放射性废物是指废弃不用的放射源以及含有放射性同位素或被放射性同位素污染，其浓度或活度大于国家环保部门规定的清洁解控水平，并且预计不再利用的物质。放射性废物包括固体废物、液体废物和气载废物，简称放射性“三废”。放射性废物主要来源于铀矿、矿等放射性矿物的开采，原子能工业、核武器研制等中核集团，科研、教育、医疗、工业、农业等涉及放射性同位素使用的工作等。若放射性废物不经处理或处理不当而外排，会使环境遭受放射性污染，不仅影响动植物的生长，恶化水体，且危害人体健康，甚至对后代产生不良影响。放射性废物的处理是通过衰变、净化、浓缩、减容、从废物中去除放射性核素和改变其组成等方法，降低放射性废物的放射性水平和危害，缩小放射性废物的体积，并尽可能回收或复用，减少放射性废物向环境的排放。处理后的放射性废物可进行陆地填埋，将其与人类及环境长期、安全地隔离，使它们对人类环境的影响减小到可合理达到的尽量低水平。

放射性废物的来源广泛，所有操作、生产和使用放射性物质的活动都有可能产生放射性废物。主要来源为铀矿、钍矿等放射性矿物的开采，原子能工业、核武器研制等中核集团，科研、教育、医疗、工业、农业等涉及放射性同位素使用的工作等。

矿、钍矿等放射性矿物的开采与冶炼过程中会产生放射性废物，属天然放射性物质。如铀矿开采和水冶过程中产生的废石、尾矿渣、污染废旧器材、没药树、滤布、玻璃、废旧劳保用品；矿坑水、选矿水、萃取工艺废液、地面排水、作业生活用水、实验废水；废气和α气溶胶等。还有铀精致过程中产生的纯化残留物、切削物、废硅胶；提纯废液、一般废水；废气、粉尘和放射性气溶胶等。

原子能工业、核武器研制等核工业中，核燃料循环及后处理、反应堆运行、核设施退役等过程都会产生放射性废物，属裂变产物、超铀产物和活化产物。如反应堆运行、乏燃料后处理及核设施退役过程中产生的废离子交换树脂、泥浆、滤渣、蒸发残渣及其固化体、仪器探头、污染废仪表设备、废纸、废塑料、废过滤器、废工具和劳保用品、废反应堆压力容器、废堆芯部件、包壳材料、污染石墨；冷却水、脱壳废液、萃取循环水、洗涤水、地面排水、去污处理废水；废气和放射性气溶胶等。还有同位素制造过程中产生的加速器靶件等。图为福岛县第一核电站：

科研、教育、医疗、工业、农业等涉及放射性同位素使用的工作中也会产生放射性废物，属人工放射性物质。如在核医学工作中产生的带放射性的手套、用过的注射器及针头、棉签、棉球、试纸、敷料、安瓶、碎玻璃、实验动物尸体及其排泄物；含放射性的废液、用药后患者的排泄物和呕吐物、器械清洗液、污染物洗涤水；放射性碘蒸气、放射性气溶胶等。

放射性废物中都含有放射性同位素，某些放射性同位素可发生核裂变反应。具有裂变性质的放射性同位素可释放出射线，此外，在同位素的衰变过程中还可释放出热能。放射性同位素的衰变快慢可用半衰期来表示，放射性强度可由放射性浓度和放射性比活度两个参数来表示。

放射性废物中都含有放射性同位素。铀矿开采产生的放射性废物中含有²²⁶Ra、²³⁰Th、²²²Rn、²³⁴Pa、²³⁸U、²³⁴U和²³⁵U等；中核集团产生的放射性废物中含有³H、⁸⁵Kr、⁸⁷Kr、⁹⁰Sr、⁸⁴Br、¹³³Xe、¹⁴C、²⁸Al、³²P、⁶⁰Co和⁹⁰Mo等；科研、医疗等放射性同位素的使用过程产生的放射性废物中含有⁶⁰Co、¹⁹²Ir、⁹⁰Sr、¹⁴⁷Pm和⁸⁹Sr等。

