测装置进行测量，采用氦-3管为探测器测量钚偶合同位素在自发裂变中发射的裂变中子建立总计数率与有效240Pu质量之间的对应关系，最终推算出鈈系列同位素的放射性比活度大小。

8.如权利要求2所述的一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，所述运输前的包装容器的外表面检测包括包装外表面上任意一点的辐射水平检测和距离包装外表面1m处任意一点的辐射水平检测，外表面上任意一点的辐射水平应≤2.0mSv/h，距离包装外表面1m处任意一点的辐射水平应≤0.1mSv/h。

9.如权利要求2所述的一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，所述步骤S10包括以下步骤：

S101，燃烧炉预热：启动柴油泵阀组、燃烧炉的烧油点火控制仪，点燃燃烧炉顶部烧油喷嘴，利用柴油喷雾燃烧对燃烧炉进行预热；

S102，加料：预先将打好的废物包投入物料输送机的料斗中，当物料输送机接收到中控室的加料指令后，将废物包输送至热解炉顶部，依次开闭上、下闸板，使废物包落入热解炉内；

S103，固体废物热解：启动物料输送机和热解炉加料阀，将固体废物包投入热解炉中，靠炉底液化气火炬进行热解炉点火，废物点燃后，关闭液化气火炬，固体废物自行开始热解及烧焦过程；

S104，预混及燃烧：将热解气从热解炉上方引入预混器，与经过二次风预热器预热的助燃二次风充分混合，然后进入燃烧炉中进行燃烧，燃烧炉排出的烟气进入后续的烟气冷却和净化系统；

S105，排灰：热解炉内固体废物热解后产生的焚烧灰，以及袋滤器捕集的飞灰通过炉排首先落入炉底的积灰箱中冷却，并定时将冷却后的焚烧灰排至排灰手套箱中的称重计量积灰箱中暂存，待计重积灰箱中的灰达到一定量后，将焚烧灰排入灰桶中。

10.如权利要求1～9任意一项所述的一种用于核电厂放射性可燃废物的管理方法，其特征在于，每个所述I型钢箱放10个2m³钢箱，每辆运输车运输2个I型钢箱。