基本介紹
放射性廢物是指含有放射性核素或被放射性核素污染，其放射性濃度或比活度超過國家規定限值的廢棄物。放射性廢物是指含有放射性核素或被放射性核素污染，其放射性濃度或活度大於審管機構確定的清潔解控水平，並且預期不再使用的物質。
放射性廢物根據放射性水平可分為：低放廢物、中放廢物、高放廢物 。
低放射性廢物是放射性廢物中體積最大的一類 ，可占總體積的95%，其活度僅占總活度的0．05%。適用於低放射性廢物的處置方式有：淺地層處置、岩洞處置、深地層處置等。淺地層通常指地表面以下幾十米處。我國規定為50m以內的地層。淺地層可用在沒有回取意圖的情況下處置低中水平的短壽命放射性廢物，其中長壽命核素的數量必須嚴格控制，使得經過一定時期(例如幾百到一千年)之後，場地可以向公眾開放 。低放射性廢物的處置與高放射性廢物類似也要採用多重屏障，我國核能工業不斷發展，而且幾十年的軍工生產也遺留了不少低放射性廢物，對此也計畫採取淺地層方式予以妥善處理。
廢物分類
放射性廢物的分類
| 類別 | 級別 | 名稱 | 放射性濃度Av ，Bq/m3 <≥ | ||||
| 氣載廢物 | I | 低放 | 排放限值<Av≤4×107 | ||||
| II | 中放 | Av >4×107 | |||||
| 放射性濃度Av ，Bq/L | |||||||
| 液體廢物 | I | 低放 | 排放限值<Av≤4×106 | ||||
| II | 中放 | 4×106<Av≤4×1010 | |||||
| III | 高放 | Av >4×1010 | |||||
| 放射性比活度Am ，Bq/kg | |||||||
| 固體廢物 | T1/2≤60 d | 60d<T1/2≤5a | 5a<T1/2< 30a | T1/2>30a | α 廢物 | ||
| I | 低放 | 清潔解控水平<Am≤4×l06 | 清潔解控水平<Am≤4×l06 | 清潔解控水平<Am≤4×l06 | 清潔解控水平<Am≤4×l06 | T1/2>30a α比活度： 單個貨包Am≥4×l06 多個貨包平均每包Am≥4×l05 | |
| II | 中放 | Am>4×l06 | Am>4×l06 | 4×l06<Am≤4×l011 且釋熱率≤2kW/m3 | Am>4×l06 且釋熱率≤2kW/m3 | ||
| III | 高放 | Am >3.7×l011 或釋熱率>2kW/m3 | Am >3.7×l010 且釋熱率>2kW/m3 | ||||
| 免管廢物 | 對公眾成員年劑量低於0.01mSv，對公眾的年集體劑量不超過1人·Sv的含極少放射性核素的廢物 | ||||||
廢物來源
核燃料循環中放射性廢物的來源
| 核燃料循環環節 | 廢物類別 | 產生量/（m3/a） | ||
| 最低 | 參考 | 最高 | ||
| 採礦和水冶 | 低放廢物 | 20 000 | 40 000 | 60 000 |
| 轉換和富集 | 低放廢物 | 20 | 20 | 20 |
| 元件製造 | 低放廢物 | 20 | 30 | 30 |
| 反應堆運行 | 低放廢物 | 100 | 130 | 200 |
| 後處理 | 中放廢物 | 50 | 80 | 100 |
| 低放廢物 | 470 | 580 | 690 | |
| 中放廢物 | 50 | 75 | 100 | |
| 高放廢物 | 20 | 22 | 25 | |
| 高放廢物 | 3.5 | 4 | 4 | |
| 乏燃料(OT) | 高放 | 25 | 30 | 35 |
如果低放射性廢物同其他有害化學品混在一起，則在處理、儲藏和廢棄處置時必須同時滿足低放射性廢物和有害化學品的監管要求。在技術上，各國對低放射性廢物的放射性有不同的數值定義。國際原子能機構提供劃分方面的指導。
固化技術
固化的定義：在危險廢物中添加固化劑，使其轉變為不可流動固體或形成緊密固體的過程。
放射性蒸發殘渣、泥漿和廢樹脂等濕固體和焚燒爐灰等乾固體，都是彌散性物質，需要固化處理。
通常，固化的途徑是將放射性核素通過化學轉變，引入到某種穩定固體物質的晶格中去，或者通過物理過程把放射性核素直接摻入到惰性基材中。
固化的目標是使廢物轉變成適宜於最終處置的穩定的廢物體。
