高放废物处置库甘肃北山预选区综合水文地质研究

在野外水文地质调查基础上,开展了北山地区地下水系统特征、岩体渗透性能、地下水动态、水文地球化学、地下水同位素、地下水CFC以及地下水流场模拟等综合性水文地质研究。依据大量资料的科学分析,综合论述了研究区水文地质条件、地下水循环交替特征、地下水化学特征和动力学特征,并对北山地区作为高放废物处置库场址预选区的适宜性进行了评价。通过这些工作,不仅为我国高放废物地质处置库选址建立了系统的水文地质研究和评价方法,也为在该区筛选最适宜的高放废物处置库场址提供了重要的水文地质依据。     

高放废物处置库甘肃北山预选区水文地质特征方法学研究

总结了 1996年至 2000年开展的甘肃北山地区区域水文地质调查研究成果。研究中从北山地区水文地质、水文地球化学、地下水同位素、腐殖酸调查入手,重点评价了研究区的含水介质特征、水文地球化学及地下水同位素特征。在大量资料综合分析的基础上,综合论述了研究区分区水文地质条件、地下水循环交替特征、地下水动力学和化学特征,并通过地下水流动状态的计算机模拟,水文地球化学以及水-岩-核废物间相互作用的计算机模拟,首次综合评价了北山地区作为我国高放废物处置库场址的可行性。研究成果全面、深刻展示了北山地区弱含水、低渗透、低流速的水文地质特征及偏碱性、高矿化的地下水化学特征,为在该区预选最适宜的高放废物处置库场址提供了评价依据。     

开挖损伤区（EDZ）对核素迁移的影响

随着核电的发展,核电站产生的乏燃料处理处置受到了大众的高度关注。通过对嬗变法、稀释法和隔离法等方法的综合对比,目前,高放废物深地质处置是国内外公认处理核废物的最佳办法。在处置库建造阶段,由于开挖使得围岩中应力重新分布,围岩发生扰动,岩体内部原生裂隙出现扩展、连通,产生新生的微裂隙,岩体的渗透系数变大,这种区域即为开挖损伤区（excavation damaged zone, EDZ）。EDZ位于高放废物处置库工程屏障和远场围岩中间,是放射性核素迁移的重要迁移通道。地下水流经深部围岩裂隙与扰动层破碎带发生水岩反应导致成分发生变化,进而影响高放废物中核素释出速率与迁移参数,需要在地下实验室开挖过程中获取大尺度裂隙围岩及扰动层破碎带,建立核素释出和迁移装置,获得地下水侵入深部围岩裂隙与扰动破碎带导致高放废物核素释出与迁移参数变化规律,对于整个地质处置场的安全评价具有重要意义。研究人员通过实验和计算机软件进行模拟分析发现,EDZ区的裂隙水、Eh pH、裂隙充填物、裂隙中的胶体以及裂隙中的腐殖酸等,均会对核素迁移产生影响。开展EDZ对高放废物体核素源项释放的影响研究和深部围岩条件下核素迁移行为研究,掌握关键核素在深部地质条件下的释出规律及其在EDZ区域和裂隙中的迁移规律,优化迁移模型,将为地下实验室运行阶段开展核素迁移实验提供技术储备,为我国高放废物处置库场址比选、概念设计和安全评价提供技术支撑和科学依据。     

高放废物处置库野马泉预选场址地下水放射性同位素特征

甘肃北山野马泉地区是我国高放废物处置库预选场址之一.文章阐述高放废物处置库天然类比研究的主要内容,并阐述类比研究中涉及的地球化学问题.以野马泉岩体为例,研究地下水铀、钍含量及放射性特征、铀同位素特征.初步认为,在当地的地质、水文地质等环境条件下,铀的迁移能力有限,迁移距离较小.这一认识为预选场址评价提供了重要的信息和依据.?＃     

