放射性廢液預過濾直徑

⑴ 城市放射性廢物管理辦法的第二章放射性

第五條 含人工放射性核素、比活度大於2×14Bq/kg（5×10 Ci/kg），或含天然
4 -6
放射襲森性核素、比活度大於7．4×10Bq/kg（2×10 Ci/kg）的污染物，應作為放射性廢物看待。小於此水平的放射性污染物應妥善悔磨處置。
第六條表面污染水平超過國家輻射防護規定限值、又不進一步去污利用的污染物，視污染的具體情況，或作放射性廢物送貯，或妥善處置。
第七條根據廢物中所含核素的半衰期，將 城市放射 性廢物分為三類：
短半衰期廢物（T1/2≤60天）；
中等半衰期廢物（60天<T1/2≤5．3年）；
長半衰期廢物（T1/2>5．3年）。
第八條城市放射 性廢物通常可分為下列六種形式：
一、各種污染材料（金屬、非金屬）和勞保用品；
二、各種污染的工具設備；
三、零星低放廢液的固化物；
四、試驗的動物屍體或植株；
五、廢放射源；
六、含放射性核素的有機閃爍液（大於37Bq/L，1×10Ci/L）。
第九條設有焚燒爐的廢物庫，根據焚燒爐的具體拍前畝特點，應要求產生放射性廢物的單位將可燃廢物和不可燃廢物分開收集。

⑵ 核電站中放廢液轉運方案的研究

【摘 要】 隨著國內核電站的建設以及核安全標準的不斷完善提高，新一代核電站中放射性廢液處理系統已經由核島分離出來，構成獨立運行的廢液處理中心，而核島產生的中放廢液通過管道輸送至廢液處理中心具有一定的局限性，逐漸成為新一代核電需要解決的問題。本文描述了一種機動靈活、安全性高的核電廠中放廢液轉運設計方案，可望有效的緩解這個難題。

【關鍵詞】 核電站;中放廢液;轉運;罐車

【Abstract】 With the construction of nuclear power plants (NPP) and improvement on nuclear safety standard in domestic，the liquid waste treatment system has been separated from nuclear island (NI) and made an independent liquid waste treatment center. There are limitations exist in pipeline transportation for medium-level liquid waste transferred from NI to the center， which graally becomes a question to be considered in new generation NPP. The article describes a flexible and high safety conceptual design for liquid transfer in NPP， which is possibly an effective measure to solve the problem.

【Key words】 Nuclear power plant; Medium-level liquid waste; Transportation; Tank car

0 引言

近年來，我國核電站發展迅速，同時核安全也受到國家及民眾的關注，核電技術標准也有很大的提高。新一代核電站中將放射性廢液處理設施由核島侍爛肢分離出來，建成獨立的廢液處理中心，在節省投資的同時，提高核島的安全性。廢液處理中心將集中處理核電站內所有設施產歷橘生的放射性廢液。因此，需要研發一種全新的放射性廢液轉運方案，在保障安全的情況下機動靈活的將不同設施產生的中放廢液轉運到廢液處理中心。

1 中放廢液轉運方案研究

核電站產生的放射性廢物種類較多，自然特性各不相同，針對不同的廢物開發了不同的處理技術，處理系統的設備和運行費用昂貴，在機組數量少的情況下產生的廢物量不夠多，設備的利用率較低。由於提高設備利用率，控制投資等原因，核電站建設了廢物處理中心，用於處理電廠內數個核電機組產生的廢物[1]。廢液處理系統作為廢物處理的重要構成部分，脫離核島廠房，在廢物處理中心建設了廢液處理中心(以下簡稱處理中心)。

現階段核電站中採用管道老世輸送方式將廢液輸送至處理設施，輸送管道受到地理位置、地形的制約，且長期埋於地下，存在管道、閥門泄漏的風險，退役過程中還將產生大量的放射性廢物。為了免除管道輸送帶來的各種弊端，同時增加廢液轉運的靈活性，擬用一套中放廢液轉運系統，包括一台可移動廢液貯存裝置——中放廢液轉運罐車、廢液接收(排出)系統和沖洗系統，通過廠內車輛運輸將廢液由產生設施運送至處理中心。

本方案中廢液收集於高位貯槽中(貯槽高於罐車頂部)，中放廢液通過自流方式進入罐車，罐車接收廢液流程見圖1。該系統可以分為廢液接收系統和沖洗系統兩部分，其中廢液接收系統包括中放廢液貯罐、閥門及相應的管道、快速接頭及軟管;沖洗系統由去污劑罐、閥門及相應的管道組成。廢液產生設施與處理中心建設專用廢液轉運介面，可通過軟管和快速接頭與罐車實現連接。轉運完後用去污劑對廢液輸送管道和轉運軟管進行沖洗，以便清除管道中殘留的廢液。

圖2為罐車將廢液轉運至處理中心的流程圖。軟管連接後由中放揚液器採取抽真空方式將罐車內廢液抽至處理中心，同樣轉運完成後利用沖洗系統對管道及軟管進行沖洗。

2 轉運設備—罐車設計

廢液轉運方案中用到中放廢液轉運罐車，根據《放射性物質運輸規程》中相關規定，罐車應具有良好的屏蔽效果以及檢漏設備，達到IP-2型貨包的要求，以滿足安全運輸的需求。同時為滿足工藝運輸要求，擬採用的罐車包括：主體裝置、輔助系統、安全系統等。

(1)主體裝置作為罐車的基礎構成部分，包括主體框架、屏蔽容器、罐車裝卸料介面。

主體框架：作為罐車重要的組成部分，承載著屏蔽容器，並為其他系統的設備和管道提供安裝空間及防護措施。由於屏蔽容器採用鑄鉛材料，重量較大，框架結構需滿足承重及運輸要求。

屏蔽容器：為中放廢液提供輻射防護屏障，內部設壓力容器存放廢液，外部採用鑄鉛結構進行屏蔽。罐車表面劑量達到工作允許值(罐車表面劑量率≤2mSv/h，距離罐車表面2m遠處劑量率≤0.1mSv/h);同時屏蔽容器能夠承受真空系統和壓空系統產生的正、負壓力。