放射性废物中的放射性同位素大多是由²³⁵U、²³⁶U、²³⁸U等重核元素在中子作用下经核裂变而产生的，其裂变后可直接或间接的产生一百多种同位素，如²³⁸U的裂变产物有²³⁹U、²³⁹Np、²³⁹Pu、²³²Th等。裂变产物中稳定的部分将不再发生裂变，具有放射性的部分可在一定条件下继续吸收中子发生裂变，从而产生更多的同位素。²³⁸U的部分裂变过程、²³⁶U的链式裂变反应如下所示：

放射性废物中的放射性同位素具有裂变性质，在衰变过程中可辐射出α、β、γ等射线。放射性同位素还可通过衰变释放出能量，当废液中放射性同位素含量较高时，这种能量的释放会导致废液的温度不断升高甚至自行沸腾。

放射性物质在单位时间内发生衰变的原子核数称为该物质的放射性强度，所以放射性同位素衰变越快，其放射性强度就越强。放射性同位素衰变的快慢可用半衰期（T½）来表示。常见放射性同位素的半衰期如下表所示：

气体和液体废物的放射性强度由放射性浓度表示，固体废物的放射性强度由放射性比活度表示。气体废物的放射性浓度通常以Bq/立方米表示，液体废物的放射性浓度浓度通常以Bq/L或Bq/m³表示；固体废物的放射性比活度以Bq/kg表示。

若放射性废物不经处理或处理不当而外排，会使环境遭受放射性污染，不仅影响动植物的生长，恶化水体，且危害人体健康，甚至对后代产生不良影响。

放射性物质会污染土壤和水体，对动植物造成危害。放射性物质进入土壤中会抑制植物的生长，或使植物不能健康的生长。放射性物质除直接危害动物的健康外，其食入被辐射的植物也会对健康造成影响，且该影响是长期且可遗传的。放射性物质其入海会被海洋生物吸收积累，通过洄游或漂流将核污染物质带到非污染海区，并经食物链作用，在海洋鱼类等高营养级生物中富集放大，对鱼类造成生理和代谢特性的恶化，损害鱼体的健康和舒适度，延迟鱼类的性成熟、减少配子的产生，降低鱼卵质量和活力甚至杀死鱼卵，影响繁殖，还会影响鱼类的细胞核，从而造成遗传损失。

放射性物质对人体健康的影响很大，对人体组织和器官有损伤作用，既可在人体之外造成外照射损伤，也可通过饮食或呼吸进入人体造成内照射损伤。人体吸入大气中放射性微尘或误食含有放射性物质的水生生物、农作物等都会引起放射性疾病。放射性物质主要从呼吸道、消化道、皮肤或黏膜侵入人体，进入血液和器官中，并在人体内累积。

一次或短期内受到大剂量照射时会产生放射损伤的急性效应，导致出现恶心、呕吐、脱发、食欲减退、腹泻、喉炎、体温升高、睡眠障碍等神经系统和消化系统的症状，严重时会造成死亡。长期慢性照射可能会导致骨癌、肺癌、卵巢癌、甲状腺癌，以及白血病、白内障、寿命缩短、影响生长发育等，甚至会导致突变和染色体畸变，影响遗传基因，使后代身上出现某种程度的遗传性疾病。

放射性废物的分类通常按照废物形态、放射性水平、所含放射性同位素的半衰期以及辐射类型来进行。根据物理状态不同，可将放射性废物分为放射性固体废物，放射性液体废物，放射性气载废物；根据放射性强度不同，可将放射性废物分为高放废物（HLW, High level waste）、中放废物（ILW, Intermediate level waste）、低放废物（LLW, Low level waste）和极低放废物（VLLW, Very low level waste）；根据放出的射线类型不同，可以将放射性废物分为β/γ放射性废物和α废物等；根据放射性同位素的半衰期不同，可将放射性废物分为长寿命（或长半衰期）放射性废物、中等寿命（或中等半衰期）放射性废物和短寿命（或短半衰期）放射性废物等；根据处置方式不同，可将放射性废物分为免管废物、可清洁解控废物、近地表处置废物、地质处置废物等；根据来源不同，可将放射性废物分为核电站废物、核燃料循环废物、核技术应用废物、退役废物等。