中国高放废物地质处置研究进展:1985～2004

如何安全处置高放废物是核工业可持续发展面临的挑战性问题。我国的高放废物深地质处置研究从1985年开始，提出的计划目标是：于21世纪中叶建成我国高放废物地质处置库，处置的对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料，处置库为竖井一坑道型，候选围岩为花岗岩，位于饱和带中。在1985～2004的20a中，我国高放废物地质处置研究取得了进展，已确定我国高放废物最终处置走“深地质处置”，并且是“三步曲”式的技术路线，即处置库选址和场址评价一地下实验室一处置库。经过全国筛选对比，已初步选定甘肃北山地区为重点预选区，该区地处戈壁，地壳结构完整，地壳稳定，人烟稀少，地质条件和水文地质条件均有利。20世纪90年代初期，开展了地下实验室的选址工作，初步选择了北京郊区2处地点为我国高放废物地质处置“普通地下实验室”的场址。已确定使用膨润土作为处置库的回填材料，并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。对膨润土的矿物学、岩土力学、物理力学性质和热学性质进行了研究。已获得一批放射性核素(主要是Np、Pu、Tc)在北山花岗岩和膨润土上的吸附分配比、扩散系数和弥散系数等参数，建立了低氧手套箱和模拟处置库温度、压力和氧化一还原条件的小型实验装置。高放废物中的关键核素的化学行为研究也取得进展。花岗岩接触带核素迁移、铀矿床中超铀元素迁移、青铜器腐蚀等天然类比研究取得了成果。还开展了高放废物地质处置系统总性能评价源项和生物圈模式的调研。概念设计研究仅在20世纪90年代初开展了部分研究。从1999年开始，与国际原子能机构开展了2期高放废物地质处置技术合作项目，极大地提高了我们的技术水平。20a的科研工作为我国在21世纪完成高放废物地质处置奠定了一定基础。     

中国高放废物地质处置21世纪进展

21世纪近20年，我国高放废物深地质处置进入了一稳步发展的新阶段，在法律法规、技术标准、战略规划、选址和场址评价、工程屏障研究、处置库和地下实验室概念设计、核素迁移和安全评价研究等方面取得了显著进展。其主要亮点包括颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》和《中华人民共和国核安全法》，制定了《高放废物地质处置研究开发规划指南》，颁布了《高放废物地质处置设施选址》核安全导则，确定了2020年前开工建设地下实验室、2050年建成高放废物处置库的目标，甘肃北山预选区被确定为我国高放废物地质处置库首选预选区，建立了场址评价方法技术体系，确定了内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料，建立了我国首台缓冲回填材料热 水-力-化学耦合条件下特性研究大型实验台架（China-Mock-Up），获得了一批关键放射性核素的迁移行为数据，开展了初步的安全评价，完成了地下实验室安全技术研究。确定甘肃北山的新场为我国高放废物地质处置地下实验室的场址。2019年5月6日，国家国防科工局批复中国北山高放废物地质处置地下实验室工程建设立项建议书，标志着我国高放废物地质处置正式进入地下实验室阶段。这一系列工作进展和取得的成绩为我国2020年开工建设地下实验室、掌握高放废物地质处置技术奠定了坚实的基础。     

高放废物地质处置库安全特性研究

高水平放射性废物(简称高放废物)是一种放射性强、毒性大、含有长半衰期核素且发热的特殊废物,对其进行最终处置难度极大,面临一系列的科学、技术、工程及社会学的挑战。高放废物安全处置的核心是,要确保在数万年甚至更长时间内,将高放废物与生物圈进行有效隔离。我国核武器研制和生产过程中,已经积累了一批亟待地质处置的高放废物,急需开展技术研发,并建设处置库对其进行最终地质处置。另外,我国核电站乏燃料后处理产生的高放废物以及某些不宜后处理的乏燃料,也需进行最终地质处置。本文针对高放废物安全处置的要求,对高放废物处置库的工程屏障(玻璃固化体、废物罐、缓冲材料等)和天然屏障(处置库围岩)的安全特性进行了研究,介绍了我国高放废物地质处置库选址、工程屏障和安全评价的进展。     

