中国高放废物深地质处置

介绍了中国高放废物地质处置计划的背景、初步技术战略和长远规划。中国的高放废物地质处置研究始于1985年，计划于21世纪中叶建成国家高放废物处置库。位于我国西北片肃省的北山地区被选为最有远景的处置库预选区。1999-2004期问，在该区开展了初步的场址特性评价研究，包括地表地质、水文地质和地球物理调查、4口钻孔（北山1#，2#，3#及矿孔）的施丁及钻孔现场试验，并获得了大量成果。在缓冲回填材料、放射性核素迁移以及天然类比等方面也取得了进展。     

高放废物地质处置及其若干关键科学问题

如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题。在介绍国内外最新研究进展的基础上，重点讨论高放废物地质处置的若干关键科学问题：处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下（中（高）温、地壳应力、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等）深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为及处置系统的安全评价。同时，介绍了国外若干重大科研项目和若干研究热点问题。     

我国高放废物地质处置概念研究

在对国外核废处理先进国家的高放废物地质处置工艺技术深入研究的基础上,介绍了我国高放废物地质处置概念设想。结合我国未来处置库场址条件和高放废物源项特征,分别对花岗岩和黏土岩地层提出了竖直孔处置、小断面水平巷道处置和巷道处置的建议方案,为我国高放废物的地质处置提供参考。     

我国高放废物地质处置屏障系统的温度场分析

高放废物深地质处置是通过天然屏障和工程屏障(包括废物体容器、处置容器和缓冲材料)实现对放射性废物的有效包容和隔离。基于花岗岩处置场址,以高庙子膨润土为缓冲材料,应用FLAC 3D软件开展我国大时间尺度下处置库屏障系统的热学分析,研究放射性废物在衰变释热条件下,处置环境的温度场随时间的演化规律,分析不同导热系数的缓冲材料对处置环境的温度场的影响。     

高放废物深地质处置及其研究概况

简要介绍了高放废物深地质处置的概念及其关键技术问题、高放废物工程屏障及其研究概况、高放废物处置库的选址因素及选址过程、处置库的主要岩石力学问题与候选主岩、地下实验室核素迁移示踪研究概况，最后，简要介绍了美、法、俄、韩、中等国在高放废物处置方面的研究计划与进展。     

我国高放废物地质处置巷道中回填材料的设计要求

回填材料作为高放废物处置库工程屏障的重要组成部分,其工程设计与处置库的长期安全息息相关。在重点调研地质处置技术先进国家瑞典的回填材料工程设计要求,包括材料成分、回填材料砌块和小球的性质(含水量、几何形状和尺寸、密度)以及安装布置方案的基础上,基于我国高放废物地质处置概念,以高庙子膨润土-石英砂混合料为回填材料,提出我国回填材料砌块的设计要求,包括几何形状和尺寸、干密度,为我国高放废物地质处置回填材料相关试验研究提供参考。     

高放废物地质处置地下实验室施工风险评价

高放废物地质处置地下实验室作为开发和验证高放废物地质处置技术、评价场址适宜性的地下研究设施,在高放废物地质处置中起着至关重要的作用。为保证地下实验室施工安全,对其施工风险进行分析评价具有十分重要的理论意义和工程应用价值。故障树分析和层次分析是工程风险评估中重要的分析方法,本文将故障树的结构重要度与层次分析法中的权重相结合,首先辨识出地下实验室施工风险因子,然后建立故障树模型,再将故障树的结构重要度计算结果引入层次分析法判断矩阵的构建中,最后提出基于故障树模型的层次分析法。将该方法应用于评价甘肃北山我国首座高放废物地质处置地下实验室的施工风险,获得了地下实验室施工期风险的权重分布玫瑰云图,提出了对保证地下实验室施工安全具有指导性的建议和结论。     