罐車裝卸料介面：通過帶有快速接頭的連接軟管，實現罐車與設施的快速連接，減少人員的操作時間。

(2)輔助系統為罐車實現自動裝、卸料功能提供必要動力，包括真空系統、壓縮空氣系統、氣體凈化系統。

真空、壓空系統：為罐車自動接收、排出廢液及管道沖洗提供動力。

氣體凈化系統：對罐車的呼排氣和真空系統排氣進行處理，使其能夠達到就地排放的限值。

(3)安全系統為罐車的安全運行提供保障，防止出現冒槽和泄漏事故，包括液位監測系統、泄漏報警系統、自動控制系統。

液位監測系統：監測罐車內廢液的液位，防止溢出，達到一定液位停止接收廢液，同時為控制系統提供參數。

泄漏報警系統：對屏蔽容器外側環境進行監測，防止屏蔽層外積存廢液。

自動控制系統：對罐車進行自動控制，連接軟管後可自動完成罐車的裝、卸料及沖洗功能，減少人員操作。

3 結語

罐車運輸方式激動靈活，不受地震地質等條件影響，退役時清去污方便，產生的放射性廢物量小，對周圍環境潛在影響小。在發生如福島核電站等事故產生放射性廢液泄露的情況下，轉運罐車也將能發揮其可移動靈活、操作方便、安全可靠等優點，及時將泄漏的放射性廢液轉運出去。即使存在管道輸送前提下，罐車輸送也可作為其補充應用手段，保障設施的安全，在核電站及核設施中有較大的應用前景。

【參考文獻】

[1]張志銀，嚴滄生，黃來喜，等.核電廠放射性廢物最小化[M].中國原子能出版社，2013：31-32.

⑶ 放射性廢物的分級

放射性廢物，按其物理性狀分為氣載廢物、液體廢物和固體廢物三類。放射性氣載廢物按其放射性濃度水平分為不同的等級。放射性濃度以Bq/m3（Bq/L）表示。
放射性固體廢物首先按其所含核素的半衰期長短和發射類型分為五種，然後按其放射性比活度水平分為不同的等級。放射性比活度以Bq/kg表示。 第Ⅰ級（低放廢氣）：濃度小於或等於4×107Bq/m3。
第Ⅱ級（中放廢氣）：濃度大於4×107Bq/m3。 第Ⅰ級（低放廢液）：濃度小於或等於4×106Bq/L。
第Ⅱ級（中放廢液）：濃度大於4×106Bq/L，小於或等於4×1010Bq/L。
第Ⅲ級（高放廢液）：濃度大於4×1010Bq/L。 放射性固體廢物中半衰期大於30a的α發射體核素的放射性比活度在單個包裝中大於4×106Bq/kg（對近地表處置設施，多個包裝的平均α比活度大於4×105Bq/kg）的為α廢物。
除α廢物外，放射性固體廢物按其所含壽命最長的放射性核素的半衰期長短為分四種。
含有半衰期小於或等於60d（包括核素碘-125）的放射性核素的廢物，按其放射性比活度水平分為二級。
第Ⅰ級（低放廢物）：比活度小於或等於4×106Bq/kg 。
第Ⅱ級（中放廢物）：比活度大於4×106Bq/kg 。
含有半衰期大於60d、小於或等於5a（包括核素鈷-60）的放射性核素的廢物，按其放射性比活度水平分為二級。
第Ⅰ級（低放廢物）：比活度小於或等於4×106Bq/kg。
第Ⅱ級（中放廢物）：比活度大於4×106Bq/kg。
含有半衰期大於5a、小於或等於30a（包括核素銫-137）的放射性核素的廢物，按其放射性比活度水平分為三級。
第Ⅰ級（低放廢物）：比活度小於或等於4×106Bq/kg。
第Ⅱ級（中放廢物）：比活度大於4×106Bq/kg、小於或等於4×1011Bq/kg，且釋熱率小於或等於2 kW/m3。
第Ⅲ級（高放廢物）：釋熱率大於2 kW/m3，或比活度大於4×1011Bq/kg。
含有半衰期大於30 a的放射性核素的廢物（不包括α廢物），按其放射性比活度水平分為三級。
第Ⅰ級（低放廢物）：比活度小於或等於4×106Bq/kg。
第Ⅱ級（中放廢物）：比活度大於4×106Bq/kg，且釋熱率小於或等於2 kW/m3。
第Ⅲ級（高放廢物）：比活度大於4×1010Bq/kg，且釋熱率大於2 kW/m3。 放射性廢物不恰當的管理會在現在或將來對人來健康和環境產生不利影響，放射性廢物管理必須履行旨在保護人類健康和管理的各項措施。國際原子能機構（IAEA）在徵集成員國意見的基礎上，經理事會批准，於1995年發布了放射性廢物管理九條基本原則。
1、保護人類健康
放射性廢物管理必須確保對人來健康的保護達到可接受水平。
2、保護環境
放射性廢物管理必須提供環境保護達到可接受水平。
3、超越國界的保護
放射性廢物管理必須考慮對人體健康和環境的超越國界可能的影響。
4、保護後代
放射性廢物管理必須保證對後代預期的健康影響不大於當今可接受的有關水平。
5、不給後代造成不適當負擔
6、納入國家法律框架
7、控制放射性廢物產生
8、兼顧放射性廢物產生和管理各階段間的相依性
9、保證廢物管理設施安全 1、安全分析和環境影響評價
2、安全文化
3、質量保證
4、研究和開發
5、文件化和資料庫
6、人員培訓和資格認定
7、應急計劃 ①改革不合理的工藝操作，防止不必要的污染並開展廢物的回收利用（見放射性廢物利用）；
②對已產生的廢物分類收集，分別貯存、處理，處理方法要求安全、經濟、凈化效率高和簡單易行；
③盡量減小容積以節省運輸、貯存和處理費用；
④向環境稀釋排放時要按照「合理、可行、盡量低」的原則嚴格控制；
⑤以穩定的固化體形式貯存，以減少放射性核素遷移擴散（見放射性廢物固化）；
⑥廢物的最終處置必須做到同生物圈有效地隔離。 包括對放射性排出物的控制處置（稀釋處置）和廢物的最終處置。放射性排出物（液體、氣體）向環境中稀釋排放時必須控制在正式規定的排放標准以下。放射性廢物最終處置意味著不再需要人工管理，不考慮將廢物再回取的可能。因此，為防止放射性廢物對自然環境和人類的危害，須將它與生物圈很好地隔離。 最終處置的主要對象是高放廢物和超鈾廢物。

⑷ 放射性廢物地質處置

9.3.3.1 概述

處置和處理是放射性廢物管理工作中的兩個密切相關而又有明確分工的組成部分。放射性廢物處置是指在無回收意向的條件下，將處理好的放射性廢物放置於建好的永久存放庫(稱為處置庫)或給定的安放場地，使其在預定的時期內與人類的生產、生活環境隔離。而處理是指減容、分離、焚燒、壓縮、固化、包裝、運輸等一系列環節。

