GB/T 4960.8-2008 核科学技术术语 第8部分：放射性废物管理

　　ICS 27 . 120 . 0 1 F 04

　　中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准

　　GB/T 4960 . 8—2008代替 GB/T 4960 . 8—1996

　　核科学技术术语

　　第 8 部分：放射性废物管理

　　Glossary ofterm：nuclearscienceand technology—

　　part8：Radioactivewastemanagement

　　2008-03-24 发布 2008-1 1-01 实施

　　中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局中 国 国 家 标 准 化 管 理 委 员 会

　　

　　发

　　

　　布

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　目 次

　　前言 Ⅰ

　　1 范围 1

　　2 基本术语 1

　　3 废物分类 3

　　4 废物预处理 6

　　5 废物处理 6

　　6 废物整备 11

　　7 废物包装 、运输和贮存 16

　　8 废物处置 18

　　9 铀(钍)矿冶废物治理 21

　　10 处置的安全评价 22

　　11 退役与去污 24

　　中文索引 26

　　英文索引 31

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　前 言

　　GB/T 4960《核科学技术术语》分为八个部分：

　　— 第 1 部分：核物理与核化学;

　　— 第 2 部分：裂变反应堆;

　　— 第 3 部分：核燃料与核燃料循环;

　　— 第 4 部分：放射性核素;

　　— 第 5 部分：辐射防护与辐射源安全;

　　— 第 6 部分：核仪器仪表;

　　— 第 7 部分：核材料管制;

　　— 第 8 部分：放射性废物管理;

　　本部分为 GB/T 4960 的第 8 部分 。

　　本部分代替 GB/T 4960 . 8—1996《核科学技术术语 放射性废物管理》。本次修订基本保持原来的结构和章条划分，但删去了第 2 章 “引用标准 ”，从第 7 章 “废物整备 ”中划分出 “退役与去污 ”一章，这样仍保持 11 章 。修订中，根据我国放射性废物管理的实践和要求，吸收国内其他名词术语标准的经验，参考国际原子能机构(IAEA)制定的名词术语标准，对原来 GB/T 4960 . 8—1996 的词条和释义进行了补充 、删节和修正 。本次修订删除了 104 条术语，新增加了 53 条新术语，另外对 85 条术语的释义做了修改 。

　　本部分由中国核工业集团公司提出 。

　　本部分由全国核能标准化技术委员会归 口 。

　　本部分起草单位：中国原子能科学研究院 。

　　本部分主要起草人：罗上庚 、孙东辉 、范显华 、禚凤官 、曾继述 。

　　本部分所代替标准的历次版本发布情况为：

　　—GB 4960—1985 , GB/T 4960 . 8—1996 。

　　Ⅰ

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　核科学技术术语

　　第 8 部分：放射性废物管理

　　1 范围

　　GB/T 4960 的本部分规定了有关放射性废物管理的基本术语及其定义 。

　　本部分适用于与放射性废物管理有关的一切活动 。

　　2 基本术语

　　2 . 1

　　放射性废物 radioactivewaste;radwaste

　　含有放射性物质或被放射性物质所污染，其活度或活度浓度大于规定的清洁解控水平，并且所引起的照射未被排除的废弃物(不管其物理形态如何)。

　　2 . 2

　　废物产生量 wastearisings

　　核燃料循环各阶段 、研究堆以及放射性同位素生产与应用等所产生的废物的量 。

　　2 . 3

　　废物管理 wastemanagement

　　与废物的产生 、预处理 、处理 、整备 、贮存 、运输 、处置和退役相关的各种行政与技术活动 。

　　2 . 4

　　废物预处理 wastepretreatment

　　废物处理前进行的一种或全部操作，如收集 、分拣 、化学调制和去污等 。

　　2 . 5

　　废物处理 wastetreatment

　　为安全和(或)经济目的而改变废物特性的操作，其三个基本目标是：减容 、去除放射性核素和改变组分 。

　　2 . 6

　　废物整备 wasteconditioning

　　为形成适于搬运(装卸)、运输 、贮存和(或)处置的废物包而进行的操作 。整备可以包括将废物转变为固体形态 、封装在容器内，还包括必要时进行外包装 。

　　2 . 7

　　废物处置 wastedisposal

　　将废物放置到经批准的适当设施内，不打算再回取1) 。处置也包括经过审管部门批准的将流出物直接排入环境中弥散 。

　　2 . 8

　　废物最小化 wasteminimization

　　在从设施设计到退役的各个阶段，通过减少废物的产生 、进行再循环与再利用 、对一次废物和二次废物做适当处理等措施，使放射性废物的量和活度浓度减小到可合理达到的尽量低水平 。

