α廢物

α-bearing waste；alpha bearing waste

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4×10^6Bq/kg（對近地表處置設施，多個包裝的平均α比活度大於4×10^5Bq/kg）的為α廢物。 ^[1] 

國際原子能機構按處置要求的分類標準中，長壽命低中放廢物的α輻射放射性核素在單個貨包中不超過4000貝可/克，平均每個貨包不超過400貝可/克。

α廢物主要產生於乏燃料後處理廠（包括生產過程和退役過程）和操作鈈與其他超鈾核素的設施或活動。一般放射性廢物的來源大致可分為四類：

核燃料生產過程

主要包括鈾礦開採、冶煉和燃料元件加工等。鈾礦開採和冶煉過程產生的廢物主要有廢礦石、廢礦渣、尾礦等固體廢物，礦坑水、濕法作業中產生的工藝廢水等液體廢物，以及氡和釙的放射性氣溶膠、粉塵等組成的氣體廢物。這類廢物主含有鈾、釷、氡、鐳、釙等天然放射性物質，比活度較低，產生的數量大。鈾回收和燃料元件加工過程產生的廢物主要是含鈾廢液。

反應堆運行過程

反應堆中生成的大量裂變產物，一般情況下保留在燃料元件包殼內，當發生元件包殼破損事故時，會有少量裂變產物泄漏到冷卻循環水中。反應堆冷卻循環水中的雜質（循環系統腐蝕產物）受中子照射後也會形成放射性的活化產物，冷卻循環水也就具有放射性。

核燃料後處理過程

大量裂變產物是核燃料後處理過程的主要廢物。在燃料元件切割和溶解時有部分氣體裂變產物（氪-85、碘-129等）從燃料元件中釋放出來,進入廢氣系統。99%以上的裂變產物都留在燃料溶解液裏。當進行化學分離時，則集中在第一萃取循環過程（見普雷克斯流程）的酸性廢液中。這部分廢液的比活度很高，釋熱量大，是放射性廢物管理的重點。此外還有第二、三萃取循環過程產生的廢液、工藝冷卻水、洗滌水等。這部分廢液體積大，但比活度較低。

其他來源

核工業部門退役的核設施，核武器生產和試驗以及其他使用放射性物質的部門如醫院、學校、科研單位、工廠等產生的各種廢物。這些廢物種類不少，形式多樣。

由於其自身特性，α廢物的包裝要求較為嚴格：

（1）α廢物容器應具有良好的氣密性。容器的形狀、尺寸要考慮單個和多個容器在貯存條件下的臨界安全。

（2）應選用耐輻照、耐腐蝕、加工和和焊接性能好和在地質處置條件下長期耐久性好（千年以上）的金屬結構材料。

（3）容器的形狀和大小要考慮貯存和處置條件下廢物體的中心温度低於設計規定的温度，與其運輸容器和外包裝相匹配。

（4）容器的結構應方便遠距離搬運、存放、回取等要求；容器的焊縫應確保容器在各種工況下和事故工況下的密閉性能。

α廢物半衰期長，毒性高，處理與處置費用大。在放射性廢物管理中，必須進行嚴格管理和控制。α廢物要求實行地質處置，以實現與生物圈長期安全地隔離，隔離期不少於10000年。 ^[2] 

高水平放射性廢物：廢物所含放射性核素活度濃度很高，使得衰變過程中產生大量的熱，或者含有大量長壽命放射性核素，需要更高程度的包容和隔離，需要採取散熱措施，應採取深地質處置方式處置。高水平放射性廢物的活度濃度下限值為 4E+11Bq/kg，或釋熱率大於 2kW/m^3。 ^[2] 

α廢物的最終處置是放射性廢物管理科學研究的重點。從50年代到80年代，國際上提出過許多方案：如在地下數百米或更深的地層建造最終處置庫的深地層處置；投放到數千米深海底的深海牀處置；南極冰層處置；用火箭將廢物送到地球引力以外的宇宙處置；通過核反應使長壽命核素轉變為短壽命或穩定核素的嬗變處置等，其中深地層處置方案的研究工作進行得最多。