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     

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。     

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。     

U(Ⅵ)在缓冲回填材料高庙子膨润土胶体上的吸附

甘肃北山地区是目前我国高放废物地质处置库的重点预选场址,内蒙古高庙子膨润土为首选缓冲回填材料.在处置库安全评价中需要考虑可能存在的地下水侵蚀形成膨润土胶体负载核素迁移的情况.以产自内蒙古自治区兴和县高庙子矿区Ⅲ号矿层的膨润土为原料提取膨润土胶体,研究其稳定性,通过批式吸附实验研究了溶液pH、背景电解质浓度等对U(Ⅵ)在...     

论我国高放废物地质处置地下实验室发展战略

地下实验室建设项目是我国"十三五规划"的重点项目,本文提出了我国应当建设"特定场区地下实验室"的发展战略。提出了我国首座高放废物地质处置地下实验室的总体定位,即建设在特定场区(处置库重点预选区)有代表性的岩石之中、位于500m深度左右、功能较为完备且具有扩展功能的,为高放废物地质处置研究开发服务和场址评价服务的、具有国际先进水平的科研设施和平台。提出我国地下实验室应当具备以下6大基本功能:1)评价场址深部环境;2)开展1∶1工程尺度验证实验;3)开发处置库施工、建造、回填和封闭技术以及相应的设备,完善概念设计,优化工程设计方案;4)为未来的处置库安全评价、环境影响评价提供各种现场数据;5)为公众参观地下实验室、了解地质处置技术的安全性能、提高对高放废物安全处置的信心提供窗口;6)为国际合作提供地下实验巷道和学术交流场所。还介绍了我国地下实验室工程的最新进展,指出目前已经筛选出甘肃北山新场为地下实验室的场址,并提出了地下实验室的概念设计。     

芬兰乏燃料最终地质处置研究历程及经验

对芬兰乏燃料地质处置库的选址、场址评价、地下实验室研究历程进行了介绍。芬兰在通过参与国际合作的基础上,提出了具本国特色的乏燃料地质处置技术路线,即“选址-特定场址地下实验室-处置库”方案。借鉴芬兰在乏燃料地质处置研究中积累的经验对我国高放废物处置场址的选择及其研究技术,作者提出了一些建议和具体的做法。     

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。     

我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨

绿合对比瑞典、加拿大、芬兰和美国等国高放废物地质处置场址筛选技术思路,分析国外高放废物地质处置库场址筛选过程中取得的经验、教训,总结了我国处置库选址工作取得的成果和存在的问题.在综合研究基础上,分析提出我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路,包括应遵循的原则、工作范围、目标和总体技术步骤等,以利于今后处置库选址工作更系统、规范和统一.     

处置库概念设计比选评价研究初探

按照“选址—地下实验室—处置库”的“三步曲”式研发战略,我国首个高放废物地质处置地下实验室已顺利开工建设。为了满足处置库选址阶段安全评价要求,同时为地下实验室实验设计提供支撑,发展适用于地下实验室场址的处置库概念设计已成为当前亟待开展的工作。各国处置库研发过程中,普遍采用系统方法对不同概念设计进行比较,以确认或完善其设计。本研究基于对瑞典、芬兰、美国和英国等国相关研究的调研,对比了不同国家处置库概念设计比选评价方法与评价准则,分析表明：各国相关研究具有形式严谨、评价分阶段、评价准则综合性强和决策具有灵活性等共同特征,同时,在比较前提、候选方案和评价因素等方面存在差异。基于调研分析结果,提出主要建议如下：1）借鉴国外相关研究经验,从长期性能与安全、工程技术,以及成本和场址有效利用三方面,建立我国处置库概念设计评价方法与评价准则。2）基于地下实验室场址条件和我国源项特征,开展概念设计比选评价研究,提出适用于地下实验室场址的处置库概念设计。     

原型处置库

论述高放废物地质处置研究中的原型处置库的概念、建造目的和研究的主要内容,以及它在处置库系统性能评价中的作用。原型处置库的研究工作,可以在普通地下实验室中进行(如瑞典的魧sp觟地下实验室),也可以在特定场址地下实验室中进行(如美国尤卡山的ESF坑道),它是以往20多年前地下实验室研究中演示阶段的扩展和延伸,是高放废物地质处置研究中最终确认处置库场址的一个必不可少的研究步骤,同时也为处置库地下工程的详细设计提供最接近于当地建库实际的各类技术参数。     

高放废物处置的几个问题

就与高放废物处置有关的几个问题,如地下实验室进行场所问题,地下实验室与处置库建设安排问题,高放废物深地质处置的替代方法等进行了探讨,希望有助于我国高放废物处置工作的进一步开展。     

高放废物处置库围岩开挖损伤区研究的关键问题及进展

高放废物(HLW)地质处置是将高水平放射性废物埋存于地下500～1 000 m地质体中,使放射性废物与生物圈长期隔离。地质处置库对核素的长期隔离能力是安全评价的关键课题。地下硐室的开挖将不可避免地对围岩造成损伤,形成开挖损伤区(EDZ),改变围岩的物理力学特性,对高放废物地质处置长期安全性存在潜在的影响。目前多个国家建成了高放废物处置地下实验室,并开展了大型原位开挖损伤区的研究,研究开挖损伤区的形成过程及其物理力学特性的变化。本文综述了国外结晶岩地下实验室开展的开挖损伤区研究,总结了EDZ关键研究问题;梳理了加拿大、瑞典、芬兰3个地下实验室多年来开展的系统的EDZ研究工作,对当前EDZ预测模型及模拟技术进行了总结;对我国地下实验室将开展的开挖损伤区研究工作进行了初步探讨,期望为我国的相关研究提供借鉴。同时,高放废物处置库是地下工程新实践,其EDZ的研究成果,形成的技术方法将对其他行业地下工程的建设,如引水隧洞、公路铁路隧道等也有重要的参考价值。     