　　1) 目前，有的国家要求在设计高放废物处置库时要考虑废物的可回取性 。

　　1

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　2 . 9

　　防护与安全最优化 optimization ofprotection and safety

　　针对实践中特定源的照射，确定其防护与安全水平，使得在考虑了经济和社会因素之后，个人受照剂量 、受照射人数以及受照射可能性达到并保持在可合理达到的尽量低的水平(即 ALARA , as low as reasonably achievable) 。

　　2 . 10

　　源项 sourceterm

　　安全评价与环境影响评价中的一个常用术语，指给定的辐射源实际或可能释放的辐射和(或)放射性物质以及能量等的有关数据，如放射性核素的种类 、数量 、化学形态 、释放的模式与速率等 。

　　2 . 1 1

　　废物清单 wasteinventory

　　废物存量

　　详细的废物记录，包括废物的数量 、放射性核素的种类 、活度和废物体特性等 。

　　2 . 12

　　形态 species

　　〈化学〉特定条件(pH 、Eh 、配 位 体 、离 子 强 度 等)下，元 素(包 括 放 射 性 核 素)的 化 学 形 式 、价 态 和性质 。

　　2 . 13

　　排放 discharge

　　将放射性物质(通常为气载或液态)有计划和受控制地释放到环境中 。

　　2 . 14

　　弥散 dispersion

　　流体中的粒子(如放射性核素)因流体速度的小尺度变化而引起的分散 。

　　2 . 15

　　流出物 effluent

　　排出流

　　核设施向环境排放的带有放射性物质的气态或液态流 。

　　2 . 16

　　排放限值 discharge limit

　　为控制流出物中放射 性 核 素 对 环 境 的 影 响，审 管 部 门 认 可 的 流 出 物 的 活 度 浓 度 和(或)总 活 度 的限值 。

　　2 . 17

　　豁免 exemption

　　基于辐射源或实践的照射(包括潜在照射)足够低，经审管部门批准，免除对其进行监管控制 。

　　2 . 18

　　清洁解控水平 clearancelevel

　　审管部门规定的，以活度浓度和(或)总活度表示的值，当辐射源的活度浓度和(或)总活度等于或低于该值时，可以不再受审管部门的监管 。

　　2 . 19

　　补救行动 remedialaction

　　在干预情况下，当超过规定的行动水平时，为减少可能受到的照射剂量而采取的行动 。

　　注：例如，(1) 退役和(或)关闭期间对场址所采取的去 污 、废 物 清 除 和 环 境 整 治 等 行 动;(2) 尾 矿 库 稳 定 化 外 为 使 该区域可再利用或使之尽可能回复原貌而采取的行动 。

　　2

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　2 . 20

　　分离—嬗变技术 partitioning-transmutation technology;P&T technology

　　将高放废物中的次锕系元素 、长寿命裂变产物和长寿命活化产物分离出来，制成燃料元件置于反应堆内辐照或制成靶件放到加速器上轰击散裂，使之转变成短寿命核素或稳定元素，以降低高放废物地质处置的负担和长期危险性，并可能更好地利用资源 。

　　2 . 2 1

　　环境整治 environmentalremediation;environmentalrestoration;environmentalrehabilitation

　　对受到污染或地貌破坏的场址，进行去污 、清除 、恢复地貌 、植被等补救行动 。

　　2 . 22

　　天然存在的放射性物质 naturally occurring radioactivematerial;NORM

　　含有天然放射性核素的非铀/钍矿物质，如来自某些稀土矿 、磷矿 、油/气田物质 。 当其放射性活度超过审管部门的规定时，需要进行审管控制 。

　　2 . 23

　　技术增强的天然存在的放射性物质 technically enhanced naturally occurring radioactive material;

　　TENORM

　　因人为过程而导致放射性活度浓度增加或放射性核素分布改变了的天然存在的放射性物质 。如某些天然存在的放射性物质在加工过程中，其所含的放射性核素(如铀 、钍 、镭等)可能会在其沉积物 、灰渣 、垢物中浓集，这种副产物，即为技术增强的天然存在的放射性物质 。

