核科學技術術語 第8部分：放射性廢物管理 征求意見稿

1核科學技術術語第8部分：放射性廢物管理3.13.2注：為方便起見，有時將“廢物產(chǎn)生者”一詞的范3.3注：例如，核燃料循環(huán)各階段、研究堆以及放射3.4放射性廢物表征radioactivewastecharacter注：用以確定其是否需要進一步調(diào)制、處理或整備，或確定其是否適合進一步操作、加工、貯存或處置。3.5從工藝過程中提取的物質(zhì)樣品或具有物質(zhì)平均特性的注：放射性廢物樣品用于確定目標放射性廢物流的比例因子參數(shù)。具有3.6來自不同容器的樣品且樣品的質(zhì)量比等于容器中所含物質(zhì)的質(zhì)量比的示例：在給定時間內(nèi)采集的一系列樣品，并按收集率加權；或由在23.7放射性廢物管理radioactivewastemanag與放射性廢物的操作、預處理、處理、整備、運輸、貯存和處置相關的各種行政與3.83.93.10廢物預處理radioactivewastepretre3.113.123.133.14放射性氣態(tài)廢物處理radioactivegaseouswastetre3.15采用必要的工藝技術降低放射性廢液中放射3.16放射性固體廢物處理radioactivesolidwastetrea33.17鈾/釷礦冶廢物處理uranium/thoriumoreminingwastetrea3.18注：可包括將廢物轉變?yōu)閺U物固化體，將廢物封閉在容器內(nèi)，3.193.20將放射性廢物放置在為其提供包容的設施中的注：廢物貯存與廢物處置之間的主要區(qū)別在于是否將對廢物進行回取，3.213.223.233.243.253.2643.27率，在考慮了經(jīng)濟和社會因素之后，保持在可合理達到的盡量低水平3.283.29為避免或減少在應急照射情況或現(xiàn)存照射情況下可能發(fā)生的照射，消除放射源或減少放射性的行3.30從核設施釋放(或假定要釋放)的放射性物質(zhì)的注：用于模擬放射性核素向環(huán)境的釋放，特別是在核設3.313.32注：又稱“放射性核素種態(tài)”。環(huán)境中的放射性核素的濃度一般較3.333.34注：又稱“有組織排放(institutionalrelease)”。發(fā)生在核與輻射設施正常運行期間。3.35須經(jīng)取樣監(jiān)測符合排放控制標準的一個批次的液態(tài)3.3653.37主要由影響介質(zhì)中不同分子速度的物理過程引起的放射性核素在空氣或水中的注2：通常與分散同義，但彌散主要是更具體地3.38注：又稱“排出流”。通常在排放到環(huán)境中之前測量流出物的放射性活度濃度，以驗證其符合國家法規(guī)允許水平。3.39放射性環(huán)境流出物radioactiveenvironmente3.40放射性氣態(tài)流出物radioactivegaseouseffl從核設施、實驗室通過氣體途徑排入環(huán)境的放3.41從核設施、實驗室通過液體途徑排入環(huán)境的放射3.423.433.44注：其依據(jù)是輻射源或活動的產(chǎn)生的照射足夠小，或已是防護的優(yōu)3.453.4663.47注2：修復并不一定意味著完全去除污染，使場3.483.49注1：包括與技術(例如殘留污染濃度、工程性能)注2：場址假定的未來最終用途是修復目標的基礎，并用于制定退役3.50環(huán)境修復environmentalremed3.51分離—嬗變partitioningandtr將高水平放射性廢液中長壽命的錒系元素和長壽命的裂變產(chǎn)物分離提取出來，然后送到反應堆中3.52天然存在的放射性物質(zhì)naturallyoccurringradioactivemateria3.53注：如某些天然存在的放射性物質(zhì)在加工過程中，其所含的放射性3.5473.553.56為防止或控制放射性物質(zhì)釋放和擴散而設計的方法或3.573.583