地質處置就是從地質角度選擇合適的放置場地，利用地質體的環境屏障作用或地質體與處置工程建築的綜合屏障作用永久地存放和隔離放射性廢物的處置方法。地質處置方法不但在理論上已為人們普遍理解和接受，而且在自然環境中，成為無害物質保存在原地，有力地說明一定的地質體具備保存放射性廢物的環境能力。

放射性廢物處置問題的實質是用工程的和天然的多重屏障系統來有效地隔離影響人類健康與安全的放射性核素向環境遷移擴散。因此選擇安全可靠的處置場地和設計、建造貯存庫時，必須綜合考慮。

9.3.3.2高放廢物的地質處置

如何最終安全地處置在核燃料循環過程中產生和積累的高放廢物，是核工業發展中的一個重要問題，也是放射性廢物地質處置方法研究中的一個重要問題。目前，無論是高放固體廢物還是高放廢液，一般都是考慮在地殼深部進行處置。

(1)地質處置的影響因素

1)深度:固體放射性廢物地下貯存的原理簡單，且有一定的優勢。建造深650m或更深的地下貯存庫無技術困難，但需考慮各種地表作用與自然現象不至於影響所埋藏的廢物為准。

2)地下水流作用:地下水是埋藏的廢物最易接觸的溶劑與載體，故在選擇場地時，必須十分重視地下水環境，確保場址周圍不可能發生地下水的滲入或者入滲速度很低，在安全期限內不至於產生放射性溶質遷移到人類生活環境中的問題。選擇滲透性低的岩石、能使貯存庫環境主岩中的地下水流減少到最低限度。

3)區域地質穩定性:場址應盡可能選在構造穩定及地震活動微弱區域的岩石之中。另外，在構造活動性較強的地帶內，當這種構造作用並不影響擬定的貯存庫岩石及其中所埋藏的廢物時，也可以考慮在該地帶內選擇場址。場址應避開斷層及其他岩石裂隙。

4)主岩的環境特徵:環境主岩的礦物成分、化學成分及其放射性本底特徵是放射性廢物處置庫環境主岩的重要研究內容之一。具有低滲透性、高吸附性，與放射性廢物之間不會發生能引起放射性核素遷移反應的環境主岩，將成為處置庫外的可靠環境屏障。同時，埋藏廢物庫周圍的環境主岩要有足夠大的范圍。

5)工程地質特徵:鑒於岩石靜壓力隨深度而增大，故需選擇適當的埋藏深度，使岩石靜壓力不致危及貯存庫的坑道。岩石靜壓力在各處變化很大，所以對每個擬選場址都需查明其工程力學特徵，而且，處置庫的設計都需因地制宜。美國對田納西採石場的白雲石樣品進行注模試驗的結果表明，當岩石負荷達70MPa、溫度高至200℃時，岩石的變形很小。

6)自然資源環境:廢物貯存庫絕不應對自然資源產生強烈的影響。貯存庫中埋藏的放射性廢物和周圍的很大一部分環境主岩構成一個較完整體系，這一體系中的任何部分都不得以任何理由進行挖掘，影響其自然資源。

(2)高放廢物處置庫的岩石環境特徵

適用於高放廢物地質處置的環境岩石類型比較廣泛，涉及侵入岩、變質岩、噴出岩、沉積岩。例如;花崗岩、片麻岩、玄武岩、凝灰岩、流紋岩、頁岩、粘土、鹽岩等，世界上許多國家都分別作過研究。

高放廢物地質處置的環境岩石類型研究內容比較多，除地質學外，還有熱學、岩石力學等。具體的研究內容有:岩石待征、同位素地質年齡、孔隙度、滲透率、力學性質等。

(3)地質處置方案

對於長壽命、高水平放射性廢物的最終處置問題，最長遠的解決辦法是將其置入地殼深層中。這種處置的優點一是可按照地質年代計算的長時段中，從所有同人類接近或接觸的環境中消除了具有潛在危害的物質;二是有確實的保證，使這些物質在可能重返地表之前早已衰變掉。

目前，已經研究或擬研究的高放固體廢物地質處置方案有基岩礦坑處置、層狀鹽岩層處置、海底坑道處置等。

(4)廢液固化

為了解決高放廢液長期安全貯存的一些問題，一般以固態貯存較好。固態物更易於運往遠處，發生偶然事故或火災時釋出的危險較小，而且在地表或地下長期貯存之後滲入地下含水層的機會大為減少。

通常要求，任何一種將液體廢物轉化為固態物的處理方法，理論上應符合以下條件:體積顯著減小;工藝應比較簡單;生成物在所有預料的環境下均應具有化學穩定性;沒有自熱作用的損耗;生成物應不吸濕而且密實;工藝過程應適於遠距離操作和維修;方法應不太貴;生成物的形狀應易於運輸;最終產物應具有足夠強度，能經受跌落及其他偶然的撞擊;通過精心設計或採用有效的方法能夠保持低的放射性強度。

最重要的轉化和固化的方法是:瀝青化;水泥化和製成水泥塊;罐式般饒;流化床煅燒;噴霧固化;玻璃化;轉化成粘上燒結塊。目前，各國研究的適合高放廢液固化的四種主要方法是:罐式煅燒，噴霧固化，磷酸鹽玻璃化和硫化床煅燒。

9.3.3.3 中、低放固體廢物的地質處置

中、低放廢物包括液體、泥漿及多種材料，如防護服、動物迫骸、玻璃器皿、離子交換樹脂、管道閥門及紙張等。大多數中、低放廢物來自核電站、研究實驗室、醫院、工業設施和大學等。

中、低放固體廢物的地質處置方法主要有填溝法、包氣帶法、地面處置、地下坑道處置。

(1)填溝法

填溝法的優點主要是簡便易行，但廢物滲出的危險較大。從早期的實踐看，美國一般在天然地表挖掘淺溝掩埋處置低放廢物，有的用填溝法處理。大多數地溝的規模取決於地形、沉積物的類型、岩石特徵和其他局部條件。

