地球化学工程学在放射性废物处置中的应用

介绍了应用地球化学工程学治理环境的基本依据,常用的放射性废物处置工程模式和工程屏障的功能,并以某放射性废物处置场地球化学工程屏障物料研究为例,说明地球化学工程学在放射性废物处置中的应用。研究结果表明,采用地球化学工程学方法来改良放射性废物处置场址的天然缺陷,可大大提高放射性废物处置的安全性。     

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。     

高放废物地质处置安全全过程系统分析研究进展

高水平放射性废物(以下简称“高放废物”)地质处置安全全过程系统分析是对处置库长期安全的综合性系统分析。本文论述了安全全过程系统分析的概念及近20年发展情况,强调了其在高放废物地质处置库规划、选址、设计、建设、运行、关闭和关闭后等各阶段的重要性。以国际原子能机构(IAEA)和经合组织核能署(NEA)技术文件为主,阐述了安全全过程系统分析的背景、安全策略、评价基础、安全评价及综合等核心组成部分,列举了其应用中管理和技术方面的12个关键点,分析了芬兰、瑞典、美国和法国的研究应用现状,并对我国放射性废物地质处置安全全过程系统分析的发展及应用现状进行了探讨。     

高放废物地质处置性能评价

为建立我国高放废物地质处置性能评价方法而系统地介绍了性能评价的研究目的、研究内容、研究方法、国内外研究现状；以此为基础，提出了关于开展我国性能评价的若干建议。性能评价方法的建立将有利于我国高放废物地质处置事业的协调发展。     

放射性废物处置安全全过程系统分析及有关问题的探讨

本文根据IAEA第SSG-23号安全导则,对放射性废物处置安全全过程系统分析及其在英国、法国、美国、芬兰、瑞士、瑞典等国家放射性废物处置中的应用情况作了概括性的介绍。结合我国放射性废物处置管理的现状,对我国处置场的环境影响评价和安全分析中存在的主要问题进行了探讨。为促进我国安全全过程系统分析工作的全面开展,建议加快制定相关标准,将“安全全过程系统分析”作为我国放射性废物处置的许可条件,在景象开发、长期演变、坚稳性、不确定性、管理系统等方面加强研究。     

高水平放射性废物处理处置标准分析

本文阐述了我国高水平放射性废物处理处置标准的重要性,对国内外高水平放射性废物处理处置标准现状进行了阐述和分析,针对高放废物处理处置标准体系、高水平放射性废液成份分析、高放废液固化体性能要求及检验方法、高放废物处理处置工程经济及深地质处置等方面的标准化问题进行了研究分析,提出了开展高水平放射性废物处理处置标准化工作的意见和建议。     

Development of a grout database for geological disposal of high-level radioactive waste

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has developed a grout database (GDB) comprising the latest technical data of grout materials relevant to the geological disposal of high-level radioactive waste (HLW). Currently, only newly developed grout materials of low pH cements, superfine spherical silica and colloidal silica, which are expected to provide a target pH ≤ 11 leachate, are included in the GDB. Case examples from on-site works and laboratory-based tests that have been published in the literature have been used to add construction and material details to the GDB. The GDB is available online (https://groutdb.jaea.go.jp/grout/ [in Japanese]) for registered users to obtain and provide data of grout technology. Furthermore, the GDB can be used to correlate requirements of mechanical, physical, and/or chemical properties of a grout material to specifically address concerns over safety assessment, material and injection method development, and/or prediction of grout penetration.     

放射性废物处置安全全过程系统分析中的指标

以往放射性废物处置的安全评价中通常使用放射性安全指标(即剂量和危险),随着放射性废物处置安全全过程系统分析这一概念的提出,辅助指标已成为评价中的一个重要组成部分。本文介绍了安全全过程系统分析中所使用指标的发展、分类和相应标准等。依评价对象不同,辅助指标通常分为安全指标和性能指标,有些组织还提出了安全功能指标;与上述指标相对应的用于比较的标准分别为参考值、指标标准和安全功能指标标准。将处置系统划分为不同库室时,指标还可分为“包容物和浓度”相关指标、“通量”相关指标和“屏障状态”相关指标三类。建议我国尽快开展放射性废物处置的安全全过程系统分析工作,建立完善的指标体系,选取适当的评价指标,并基于我国放射性废物处置的场址特性确定相应的标准,以期实现安全和防护的最优化。     

Building technical and social confidence in the safety of geological disposal in Japan

Geological disposal has been adopted as the most feasible option for the method of long-term management of high-level radioactive waste (HLW) in every country in the world, regardless of the pros and cons of the nuclear power generation. Building stakeholders’ confidence in safety of geological disposal is indispensable to reach the point where the implementation of geological disposal is accepted by the current generation. The safety case is a key input to build confidence in geological disposal stepwise as the program progresses and regarded to play an important role as a common platform in the communication among stakeholders.

The aim of this paper is to review arguments relevant to building technical and social confidence in the progress of Japanese research and development activities as well as international discussions.     

