对于极低放废物的分类，IAEA目前不做统一规定，各国政府可以根据本国的实际情况选择适宜的策略。极低放废物是指放射性水平略高于放射性废物下限值的废物，其数量较大但危险程度较低，因此采用简易填埋处置方式在安全上是可以接受的，在经济上是合理的。从低放废物中区分出极低放废物正是为了减少需要送往近地表处置场的废物数量。目前各国政府对极低放废物的处理很不一样，有一些国家对核设施退役、核电站运行或核技术利用提出了区分极低放废物的要求。我国对极低放废物的策略选择是：目前只对可能产生大量极低放废物的核设施退役提出要求，允许将极低放废物就地填埋在已退役的场址上，由监管部门对其管理限值和实施方案进行审批。

IAEA于2005年发布了新的放射性废物分类草案，在2006年又发布了该草案的修改版，在修改草案中根据放射性含量和半衰期的长短(半衰期小于30年的放射性核素被认为是短寿命的)分为豁免废物(EW)，极短寿命废物(VSLW)，极低水平废物(VLLW)，低水平废物(LLW)，中水平废物(ILW)和高水平废物(HLW)。

1.豁免废物(EW)

含有的放射性物质很少，无论是按常规方式掩埋处理还是循环使用都没有防护要求。这类废物可以在监管控制下清洁解控、豁免或排除，不要求考虑任何进一步的监管控制。

2.极短寿命废物(VSLW)只含有半衰期非常短的放射性核素而其活度高于清洁解控水平，如192Ir、99Tc以及来自工业和医学应用的含类似短半衰期核素的废物。这类废物可以贮存，直至活度降低到清洁解控水平以下才允许解控，并按常规废物管理。

3.极低水平废物(VLLW)

这类废物是从核设施运行和退役产生的，放射性活度处于或稍高于管理控制规定的清洁解控水平，含有天然放射性核素的这种废物还可能产生于矿石和矿物的开采和处理过程中。与豁免废物相比，管理这类废物需要辐射防护，但与含放射性较高类型的废物相比，这些要求还是很有限的。可以将它们处置在工程掩埋型的设施中，就能够获得足够的安全水平。

4.低水平废物(LLW)

低水平废物是指在常规搬运和运输时，不要求屏蔽的那些放射性废物。对于那些要求屏蔽，但仅需要少许或根本不需要考虑释热的废物，界定为中水平废物。一般用接触剂量率2mSv/h来区别这两类废物。

低水平废物适合于近地表处置。这类放射性废物覆盖范围很宽，从不需要屏蔽或特殊的良好包容和隔离，到含一定量放射性，需要屏蔽和良好包容和隔离长达几百年的放射性废物。

5.中水平废物(ILW)

含有大量长寿命放射性核素的中水平放射性废物，需要比近地表处置更高级别的包容和与生物圈隔离，需要处置在深度为几十到几百米的设施中。设置天然屏障和工程屏障，做到长时期与环境隔离。

6.高水平废物(HLW)

高水平废物含有高活度短寿命和长寿命放射性核素，因此需要较高程度的包容和与生物圈隔离，通常需要具有多重工程屏障，完整和稳定的深地质处理来确保处置安全。HLW会产生大量放射性衰变热，释热通常会持续几个世纪。HLW通常包括宣布作为废物的动力堆的乏燃料，处理动力堆乏燃料形成的高放废液玻璃固化废物和任何其他需要相似包容和隔离等级的废物。

放射性废物治理方法

放射性废物安全是指辐射防护与辐射源安全原则在放射性废物管理和设施退役与环境整治中的应用。因此，放射性废物安全是放射性废物管理的重要组成部分。放射性废物治理过程中必须考虑下列问题：废物处理与整备设施安全，废物贮存设施安全，废物与废放射源处置设施安全，流出物排放安全，污染物料回收利用安全，退役与环境整治安全，排除、豁免、解控，废物优化管理和废物最少化。