　　2 . 24

　　包封 confinement

　　封隔

　　a) 使放射性物质控制或滞留在限定的范围内，防止或减轻其向环境不可控地释放;或

　　b) 为防止或减轻放射性物质向环境释放，直接设置在含放射性物质设施主要部分周围的屏障 。

　　2 . 25

　　包容 containment

　　阻止放射性物质意外外泄的方法或实体结构 。

　　2 . 26

　　废物的确认 wastecertification

　　证实给定的废物或废物流满足处理 、贮存或处置设施废物接收要求的过程 。

　　3 废物分类

　　3 . 1

　　放射性气态废物 radioactivegaseouswaste

　　放射性废气

　　含有放射性核素的气载物和(或)气体流 。根据放射性水平不同，气态废物可以经简单处理合格后排放或者经综合处理(如经过滞留衰变 、吸附 、过滤)合格后排放 。

　　3 . 2

　　放射性液体废物 radioactiveliquid waste

　　放射性废液

　　以液态形式存在的放射性废物，它可能含有溶解物 、胶体或分散的固体 。放射性废液通常要经处理合格后排放或要作固化处理 。

　　3

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　3 . 3

　　放射性固体废物 radioactivesolid waste

　　以固态形式存在的放射性废物，包括受放射性污染而作废物处理的各种物件，也包括放射性液体转变成的固化体 。

　　3 . 4

　　低放废物 low levelwaste;LLW

　　放射性核素的活度浓度较低，在正常操作和运输过程中通常不需要屏蔽的废物 。

　　3 . 5

　　中放废物 intermediatelevelwaste;ILW

　　放射性核素的活度浓度及释热率虽然均低于高放废物，但在正常操作和运输过程中需要采取适当屏蔽防护措施的废物 。

　　3 . 6

　　高放废物 high levelwaste;HLW

　　放射性核素的活度浓度及释热率高，在正常操作和运输过程均需要屏蔽防护的废物 。通常指：乏燃料后处理第一溶剂萃取循环产生的含有锕系元素和大部分裂变产物的高放废液及其固化体;被认定作为废物的乏燃料;或其他有相似放射性特性的废物 。

　　3 . 7

　　短寿命废物 shortlived waste

　　主要含半衰期短于或等于 30 年的短寿命放射性核素，其活度浓度满足低中放废物处置要求的放射性废物 。

　　3 . 8

　　长寿命废物 long lived waste

　　含有半衰期大于 30 年的长寿命放射性核素，其活度浓度足够高，要求同生物圈长期隔离的放射性废物 。

　　3 . 9

　　α 废物 alphabearing waste

　　含半衰期大于 30 年的 α发射体，其 α放射性活度浓度在单个包装中大于 4 × 10 6 Bq/kg(对于近地表处置设施，多个包装的平均 α 活度浓度大于 4 × 10 5 Bq/kg)的废物 。