.59注：是處置設施選址過程的早期階段，在此期間，區(qū)3.603.613.6283.63注：包括對地質(zhì)構造、水文地質(zhì)、氣象和社會/經(jīng)濟條件等對選定區(qū)域內(nèi)的不同場址作為處置設施的適合性進行勘3.65對影響場址設施或活動安全的因素進行分析的注：包括場址特性評價，考慮可能影響設施或活動的安全特性從而導致放射性物質(zhì)釋放的因素和/或可能影響放射性物質(zhì)在環(huán)境中擴散的因素，以及與安全相關的人口和通道問題(例如疏散的可行性，人員和資3.66場址特性評價sitecharacteriz3.67基于對首選場址的詳細調(diào)查，提供場址安全評價所需的特定信息的注：場址確定是處置設施選址過程的最后階段，包括處置設施設計的4廢物分類4,1放射性氣態(tài)廢物radioactivegaseous注：簡稱“放射性廢氣”。其放射性核素濃度或活度高于監(jiān)管部門規(guī)定的清潔解控水平，根據(jù)其放射性水平不同，可以經(jīng)簡單處理合格后排放或經(jīng)綜合處理（如滯留衰變、吸附、4.2注：簡稱“放射性廢液”。其放射性核素濃度或活度高于監(jiān)管部門規(guī)定的清94.3含有放射性核素或者被放射性核素污染的固注1：又稱“固體放射性廢物”。其放射性核素濃度或者活度高于監(jiān)管部門規(guī)4,4放射性有機廢物radioactiveorganic4.5注：又稱“可壓實廢物”。如防護衣物、拖布、擦紙、塑料制品、過濾芯、廢樹脂、玻璃制品、金屬管道、電纜、4,6所含主要放射性核素的半衰期很短，長壽命放射性核素的注1：極短壽命放射性核素通常用于科研和醫(yī)療，其半衰期一般小于1004.7注：其典型特征是長壽命放射性核素濃度不超過限值(單個廢物包中的長壽命放射性核素濃度不超過4000Bq/g，且每個廢物包的總體平均放射性核素濃度不超過注：其典型特征是長壽命的放射性核素濃度超過了短壽命放射性廢物的限值。注1：簡稱“極低放廢物”?；疃葷舛认孪拗禐榻饪厮剑舷拗狄话阕?：典型的包括核設施退役過程中產(chǎn)生的污染4.10所含放射性核素活度濃度高于清潔解控水平，長壽命放射性核素含量有限的放射性廢物。度一般為地表至地下30m。注3：來源廣泛，如核電廠正常運行產(chǎn)生的離子交換樹脂和放射性4.11注3：需采取比近地表處置更高程度的包容和隔離措施。可能需要在地下幾十米至幾百米，甚至更深的深度進行處4.12所含放射性核素活度濃度高、衰變釋熱量大，或含有大量長壽命放射性核素的廢注2：包括乏燃料后處理第一溶劑萃取循環(huán)產(chǎn)生的含有錒系元素和大部分裂變產(chǎn)物的高放廢液及其固化體、不進行4.13注：其α放射性活度濃度在單個包裝中大于4×106Bq/kg且在多個廢物包中的平均α活度濃度大于4×105Bq/kg。4,14含足夠半衰期大于20年、原子序數(shù)大于92的放射性核素的注：其放射性活度濃度大于或等于3.7×106Bq/kg。主要包括乏燃料后處理廠和钚加工處理設施產(chǎn)生的放射性廢物。4.154.16核電廢物nuclearpowerplants4,17核燃料循環(huán)廢物nuclearfuelcycle注：通常包括鈾礦冶、鈾轉化、鈾濃縮、燃料制造、反應堆運行、乏燃4.18注：例如，廢離子交換樹脂、廢過濾器芯、地面清洗廢水及不復用的含硼廢水等。4.194.20核技術應用廢物nucleartechnologiesapplication放射性同位素生產(chǎn)和應用及射線裝置應用過程中產(chǎn)生的放射性4.21礦冶廢物miningandmillingw注：例如，廢石、尾礦、堆浸渣、泥漿、濾餅和流出物等。