高放废物处置库预选区地学信息数据库结构与功能设计

高放废物处置库选址和场址评价工作过程中会产生海量的数据资源,其具有涉及学科类型多、跨越时间尺度长等特点,因此采用信息技术建立处置库预选区地学信息数据库是非常必要的。本文通过收集高放废物处置库预选区地学领域的多源、多学科数据,并设计和建设多源地学信息数据库,开发实现了高放废物处置库预选区地学信息管理系统。该系统可以实现对地学信息数据库中所有信息数据类型的增删改查等基本操作,也可以实现网页终端的全文检索及下载需求,甚至可以实现对某类专业数据的统计分析。     

高放废物地质处置预选区GIS中地学元数据设计

高放废物地质处置地学信息系统旨在综合管理、充分应用高放废物地质处置研究过程获取的多源地学信息,而建立及运行该系统都需要多源地学信息元数据的支持。在对高放废物地质处置预选区地学信息数据分析的基础上,应用现有的地学元数据标准,对其多源地学信息元数据的内容信息、管理模式与应用进行了设计研究。     

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。     

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。     

放射性废物近地表处置设施的应急管理研究北大核心CSCD

放射性废物近地表处置设施是放射性废物处置设施的一种。根据核安全法,该类设施内发生的放射性事故属于核事故范畴,考虑到该类事故具有辐射事故特征,建议其场内应急预案参照核设施核事故应急预案进行编制,其中应急体系按照核设施核事故进行管理,如应急组织体系、应急报告制度、应急设施等,但在事故分级上采用辐射事故分级原则。     

Conditions for criticality by uranium deposition in water-saturated geological formations

This study focuses on neutronic analysis to examine the criticality conditions for uranium depositions in geological formations resulting from geological disposal of damaged fuels from Fukushima Daiichi reactors. MCNP models are used to evaluate the neutron multiplication factor (k_eff) and critical mass for various combinations of host rock and geometries. It has been observed that the k_eff for the deposition become greater with (1) smaller concentrations of neutron-absorbing materials in the host rock, (2) larger porosity of the host rock, (3) heterogeneous geometry of the deposition, and (4) greater mass of uranium in the deposition. This study has revealed that the planar fracture geometry applied in the previous criticality safety assessment for geological disposal would not necessarily yield conservative results against the homogeneous uranium deposition.     

低中放废物处置FEPs清单建立的方法研究

识别所有影响处置场长期安全的有关因素,即特征(Features)、事件(Events)和过程(Processes)(FEPs),是处置场安全全过程系统分析的关键过程之一。我国目前低中放固体废物处置场环境影响评价中未开展低中放处置场的FEPs识别和景象开发。本文拟以某处置场为例,对如何建立我国的低中放废物处置FEPs清单进行了初步的探讨。     

论高放废物地质处置库围岩

介绍了各国高放废物处置库的围岩类型,讨论了花岗岩、黏土岩、塑性黏土、凝灰岩和岩盐的基本特征及其工程特性。综合对比了各类围岩的有利条件和不足。研究表明,以花岗岩和黏土岩为围岩的处置库均能满足长期安全要求。针对中国花岗岩、黏土岩、凝灰岩、岩盐和黄土的分布特点,提出中国宜选择花岗岩为主攻方向,同时也可探讨选择产状平缓、厚度稳定的黏土岩的可行性。     

A comparative study of engineering options for the disposal of high-level radioactive waste with regard to thermal effects and chemical degradation

The disposal of high-level radioactive waste in deep geological repositories requires stable and foreseeable physical conditions over very long time scales. During this period, the chemical stability of both the natural and the engineered barriers is governed by thermally activated processes. These in turn are driven by the heat pulse generated by the nuclear decay of waste products. The technical concept to cap the temperature peak in the repository is thus an important aspect for the proof of safety of disposal facilities. It is shown that densely stocked repositories, as currently foreseen in several countries, do not necessarily represent the optimal choice with regard to temperature effects, long-term reaction kinetics and chemical degradation of components. It is suggested that the optimization of the temperature peak rather than the fulfillment of cut-off conditions for peak temperature should be a cardinal issue in engineering concepts.     

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。     

高放废物地质处置库热学分析的参数敏感性研究

应用FLAC3D软件建立高放废物地质处置库热学分析的简化计算模型,选择影响处置库温度场的包括材料热学参数、几何参数以及时间参数在内的16个关键参数,以膨润土内表面峰值温度(该物理量是高放废物地质处置库热学设计计算中作为温度准则的物理量)为参数敏感性分析的目标物理量,通过热学计算开展参数敏感性分析。在参数敏感性分析中,将参数敏感程度划分为高、中、低三等。分析表明:4个参数(膨润土导热系数、膨润土厚度、围岩导热系数、高放废物中间贮存时间)为高敏感度参数,2个参数(散热材料厚度、回填材料厚度)为中度敏感性参数,其它10个参数(高放玻璃固化废物体、外包装容器、散热材料、回填材料的导热系数与比热,以及膨润土与围岩的比热)为低敏感度参数。通过分析可以得到如下结论:在设计高放废物地质处置库时,对膨润土及围岩导热系数的测试应力求准确,对测试结果数据认真分析,确保为设计计算提供合理的输入参数;在确保膨润土满足工艺要求功能的前提下,宜尽量减小膨润土的厚度;按照本文热学分析模型初步估算,我国高放废物至少需要中间贮存20 a以上。