高放废物地质处置缓冲回填材料研究进展综述

随着核能的发展,不可避免要产生大量高放射性废物。对于高放废物的处置国际上普遍接受的方法是深部地质处置。膨润土及其含砂混合料以其优异的性能被认为是高放废物地质处置库中理想的缓冲/回填材料。该文从仪器设备的研制、本构模型、膨胀特性、模型实验及原位试验、热-力-水耦合过程的理论研究及其数值模拟等方面简要总结了膨润土及其含砂混合料作为缓冲/回填材料的一些国际研究进展。作者期待国家相关部门能加大经费投入和支持力度,推动我国这一领域的研究走向全面和深入,为核能事业的发展保驾护航。     

我国高放废物地质处置库缓冲材料的设计要求

基于我国高放废物处置概念,结合甘肃北山地质环境条件,针对高放玻璃固化体废物,以内蒙古高庙子膨润土为缓冲材料,提出缓冲材料工程设计参数指标,可为我国高放废物地质处置缓冲材料相关研究提供技术参考。     

高放废物地质处置中巷道回填和密封方法研究

地质处置是目前国际公认的安全可靠、切实可行的高放射性水平废物处置方式。地质处置通过天然屏障和工程屏障构成的多重屏障系统实现对放射性核素的包容、阻滞。对于处置完废物的巷道进行回填和密封是构成工程屏障的重要组成部分。通过调研并总结国际上地质处置技术先进国家(瑞典、芬兰和法国)的巷道回填密封材料选择和施工工艺,结合我国高放废物地质处置预选场址的围岩条件,提出了我国地质处置巷道回填材料选择、回填和密封方法的初步设想以及未来相关研究的方向。     

高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展

中国对该课题的研究始于1985年，但是长期以来未能引起足够的关注，相关研究项目也非常有限。近年来，随着中国经济的快速增长，能源短缺问题越来越严重，发展和利用核能己作为一种主要的解决方案，因此核废物的安全处置则成为现实的重要课题。中国在利用膨润土作为工程隔绝材料方面的研究工作，主要限于选择合适的膨润土，而高庙子膨润士作为最终选择的缓冲材料，其基本物理-化学特性已得到确定，但有关热-水-力耦合的试验尚未开展，相关课题的研究也尚需努力。鉴于国际上已对多种其他备选膨润土进行过大量研究，有关成果可望用于指导即将在中国进行的高庙子膨润土试验研究。此文的主要目的就是为中国核废物的地质处置研究提供一些有益的经验。首先，介绍使用基于膨润土的工程隔绝核废物地质处置方法，这一方法已为广泛接受；然后，介绍膨润土的选择标准，地质-化学特性、热-水-力性态（包括微观结构、宏观性态、接缝性态和数值分析），以及在放射性废物处置过程中产生的气体对工程隔绝层的影响等，通过不同实例来展示试验原理和主要结果；最后，对近期国内外研究成果和未来发展前景进行总结。     

高放废物处置北山预选区深部完整岩石基本物理力学性能及时温效应

岩石物理力学性能研究是高放废物处置库选址、设计、建造和性能评价中不可或缺的一个重要研究方面.经过全国筛选对比,已初步确定甘肃北山地区为我国高放废物处置库重点预选区.甘肃北山地区深部的主要岩石为似斑状二长花岗岩和英云闪长岩,似斑状二长花岗岩均匀性好,两种主岩均具有高密度、低孔隙率、高力学强度、低变形和高脆性的特性.通过一系列室内蠕变试验,研究在不同温度(室温,50℃,90℃)与围压(单轴,10MPa,30 MPa)条件下,北山花岗岩在不同恒定应力水平下的变形特征与声发射特性,温度和围压对岩石力学性能有着重要的影响.随着温度的升高,围压为10和30 MPa时的弹性模量逐渐升高,至70℃左右时达到最高,之后随温度的升高略微降低;裂纹损伤应力呈线性显著降低,而泊松比呈线性明显升高.稳态蠕变阶段的应变速率随着温度的升高而明显加速,在同一应力比下到达破坏的时间相应降低.随着恒载应力的降低,似斑状二长花岗岩达到破坏的时间显著增长.随着围压的增加,轴向蠕变变形量明显增加;在相同的应力比下,导致岩石断裂破坏的时间显著延长.     