4.22伴生廢物associatedoremining注：伴生礦包括伴生有鈾/釷的稀土礦、有色金屬礦、磷礦、4.23注：為了開展某種放射性廢物處理工藝研究，有時加入示蹤量放射性核素或穩(wěn)定同4.244.254.264.27含氚廢物tritiumbearin所含氚的放射性活度濃度大于監(jiān)管部門規(guī)定限值的放射性4.284.294.304.31注：因從未受管控，或因未經(jīng)適當授權而被遺5廢物預處理5.1廢物接收準則wasteacceptancecr由監(jiān)管部門制定或由營運單位制定并經(jīng)監(jiān)管部門批準的廢物體或廢物包的定量或定性的營運單位5.2注：可將廢物分出放射性或非放射性廢物，或可燃與不可燃5.3按照廢物或物質(zhì)的放射性特性、化學和/或物理特性，將其按放射性廢物或豁免廢物的類型分開或注：分類的目的是便于廢物操作和/或加工。5.45.56.1注：如溶解、蒸發(fā)、焚燒、玻璃固化、瀝青固化、水泥固化都可能產(chǎn)生尾氣6.26.3尾氣凈化系統(tǒng)off-gasclearning6.4高效微粒空氣過濾器highefficiencyparticulateairfi其通常以高效率收集最具穿透力的粒徑(直徑在0.1μm至0.3μm之間)的氣溶膠顆粒，并設計用于收集更大比例的粒徑更大或更小的的氣溶膠顆粒。其最低效率在國際標準中沒有定義。6.5注：通常用于反應堆運行、乏燃料后處理和同位素生產(chǎn)等過程中。6.66.7通風過濾ventilationandfiltr6.8過濾效率filteringeffi6.96.106.116.12低溫吸附器cryogenicads利用吸附劑在低溫下吸附氣體中某些放射性氣體組分，使之滯留6.13放射性氣體衰變箱radioactivega6.146.156.16利用吸附材料將放射性氣態(tài)廢物中的放射性核素吸附滯留，通過衰變降低其放射性水平，和/或減6.176.186.19濃縮因子concentration放射性液體廢物蒸發(fā)濃縮處理過程中，原始廢液體積與蒸殘物體積6.20注：例如，利用濾紙、濾布或玻璃纖維等。6.21注：例如，利用離心、過濾、凍融等技術去除沉6.22注：通常利用加熱、化學或電解等方法。6.236.246.256.26通過在液體內(nèi)的化學反應所產(chǎn)生的不溶性產(chǎn)物的結合或載帶作用，從放射性液體廢物中除去放射6.27通過兩種以上物質(zhì)的一起沉淀，將放射性核素從液相轉移到不溶性沉淀物中的過程。6.28利用中和電荷和使中性粒子凝集并沉淀，從廢液6.296.306.31利用膜在壓力推動作用下，截留直徑在（0.05～2）μm范圍內(nèi)的顆粒和大分6.32利用膜在壓力推動作用下，截留直徑在（0.001～6.336.34注：為了達到凈化和濃縮的目的。6.356.36通過沉降或其他固-液分離方法，從廢液中分離出來的懸浮6.37借助于外加熱將放射性液體廢物中水分汽化6.38將低熱值的蒸汽壓縮以提高其壓力和熱焓，使成為有用熱能的一種壓縮6.39對放射性液體廢物蒸發(fā)處理過程中產(chǎn)生的二次蒸汽進行壓縮后，將其作為加熱工質(zhì)加熱蒸發(fā)放射6.406.416.426.436.446.456.46在空氣供應量大于理論計算量的情況下，實現(xiàn)可燃廢物高溫分解的處理方6,476.486.49廢物經(jīng)分揀、破碎后，送進惰性介質(zhì)為導熱介質(zhì)的床層中在高溫下分解的處理方法。6.506.51快堆嬗變fastreactortra利用快堆的快中子反應將廢物中的次錒系核素或長壽命裂變產(chǎn)物轉變成短壽命的放射性核素或穩(wěn)6.52加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)嬗變acceleratordrivensub-criticalsystemtransmutation；ADS6.537.1通過固化、埋置或封裝等手段將廢物轉化為廢物體的7.2用水泥砂漿埋置或封裝等手段，將散件或具有彌散性廢物轉換為穩(wěn)定廢物體的7.3將氣態(tài)、液體或類似于液體的物質(zhì)轉化為固化體的固定7,47.57.6注2：也可指將固體廢物體（如乏燃料組件）放置在特7.77.8示例：可流動廢物，如濃縮物、固化液體和廢樹脂。