(2)包氣帶法

一般說來，由於含水量的降低，包氣帶岩石的滲透系數比飽水帶大大降低，使放射性核素的遷移速度減小。因此，包氣帶處置是各國在處置中、低放廢物中重點研究的方法之一。

(3)地面處置

地面處置一般採用土丘式或工程結構式方案。該方案適用於半衰期很短的放射性核素如日本、法國採取這種方案，但美國人認為這是一種靈活適用但費用昂貴的管理方法。

(4)地下坑道處置

地下洞室和礦坑等均作為地下坑道的同等概念。在地質條件不適合於淺埋方案處置中、低放廢物的地區，可以考慮地下坑道處置方案。它適合於處置固體或固化廢液和半衰期范圍較寬的要求高度隔離的中、低放射性廢物。

9.3.3.4 放射性廢液的地質處置

放射性廢液深井處置是目前研究的方案之一，地下槽貯則是一種非永久性的過渡性地質處置方式，水力壓裂法處置放射性廢液是一種液入固存的地質處置方案。

⑸ 礦泉水中銫137的標准

礦泉水中放射性核素 137Cs 指導水平： 10 Bq/L
銫-137，核素符號 137Cs，半衰期為 30.167 1a。主要來源於核武器試驗、核反應堆的放射性正舉廢物、核燃料後處理廠的放射性廢液等。監測方法舉好碧包括γ能譜法、離子交換法、襪轎沉澱法、萃取法和人體內污染監測方法等。

⑹ 放射性廢物處理方法

放射性廢物處理方法

放射性廢物處理方法。相信大家對放射性廢物並不陌生，這是對大自然有害的某種東西，國家需要妥善的處理掉這些放射性廢物。接下來就由我帶大家詳細了解放射性廢物處理方法的相關內容。

放射性廢物處理方法1

介紹

為了安全和經濟地進行放射性廢物最終處置而預先進行的改變放射性廢物的物理和化學狀態的操作過程，包括收集、濃縮、固化、貯存以及廢物的轉運等。

放射性廢物在處理過程中有時還會產生新的廢物，這種新產生的廢物被稱為二次廢物。例如處理放射性廢液時，往往需要用絮凝沉澱、離子交換等方法多次處理，比活度才能達到允許排放的水平，而處理過程中產生的泥漿沉澱、廢樹脂等都是帶有放射性的二次廢物。這些廢物仍需要進一步處理。

放射性廢物的處理效果通常用去污系數和減容比表示。由於放射性只能靠放射性核素自身衰變而減弱，放射性廢物處理的過程，實質上只是將放射性廢物分成兩部分的過程，一部分體積小但集中了原始廢物中絕大部分放射性物質，另一部分體積大但比活度（或放射性濃度）很低。後一部分的處理目標是使放射性達到允許標准，從而在下一步可作一般廢物對待，其處理效果常用去污系數衡量。去污系數也稱凈化系數，其定義是處理前後廢物的比活度（或放射性濃度）之比。對前一部分而言，由於其處理目標是盡量減小體積，以利於最終處置，其處理效果常用減容比衡量。減容比也稱減容系數，其定義是處理前後廢物體積之比。減容比通常多指固體廢物經壓縮處理或液體廢物經固化處理前後體積之比。

放射性廢物的收集

應在各種放射性廢物的產生場所就地分類收集，以不同的接受方式和輸送設備將各種廢物分門別類集中到暫時貯存設施中。分類收集是為了便於用不同的方法分別進行處理和處置。通常首先將廢物按其物理狀態分成液體、固體和氣體廢物，還可進一步按廢物比活度（或放射性濃度）分成高、中、低放射性水平的廢物，簡稱高、中、低放廢物。對某些特殊放射性核素也應單獨分類收集，如含氚廢物、超鈾廢物（見超鈾元素）等。對固體廢物還可劃分為可燃廢物、不可燃廢物、可壓縮廢物等。

放射性廢物的減容

對放射性廢液採用濃縮減容，有絮凝沉澱、離子交換、吸附、蒸發等方法。根據廢液的比活度、化學組成、廢液量和處理要求可選用一種方法或幾種方法聯合使用。一般情況下，蒸發法、離子交換法和絮凝沉澱法處理放射性廢液的去污系數分別可達103～106、10～103和10～102。處理後原始廢液中的放射性核素則濃集在小量的蒸發殘渣、廢樹脂和沉澱泥漿內。對固體廢物的減容一般採用焚燒或壓縮處理。可燃廢物經焚繞後減容比可達40～100；不可燃的.廢物採用切割和壓縮減容，減容比可達2～10。

放射性廢物的固化

為了安全貯存，減少對環境的污染，須將放射性廢液或其濃縮物轉化為固體。放射性廢物固化的基本要求是：固化體的物理化學性能穩定,有足夠的機械強度，減容比大，在水中的浸出率低；操作過程簡單易行，處理費用低等。針對不同類型的廢物可採用不同的固化方法，其中水泥固化、瀝青固化、塑料固化和玻璃固化等已實際應用。

放射性廢物的貯存

未經固化處理的放射性廢液和濃縮物以及尚未選定最終處置方案的固化體等放射性廢物，都應在固定地點貯存在專用的容器中，貯存過程中要注意安全，不能使放射性廢物泄漏。對各種比活度的廢物要求使用不同的貯罐。如貯存鹼性中、低放廢液時一般採用碳鋼貯罐；貯存酸性高放廢液時須用雙層不銹鋼罐。對貯存比活度高、釋熱量大的高放廢液的貯罐有特別嚴格的要求：材料要耐腐蝕，結構要牢固可靠，設有通風散熱裝置、檢漏系統和料液轉運裝置等，並須進行監測。

放射性廢物的轉運

放射性廢物轉運的關鍵是廢物的包裝容器，事先要做好安全檢驗，對容器的強度、屏蔽防護、密封系統、包裝的標志等都有嚴格的規定。要求做到安全運輸，防止發生火災、容器顛覆及包裝破損而使放射性廢物泄漏，污染環境。

放射性廢物的分離回收

20世紀40年代末就開始了從高放廢液中分離回收裂變產物核素的研究。50年代末到60年代初，一些國家建立了分離回收裂變產物核素的中間工廠。分離工藝由早期的沉澱－萃取法發展為以溶劑萃取和離子交換等法（特別是無機離子交換材料）為主的流程。溶劑萃取法和離子交換法比沉澱法具有較高的回收率和較好的分離凈化效果，並且便於大規模的連續操作和遠距離控制。下面是各種常見放射性廢物的分離回收方法。