国际原子能机构（IAEA）早在1970年就提出了放射性废物的分类系统，将放射性废物按其物理状态、放射性水平划分为若干级，1994年推荐了专门针对放射性固体废物的分类系统，基于放射性废物的处置目的对废物进行划分，在2009年又颁布了最新的放射性废物分类系统，该系统主要基于长期安全考虑，建立一个总的放射性废物分类图，将放射性废物分为豁免废物、极短寿命废物、极低放废物、低放废物、中放废物、和高放废物。

中国根据IAEA安全导则于1996年公布了国家标准《GB9133-1995放射性废物的分类》（GB-9133-1995)，该分类与IAEA推荐的分类相比更为详细、具体，更适合中国使用。首先将放射性废物按物理状态分为气载废物、液体废物和固体废物，在此基础上再按放射性浓度或比活度将各放射性废物划分为若干等级。此外，还有一类影响较小的放射性废物称为豁免废物。

放射性气载废物是指含有放射性气体或气溶胶的气态废弃物。按其放射性浓度水平不同可分为两级，第I级为低放废气，浓度小于或等于4×10⁷ Bq/立方米；第II级为中放废气，浓度大于4×10⁷ Bq/m³。

放射性液体废物是指含有放射性同位素的液态废弃物。按其放射性浓度水平不同可分为三级，第I级为低放废液，浓度小于或等于4×10⁶ Bq/L；第II级为中放废液，浓度大于4×10⁶ Bq/L，小于或等于4×10¹⁰ Bq/L；第III级为高放废液，浓度大于4×10¹⁰ Bq/L。

放射性固体废物是指含有放射性同位素的固态废弃物。放射性固体废物中半衰期大于30年的α发射体核素的放射性比活度在单个包装中大于4×10⁶ Bq/kg的为α废物。除α废物外，其余放射性固体废物先按其所含寿命最长的放射性核素的半衰期（T½）长短分为4种，再按其放射性比活度水平分为不同等级。

第I级为低放废物，比活度小于或等于4×10⁶ Bq/kg；第II级为中放废物，比活度大于4×10⁶ Bq/kg。

第I级为低放废物，比活度小于或等于4×10⁶ Bq/kg；第II级为中放废物，比活度大于4×10⁶ Bq/kg。

第I级为低放废物，比活度小于或等于4×10⁶ Bq/kg；第II级为中放废物，比活度大于4×10⁶ Bq/kg，小于或等于4×10¹⁰ Bq/kg，且释热率小于或等于2 kW/立方米；第III级为高放废物，比活度大于4×10¹⁰ Bq/kg，或释热率大于2 kW/m³。

第I级为低放废物，比活度小于或等于4×10⁶ Bq/kg；第II级为中放废物，比活度大于4×10⁶ Bq/kg，小于或等于4×10¹⁰ Bq/kg，且释热率小于或等于2 kW/m³；第III级为高放废物，比活度大于4×10¹⁰ Bq/kg，或释热率大于2 kW/m³。

对公众成员照射所造成的年剂量值小于0.01 mSv，对公众的集体剂量不超过1人·Sv/a的含极少放射性核素的废物称为豁免废物。

涉及放射性物质使用的工作场所需配备专门收集放射性废物的容器，若多种放射性同位素时应按半衰期长短分别收集。放射性废物应用专用容器储存，容器采用适当的屏蔽物加以防护，以防放射性废物泄露。还应与其他废物分开储存，不可将放射性废物投入非放射性垃圾桶或下水道中。放射性废物的包装应完整且使其易于存取，包装上一定要带有辐射标记，并标明放射性废物的核素名称、活度、其他有害成分和使用日期等。需经常对储存地进行监测，防止泄露事故发生。放射性废物的临时储存时间不宜过长，需按相关法规的要求将其送往专门储存和处理放射性废物的单位进行处置。图为欧洲原子能源管理局东部地区的放射性废物桶：

人类历史上第一次放射性废物的处置发生于1944年美国田纳西州，采用的处置方法为简单的壕沟掩埋。20世纪50年代后，放射性废物的处置开始受到广泛重视，世界各国对放射性废物的处置方式展开了广泛的研究。