　　3 . 10

　　超铀废物 transuranicwaste;TRU waste

　　含有原子序数大于 92 、半衰期大于 20 年的 α放射性核素，其含量和(或)活度浓度超过审管部门规定限值的废物 。

　　3 . 1 1

　　极低放废物 very low levelwaste;VLLW

　　放射性水平极低 ，经审管部门批准 ，可在不专为低中放废物设计的处置设施中处置的放射性废物 。

　　3 . 12

　　豁免废物 exemptwaste

　　按照豁免原则可以免除审管控制的废物 。

　　3 . 13

　　核技术应用放射性废物 radioactivewaste from application ofnucleartechnologies

　　通常指放射性同位素生产和应用过程中产生的放射性废物(包括废放射源)，以及某些射线装置(如中 、高能加速器等)应用中产生的放射性废物 。

　　4

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　3 . 14

　　[铀]矿冶废物 [uranium]mining and milling wastes

　　铀矿开采产生的废石和铀矿石化学处理提取铀所产生的废物，通常指废石 、尾矿 、堆浸渣 、泥浆 、滤饼和流出物 。

　　3 . 15

　　伴生放射性废物 radioactivewaste from no-uranium-thorium mineralprocessing

　　铀 、钍伴生矿(如伴生有铀 、钍的稀土矿 、有色金属矿 、磷矿 、铁矿 、煤矿)资源开发利用中产生的放射性废物 。

　　3 . 16

　　模拟废物 simulated waste

　　某种特定废物的仿制物，其成分 、物理性能 、化学性能尽可能接近真实废物，有时，加入示踪量放射性核素 。

　　3 . 17

　　一次废物 primary waste

　　原生废物 raw waste

　　保持其产生时状态和数量的废物 — 未处理过的废物 。

　　3 . 18

　　二次废物 secondary waste

　　废物处理过程中产生的废物 。

　　3 . 19

　　活化废物 activated waste

　　由于核粒子或射线的活化作用而形成的放射性废物 。

　　3 . 20

　　含氚废物 tritium bearing waste

　　废物中氚的放射性活度浓度大于审管部门规定限值的放射性废物 。

　　3 . 2 1

　　混合废物 mixed waste

　　兼含非放射性毒物和化学危险物质的放射性废物 。

　　3 . 22

　　湿废物 wetwaste

　　通常指带水的废物，如：蒸发残渣 、泥浆 、废树脂等 。

　　3 . 23

　　干废物 dry waste

　　通常指不带水的废物，如：污染的劳保用品 、工具 、设备，废空气过滤器，废活性炭等 。

　　3 . 24

　　废放射源 spentradioactivesource

　　废源

　　由于放射性衰变的结果，不再适用的放射源，或者因其他原因而废弃的放射源 。

　　3 . 25

　　不再用源 disused source

　　不再使用或不打算再使用的源 。

　　3 . 26

　　失控源 orphan source

　　因被遗弃 、丢失 、错放 、被盗或未经批准被转移，失去审管控制但具有足够辐射危害的源 。

　　5

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　4 废物预处理

　　4 . 1

　　废物接收要求 wasteacceptancerequirements

　　为了放射性废物的处置或贮存，由审管部门制定，或由营运者制定并经审管部门批准的定量或定性的接收标准 。这些要求可能包括：对废物活度浓度或各个核素总活度(或核素类型)的限制，或者关于废物体或废物包的要求等 。

　　4 . 2

　　废物分类 wastesegregation

　　从放射性废物中拣出豁免废物，或将废物按其放射性特性 、物理和化学特性进行分类拣出，以便减少放射性废物体积或便于废物的处理或处置 。

　　4 . 3

　　废物分拣 wastesorting

　　利用辐射监测装置或手工分拣，在分检台上将废物分出放射性或非放射性废物，或可燃与不可燃废物 、可压实与不可压实废物，以便后续处理 。

　　4 . 4

　　废物搬运 wastehandling

　　对废物和废物包的物理操作(如分拣 、归类 、装卸 、挪动等)。

　　4 . 5

　　废物调制 wasteadjustment

　　对废物进行如调节 pH 等操作，以适应进一步处理的需要 。

　　4 . 6

　　污染 contamination

　　由于人类活动造成设备 、场所 、人体 、环境介质等表面或内部出现不希望有的放射性物质或者射线超过国家标准 。

　　4 . 7

　　去污 decontamination

　　用物理 、化学 、电化学或生物等方法去除或降低放射性污染的过程 。

　　4 . 8

　　去污因子 decontamination factor

　　污染物去污前后的放射性水平的比值 。

　　4 . 9

　　热点 hotspot

　　放射性污染区中污染水平明显高于平均值的部位 。

　　5 废物处理

　　5 . 1

　　尾气 off-gas

　　工艺过程产生的气体流出物 。如溶解 、蒸发 、焚烧 、玻璃固化 、沥青固化 、水泥固化都可能产生尾气 。尾气中可能含有放射性气溶胶 、放射性气体 、水蒸汽 、酸气和其他化学组分 。