核电站、后处理厂和核研究中心每年产生很多放射性固体废物。一个1GW(电)压水堆核电站每年产生3000—4000桶(200升/桶)的固体废物。这些废物需要隔离很长时间才能蜕变到无毒害水平。据估算，建造一个贮存4000桶固体废物设备简陋的临时贮库需投资百万元，贮桶成本要30万元，贮库建筑面积1000平方米，加上辅助建筑和禁区，占地总面积接近10000平方米。固体废物从临时贮库取出后还要运到永久贮库或处置场地去处置。

要把减少废物体积作为管理工作的重点，努力减少废物的产生。对已产生的废物要分类收集和存放，分别处理，不要把一般垃圾当作放射性废物，特别要严格区分岱衔铩：蟠沓А⒑说缯静墓烫宸衔铮渲 40%—60％是可燃性的。焚烧可获得大减容，(减容倍数可达20—80)，废物中包含的放射性核素70％以上留在焚烧炉灰烬中，灰烬经过固化处理可永久贮存或最终处置。

1.治理步骤

2.豁免和解控

豁免和解控均来源于豁免准则。在任何情况下，任何公众成员一年内所受的有效剂量预计为10霺v量级或更小；一年内所引起的集体有效剂量不大于约1人·Sv或防护的最优化评价表明豁免是最优选择，经监管部门确认，即可将实践或实践中的源予以豁免或解控。豁免是为了确定实践或实践中的源能否免于控制，解控则是为了确定实践或实践中的源能否解除控制。由于源的对象不同，照射情景和所采用的评价模式与参数不同，又可细分为两种豁免情况和三种解控情况。豁免还要求另外两个条件：废密封源或少量废物源，并判定低于豁免水平。解控也要求另外两个条件：大量废物或污染物料，并判定低于清洁解控水平。豁免主要是用于核技术利用产生的某些废源或废物，解控则主要是用于核设施和放射性同位素生产设施产生的废物。

提出豁免和解控的另一个重要目的是减少放射性废物的数量，有利于企、事业单位实现放射性废物最少化的目标。这是因为解控后的废物实际上是非放射性废物，再循环、再利用物料也已经变废为宝，豁免后的密封源或小量非密封放射性物质在废弃后一般也不是放射性废物了。当然成千上万个废源聚在一起则需要作为放射性废物妥善贮存，待以后处理和处置。

由于低于清洁解控水平的废物在测量识别上的困难，以及低于清洁解控水平的金属材料在流向社会时存在一定的社会风险，因此人们又提出了有条件解控的概念。凡是对那些待解控物料的流向施加限制的解控都属于有条件解控。据此提出了极低放废物的简易填埋，再循环、再利用物料的内部回收利用和某些核技术利用单位产生的废液在城市普通下水道排放等特设的流向。这些措施都是为了在确保安全的前提下进一步减少需要送往近地表处置场处置的低放废物的数量。由此要求制定极低放废物活度浓度控制、内部回用物料活度浓度控制和普通下水道排放控制的标准。

3.焚烧和压缩

为了减少废物的体积，放射性废物治理中常采用压缩和焚烧的方法。特别是采用焚烧的方法可以得到较高的减容倍数。

就可燃放射性废物焚烧装置的效能来说，涉及保护公众健康、保护环境和降低费效比等措施。要考虑的有处理能力、减容系数、排出气体中放射性物质和非放射性有毒物质的含量、焚烧灰的残炭率等目标要求。由于对放射性释放量控制严格，加上焚烧对象中含有较大量废弃的聚氯乙烯塑料、橡胶和树脂，为防止设备腐蚀必须去除HCl、SOx、NOx等酸性气体，还需控制排出气体中的Pb、Zn、Cd等重金属和苯并(a)芘、CO的浓度，因此对处理工艺的效能要求很高。中国辐射防护研究院研制的可燃放射性废物焚烧装置采用先热解后燃烧的两步法工艺，实现了可燃废物的完全燃烧，减少了烟气中的焦油和烟炱含量，大大减轻了对烟气净化系统的压力。烟气净化工艺分四步走，第一步预过滤去除烟气中的重金属和微米级的颗粒；第二步高温高效过滤器去除亚微米级的颗粒；经过这两步，绝大部分放射性也就去掉了，因此在第三步湿法除酸气时产生的废液只含很少的放射性；最后一步高效过滤器只起保险作用。最终试验结果表明，只有千万分之一的放射性被释放出来，排出气体中的非放毒物也全部达标。