其中7.9注：包括固體部件和固體部件的混合物，如干活性廢物和濾筒。7.10在桶內(nèi)加入廢物和固化劑，進行攪拌混合和固化的7.11桶外固化out-drumsolidifi在桶外將廢物和固化劑攪拌混合均勻后，注入桶內(nèi)固化的過7.12將廢物在其產(chǎn)生地或貯存場所直接進行固化處理和處置的過程。7.13注：包括(但不限于)任何封裝或固定材料，如水7.14將放射性廢物摻合在水泥基料中形成固化體的7.15注：是水泥固化配方的一個指標。7.167.177.187.197.207.21用螺桿將固體成形材料連續(xù)的熔融、壓縮、擠壓、成形的注：在核工業(yè)中用于瀝青固化和塑料固化。從擠壓機一端加入基料和廢物，7.227.237.24注：又稱“聚合物固化”。目前應用較多的是不7.25瀝青固化或塑料固化過程中固化基料在高溫下加熱后形成交7.26瀝青固化或塑料固化過程中，固化基料在高溫下加熱后形成鏈式結構，可以反復塑形的過程。7.277.287.29硼硅酸鹽玻璃體borosilicateglass以二氧化硅和氧化硼為主要組分的固化基料與廢物按一定比例混合，在高溫下熔融后澆鑄形成的7.30磷酸鹽玻璃體phosphateglass以五氧化二磷為主要組分的固化基料與廢物按一定比例混合，在高溫下熔融后澆鑄形成的均勻的7.31采用多段感應加熱，在金屬罐內(nèi)將高放廢液與玻璃基料一起融制成玻璃的注：又稱“一步法”、“罐式熔融法”。廢液在設備中完成7.32廢液經(jīng)蒸發(fā)脫硝和煅燒后形成的固體粉末在感應加熱金屬熔爐中同玻璃基料熔融，澆鑄后形成玻7.33焦耳加熱陶瓷電熔爐玻璃固化jouleheatedceramicelectricalmeltervitrificat在陶瓷熔爐內(nèi)利用電極棒加熱熔融啟動玻璃并產(chǎn)生焦耳熱，將廢液同玻璃基料在高溫下熔制成玻7.34冷坩堝玻璃固化coldcruciblemeltervitrif利用高頻電源電磁感應加熱熔融堝內(nèi)經(jīng)蒸發(fā)煅燒產(chǎn)生的煅燒產(chǎn)物和玻璃基料，并熔制成玻璃體的注：全稱“兩步法冷坩堝玻璃固化”。由于冷坩堝的水冷盤管中連續(xù)通過冷卻水，在堝壁形成一層固態(tài)玻璃殼體，7.35將電壓加到插入地下的電極上，產(chǎn)生高溫將污染物和周圍的土壤一起熔制成整體結構的玻璃體的注2：土壤中所含的設備（如槽罐、閥門、管道7.367.377.387.39玻璃陶瓷固化glass-ceramicsolidifica通過控制熔制溫度，將廢物和玻璃基料熔制成具有陶瓷晶相的玻璃體的7.40將陶瓷基料與廢液一同經(jīng)過高溫、熱壓等工藝，形成陶瓷固化體的過程。7.41通過高溫固相反應制造熱力學穩(wěn)定的、人工合成類似巖石的多相礦物固溶體的過程。7.427.437.44通過設計、計算獲得同廢物高溫熔融后形成滿足一系列性能要求的玻璃體主體結構的多種氧化物7.457.46熔融廢物玻璃黏度viscosityofmoltenwa7,47熔融廢物玻璃電導率electricalconductivityofmoltenwast注：是玻璃熔融階段的重要工藝參數(shù)。7.48注：又稱“反玻璃化”。在熱力學上，玻璃比組分相同的晶體物質(zhì)有7.49注：是一種易溶于水的結晶狀物質(zhì)。其主要成分是堿和堿土金屬硫酸鹽、鉻酸鹽或鉬酸鹽，富含137Cs7.50物料在低于熔點的溫度下加熱，逐出水分和揮發(fā)性7.517.52廢物體化學穩(wěn)定性chemicalstabilityofwa注：是評價廢物固化體質(zhì)量的主要性能之一。7.537.547.55凍融試驗freezing-thawin模擬氣候條件的變化，試驗固化體承受氣候變化能力的一種評價固化體性能的試驗方法。