鍶 比較成熟的、用於生產的鍶分離提取工藝流程，是用有機萃取劑二（2－乙基己基）磷酸（HDEHP）在酸性條件下從高放廢液中萃取，或用離子交換置換色譜法分離回收鍶。

銫 早期對高放廢液中的銫曾用沉澱－萃取分離工藝，但有機萃取劑的耐輻照性能不夠理想。用無機離子交換材料如沸石、磷酸鋯等從高放廢液中分離提取銫的工藝流程，具有回收成本低、材料耐輻照性能好的優點。

鉕 從高放廢液中分離回收鉕的工藝流程是用HDEHP萃取分離出稀土核素和超鈾核素，再用離子交換置換色譜法從稀土核素中分離出鉕。

貴金屬 主要採用離子交換法從中性或鹼性高放廢液中吸附鍀、銠、鈀等，然後再以不同的淋洗劑分別回收它們。

超鈾核素 高放廢液中的鎿 237可用萃取法或離子交換法分離提取。分離鎇和鋦等核素時，可在低酸條件下（pH為1～2）用HDEHP與稀土核素共萃取,然後再用萃取法或離子交換置換色譜法與稀土核素分離。

放射性廢物處理是放射性廢物管理的重要措施。選擇處理方法應根據技術可行、經濟合理和規范許可而定。處理過程要防止環境污染，盡量減少二次廢物的產生量。此外，對放射性廢物應積極開展綜合利用。

放射性固體廢物處理和整備

放射性固體廢物種類繁多，可分為濕固體（蒸發殘渣、沉澱泥漿、廢樹脂等）和干固體（污染勞保用品、工具、設備、廢過濾器芯、活性炭等） 兩大類。核電廠固體廢物中40%以上是可燃或可壓縮的。為了減容和適於運輸、儲存和最終處置，要對固體廢物進行焚燒、壓縮、去污、固化或固定等處理。

（1） 焚燒 焚燒是將可燃性廢物氧化處理成灰燼（或殘渣）。焚燒可獲得很大減容和減重（10～100倍），可使廢物向無機化轉變；免除熱分解、腐爛、發酵和著火等危險； 焚燒還可以回收鈈、鈾等有用物質。

焚燒可分為兩大類， 即干法焚燒 （如過剩空氣焚燒、控制空氣焚燒、裂解、流化床、熔鹽爐等）和濕法焚燒（如酸煮解、過氧化氫分解等）。對放射性廢物焚燒，要求採用專門設計的焚燒爐，有足夠的防護措施，爐內維持一定負壓。經過焚燒，70%以上放射性物質進入爐灰中。對爐灰要進行固化處理或直接裝入高度整體性容器中進行處置。

（2） 壓縮 壓縮是依靠機械力作用， 使廢物密實化，減少廢物體積。雖然壓縮處理可獲得的減容倍數比較低（2～10），但和焚燒處理相比，壓縮處理操作簡單，設備投資和運行成本低， 所以壓縮處理在核電廠應用相當普遍。現在各國採用的壓縮機種類很多，有的在桶內壓縮，有的壓扁後裝桶。壓力有幾十噸、幾百噸，也有幾千噸壓力的高壓壓縮機， 可使金屬廢品壓縮到接近理論密度。

（3） 去污 去污是使不希望存在的放射性核素部>分或全部除去。去污可使沾污的設備或部件能被重新使用，或者當作非放射性廢物處置，以減少廢物體積；去污後可降低輻射水平，減少對人體的危害，使便於維修、事故處理或退役操作。核電廠去污活動包括迴路的定期、不定期去污， 事故去污和退役去污等。

去污方法很多，應該根據處理對象和要求、污染水平、客觀條件等選用不同的方法，常用的有：①化學法：選用酸、鹼、氧化-還原劑、絡合劑、表面活性劑和緩蝕劑配製成去污溶液、泡沫劑、糊膏等。去污工藝有浸泡法、循環漂洗法、噴塗法等。②機械法：包括真空吸塵、人工或機械人擦拭、噴射高壓水或蒸汽、噴射磨料（例如砂、鋼砂、氧化鋁、氧化硼、乾冰粒）、超聲波去污等。③電化學法：如電解去污。此外，廢金屬經過熔融處理，污染核素大部分進入爐渣中，這種熔融處理後的廢金屬經監測合格可以再利用。

（4）固化和固定 放射性廢液處理產生的泥漿、蒸發殘渣和廢樹脂等濕固體，焚燒爐灰等干固體，都是彌散性物質，不適於安全運輸、長期儲存和最終處置，需要固化處理。固化產品應該是堅實的整體塊。抗壓、耐沖擊，牢固地包容放射性核素，抗浸出，耐輻照和衰變熱作用，不腐蝕包裝容器，不易受細菌侵蝕作用等。已開發研究的固化方法很多。此外，沾污的廢過濾器芯子，切割解體的沾污設備，裝在鋼桶或箱中，需要灌注水泥沙漿或熔融的瀝青，填充孔隙， 進行固定處理。

放射性廢物處理方法2

放射性廢物處置

基本原理

放射性廢物處置的基本原理是建造一種處置系統，使之能在一定的安全期內有效包容放射性廢物。即使放射性廢物會通過自然過程以多種擴散形式遷移並稀釋，但稀釋後的濃度不存在不可接受的危害。對鈾礦山廢石一般利用廢礦井就地回填處置，對短壽命中低放廢物一般採用近地表處置、岩洞處置或水力壓裂和深井注入等方式，處置系統的有效期為300～500年；對高放廢物、d廢物、乏燃料和長壽命中低放廢物，提出了宇宙處置、深海處置、海床處置、冰蓋處置、岩石熔化處置等方式，但公認的有效可行的方式是深地質處置，其處置系統的有效期應達到1萬～10萬年。

其他定義

廢物處置是指把廢物安放進經過批準的設施中，採用工程屏蔽和天然屏蔽相結合的多重屏蔽體系，為被處置的廢物提供安全隔離，確保：

（1）包容的短壽命放射性核素衰減到無害化水平；

（2）包容的長壽命放射性核素和其他有毒物質的釋放量極低，進入環境的濃度處於可接受的水平。

廣義來說，處置也包括經批準的將氣載或液體流出物直接排入環境，如經過處理合格的廢水排入水體，經過處理合格廢氣排入大氣。

⑺ 常見的放射性廢水處理方法有哪些

放射性廢水的主要去除對象是具有放射性的重金屬元素，與此相關的處理技術，簡單地可分為化學形態改變法和化學形態不變法兩類。

放射性廢水處理方法：

其中化學形態改變法包括：

1、化學沉澱法；

2、氣浮法；

3、生化法。

化學形態不變法包括：

1、蒸發法；

2、 離子交換法；

3、吸附法；

4、 膜法。

化學沉澱法是向廢水中投放一定量的化學絮凝劑，如硫酸鉀鋁、硫酸鈉、硫酸鐵、氯化鐵等，有時還需要投加助凝劑，如活性二氧化硅、黏土、聚合電解質等，使廢水中的膠體物質失去穩定而凝聚何曾細小的可沉澱的顆粒，並能於水中原有的懸浮物結合為疏鬆絨粒。改絨粒對水中的放射性元素具有很強的吸附能力，從而凈化水中的放射性物質、膠體和懸浮物。引起放射性元素與某種不溶性沉渣共沉的原因包括了共晶、吸附、膠體化、截留和直接沉澱等多種作用，因此去除效率較高。