20世纪60年代后，欧美和一些亚洲国家建设了多座深部地下试验场来研究高放废物深部地质处置的一些关键问题。1969年，法国建立了第一座中放废物长期管理的地表处置库，即芒什（Manche）处置中心，如下图所示。该设施于1994年接收了最后一批废物，共运行25年，接收了52.7万m废物。随后该处置库用一层气密膜和多层土壤覆盖保护起来，使之与环境长期隔离，并进入了长达几世纪的监督阶段。

中国目前已建成甘肃玉门和广东北龙两个近地表低中放废物处置场，并计划在西北、西南、华南、华东、东北五个地区各建一个低中放废物处置基地，在甘肃北山也正在开展关于高放废物的深地质处置的研究。

处理放射性废物的目的是通过衰变、净化、浓缩、减容、从废物中去除放射性核素和改变其组成等方法，降低放射性废物的放射性水平和危害，缩小放射性废物的体积，并尽可能回收或复用，减少放射性废物向环境的排放。放射性废物不能以普通废弃物的方法进行处理，而要根据废物的性状、体积、所含放射性核素的种类、半衰期、活度等情况进行特殊处理。一般情况下，选择处理方法时应根据技术可行、经济合理和规范许可而定。处理过程要防止环境污染，尽量减少二次废物的产生量。此外，要对放射性废物应积极开展综合利用。

低放射性气体废物特别是含有半衰期短的放射性物质的气体废物，一般可以通过高烟筒直接稀释排放。含有粉尘或含有半衰期长的放射性物质的气体废物在排放前需要经过一定处理。

放射性粉尘可采用一般的工业除尘设备进行捕集，如干式除尘器和湿式除尘器等。干式除尘器有旋风分离器、离心式除尘器、布袋式过滤除尘器、静电除尘器等；湿式除尘器有喷雾塔、冲击式水浴除尘器、泡沫除尘器、喷射式洗涤器等。干式除尘器常用于去除粒径大于60 μm的粉尘颗粒，湿式除尘装置常用于去除粒径为10-60 μm的粉尘颗粒。粒径小于10 μm的粉尘颗粒常用布袋式除尘器等进行去除。离心式除尘器示意图如下：

放射性气溶胶通常采用过滤器进行捕集，最常用的为高效微粒空气过滤器（HEPA），其广泛应用于几乎所有的核设施内。此外各种干式除尘器、沙滤器等也具有捕集放射性气溶胶的效能。HEPA结构示意图如下：

由于放射性气体的来源和性质不同，处理方法也不同。一般采用大气扩散法和吸附法处理。对于⁸⁵Kr、¹³³Xe、²²²Rn、⁴¹Y等惰性气体可采用活性炭滞留、液体吸收、低温分馏装置及贮存衰变等方法。对于F₂、HF、铀氟化物（UF₄、UF₆）等气体可采用综合方法处理，例如在排入大气前，先用除尘器去除含铀微尘，再通过各种固体吸附剂或淋洗剂如活性炭吸附、活性氧化铝球吸附等进一步对废气进行净化。对于¹³¹I、⁸⁵Kr、³H、¹⁴C等气体可采用过滤器捕集、吸收塔、合成沸石吸附等方法。

放射性废气净化达标后，一般要通过高烟囱稀释扩散排放。烟囱的高度需根据排放方式、排放量、地形及气象条件等实际情况进行设计，并选择有利的气象条件排放，且排放口要设置连续监测器。图为核电站的烟囱：

对于符合规定浓度的放射性液体废物，可将其稀释后直接排放；对于含有半衰期较短的放射性物质的液体废物，可先将其储存在专用容器中，经过一段时间，待其放射强度降低后，可将其稀释排放；对于含有半衰期长的放射性物质的液体废物或放射强度高的液体废物，可将其通过蒸发浓缩法、化学沉淀法、沉淀法、离子交换法、过滤法、电渗析法、反渗透法等手段，将放射性液体废物浓缩净化后再由专用容器储存，或经固化处理后深埋于地下，使其自然衰变。

蒸发浓缩法是将含有挥发性溶剂（水）与不挥发性固体溶质（裂变产物、无机盐等）的放射性废液送入蒸发器加热使之沸腾，一部分水变成蒸汽引出，经冷凝和监测后根据水质指标可以复用、排放或用离子交换树脂作进一步处理。该法的优点是减容效果好，处理效率高，净化效果好；缺点是消耗热能大，处理费用昂贵，系统复杂，维护不易，不适于处理含有挥发性组分及有机化合物组分的废液，也不适于处理含有结垢或具有腐蚀性、爆炸性的废液。常用的蒸发器有釜式蒸发器、自然循环蒸发器、强制循环蒸发器、多效蒸发器、薄膜蒸发器以及热效率很高的急骤蒸发器等。擦膜式蒸发器结构示意图如下：