我国高放废物地质处置研究

文章提出我国高放废物地质处置拟采用处置库选址和场址评价-特定场址地下实验室-处置库“三步曲”式技术路线。计划目标是于2030∽2040年前后建成我国的高放废物地质处置库。处置对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料，处置库为竖井-坑道型，候选围岩为花岗岩，位于饱和带中。已初步选定甘肃北山地区为重点预选区。该区地处戈壁，地壳稳定，人烟稀少，地质条件和水文地质条件有利。现已试验获取预选区大量深部地质环境参数。确定使用膨润土作为处置库的回填材料，已获得一批放射性核素在花岗岩和膨润土中的吸附、扩散数据，建立了模拟处置库温度、压力和氧化还原条件的实验装置。高放废物地质处置场址评价、放射性核素地球化学行为、回填材料研究和环境评价研究正在深入进行，并与国际原子能机构等进行了卓有成效的合作。     

好书推荐·《新世纪中国高放废物地质处置》

正本书收录了进入21世纪以来,主要是2000-2011年期间,我国在高放废物地质处置各领域有代表性的重要论文,包括高放废物地质处置战略和规划研究、地下实验室规划、高放废物处置库选址和场址评价、处置库工程屏障、玻璃固化体性能、缓冲回填材料性能、处置工程、放射性核素迁移行为、安全评价等领域的论文。基本反映了这一时期我国高放废物地质处置     

对我国高放废物处置研发工作的几点建议

论述了高放废物处置库与一般地下工程设施的区别,以及处置库场址的选址工作与低中放废物处置场和核电站场址的选址工作异同点。强调要高度重视高放废物处置的安全性,这是由于高放废物毒性大、半衰期长、安全处置期长;由于处置库堆放的废物总比活度大,且高放废物处置在地下深处,因而,如果一旦处置库系统遭受破坏,就难以进行人工干预。笔者认为,在区域预选和地区(地段)预选阶段,查明场址区域地壳稳定性问题是其首要任务。文章就处置方案等若干问题进行了讨论。     

德国放射性废物地质处置的研究历程

本文简要介绍了德国放射性废物地质处置及相关研究的历程和现状,包括中低放废物和高放废物的处置情况,同时从技术层面分析了德国高放废物处置库场址评价所面临的问题。希望对于我国放射性废物地质处置的研究有所启示。     

Pu在地质环境中化学行为的研究进

着重评述了近年来与高放废物深部地质处置有关的地质环境中Pu化学的研究进展,重点讨论了Pu从高放玻璃固化体中的浸出行为、Pu在地下水中的溶解度、配合反应(包括水解反应)、氧化还原反应、胶体的形成等。提出了近期和长期应开展的若干研究课题。     

IAEA高放废物地质处置参考生物圈建立方法及对我国的启示

高放废物地质处置的安全评价需要考虑长时间尺度下生物圈的演变和演化。本文介绍IAEA生物圈模拟与评价(BIOMASS)项目中参考生物圈的建立方法,其构建的“评价生物圈”可用于高放废物特定场址的评价。建议尽快开展我国北山高放废物处置库参考生物圈的建立。     

高放废物处置库雅满苏和天湖地段地下水化

新疆雅满苏和天湖地区是我国高放废物处置库场址的主要预选地段之一。在高放废物处置库选址和评价中,水文地球化学特征是最重要的评价因素之一。在2009-2013年间,开展了雅满苏和天湖地段区域水文地球化学调查,采集地下水样品30余组,根据样品测试结果,讨论了该地区水文地球化学特征,其主要结论是：研究区地下水主要为高矿化的咸水。地下水的pH=7.69～9.64;水温11.8～24.0℃;地下水矿化度（TDS）在542.7～413375.5 mg/L之间变化,地下水的主要化学类型为Cl•SO₄-Na、SO₄•Cl-Na和Cl-Na型。控制地下水化学形成的主要作用是溶滤作用和蒸发浓缩作用。     

高放废物处置库野马泉预选地段地下水铀存在形式及迁移特征

甘肃北山野马泉地区是我国高放废物处置库预选场址之一。本文以该预选场址为例,在地下水铀、钍含量及其同位素比值测试、分析基础上,计算了铀存在形式。结果表明,地下水中的铀主要以U(OH)₄(aq)形式存在。探讨了铀的迁移特征,认为在当地的地质、水文地质等环境条件下,铀的迁移能力很低。     