Analyses of disposal efficiency based on nuclear spent fuel cooling time and disposal tunnel/pit spacing for the design of a geological repository

The purpose of deep geological disposal of high-level radioactive waste (HLW) including nuclear spent fuels is to isolate and to inhibit the release of radioactive material for a long time so that its toxicity does not affect the biosphere. The main requirement for the HLW repository design is to keep the buffer temperature below 100 °C in order to maintain the integrity of the engineered barrier system. The cooling time of the spent fuels discharged from nuclear power plants is the key consideration factor for the efficiency and economic feasibility of such a repository. We analyze the spacing of the disposal tunnels and pits, the disposal area and the uranium density for the deep geological repository layout to satisfy the thermal requirement of the disposal system. To do this, thermal stability analyses of a disposal system have been performed using varying spent fuel cooling times and spacing of the disposal tunnels and pits. The results show that the time to reach the maximum temperature within the design limit of the temperature in the disposal site is likely to be shortened as the cooling time of the spent fuel becomes shorter. Also it seems that controlling the disposal pit spacing is considered more advantageous than controlling the disposal tunnel spacing to meet the allowable thermal criteria in the repository from thermal and economical points of view. The results of these analyses can be used for a deep geological repository design and detailed analyses with exact site characteristics data will reduce the uncertainty of the results.     

Concept of a Korean Reference Disposal System for Spent Fuels

A deep geologic disposal system for the spent fuels from nuclear power plants has been developed since this program was launched in 1997 in Korea. In this paper, the concept of a Korean reference high-level waste (HLW) vertical disposal system (KRS-V1) is described. Though no site for the underground repository has yet been specified in Korea, a generic site with a granitic rock is considered for a reference spent fuel repository design. The depth of the repository is assumed to be 500 m. The repository consists of a disposal area, a controlled area, and an uncontrolled area. The disposal area consists of disposal tunnels, panel tunnels, and a central tunnel. In the controlled area and the uncontrolled area, there are technical rooms and tunnels and/or shafts to connect them to the ground level, respectively. The repository will be excavated, operated, and backfilled in several phases including an underground research laboratory (URL) phase. The result of this concept development will be used for an evaluation of its feasibility, analyses of its long-term safety, information for public communication, and a cost estimation, among others.     

Efficiency analyses of the CANDU spent fuel repository using modified disposal canisters for a deep geological disposal system design

Deep geological disposal concept is considered to be the most preferable for isolating high-level radioactive waste (HLW), including nuclear spent fuels, from the biosphere in a safe manner. The purpose of deep geological disposal of HLW is to isolate radioactive waste and to inhibit its release of for a long time, so that its toxicity does not affect the human beings and the biosphere. One of the most important requirements of HLW repository design for a deep geological disposal system is to keep the buffer temperature below 100 °C in order to maintain the integrity of the engineered barrier system. In this study, a reference disposal concept for spent nuclear fuels in Korea has been reviewed, and based on this concept, efficient alternative concepts that consider modified CANDU spent fuels disposal canister, were developed. To meet the thermal requirement of the disposal system, the spacing of the disposal tunnels and that of the disposal pits for each alternative concept, were drawn following heat transfer analyses. From the result of the thermal analyses, the disposal efficiency of the alternative concepts was reviewed and the most effective concept suggested. The results of these analyses can be used for a deep geological repository design and detailed analyses, based on exact site characteristics data, will reduce the uncertainty of the results.     

放射性废物处置安全若干进展

结合2005年放射性废物处置安全国际大会反映出来的放射性废物处置安全领域的最新进展,介绍了全球放射性废物安全框架、废物处置安全战略、安全方案、地质处置设施安全、近地表处置设施安全、中等深度废物处置方案和公众沟通等方面的若干新进展和新观点。     

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。     

甘肃北山预选区旧井地段断裂的分形特征--中国高放废物处置的潜在场址

以甘肃北山旧井地段的断裂为研究对象,对其进行了分形特征研究。在对该区的TM遥感影像进行线性构造解译的基础上,利用线性构造分布图,使用Box Flex方法,计算了旧井地段断裂的分维值,结果表明,旧井地段断裂具有分形特征,且分维值为1．466,在工程岩体质量分级中属于“好”的级别。通过此项研究,初步建立了旧井地段断裂分形特征的研究方法,评价了该地段花岗岩的岩体工程质量,为高放废物处置库的选址和场址评价提供了基础资料。     

建议我国重点研究粘土岩处置库预选场址

高放废物地质处置库的围岩选择至关重要.近年来,我国的重点研究对象是花岗岩.作者在列举了国际上正、反两方面的经验教训之后,分析了围岩选择方面的诸多重要因素.在此基础上,建议我国在最终决策前,进一步研究粘土岩处置库作为预选场址.     

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。