　　5 . 2

　　尾气处理 off-gastreatment

　　在受控情况下，释放到大气之前，除去尾气中的放射性核素和其他污染物的操作 。

　　6

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　5 . 3

　　尾气净化系统 off-gascleaning system

　　尾气净化处理用的组合装置 。通常包括洗涤塔 、吸附柱和过滤器等 。

　　5 . 4

　　高效微粒空气过滤器 high efficiencyparticulateair filter;HEPA filter

　　绝对过滤器 absolute filter

　　一种高效的干式过滤器，用于除去气态流出物中亚微米级粒子的过滤器 。对 0 . 3μm 粒径的微粒，其过滤效率不低于 99 . 97% 。

　　5 . 5

　　碘吸附装置 iodineadsorption system

　　用于去除反应堆运行 、乏燃料后处理和同位素生产等过程中产生的气载放射性碘的装置 。也称碘过滤器 。

　　5 . 6

　　过滤器芯 filtercartridge

　　过滤器中的多孔过滤介质部件 。

　　5 . 7

　　过滤效率 filtering efficiency

　　过滤器滞留尘埃或放射性物质的能力 。其值为过滤前后气体中尘埃或放射性浓度之差与过滤前原始尘埃或放射性浓度之比 。

　　5 . 8

　　复合器 recombiner

　　一种通过催化或电加热方法，可控地进行氢-氧复合反应的设备 。

　　5 . 9

　　除雾 defog，demist

　　去除气体或蒸汽中夹带的雾沫 。有干法 、湿法 、吸附法 、静电法等 。

　　5 . 10

　　雾沫夹带 entrainment

　　气-液系统中微小的液滴伴随气体逸出的现象 。

　　5 . 1 1

　　低温吸附装置 cryogenicadsorption system

　　利用吸附剂在低温下吸附气体中某些放射性气体组分，使之滞留的装置 。

　　5 . 12

　　放射性气体衰变箱 radioactivegasdecay tank

　　加压下收集或贮存 含 短 半 衰 期 放 射 性 核 素 气 体，滞 留 放 射 性 核 素，使 其 衰 变 到 符 合 规 定 要 求 的装置 。

　　5 . 13

　　滞留床 delay system

　　采用吸附剂滞留放射性核素通过，以使放射性水平通过衰变而降低的装置 。

　　5 . 14

　　放射性气溶胶 radioactiveaerosol

　　放射性核素的微小的固体粒子或液滴在空气或其他气体中形成的分散系 。

　　5 . 15

　　再生废液 regeneration liquid waste

　　一般指离子交换树脂再生过程中所产生的放射性废液 。

　　7

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　5 . 16

　　蒸发残液 evaporatorbottom

　　蒸残物 residues

　　加热废液使其中大部分溶剂蒸发后残存的浓缩物 。

　　5 . 17

　　工艺废物 processing waste

　　废物处理过程产生的废物 。例如：核电站运行过程产生的废离子交换树脂 、废过滤器芯 、地面清洗废水及不复用的硼酸等放射性废物 。

　　5 . 18

　　过滤 filtration

　　借助如滤纸 、滤布或玻璃纤维等多孔介质，将固体从固-液或固-气混合物中分离出来的过程 。

　　5 . 19

　　脱水 dewatering

　　用离心 、过滤 、冻融或其他的固-液分离技术除去废物(如沉淀物 、泥浆 、废树脂等)中水分的过程 。

　　5 . 20

　　脱硝 denitration

　　通过加热 、化学或电解方法把硝酸根(NO3(-) )转换(还原)成挥发性的氮氧化物的过程 。

　　5 . 2 1

　　除盐 demineralizing

　　从水或放射性废液中除去盐分的过程 。

　　5 . 22

　　反渗透 reverseosmosis

　　在压力作用下，浓溶液中的溶剂通过半透膜向低压侧的纯溶剂或低浓度的溶液中运动的过程，从而使溶剂从溶液中分离出来 。

　　5 . 23

　　电渗析 electricdialysis

　　利用离子交换膜的离子选择透过性，在直流电场作用下，使放射性废液中的正 、负离子产生定向迁移，从而达到净化和浓缩的过程 。

　　5 . 24

　　沉降 settling

　　非均一体系(液-固，气-固)中借助固体微粒受重力作用而分离的过程 。

　　5 . 25

　　沉淀 precipitation

　　一种处理放射性废液的化学方法 。通过在液体内的化学反应所产生的不溶性产物的结合或载带作用，从液体中除去放射性核素 。

　　5 . 26

　　共沉淀 coprecipitation

　　通过两种以上物质的一起沉淀，将放射性核素从液相转移到不溶性沉淀物中的化学处理方法 。

　　5 . 27

　　絮凝 flocculation

　　利用中和电荷和使中性粒子凝集并沉淀，从废液中除去微细固体粒子(通常为胶体粒子)和放射性核素的过程 。

　　8