化学沉淀法是通过在废水中投加一定量的化学絮凝剂，借助形成的絮凝体对放射性胶体的吸附作用，或化学试剂与放射性物质发生共结晶和共沉淀现象的作用，将水中放射性物质大部分转移和浓集于小体积的沉淀泥浆中，以达到分离、去污、浓缩废液的目的。常用的絮凝剂有硫酸铝、三氯化铁、氢氧化铁胶体、磷酸钙和硫化钠等。化学沉淀法能除去水中的悬浮物、常量盐分、有机化合物及胶体等，具有方法简便、成本低廉、减容效果较好的优点，但净化效果较差，常作为预处理手段同其他处理方法结合使用。

离子交换法是同离子交换没药树与放射性废液相接触，树脂上的可交换离子与废液中的放射性离子互相交换，从而将废液中呈离子状态的放射性同位素选择性去除而达到净化。阳离子交换树脂只能去除废液中的阳离子，阴离子交换树脂只能去除废液中的阴离子。离子交换法又分为间歇式处理法和连续式处理法，前者是在废液加入一定量的离子交换剂，不断搅拌使废液与离子交换剂充分接触，然后用重力沉淀、离心分离等方法将两相分开；后者是将离子交换树脂制成离子交换柱，使待处理废液连续流经该柱或将离子交换柱在待处理废液中来回移动，从而达到净化废液的目的。离子交换法通常与化学沉淀法联用。小型离子交换柱处理放射性废水示意图如下：

过滤法是使用过滤器从待处理废液中除去沉淀物和悬浮固体颗粒的净化处理工艺，但其只能有限地去除废液中的放射性同位素，常作为一种辅助性净化预处理手段，以保证后续蒸发器和离子交换没药树柱的正常运行或防止破碎树脂的流失。常用的过滤设备有砂滤池，涂层压滤器，微孔材料组合过滤器等。过滤介质一般由砂、活性炭、滤布、玻璃纤维、金属丝和其他各种材料制成。玻璃纤维过滤器示意图如下：

电渗析法是在离子交换树脂的基础上辅以外电场，利用阳、阴离子交换膜的选择透过性，使溶液中的盐类离子从一部分进入另一部分，从而达到浓缩和净化的目的。电渗析法作为离子交换的前级处理使用，可大大提高树脂对放射性核素的吸附交换容量，延长树脂的再生周期。

反渗透法是利用机构能形成的压力差，把水从溶液中分离出来的一种物理方法，将废液在高压下注入反渗透净化器即可实现浓缩和淡化。

对于放射性较低放射性故体废物如仪器、设备、器材及金属制品等，可用适当的清洗剂进行擦拭、清洗，清洗后的器物可以重新使用，对于中等和高等放射性的废物则需对其进行压缩或焚烧，减少其体积，降低后续包装、贮存、运输和处置的费用。

压缩法分为桶内压缩和超级压缩。桶内压缩机属于低压压缩机，压力一般在100-5000 kN，主要用于压缩被污染的工作服、口罩、手套、纸张、玻璃器皿、保温材料等废物。其优点是设备投资低，占地面积小；缺点是施加的压力较低，减容系数小，不能处理工具、阀门和金属部件等废物。超级压缩是将废物桶及其内的固体废物一起压缩成稳定的压缩饼，压力大于1000 kN，物体可被压缩至其理论密度。超级压缩适用于金属管道、阀门、经过切割解体的金属固体、混凝土块、建筑物材料等废物。其具有减容系数高、操作简单、自动化程度高等优点，缺点是投资高、占地面积大、维修工作量多。某些情况下，桶内压缩可以作为超级压缩的预压缩。

