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。     

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.?＃     

高放废物处置库预选区新构造运动特征

新构造活动强烈程度是高放废物处置库场址评价的一个重要指标。本文阐述新构造研究的指导思想、方法及其在高放废物处置库选址中的应用。通过东天山地区南、北地段对比研究,选出了在新近纪时期构造环境相对稳定或新构造活动强度相对微弱的东天山南部地区,作为高放废物处置库基地。研究结果表明它对场址评价是有意义的。     

高放废物处置库新疆阿奇山预选地段地下水同位素研究

本文以我国高放废物处置库预选地段之一的新疆阿奇山地段为例,在野外调查、样品测试基础上,重点讨论了该地段地下水同位素特征及其水文地质意义,并结合地段水文地质条件,识别研究区内地下水的来源及其交替能力。结果表明,阿奇山地区地下水主要源自当地大气降水入渗补给,深部地下水交替能力明显弱于浅部地下水。     

高放废物地质处置库预选场址水文地质研究进展

深地质处置是目前国际上普遍接受的高放废物最终处置方案。对于这种处置方案而言，最有可能使处置库系统中放射性核素释放并进入生物圈的机制是地下水的作用。本文阐述了这种地下水的作用，包括地下水与工程屏障的相互作用、地下水在地质屏障中的核素迁移作用及核素滞留作用；介绍了处置库场址评价中水文地质研究的国际进展和动向；重点介绍了我国高放废物处置库预选场址水文地质研究进程和概况。     

高放废物处置库预选区野马泉岩体地下水化学特征

首次获得的我国高放废物处置库预选区花岗岩体深部地下水属偏碱性、高矿化、Cl·SO4-Na型咸水.应用水文地球化学模拟方法,定量研究了地下水中离子组分存在形式以及地下水与矿物间的反应趋势,从而深化了地下水化学特征的认识.     

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。     

与高放废物处置问题有关的结晶岩的隔离性能

本文详细论述了基性结晶岩作为高放废物处置库围岩的适宜性。从岩石对构造应力作用的稳定性、岩石中地下水对高放废物的溶解度、岩石对放射性核素的吸附性能，以及高放废物处置库对结晶岩隔离性能的影响等方面的分析，认为基性结晶岩。作为高放废物处置库的围岩，要比酸性结晶岩具有明显的优势。     

高放废物处置库系统性能评价和岩石裂隙系统计算机模拟

美国桑地亚国家实验室核废物地质处置、水文地质学专家Erik Webb博士应邀于1999年3月29～30日在核工业北京地质研究院作高放废物处置库系统性能评价和岩石裂隙系统计算机模拟学术报告。学术报告的主要内容为:(1)高放废物处置库系统性能评价方法;(2)岩石裂隙系统的计算机模拟;(3)场地特性评价的决策树分析。此外,Erik Webb博士还介绍了美国桑地亚国家实验室的结构、人员组成、研究项目和管理体系以及日本核燃料循环研究所(JNC,原动燃团)高放废物地质处置研究工作的最新进展等内容。     

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。     

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。     

铀在北山地下水中的种态分布及溶解度分析

为了解铀酰离子在北山地下水中的吸附、扩散和迁移行为,利用地球化学计算软件PHREEQC,采用由OECD/NEA发布的最新铀的热力学数据,计算了铀在我国高放废物地质处置库重点研究区甘肃北山地下水中的种态分布,并分析了围岩中存在的方解石对铀溶解度的影响。计算结果表明,在北山地下水组成不变的前提下,在偏酸性条件下,铀主要以UO₂F⁺、UO₂SO₄、UO₂²⁺、UO₂F₂和UO₂(SO₄)₂^2-的形式存在,而在中性至弱碱性条件下,主要以 UO₂(CO₃)^4-₃、UO₂(CO₃)₂^2-、UO₂(OH)₃^-和UO₂(OH)₄^2-的形式存在。我国计划建造的高放废物处置库的设计深度为地下500～1000m,其水岩体系一般呈弱碱性。在这样的弱碱性水岩体系中,以阴离子形式存在的铀酰配合物具有较强的可移动性。当地下水的pH=7.56时,在Eh<24mV的条件下,铀主要以沥青铀矿的形式存在,而在更高的Eh条件下,则主要以UO₂²⁺与CO₃^2-和OH^-形成的阴离子配合物的形式存在。当地下水与空气接触时,O₂的存在会使Eh升高,此时铀的主要存在种态为UO₂²⁺及其各种配合物。当围岩体系中存在方解石时,在pH<8.0的条件下,铀在地下水中的溶解度会显著提高,而在更高pH条件下,方解石对铀的溶解度无明显影响。     

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。     

缓冲回填材料膨润土胶体的提取与分析

我国拟建造的高放废物地质处置库计划使用膨润土作为缓冲回填材料。有效提取膨润土在处置库地下水中形成的胶体,检测其各项物理化学参数,对理解胶体对关键放射性核素在处置库近场的吸附、扩散和迁移行为的影响具有重要意义。本工作分析了原状高庙子膨润土的矿物组成及其元素含量。对原状高庙子膨润土胶体预处理、提取方法进行了优化,建立了稳定、可靠获取膨润土胶体的实验方法。结果表明：超声振荡或沸热分散后再离心分离的方法不仅能在较短的时间内获得尺寸在100 nm左右的膨润土胶体,且有较好的单体分散性,此外,不同批次胶体样品的zeta电位均大于-60 mV,显示其良好的稳定性。能量色散X射线光谱分析结果表明,膨润土胶体主要成分为SiO₂。     

高放废物地质处置库花岗岩体预选研究

简要介绍了应用遥感技术结合地质研究,优选高放废物地质处置库花岗岩体的思路和方法.以北山外围地区为例,通过遥感数据处理,遥感影像解译,岩体地质特征分析,岩体预选准则的建立,在野外勘查的基础上,预选了若干有利的花岗岩体.为优选高放废物地质处置库场址提供决策依据.     

2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

为了进一步加强对放射性废物库的安全管理,确保辐射环境安全,对2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果进行了分析。结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求(试行)》中有关库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20 μGy／h、源库墙外表面0.2 m处γ辐射剂量率不超过2.5 μGy／h的规定要求,各年度间环境电离辐射水平处于本底涨落范围内,未对周围环境产生辐射影响,辐射环境质量总体良好。此外,健全的库区安全防范也为促进我省核技术利用和安全、健康、可持续发展提供了坚强保障。     

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。     

Conceptual Design of Large Boxes for the Packaging of Intermediate and Low Level Radioactive Waste

Abstract

United Kingdom Nirex Limited (Nirex) is developing standard containers for the packaging of radioactive waste for disposal in a deep underground repository. Waste Package Specifications have been produced for each standard package to provide the essential link between waste package design and the design of the deep repository. Previous studies carried out by Nirex identified the dimensions and key features of standard boxes for decommissioning intermediate level waste and for low level waste: the 4 m ILW box, 4 m LLW box·and 2 m LLW box. Nirex has now produced conceptual designs for these boxes.