化學沉澱法的優點是：方法簡便、費用低廉、去除元素種類較廣、耐水力和水質沖擊負荷較強、技術和設備較成熟。缺點是：產生的污泥需進行濃縮、脫水、固化等處理，否則極易造成二次污染。化學沉澱法適用於水質比較復雜、水量變化較大的低放射性廢水，也可在與其他方法聯用時作為預處理方法。

蒸發濃縮法處理放射性廢水：除氚、碘等極少數元素之外，廢水中的大多數放射性元素都不具有揮發性，因此用蒸發濃縮法處理，能夠使這些元素大都留在殘余液中而得到濃縮。蒸發法的最大優點之一是去污倍數高。使用單效蒸發器處理只含有不揮發性放射性污染物的廢水時，可達到大於10的4次方的去污倍數，而使用多效蒸發器和帶有除污膜裝置的蒸發器更可高達10的6次方到8次方的去污倍數。此外，蒸發法基本不需要使用其他物質，不會像其他方法因為污染物的轉移而產生其他形式的污染物。

盡管蒸發法效率較高，但動力消耗大、費用高，此外，還存在著腐蝕、泡沫、結垢和爆炸的危險。因此，本法較適用於處理總固體濃度大、化學成分變化大、需要高的去污倍數且流量較小的廢水，特別是中高放射性水平的廢水。

新型高效蒸發器的研發對於蒸發法的推廣利用具有重大意義，為此，許多國家進行了大量工作，如壓縮蒸汽蒸發器、薄膜蒸發器、脈沖空氣蒸發器等，都具有良好的節能降耗效果。另外，對廢液的預處理、抗泡和結垢等問題也進行了不少研究。

離子交換法處理放射性廢水的原理是，當廢液通過離子交換劑時，放射性離子交換到離子交換劑上，使廢液得到凈化。目前，離子交換法已廣發應用於核工藝生產工藝及放射性廢水處理工藝。

許多放射性元素在水中呈離子狀態，其中大多數是陽離子，且放射性元素在水中是微量存在的，因此很適合離子交換出來，並且在無非放射性粒子干擾的情況下，離子交換能夠長時間的工作而不失效。

離子交換法的缺點是，對原水水質要求較高；對於處理含高濃度競爭離子的廢水，往往需要採用二級離子交換柱，或者在離子交換柱前附加電滲析設備，以去除常量競爭離子；對釕、單價和低原子序數元素的去除比較困難；離子交換劑的再生和處置較困難。除離子交換樹脂外，還有用磺化瀝青做離子交換劑的，其特點是能在飽和後進行融化-凝固處理，這樣有利於放射性廢物的最終處置。

吸附法是用多孔性的固體吸附劑處理放射性廢水，使其中所含的一種或數種元素吸附在吸附劑的表面上，從而達到去除的目的。在放射性廢液的處理中，常用的吸附劑有活性炭、沸石等。

天然斜發沸石是一種多孔狀結構的無機非金屬礦物，主要成分為鋁硅酸鹽。沸石價格低廉，安全易得，處理同類型地放射性廢水的費用可比蒸發法節省80%以上，因而是一種很有競爭力的水處理葯劑。它在水處理工藝中常用作吸附劑，並兼有離子交換劑和過濾劑的作用。

當前，高選擇性復合吸附劑的研發是吸附法運用中的熱點。所謂「復合」是指離子交換復合物（氰亞鐵鹽、氫氧化物、磷酸鹽等）在母體（多位多孔物質）上的某些方面飽和，所以新材料結合天然母體材料的優點，具有良好的機械性能、高的交換容量以及適宜的選擇性。

離子浮選法屬於泡沫分離技術范疇。該方法基於待分離物質通過化學的、物理的力與捕集劑結合在一起，在鼓泡塔中被吸附在氣泡表面而富集，借泡沫上升帶出溶液主體，達到凈化溶液主體和濃縮待分離物質的目的。例子浮選法的分離作用，主要取決於其組分在氣-液界面上選擇性和吸附程度。所使用捕集劑的主要成分是，表面活性劑和適量的起泡劑、絡合劑、掩蔽劑等。

離子浮選法具有操作簡單、能耗低、效率高和適應性廣等特點。它適用於處理鈾同位素生產和實驗研究設施退役中產生的含有各種洗滌劑和去污劑的放射性廢水，尤其是含有有機物的化學清洗劑的廢水，以便充分利用該廢水易於起泡的特點而達到回收金屬離子和處理廢水的目的。

膜處理作為一門新興學科，正處於不斷推廣應用的階段。它有可能成為處理放射性廢水的一種高效、經濟、可靠的方法。目前所採用的膜處理技術主要有：微濾、超濾、反滲透、電滲析、電化學離子交換、鐵氧體吸附過濾膜分離等方法。與傳統處理工藝相比，膜技術在處理低放射性廢水時，具有出水水質好，濃縮倍數高，運行穩定可靠等諸多優點。

不同的膜技術由於去除機理不同，所適用的水質與現場條件也不盡相同。此外，由於對原水水質要求較高，一般需要預處理，故膜法處理法宜與其他方法聯用。

如鐵凝沉澱-超濾法，適用於處理含有能與鹼生成金屬氫氧化物的放射性離子的廢水。

水溶性多聚物-膜過濾法，適用於處理含有能被水溶性聚合物選擇吸附的放射性離子的廢水。

化學預處理-微濾法，通過預處理可以大大提高微濾處理放射性廢水的效果，且運行費用低，設備維護簡單。

⑻ 放射性固體廢物的處理方法

放射性固體廢物的處理方法

放射性固體廢物的處理方法，具有放射性的固體，一般對環境的污染是很大的，所以需要掌握好正確的處理方法。下面就由我為大家解答一下放射性固緩舉體廢物的處理方法這問題吧，希望大家一起來了解一下吧！