焚烧法是将可燃性固体废物氧化处理成灰烬或残渣的过程，可很大减小废物的体积，使废物向无机化合物化转变，免除热分解、腐烂、发酵和着火等危险，还可以回收、铀等有用物质。焚烧法分为干法焚烧和湿法焚烧两大类，前者包括过剩空气焚烧、控制空气焚烧、裂解、流化床、熔盐炉等方法；后者包括酸煮解、过氧化氢分解等方法。典型的焚烧炉示意图如下：

经前处理后的放射性废物可进行固化处理，固化处理可使液态的放射性废物转变成便于安全运输、贮存和处置操作的固化体，可将放射性同位素固结，阻挡其进入人类生物圈，还可减少废物的体积。 对于中低放射性废物可采用水泥固化、沥青固化和塑料固化；对于高放射性废物可采用玻璃固化以及人造岩石固化。

水泥基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。水泥作为一种无机胶结材料，经水化反应后可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。水泥固化的工艺很多，包括常规水泥固化处理工艺、贮桶内混合、外部混合后装桶、水泥压裂、冷压水泥、热压水泥等。采用水泥固化的优点是工艺简单、设备简单，水泥固化体的机械稳定性、耐热性、耐久性好；缺点是水泥固化体的致密度较差、浸出率较高；减容效果不佳。水泥固化的流程图如下：

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并产生皂化反应，使放射性废物包容在沥青中从而形成固化体。沥青固化工艺包括固体废物的预处理、废物与沥青的热混合以及二次蒸气的净化处理三个部分。其优点是固化体孔隙率较低、对放射性废物的包容量较高，最终固化体的体积较小、可以减少处置费用，且固化体对溶液或微生物具有较强的抗侵蚀性；缺点是固化工艺复杂、设备投资费用高、过程中容易产生二次污染，固化体的化学稳定性和抗老化性能较差，且沥青具有可燃性，存在较大的安全隐患。沥青固化的流程图如下：

塑料固化是以塑料为固化剂，与放射性废物按一定的比例配料并加入适量催化剂和填料进行搅拌混合，使其发生共聚合反应，将危险废物包容于其中并形成稳定固化体。塑料固化技术按所用塑料不同，可分为热塑性塑料固化和热固性塑料固化两种。热塑性塑料有聚乙烯、聚氯乙烯树脂等；热固性塑料包括醛树脂、聚、聚丁二烯等。塑料固化的优点是引入的物质大多具有较低的密度、所需要的添加剂数量较少；缺点是操作过程复杂、固化剂价格昂贵。

玻璃固化以玻璃原料为固化剂，将其与有害废物以一定的配料比混合后，在高温下熔融，经退火后转化为稳定的玻璃固化体，可分为间歇式和连续式两种。可使用的玻璃的种类繁多，如钠钾玻璃、硅酸盐玻璃等。在高放废物的玻璃固化中，采用较多的是磷酸盐和硼酸盐玻璃。玻璃固化的优点是玻璃固化体致密，在水及酸、碱溶液中的浸出率小，增容比小；在玻璃固化过程中产生的粉尘量少玻璃固化体有较高的导热性、热稳定性和辐射稳定性。缺点是装置较复杂、处理费用昂贵、工件温度较高、设备腐蚀严重，以及放射性核素挥发量大等。高放废液的玻璃固化流程图如下：

自然界中的一些矿物，尤其是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，具有良好的化学和机械稳定性。所以可利用矿物学中的类质同象替代，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，将放射性同位素包容在固溶体的晶相结构中，从而获得安全固化处理。其优点是固化体孤立隔离放射性核素的能力强、浸出率低；固化体耐潮湿和高温，在潮湿和高温环境中，人造岩石固化体不会受到严重损害，自退火作用增强，浸出率不会显著增加；固化体的高放废物荷载量高，最终固化体体积小；人造岩石固化体地质处置的防护要求较低，处置成本低。缺点是人造岩石的单一矿物只能固溶部分的高放废物组分，固化介质材料在处理放射性废物时存在一定的局限性；人造岩石属于结晶物质，部分矿物辐射损伤较大，浸出率升高导致体积膨胀，给地质处置带来了一定困难。人造岩石固化的流程图如下：