法国ANDRA放射性废物地质处置可行性研究综述

介绍15a来法国国家放射性废物管理局（ANDRA）为研究地下处置放射性废物而开展的主要研究成果，实验室试验、现场试验和数值模拟结果均表明：ANDRA所研究的在法国东部埋深500m、厚达130m的泥岩岩层具备永久处置核废料的地质条件，从地质和学角度上介绍该泥岩岩层一些主要特征，并对ANDRA提出的地质处置总体设计方案和不同类型废物处置单元进行系统论述。     

高放废物处置库缓冲材料导热性能研究

 缓冲材料是高放废物深地质处置库中的重要工程屏障,其导热性能参数是高放废物处置系统设计的关键参数之一。利用ISOMET导热仪,研究内蒙古高庙子天然钠基膨润土GMZ01与石英砂和石墨混合材料GMZM不同压实密度和不同含水量样品的导热性能。结果表明,GMZM的导热系数、热容量和热扩散系数随压实密度的增大而显著增大,随着含水量的增大而增大;与GMZ01的导热性能相比,随着压实密度的增大,石英砂和石墨作为添加剂可以明显提高缓冲材料的导热性能和热扩散性能,但对比热没有显著影响。压实干密度大于1.8 g/cm3后,GMZM的导热系数和热扩散系数比GMZ01的导热系数和热扩散系数均提高20%以上。缓冲材料的导热性能与其含水量、干密度、矿物组成和微结构等有关,导热系数随着含水量和干密度的增大而增大,但是导热系数与含水量和压实干密度不具有一致的线性关系。当GMZ01的饱和度大于20%时,不同压实干密度样品的导热系数、比热、热容量、热扩散系数均与饱和度具有线性关系。     

高放废物处置中的THM耦合理论及分析

 高放废物处置研究是非常重要和必要的，其处置形式的选择是处置安全的重要因素之一，相应处置结构的物理力学特性研究是决定高放废物处置形式的重要依据。在介绍高放废物处置形式的基础上，提出高放废物处置的相关研究课题，紧接着阐述高放废物处置中THM耦合理论，膨润土的土水特征曲线不仅相关于外部施加应力、蒸汽压力、水压力，而且也相关于温度；在考虑气体在压力作用下的传播、气体在水中的溶解和气体的凝固等影响下，建立气体和液体中的水量守恒方程；在考虑敏感热流和潜热流影响下，建立能量守恒方程；将所有的方程写成有限元和有限差分计算格式；最后编制一维计算程序。计算结果对在花岗岩体中决定高放废物储存洞室之间间距具有借鉴作用。     

高放废物处置库花岗岩热–力耦合模拟研究

 根据典型高放废物处置库概念模型,应用FLAC3D有限差分程序模拟计算了数百年内热–力耦合(TM)条件下高放废物地质处置库围岩的温度场、应力场和变形场的变化特征,初步得到在一定废物罐热源强度及衰变函数条件下花岗岩体的热力学特征及处置巷道工程设计的合理间距。模拟结果表明：在－500 m水平建造处置库,按设定的释热强度,处置坑合理间距为8～12 m,废物罐表面温度为130 ℃,处置坑中线岩体最高温度为40 ℃,并保持数百年左右。     

核废物深部地质处置方案及试验

国际上普遍认为，对核废物进行深部地质处置是长期保护人类及生存环境不受核污染的最为安全可靠的措施。为此，许多核能利用国家提出了处置方案，建立了地下实验室，并对其方案展开了大量的现场技术试验及基础理论研究，取得了极为宝贵的经验。所有的处置方案都是根据多重屏障原理建立的，即包括自然地质屏障（各种围岩）和工程屏障（废物体＋包装罐＋缓冲回填体）。各国根据地质条件，选择了不同岩石作为处置库的围岩，主要有盐岩、结晶岩、泥岩和凝荻岩。介绍了为在这些岩体中建造处置库提山的典型处置方案，方案的现场试验，试验中所观察的热-水-气-力过程和其数值模拟结果。