对于含钚量高的可燃性固体废物，用一般放射性废物焚烧炉是不合适的，因为它要求保证气密性、临界安全和回收钚。湿燃烧法是满足上述要求较好的方法，在一定温度下(250℃)，用热浓硫酸和硝酸浸煮固体废物，化学分解有机物，几乎99％钚可以转变成硫酸钚积聚在有机物氧化分解后留下的残渣中，95％以上钚可得到回收，大部分硫酸、硝酸可回收再利用。据估算，一座每天生产100kg混合氧化物燃料的核工厂，一年产生1200桶(200升/桶)可燃性固体岱衔铮砗笾涣粝 24桶残渣。

虽然压缩法可获得的减容倍数仅为2—8，比焚烧炉小10倍，但是和焚烧法相比，压缩法操作简单，设备投资和运行成本低，焚烧炉建造成本几百万元，压缩打包装置仅需几万至十几万元，在没有条件建造焚烧炉的地方，用压缩法减容仍有相当意义，所以应用压缩法相当普遍。

各地采用的压缩机很不相同，有的只有几吨压力，有的达几百吨。在压缩前常常需要分类、剪切或撕碎。有的压缩后再进行打包，有的直接压缩在贮桶中。为避免压缩过程中产生的气溶胶造成污染，要求负压操作。

4.固化

对放射性废物的处置，最合理的措施是首先将放射性废物进行固化处理，然后将得到的放射性废物固化体进行最终的地质处置。对放射性废物进行有效的固化处理可以达到三个目的：一是使液态的放射性物质转变成便于安全运输、贮存和处置操作的固化体；二是将放射性核素固结，阻挡放射性核素进入人类生物圈；三是减少废物的体积。已经发展起来的放射性废物固化处理方法有很多，对于中低放射性废物(ILLW)，主要有水泥固化、沥青固化和塑料固化；对于高放射性废物(HLW)，主要有玻璃固化以及现在极具发展潜力的人造岩石固化。

水泥固化是基于水泥的水化和水硬胶凝作用而对废物进行固化处理的一种方法，经过水化反应后形成坚硬的水泥固化体，从而达到固化处理放射性废物的目的。目前采用水泥基固化的废物主要是轻水堆核电站的浓缩废液、废离子交换树脂和滤渣，以及核燃料处理厂或其他核设施产生的各种放射性废物。

沥青固化是利用沥青与放射性废物在一定温度下均匀混合，产生皂化反应，使放射性废物包容在沥青中形成固化体。沥青固化一般被用来处理放射性蒸发残液、放射性废水化学处理产生的污泥、放射性焚烧灰产生的灰分等。

塑料固化处理放射性废物技术可以分成两类：热塑性塑料固化与沥青固化相似，是利用热塑性塑料与放射性废物在一定温度下混合，产生皂化反应，将放射性废物包容在热塑性塑料中，形成稳定固化体；热固性塑料固化是利用热固性塑料在加热条件下通过交链聚合过程使小分子变成大分子，并由液体转变为固体，同时将放射性废物包容在固化体中。

玻璃固化的原理是将无机物与放射性废物以一定的配料比混合后，在高温(900℃—1200℃)下煅烧、熔融、浇注，经退火后转化为稳定的玻璃固化体。用于固化处理HLW的玻璃主要有两类：硼硅酸盐玻璃和磷酸盐玻璃，以硼硅酸盐使用最多。