放射性固體廢物的處理方法1

放射性廢物的收集

應在各種放射性廢物的產生場所就地分類收集，以不同的接受方式和輸送設備將各種廢物分門別類集中到暫時貯存設施中。分類收集是為了便於用不同的方法分別進行處理和處置。通常首先將廢物按其物理狀態分成液體、固體和氣體廢物，還可進一步按廢物比活度或放射性濃度、分成高、中、低放射性水平的廢物，簡稱高、中、低放廢物。對某些特殊放射性核素也應單獨分類收集，如含氚廢物、超鈾廢物見超鈾元素、等。對固體廢物還可劃分為可燃廢物、不可燃廢物、可壓縮廢物等。

放射性廢物的減容

對放射性廢液採用濃縮減容，有絮凝沉澱、離子交換、吸附、蒸發等方法。根據廢液的比活度、化學組成、廢液量和處理要求可選用一種方法或幾種方法聯合使用。一般情況下，蒸發法、離子交換法和絮凝沉澱法處理放射性廢液的去污系數分別可達103～106、10～103和10～102。處理後原始廢液中的放射性核素則濃集在小量的蒸發殘渣、廢樹脂和沉澱泥漿內。對固體廢物的減容一般採用焚燒或壓縮處理。可燃廢物經焚繞後減容比可達40～100；不可燃的廢物採用切割和壓縮減容，減容比可達2～10。

放射性廢物的固化

為了安全貯存，減少對環境的污染，須將放射性廢液或其濃縮物轉化為固體。放射性廢物固化的基本要求是：固化體的物理化學性能穩定,有足夠的機械強度，減容比大，在水中的浸出率低；操作過程簡單易行，處理費用低等。針對不同類型的廢物可採用不同的固化方法，其中水泥固化、瀝青固化、塑料固化和玻璃固化等已實際應用。

放射性廢物的貯存

未經固化處理的放射性廢液和濃縮物以及尚未選定最終處友輪置方案的固化體等放射性廢物，都應在固定地點貯存在專用的'容器中，貯存過程中要注意安全，不能使放射性廢物泄漏。對各種比活度的廢物要求使用不同的貯罐。如貯存鹼性中、低放廢液時一般採用碳鋼貯罐；貯存酸性高放廢液時須用雙層不銹鋼罐。對貯存比活度高、釋熱量大的高放廢液的貯罐有特別嚴格的要求：材料要耐腐蝕，結構要牢固可靠，設有通風散熱裝置、檢漏系統和料液轉運裝置等，並須進行監測。

放射性廢物的轉運

放射性廢物轉運的關鍵是廢物的包裝容器，事先要做好安全檢驗，對容器的強度、屏蔽防護、密封系統、包裝的標志等都有嚴格的規定。要求做到安全運輸，防止發生火災、容器顛覆及包裝破損而使放射性廢物泄漏，污染環境。

放射性固體廢物的處理方法2

1、 焚燒

焚燒是將可燃性廢物氧化處理成灰燼或殘渣、。焚燒可獲得很大減容和減重10～100倍、，可使廢物向無機化轉變；免除熱分解、腐爛、發酵和著火等危險； 焚燒還可以回收鈈、鈾等有用物質。

焚燒可分為兩大類， 即干法焚燒 如過剩空氣焚燒、控制空氣焚燒、裂解、流化床、熔鹽爐等、和濕法焚燒如酸煮解、過氧化氫分解等、。對放射性廢物焚燒，要求採用專門設計的焚燒爐，有足夠的防護措施，爐內維持一定負壓。經過焚燒，70%以上放射性物質進入爐灰中。對爐灰要進行固化處理或直接裝入高度整體性容器中進行好哪信處置。

2、 壓縮

壓縮是依靠機械力作用， 使廢物密實化，減少廢物體積。雖然壓縮處理可獲得的減容倍數比較低2～10、，但和焚燒處理相比，壓縮處理操作簡單，設備投資和運行成本低， 所以壓縮處理在核電廠應用相當普遍。現在各國採用的壓縮機種類很多，有的在桶內壓縮，有的壓扁後裝桶。壓力有幾十噸、幾百噸，也有幾千噸壓力的高壓壓縮機， 可使金屬廢品壓縮到接近理論密度。

3、 去污

去污是使不希望存在的放射性核素部>分或全部除去。去污可使沾污的設備或部件能被重新使用，或者當作非放射性廢物處置，以減少廢物體積；去污後可降低輻射水平，減少對人體的危害，使便於維修、事故處理或退役操作。核電廠去污活動包括迴路的定期、不定期去污， 事故去污和退役去污等。

去污方法很多，應該根據處理對象和要求、污染水平、客觀條件等選用不同的方法，常用的有：化學法：選用酸、鹼、氧化-還原劑、絡合劑、表面活性劑和緩蝕劑配製成去污溶液、泡沫劑、糊膏等。去污工藝有浸泡法、循環漂洗法、噴塗法等。機械法：包括真空吸塵、人工或機械人擦拭、噴射高壓水或蒸汽、噴射磨料例如砂、鋼砂、氧化鋁、氧化硼、乾冰粒、、超聲波去污等。電化學法：如電解去污。此外，廢金屬經過熔融處理，污染核素大部分進入爐渣中，這種熔融處理後的廢金屬經監測合格可以再利用。

4、固化和固定

放射性廢液處理產生的泥漿、蒸發殘渣和廢樹脂等濕固體，焚燒爐灰等干固體，都是彌散性物質，不適於安全運輸、長期儲存和最終處置，需要固化處理。固化產品應該是堅實的整體塊。抗壓、耐沖擊，牢固地包容放射性核素，抗浸出，耐輻照和衰變熱作用，不腐蝕包裝容器，不易受細菌侵蝕作用等。已開發研究的固化方法很多。此外，沾污的廢過濾器芯子，切割解體的沾污設備，裝在鋼桶或箱中，需要灌注水泥沙漿或熔融的瀝青，填充孔隙， 進行固定處理