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　5 . 28

　　预涂层过滤器 pre-coated filter

　　在过滤介质表面预涂一层固体材料(如粉状树脂)，以提高从液-固混合物中分离出固体颗粒效率的装置 。

　　5 . 29

　　超细过滤器 super fine filter

　　利用微孔滤材或滤膜，在外力作用下净化废液的一种装置 。

　　5 . 30

　　超滤 ultrafiltration

　　借助于压力的推动和半透膜的筛滤作用，分离出溶液中分子量大于 500 和粒度为 0 . 002 ~ 10 μm的大分子和胶体微粒的一种膜分离技术 。

　　5 . 3 1

　　泥浆废物 slurry waste

　　沉淀法处理废液过程产生的浆状废弃物 。

　　5 . 32

　　淤渣 sludge

　　通过沉降或其他固-液分离方法，从废液中分离出来的悬浮粒子渣体 。

　　5 . 33

　　冻融 freeze-thaw

　　a) 采用冷冻-融化过程破坏胶体结构，以便于固-液分离的一种泥浆脱水处理技术;或

　　b) 模拟气候条件的变化，试验固化体承受气候变化能力的一种评价固化体性能的试验方法 。

　　5 . 34

　　蒸发 evaporation

　　废液在蒸发器内通过加热将其水分变成蒸汽排出，从而使废液浓缩的过程 。

　　5 . 35

　　热泵 heatpump

　　指一种压缩机，它将低热值的蒸汽通过压缩以提高其压力和热焓，使成为有用热能 。

　　5 . 36

　　压缩蒸发装置 compression evaporator

　　借助热泵抽出沸腾料液的二次蒸汽，并经压缩使其温度升高，然后再将其潜热传给较冷的沸腾料液进行蒸发的装置 。

　　5 . 37

　　蒸汽发生器排污 steam generatorblowdown

　　为维持冷却剂中合适的化学物质含量，自蒸汽发生器二次侧排走液体的操作 。

　　5 . 38

　　吸着 sorption

　　指发生在固体孔隙内或表面上的现象 。它包含吸收(absorption)和吸附(adsorption)两种机制 。 吸收反应发生在固体孔隙内，固体的吸收容量正比于孔隙体积;吸附反应发生在固体表面，其容量取决于固体的表面积 。 吸着可以是物理过程，也可以是化学过程 。

　　5 . 39

　　溶剂净化 solventcleanup

　　对使用过的溶剂进行处理，除去降解产物和放射性核素，以恢复其萃取性能和降低放射性水平，达到净化目的 。

　　9

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　5 . 40

　　离子交换 ion exchange

　　通过与离子交换材料中活性基团的可交换离子进行交换，实现分离或纯化的一种技术 。

　　5 . 4 1

　　废树脂 spentresin

　　使用过的 、不再复用的含有放射性核素的离子交换树脂 。

　　5 . 42

　　硅藻土 siliceousearth

　　由硅藻和动物的外壳形成的多孔而质轻的岩石 。

　　5 . 43

　　蛭石 vermiculite

　　镁 、钙 、铁等的水合硅铝酸盐矿物[( Mg, Ca, Fe) 3 (Al , Si) 4 O10 (OH) 2 ·4H2 O],呈片状，对一些金属离子(如锶 、铯等)具有一定的离子交换能力，可用来处理低水平放射性废液 。

　　5 . 44

　　沸石 zeolite

　　一类钙 、钠 、钡 、锶的水合硅铝酸盐矿物，具有较高的离子交换容量，常用于处理放射性废液 。

　　5 . 45

　　减容 volumereduction

　　减少废物体积的处理方法 。减容具有良好的经济性，减容后适合后续的废物的装卸 、贮存 、运输和处置 。典型的减容方法有机械压实 、焚烧和蒸发 。减容也包括通过去污(达到豁免)或避免废物的产生来减少废物的总体积 。废物的减容会导致放射性核素浓度的相应增加 。

　　5 . 46

　　减容因子 volumereduction factor

　　放射性废物减容前 、后的体积比 。

　　5 . 47

　　焚烧 incineration

　　燃烧可燃性放射性废物的一种处理技术，使废物获得较大减容 。

　　5 . 48

　　热解焚烧 pyrolysisincineration

　　废物的有机成分先在缺氧的反应室内裂解成为挥发性气体，然后进入有过量空气的燃烧室完全燃烧的一种焚烧工艺 。可用于处理含塑料 、橡胶类物质多的废物 。

　　5 . 49

　　熔渣焚烧 slag incineration

　　将可燃废物和少量不可燃烧废物混在一起在高温下焚烧，生成的熔渣块可直接处置 。

　　5 . 50

　　等离子体焚烧 plasma incineration

　　利用等离子焰的高温焚烧废物，生成的熔渣块可直接处置 。

　　5 . 51

　　流化床焚烧 fluidized-bed incineration

　　利用流态化过程焚烧废物 。

　　5 . 52

　　湿法氧化 wetoxidation

　　用浓硫酸加氧化剂(如浓硝酸)或过氧化氢加催化剂，在加热条件下在水相中氧化分解有机废物的

　　10

　　GB/T 4960 . 8—2008

　　处理方法 。