7.56抗壓強度compressivest受到壓縮負荷作用而破壞時的單位面積所承7.577.58在嚴格規(guī)定的條件下，將廢物體浸入浸出劑7.597.607.61物質(zhì)溶解或侵蝕的速率，或固體通過擴散釋7.62LRi——樣品中元素i的浸出率，單位為克每平方米每天[g/（m2·d）]；Ci——浸出液中元素i的濃度，單位為克每立方米（g/m3SA——樣品的幾何表面積，單位為平方米（m2）；fi——樣品元素i所占的質(zhì)量分數(shù)。7.63在浸出劑連續(xù)流動情況下對廢物體所做的浸出7.65注：環(huán)境因素包括熱、光、水、氧、機械力、輻射、化學和生物介質(zhì)等。7.667.67注：是用于評價和控制廢物體產(chǎn)品質(zhì)量的指標之一。7.687.697.707.717.72生物降解biologicaldegrad8.1注：包括廢物體、任何容器和內(nèi)部屏障(如吸收材料和內(nèi)襯里)，以便符合操作8.2將放射性物質(zhì)完全封閉在容器中所需的組件和8.3放射性物質(zhì)運輸radioactivematerialtran8.4包裝內(nèi)的放射性物質(zhì)連同已被污染或活化的固體、液體和8.58.6注：為輻射防護需要或方便操作、運輸、貯存或處置作8.7注：其具有足夠的輻射屏蔽能力，化學、機械性能穩(wěn)定，耐熱，8.88.9運輸容器transportation注：例如，運輸易裂變物質(zhì)的容器一般由筒體、頂蓋8.108.11注：滿足處置場處置要求。8.12把內(nèi)裝乏燃料或釋熱的廢物體的容器放置于在反應堆現(xiàn)場或者遠離反應堆現(xiàn)場的水池中冷卻和貯8.13把內(nèi)裝釋熱的廢物體或乏燃料的容器或廢物包放置于設施或容器中貯存，通過自然通風或強制通8.14將放射性廢物貯存足夠長的時間，使所關注的放射性核素的活度濃度通過衰變降低到所希望的水8.158.168.179廢物處置9.19.29.39.4近地表處置設施nearsurfacedi注：通常用于處置短壽命廢物和低、中水平放射性廢物。9.5注：通常用于處置含有較多長壽命核素的中等水平放射性廢物。9.6地質(zhì)處置設施geologicaldisposalf9.79.8經(jīng)政府批準，建立在滿足放射性廢物處置庫場址要求地質(zhì)區(qū)域的地9.9為開展放射性廢物處置系統(tǒng)可行性研究而模擬地下處9.10乏燃料作為廢物進行處置。注：又稱“一次通過”。9.11工程覆蓋層下、設置或不設置工程屏障，近地面處置設施9.129.13注：通常用于處置低、中水平放射性廢物。9.14注：通常用于處置低、中水平放射性廢物。要求9.159.169.17深鉆孔處置deepboreholed9.189.199.20將包裝在容器中的廢物放置在深海海底沉積層的某個深度。9.21水力壓裂hydraulicfrac9.229.239.249.259.26注：如廢物體、廢物包裝容器、緩沖材料、回填材9.279.289.29注：它是近地表處置設施實體結構的一部分。其主要目的是防止地表9.309.31注：其構成附加屏障。有穩(wěn)定周圍環(huán)境條件，限制地下水接觸廢物貨9.329.339.34熱水力耦合作用thermo-hydromechanicalcouplin廢物處置后自身的放射性核素衰變熱、周圍環(huán)境介質(zhì)收縮產(chǎn)生的壓力及滲透水體共同產(chǎn)生的耦合9.35邀請?zhí)幹迷O施周圍居民參與，并推動處置設施建設決策的相關活動。9.36注：根據(jù)處置對象的特性差異，處置單元的容積和9.379.389.399.40處置設施建成后，開始接受滿足處置設施要求的廢物，直至處置廢物量達到設計9.41在處置設施或關閉設施通道內(nèi)設置工程屏障，隔絕廢物并防止水滲入其中及防止放射性核素從其9.4210.110.210.3為提取鈾系或釷系放射性核素而對礦石進行加工后產(chǎn)生的殘留物，或為其他目的對礦石進行加工10.4存放尾礦和澄清尾礦水的構筑物。