⑼ 核磁共振廢水怎麼處理

1、化學沉澱法
化學沉澱法是將沉澱劑與廢水中微量的放射性核素發生共沉澱作用的方法。廢水中放射性核素的氫氧化物、碳酸鹽、磷酸鹽等化合物大都是不溶性的，因而能在處理中被除去。
化學處理的目的是使廢水中的放射性核素轉移並濃集到小體積的污泥中去，而使沉積後的廢水剩餘很少的放射性，從而能夠達到排放標准。
2、離子交換法
離子交換法採用離子交換樹脂，適用於含鹽量較低的廢液。當含鹽量較高時，用離子交換樹脂來處理所花的費用比選擇性工藝要高。這主要是低選擇性的樹脂對放射性核素有很大的關聯。在放射性廢水凈化中，利用電滲析的方法可以增加離子交換工藝的利用效率。
3、吸附法
吸附法是利用多孔性固態物質吸附去除水中重金屬離子的一種有效方法。吸附法的關鍵技術是吸附劑的選擇。常用的吸附劑有活性炭、沸石、高嶺土、膨潤土、黏土等。
4、蒸發濃縮
蒸發濃縮法具有較高的濃縮因子和凈化系數，多用於處理中、高水平放射性廢水。蒸發法的工作原理是：將放射性廢水送入蒸發裝置，同時導入加熱蒸汽將水蒸發成水蒸氣，而放射性核素則留在水中。蒸發過程中形成的凝結水排放或回用，濃縮液則進一步進行固化處理。
5、膜分離技術
膜技術是處理放射性廢水的比較高效、經濟、可靠的方法。由於膜分離技術具有出水水質好、物料無相變、低能耗等特點，膜技術受到了積極的研究。
6、生物處理法
生物處理法包括植物修復法和微生物法。植物修復是指利用綠色植物及其根際土著微生物共同作用以清除環境中的污染物的一種新的原位治理技術。
7、磁-分子法
該法以一種稱為鐵蛋白的蛋白質為基礎，將其改性後，利用磁性分子選擇性地結合污染物,再用磁鐵將其從溶液中去除,然後被結合的金屬通過反沖洗磁性濾床得到回收。
8、惰性固化法
這一新工藝利用低溫(<90℃)凝固法來穩定高鹼性、低活度的放射性廢液，即將廢液轉化為惰性固化體。
9、零價鐵滲濾反應牆技術
滲濾反應牆是目前在歐美等發達國家新興起來的用於原位去除污染地下水中污染組分的方法。PRB一般安裝在地下蓄水層中，垂直於地下水流方向，當污染的地下水流在自身水力梯度作用下通過反應牆時，污染物與牆體中的反應材料發生物理、化學反應而被去除，從而達到污染修復的目的。

⑽ 放射性廢棄物如何處理

放射性廢棄物如何處理

放射性廢棄物如何處理，很多工廠製造完產品以後，剩下來都是廢物，還都是帶有放射性的，這都是有危害的對我們身體，我和大家一起來看看放射性廢棄物如何處理的相關資料，一起來看看吧。

放射性廢棄物如何處理1

01、放射性液體的處理

（1）放射性廢液：需利用放射性廢水專用處理裝置或分隔污水池輪流存放和排放放射性廢液。放射性濃度小於或等於「公眾導出食入濃度」DIC（公眾）的廢液可作非放射性廢液處理，排入下水道系統。

此外，也可將廢液注入容器存放10個半衰期後，排入下水道系統。如廢液中含有長半衰期核素，可先固化，然後作固體廢物處理。

（2）患者排泄物的處理：使用放射性葯物的患者在診療期間應使用有輻射防護標志的專用衛生間，對患者排泄物實施統一收集和管理。

02、放射性固體廢物的處理

（1）放射性固體廢物收集：按廢物可燃與不可燃、有無病原體毒性分類收集廢物。收集廢物的污物桶應具有外防護層和電離輻射標志。污物桶放置點應避開工作人員作業和經常出入的地方。污物桶內應放置專用塑料袋直接收納廢物。裝滿後及時轉送貯存室。

（2）放射性固體廢物存放：

放射性固體貯存應符合放射衛生防護要求，放射性貯存間安裝通風設備，出入口有電離輻射標志。

廢物袋、廢物桶及其他存放容器必須在顯著位置，標注廢物類型、核素種類、比活度范圍和存放日期等。

注射器及碎玻璃等物品的廢物袋外應附加外套。

（3）放射性固體廢物處理：

放射性固體廢物按半衰期長短分類收集，置放射性貯存室內自然衰變。污染有病原體固體廢物，必須先消毒、滅菌，然後按固體放射性廢物處理。

短半衰期核素（半衰期＜15天）存放10個半衰期，放射性比活度降低與7.4×104Bq/kg後，作為非放射性廢物處理；長半衰期放射性廢物暫存放衰變室，交由專門機構回收處理。

GBq量級以下廢棄密封放射源必須存放在足夠外照射屏蔽能力的設施里待處理。

放射性廢物存放需標明名稱、放置日期以及處理日期，並進行登記。外送前需測定放射性活度，達到排放規定水平後用紅色膠袋密封包裝；交接時需登記交接日期、廢物名稱、重量、生產科室、經手人、交接單位。由專人放置醫院廢物存放點。

03、放射性氣載廢物的處理

（1）凡使用133Xe診斷檢查患者的場所，應具備回收患者呼出氣中133Xe的裝置，不可直接排入大氣。

（2）放射性濃度小於或等於「公眾導出空氣濃度」DAC（公眾）的氣載廢物為非放射性廢氣，可以直接排放。

放射性廢棄物如何處理2

放射性廢物處理指使放射性廢物適於最終處置（包括往大氣或水體排放）的一切操作實踐，例如收集、分類、濃縮、焚燒、壓縮、去污、固化、包裝、儲存和運輸等。廢物處理的目標是盡量減少放射性廢物的體積，以減少儲存、運輸和處置的費用;並盡可能回收或復用，減少向環境的`排放。排放的放射性總量和濃度必須符合有關規定。廢物必須分類收集和存放，分別處理，防止交叉污染或污染的擴散。

放射性廢物的收集

應在各種放射性廢物的產生場所就地分類收集，以不同的接受方式和輸送設備將各種廢物分門別類集中到暫時貯存設施中。分類收集是為了便於用不同的方法分別進行處理和處置。通常首先將廢物按其物理狀態分成液體、固體和氣體廢物，還可進一步按廢物比活度（或放射性濃度）分成高、中、低放射性水平的廢物，簡稱高、中、低放廢物。對某些特殊放射性核素也應單獨分類收集，如含氚廢物、超鈾廢物（見超鈾元素）等。對固體廢物還可劃分為可燃廢物、不可燃廢物、可壓縮廢物等。