固化材料及固化工藝的選擇應保證固化體的質量，應能滿足長期安全處置的要求，應滿足進行工業規模生產的需要，對廢物的包容量要大，工藝過程及設備應簡單、可靠、安全、經濟。
理想的廢物固化體要具有阻止所含放射性核素釋放的特性，其一般要求如下：
（1）低浸出率：這種特性使放射性污染的擴散減至最小，固化體可長時間的存放在地下處置庫甚至水中。
n浸出率為確定固化產品中放射性核素在水或其他溶液中析出情況的一項指標。國際原子能機構（IAEA）於1969年加以確定，並定義為：
（2）高導熱率：這種特性，使得整個固化體因內部溫度過高而損壞的可能性減至最小，因而容許固化高濃度的放射性廢物，而又不致產生過高的內部溫度。
（3）高的耐輻射性：這種特性保證了固化體不致由於放射性廢物產生的輻射而損壞。
（4）高化學穩定性和耐腐蝕性：具有良好的化學、生物穩定性；這種特性保證了固化體不致由於周圍環境介質的腐蝕或本身所含有的化學物質的腐蝕而損壞。
（5）高的機械強度：具有足夠的機械強度；這種特性保證了固化體在裝卸、運輸、處置期間的結構完整性，而不致出現破裂或粉碎。
（6）高的減容比：最終的固化物體積應儘可能小於摻入的廢物體積，減容比的大小實際上取決於能嵌入固體中的廢物和可以接受的水平。減容比是鑑別固化方法和衡量最終處置成本的一項重要指標。其定義為：
CR=V1/ V2
CR——固化減容比； V1——固化前廢物體積； V2——固化後產品體積；
（7）對固化工藝的一般要求：對中、低放廢物的固化，操作過程應簡單，處理費用應低廉。高放廢物的固化應能進行遠距離控制和維修。
低放廢物常採用水泥固化、瀝青固化及塑膠固化工藝進行固化，高放廢物常採用玻璃或陶瓷固化工藝進行固化。
水泥固化
水泥固化原理 ：水泥是一種無機膠結劑，經水化反應後可形成堅硬的水泥塊，能將砂、石等骨料牢固地凝結在一起。水泥固化放射性廢物就是利用水泥的這一特性。不適合水泥固化的廢物： 放射性水平高,含易揮發核素 ,金屬腐蝕或輻射分解產生氣體等
優缺點：抗壓強度高，自禁止能力強，耐輻射和耐熱性能好，工藝設備簡單，投資少。增容1.5～2倍，放射性核素的浸出率較高。 水泥：普通矽酸鹽水泥、礦渣矽酸鹽水泥、火山灰質矽酸鹽水泥，高鋁水泥等，可根據廢物的種類、性質進行選擇。 添加劑：沸石（Cs）、矽灰（Sr）、粉煤灰（流動性）等（見表6-2）。
瀝青固化
瀝青固化原理 ：以熔融瀝青或乳化瀝青為固化劑，與放射性廢物在一定的溫度、配料比、鹼度和攪拌作用下均勻混合，同時蒸發除去水分，使廢物均勻地包容在瀝青中，最後裝桶、冷卻獲得穩定的固化體。 廢物包容量為40%～60%（質量分數）
軟化點：>60℃瀝青軟化，發生分離和沉降； 含硝酸鹽加速瀝青氧化，重金屬會對瀝青氧化起催化作用。 我國瀝青來自原油蒸餾殘渣，主要成分由油分、膠質、瀝青質、瀝青酸酐和石蠟等組成。瀝青屬於憎水性物質，具有良好的黏結性和化學穩定性，對大多數酸、鹼、鹽類有一定的耐腐蝕性。此外，它還具有一定的輻射穩定性。
塑膠固化
又稱聚合物固化 ，有熱塑性塑膠固化和熱固性塑膠固化兩種。 n塑膠固化原理：以塑膠為固化劑，與放射性廢物按一定比例配料，加入適量引發劑、催化劑、硬化劑和促進劑進行攪拌混合，使其發生聚合反應，將廢物包容形成具有一定強度的穩定性固化體。
固化改進
（1）可移動處理裝置
（2）玻璃固化低中放廢物：實現廢物最小化，獲得優質的固化產品。
（3）壓實固化：35MPa壓力下壓縮到0.5h；
熱壓固化：加熱～300℃，加壓～30MPa，保持20～30min；德國熱壓處理廢樹脂。
（4）改進廢樹脂固化技術
解決樹脂固化溶脹的辦法：對樹脂做預處理 n降低樹脂包容量，不超過16% ,增加水泥基體的抗脹強度。
（5）高整體性容器直接包裝和處置
耐久300年
水力壓裂法
水力壓裂地下水泥固化機理：選擇地下200～400米適宜場址，套用石油工業成熟的壓裂技術和設備，把低中放廢液和水泥及添加劑製成的灰漿注入地下封閉的透水性很低的頁岩層中，待其凝固後與頁岩形成一個整體，使放射性廢物與人類環境安全隔離。
大體積澆注法
是水泥固化和近地表處置相結合的一種方法，適用於核燃料後處理中產生的大量低、中放廢液的處理處置。 工藝過程：中放廢液從接受槽送到位於澆注池上部的泥漿混合器中，攪拌混合均勻的廢物泥漿通過重力流入澆注池，澆注幾天后，當固化體表面泌水消失，固化體終凝且中心溫度低於30℃後，在固化體上面澆注500mm厚的乾淨水泥漿封頂，攪拌槽也填埋於中。