近场核素释放率对缓冲材料参数的敏感性研究

缓冲材料对高水平放射性废物(高放废物)地质处置库的安全至关重要。本文在处置库关闭后预期演变情景分析的基础上,运用蒙特卡罗随机模拟方法,对缓冲层厚度、缓冲材料密度、核素在缓冲材料中的分配系数这三个参数进行敏感性分析。结果表明,处置库关闭后1 000 a内,近场核素释放率对缓冲层厚度较敏感,超过1 000 a 后敏感性较低;近场核素释放率对缓冲材料密度不敏感;核素在缓冲材料中的分配系数不断提升的情况下,对应的参数敏感度也逐渐加大。上述敏感性分析结果可为缓冲材料工程设计提供参考。     

Ca^(2+)盐溶液在高庙子膨润土中的扩散研究北大核心CSCD

高放废物地质处置库近场地下水可能会对处置库内的屏障体系产生影响,降低处置库的安全稳定。为研究地下水中盐离子在处置库内缓冲回填体系的扩散规律,本文开展了静态无外荷载条件下内蒙古高庙子(GMZ)膨润土在Ca^(2+)盐溶液中自发渗吸的吸附扩散室内试验。从土的微观结构和经典扩散理论对Ca^(2+)在不同干密度和初始饱和度的膨润土试样中的自发扩散规律进行了分析。研究结果表明,在膨润土初始饱和度相同的情况下,试样阻滞系数随其干密度增加而增大,此时Ca^(2+)的扩散能力减弱;当膨润土干密度相同时,随着初始饱和度的增加基质吸力作用减弱,阻滞系数减小,Ca^(2+)的扩散能力减弱。     

Physico-chemical characterization of clays at Kalpakkam nuclear plant site towards assessment of radioactive waste disposal

In order to evaluate the safety of a radioactive waste repository in a geological formation, it is necessary to study the prevailing sub surface geology surrounding the disposal facility. The Kalpakkam subsurface was found to comprise of charnockite/hypersthene granite which is overlain by clay, sandy clay and sand. Clays can act as a barrier for groundwater flow and attenuate radionuclide migration. Accordingly, in the present study, clay samples were collected at chosen depths in the subsurface within the study area at Kalpakkam and colloidal clay fractions were separated. The clay colloids after separation were characterized for their size, shape, morphology, elemental composition and zeta potential. Photon correlation spectroscopy, scanning electron microscopy, energy dispersive X-ray analysis, X-ray diffraction technique and zetasizer were used to characterize the colloidal particles. The detailed characterization and analysis has revealed that the major clay mineral present in the subsurface at Kalpakkam is kaolinite. Minor quantities of smectite and illite were also identified in some clay samples. It was observed that the clays present in the study area are having low cation exchange capacity for radionuclides and emphasizes the requirement of proper backfill materials around disposal facilities for retardation of radionuclide migration. The occurrence of clay minerals at depths within the aquifer thickness warrants analysis of groundwater samples for suspended colloidal clay content. These suspended clay particles in groundwater have potential to transport of radionuclides in the ground environment along with groundwater flow depending on the nature of clay colloids and its zeta potential. Above investigations with respect to clay characterization would help the designer in incorporating the adequate safety measures in construction of near-surface disposal facility.     

高放废物地质处置黏土岩处置库围岩研究现状

世界上很多国家都对处置库的可能围岩进行了详细研究。通过对比,认为花岗岩、黏土岩、岩盐比较适合作为处置库围岩,而黏土岩由于具有自封闭性、渗透率低等其他岩石类型不可比拟的优点,因而将黏土岩作为高放废物地质处置库围岩越来越受到各国的关注。文章同时介绍了瑞士、法国、比利时等国家在黏土岩中所进行的大量研究,均认为在黏土岩中处置高放废物和乏燃料是安全的。文章还对黏土岩处置库概念设计、黏土岩处置库围岩地下实验室研究,以及我国开展黏土岩处置库研究的意义等进行了综述。