放射性废物的处置措施包括陆地处置、海洋处置等，而陆地处置最具现实性且使用最广泛的处置方式。经过前处理、固化、包装后的放射性废物即可进行陆地填埋处置，其目的是将废物与人类及环境长期、安全地隔离，使它们对人类环境的影响减小到可合理达到的尽量低水平。陆地处置包括浅层填埋、近地表处置、中等深度处置、深地质处置四种。对于低、中放废物其处置隔离期不应少于300年；对于高放废物则不应少于10000年。图为位于德国萨克森州的正在建设中的低中放废物陆地填埋处置库“康拉德（Konrad）”：

极低放射性废物可进行浅层填埋，其填埋深度在10-15 m范围。浅层填埋一般需采用多重屏障结构，即天然的低渗透性地质基础系统、基础封闭系统、废物系统和表面密封系统。其中基础封闭系统和表面密封系统应设计为复合衬层，包含低渗性黏土层、隔水层、排水层等，还需含有复合防渗结构、防动植物侵扰结构以及防水冲蚀结构。这种多种屏障复合式柔性结构可以有效阻滞放射性核素向环境迁移，避免污染环境。

低、中放废物可进行近地表处置，也是其使用最广泛的处置方式，填埋深度在15-30 m范围。主要是利用岩土良好的离子交换和吸附性能，通过设置工程屏障等措施使废物中的放射性核素限制在处置场范围内，防止放射性核素以不可接受的浓度或数量向环境扩散而危及人类安全。

含少量长寿命放射性同位素的中放废物可进行中等深度处置，是一种较安全的处置方法，可采用专门挖掘的岩洞处置、废矿井处置等。专门挖掘的岩洞处置是将废物处置在地表下人工挖掘出的岩洞中，然后充填空隙，回填并封堵空间。常用的岩洞类型有隧道式、窑室式、简仓式、竖井式和深井式等。废矿井处置使用较多，主要包括盐矿、铁矿、铀矿、碳酸钙矿等。可以利用现成的地下空间，具有占地面积小，贮存空间大，处置位置深的优点。需注意的是，矿井原是从采矿的角度设计的，水文地质情况复杂，往往伴有裂隙和地下水，所以未经改造的废矿井不适用于贮藏放射性废物。

高放废物需进行深地质处置，即把高放废物埋藏在距地表深约500-1000 m的地下深处，使之永久与人类生存环境隔离。高放废物深地质处置库一般采用多重屏障系统设计，将废物储存在废物容器中，外面包裹回填材料，再向外为围岩。地下设施及废物容器和回填材料称工程屏障，周围的地质体称天然屏障。天然屏障可在长地质时期内为工程提供屏障保护并保持稳定的物理和化学环境，对高放废物向生物圈迁移起着滞留和稀释的作用。

进行陆地填埋处置时应满足如下选址原则：①远离城镇和人口聚居地；②远离供水水源、地表水体和地下含水层，且无遭受洪水袭击的潜在危险；③场地范围和附近很少或没有地下水，如果存在少许地下水径流，则其流速要小于1 m/a；④地质构造稳定，场地在核废物安全处置期间（低、中放废物为300-500年，高放废物大于10万年）不出现地壳升降运动、断裂、地震、火山喷发、滑坡、泥石流等地质灾变事件；⑤处置介质（黏性土壤、花岗石、石盐、凝灰岩、黏土岩、玄武岩等）不仅透水性差，且对放射性同位素具有较强的吸附与阻滞能力。

2011年12月20日中国国务院令第612号发布《放射性废物安全管理条例》

中国国发1992号文《关于我国中、低放射性废物处置的环境政策》

中国GB/T 15950-1995《低、中水平放射性废物近地表处置场环境监测的一般要求》

中国GB 9132-2018《低、中水平放射性固体废物近地表处置安全规定》

中国GB 13600-92《低中水平放射性固体废物的岩洞处置规定》

中国GB 16933-1997《放射性废物近地表处置的废物接收准则》

中国GB/T 28178-2011《极低水平放射性废物的填埋处置》

中国EJ 1109.01-2000《低、中水平放射性废物近地表处置设施规定非岩洞型处置》

中国EJ 1109.02-2002《低、中水平放射性废物近地表处置设施规定岩洞型处置》

中国HAD 401/05《放射性废物近地表处置场选址》

中国HAD 401/06《放射性废物地质处置库选址》

中国HJ/T 23-1998《低、中水平放射性废物近地表处置设施的选址》