10.510.6射氣emanation；Em10.7由礦石或巖石中擴散到周圍空間或介質(zhì)中的射氣量與同一時間內(nèi)在同一體積礦石或巖石中產(chǎn)生的10.810.910.1010.11尾礦穩(wěn)定化tailingsstabili11.1放射性核素遷移radionuclidemigr注：包括吸附、擴散、彌散和隨地下水流動等。性能評價performanceass評價系統(tǒng)或子系統(tǒng)的性能及其對經(jīng)批準的設施的防護和安全的影注：其中，性能評估是對輻射影響評估或?qū)δ承┢渌踩绊懛矫娴木C合性評估。11.4及其周圍環(huán)境未來可能發(fā)生的演變。情景可代表特定時間點或單一事件的條件，也可代表多個條件和/或事件11.6注：例如，監(jiān)督用于處置設施，是指對該設施進行實際檢查，以驗證其完整性以及保11.7注：例如，分析漫長時間中放射性礦物、沉積物、廢物體的放射性核素遷移12.1為解除核設施的部分或全部審管控制而采取的行政的和技注：此定義不適用于處置設施或用于處置自然產(chǎn)生的放射性物質(zhì)或開采和加工放射性礦石所產(chǎn)生的殘留物的某些12.2退役終態(tài)目標decommissioningfinalstate制定達到需要控制的彌散態(tài)有害物質(zhì)和殘留的有注：在退役初期根據(jù)核設施運行歷史以及經(jīng)去污、拆除污染設備/系統(tǒng)12.3核設施退役策略nucleardecommissioningst12.4核設施永久關閉后不久開始，含有放射性物質(zhì)的設施的設備和結構、系統(tǒng)和部件被移除和/或被去污到允許從設施中解除監(jiān)管控制和釋放的水平的12.5延緩拆除deferreddisma12.612.7場址特性調(diào)查sitecharacteristicss注：包括對設施的系統(tǒng)和設備的老化程度、安全隱患、輔助設施的可利用12.8退役計劃decommissioning12.9退役安全decommissioning12.1012.11非固定性污染non-fixedcon12.1212.13強固定污染stronglyfixed12.1412.15污染區(qū)中放射性水平明顯高于周圍其他部位平均12.16去污因子decontamination應用特定去污技術前單位面積(或單位質(zhì)量或體積)的活度與應用該技術后單位面積(或單位質(zhì)量或注2：在應用特定去污技術前、后，可從單位面積(或單位質(zhì)量或體積)的活度中扣12.1712.18酸堿去污acidandbasicdecontam采用強酸、弱酸、強堿或弱堿去污劑，通過對被污12.19氧化還原去污redoxdecontamina采用具有較強氧化或還原能力的去污劑改變12.20配合物去污complexesdeconta采用具有配合能力的去污劑與被污染物項的12.21通過電化學原理溶解金屬表面的薄層，使金屬表面的污染物溶解下來，實現(xiàn)去污的方法。注：又稱“電拋光去污”。將被污染金屬物件放在電解槽中作為陽極，存在于12.2212.23凝膠去污geldecontamina12.24可剝離膜去污strippablefilmdecon注：也可用來固定表面的污染物，防止污染的擴散；還可12.25物理去污physicaldecontami注：又稱“機械去污(mechanicaldecontamination)”。機械方法包括擦拭法、研磨和刮刨等。12.26機械擦拭去污mechanicalwipedecontamin采用機械錘等對被污染設備或建筑物表面進行刮、擦等實現(xiàn)去污的方12.27研磨去污grindingdecontamina12.28利用高壓射流的物理沖擊力對被污染物項進行表面去污12.29廢金屬熔煉去污scrapmetalmeltingdeconta均勻分布在鑄錠中，使金屬可得到有限制或無限制使用的12.30超聲去污ultrasonicdecontamin利用超聲波控制去污劑中微小氣泡的振動，實現(xiàn)對被12.31采用激光將附著于被污染物項表面的放射性污染在高溫下燒灼并去除的方12.32等離子去污plasmadecontamin采用低