科学家发现自然界中那些天然含有放射性核素的矿物，在经历了几百万年甚至上亿年的地质作用后，仍然保持着原来的结构、成分和形态，这些矿物的化学和机械稳定性十分良好。进一步的实验研究表明，矿物晶体是十分理想的高放废物载体。人造岩石就是利用矿物学上类质同相替代，通过一定的热处理工艺获得热力学稳定性能优异的矿物固溶体，将放射性核素包容在固溶体的晶相结构中，从而获得安全固化处理。高放废物的大部分元素直接进入矿相的晶格位置，少数元素被还原成金属单质，包容于合金相中，晶粒小于1微米(一般为20—50纳米)。由于人造岩石固化体具有优良的化学稳定性、机械稳定性和辐射稳定性，人造岩石固化处理放射性废物得到了日益广泛的研究和应用。除用于固化处理HLW外，还用于处理从HLW中分离出来的锕系元素和长寿命核素锶、铯等。

5.处置

中低水平放射性废物近地表处置的多重屏障系统由地质屏障、工程屏障和管理屏障构成。地质屏障在处置工程到达寿期以后仍然起作用，工程屏障的一部分可在整个工程寿期内起作用，工程屏障的另一部分连同管理屏障则主要在工程寿期内的前期起作用，这些屏障的优化组合恰好适应了废物中的放射性衰变导致危险程度不断降低的过程。对近地表处置设施通常也有两方面的安全要求，一方面是屏障效能，另一方面是持久性和可靠性。为了增加屏障效能，主要采取了防止地面水和地下水的入渗引起放射性核素释放和迁移的措施，如选择具有良好水文地质与地球化学条件的场址，设计多重防排水系统，接收合格的废物固化体与包装容器，选择适宜的回填材料等；另外还采用了抗动植物侵扰和人的无意闯入的屏障，如多重覆盖层、混凝土构筑物等。持久性依赖于地质稳定性和工程材料的寿命，也依赖于防止废物中存在诱惑物导致人的有意盗掘。可靠性不只是一般意义上的质量保证，它与屏障效能的可预测性要求有关。多重屏障系统总体效能的可预测性是建立在安全评价方法学的基础之上的。

由于时间尺度很长，以及由于地质学的复杂性，处置安全不可能亲身直接体验，它需要依赖科学的预测。这就需要研究低放废物(包括含超铀核素的废物)处置安全评价方法学，包括实验室小型和中型核素迁移试验，野外包气带和地下30米含水层核素迁移试验等。

放射性废物管理科学的关键是高水平放射性废物和岱衔锏纳畹刂蚀χ茫且幌罡蠛透丛拥陌踩低彻こ獭?

与运行安全相比，退役安全具有显著的特点，原先密封的系统和设备在退役时需要打开，给安全带来更多的不确定性；退役安全还具有多样性，涉及许多不规范的辐射安全、临界安全和工业安全问题；退役安全所采用的技术特别繁杂，从人员防护技术到遥控技术和机器人，从被动的气溶胶净化到主动的源头控制等，许多安全防护设备和工具需要重新研制，因此高技术在退役、去污、拆卸、解体、拆除和拆毁工程中的应用将大大改善退役安全的状况。

放射性废物管理的主要任务就是对释放源项施加控制。而最有效的控制方式则是外部监管与内部监管相结合，末端控制与全过程控制相结合。外部安全监管将主要要求在废物管理的末端实行控制，即在气载与液体流出物排放、固体废物处置、污染物料解控后回收利用和污染场址在清除污染后开放使用等关键点上实行控制。为了保证末端控制的有效性，外部安全监管也要求对全过程实行跟踪性和追溯性的监督检查。而内部安全监管则要求实行完整的全过程控制。

思考题

1.什么是固体废物？它有哪些来源?

2.固体废物会产生哪些环境效应?

3.你认为固体废物的排放和处理最好采用什么方法?

4.如何定义危险废物?

5.我国危险废物的管理还存在哪些问题?

6.放射性废物科学管理的关键是什么？为什么?