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     

镎在GMZ01型缓冲材料中的迁移研究

深地质处置是国内、外公认的高放废物处置方式,高放废物中的放射性核素在处置缓冲回填材料的迁移是处置库安全评价研究的重要内容。分析了我国首选缓冲回填材料GMZ01型缓冲材料的矿物成分,并使用批式法和恒定源扩散法研究了²³⁷Np在其上的吸附和扩散行为,获得处置库安全评价所需的吸附分配比(K_d)和有效扩散系数D_e值。实验结果表明：GMZ01型缓冲材料主要成分为蒙脱石,具有较多的孔隙结构。²³⁷Np在GMZ01型缓冲材料25℃条件下的K_d值为(17±3) mL·g^-1,有效扩散系数为(1.12±0.08)×10^-11 m²·s^-1。     

中低放废物近地表处置安全评价中关键核素的筛选计算

１前言中低放废物近地表处置要涉及几十种核素，其中短寿命核素较多，长寿命核素较少。过去，国内外针对９０Ｓｒ、１３７Ｃｓ、６０Ｃｏ等短寿命核素在放射性废物的固化体、处置库的回填材料和混凝土容器中的行为做了许多研究工作，似乎认为它们是安全处置的关键核素。近...     

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。     

高放废物地质处置中的工程材料

凡人类从事于与核材料有关的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物.高放废物由于具有放射性水平高、发热量大、核素寿命长等特点,其安全处置倍受全球科学家和广大公众所重视.目前深地质处置被国际上公认为处置高放废物的最有效可行的方法.借鉴已有研究成果,我国采用多重工程屏障系统(包括废物固化体、废物罐及其外包装和缓冲/回填材料)和适宜的地质围岩地质体共同作用来确保高放废物与生物圈的安全隔离.参照国际上该领域的研究成果,结合我国处置概念,本文就高放废物地质处置中的工程材料(废物固化体、废物罐、外包装、缓冲材料、回填材料),以及其材料选择、设计要求和研究重点等进行了总结.     

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。     

国外放射性核素无机吸附剂的研究近况

由国际原子能机构组织的液体放射性废物处理中无机吸附剂的应用和地下处置库回填材料的第二次研究协调会于1990年3月12日至16日在南斯拉夫首都贝尔格莱德召开。参加会议的国家有中国、比利时、英国、古巴、波兰、捷     

中国高放废物处置库缓冲材料选择与基本性能

人类的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物。其中高放废物由于具有放射性水平高,发热量大,并含有对生物极有害的α放射性的长寿命核素等特点,其安全处置倍受全球科学家和广大公众所重视。目前深地质处置被国际上公认为处置高放废物的最有效可行的方法。借鉴国外成熟的技术和经验,我国采用多重工程屏障系统(包括废物固化体、废物容器及其外包装和缓冲/回填材料)和适宜的地质围岩地质体共同作用来确保高放废物与生物圈的安全隔离。膨润土由于具有极低的渗透性和优良的核素吸附等性能而被国际上选作缓冲材料的基础材料。经过全国膨润土矿床筛选,高庙子膨润土矿床被选作我国缓冲材料供应基地,我国高放废物深地质处置库缓冲材料的研究以产自该矿床的深部钠基膨润土作为基本组成材料。本文介绍了高庙子膨润土矿床的地质特征以及高庙子钠基膨润土的基本特征。该膨润土与国外同类型材料相比具有蒙脱石含量高(75%左右),杂质矿物相对较少的特点,这对系统和深入研究该材料以开发我国缓冲回填材料技术,确保高放废物的安全有效处置具有重要意义。     

中低放废物近地表处置库源项释放模式及模拟计算结果

为了计算中低放废物近地表处置库源项释放速率，本文以某核电站处置场的概念设计为例，建立了一个简单而比较完整的源项释放模式。它包括水入渗模式、处置库混凝土顶盖的破损模式，金属桶腐蚀模式、核素从水泥固化体中的浸出释放模式及浸出核素在回填材料的中的迁移模式。     

粘土作为高放废物处置回填材料的可行性研究

本文以西北粘土为对象,对其压实行为、热传导、膨胀特性,以及吸附和渗透性能进行了初步研究,借以探讨西北粘土在高放废物处置中用作回填材料的可行性。试验表明,以西北粘土为基材,经过适当的热改性和吸附改性,在初始含水量约为9%,于70MPa 下成型,用作高放废物处置中的回填材料是可行的。     

中低放废物陆地浅埋处置类似物—古墓葬的研究

本文将我国古墓葬和中低放废物陆地浅埋处置在选址、工程结构、设计原理和施工方法等方面进行了类比分析。分析结果表明，我国古墓葬对中低放废物陆地浅埋处置是很好的类似物，古墓及其随葬品长期保存的完好性说明了选择适宜的场址、合理的工程结构和良好的回填材料及科学的施工方法后，中低放废物陆地浅埋处置是安全的。对我国２个墓葬回填材料的测试结果表明，古墓葬材料具有良好的抗渗性，其渗透系数为１．５×１０￣（－８）ｃｍ／ｓ，对Ｃｏ和Ｃｓ吸附能力很强，分配系数分别为１．２×１０￣４和２．１×１０￣４ｍＬ／ｇ，延迟系数分别为４．４×１０￣４和７．７×１０￣４；这些材料良好的性能保证了古墓寿命的长期性，可考虑作为中低放废物陆地浅埋处置工程中的回填材料。     

模拟高放废物玻璃固化体在处置条件下的浸出行为研究（Ⅰ）

用模拟高放废物硼硅酸盐玻璃固化体和介质（包括膨润土、凝灰岩、沸石、氧化铁粉、去离子水和模拟地下水）构成模拟处置条件下的９个浸泡体系，研究了在有介质存在条件下，玻璃固化体浸泡后的失重，玻璃体的元素浸出和浸出液的ｐＨ值变化；研究了温度和ｐＨ对浸出的影响，求出了玻璃、水反应的表观活化能为７３．０ＫＪ／ｍｏｌ。对高放废物处置库的回填材料的选择提供了优选方案。     

回填材料膨润土和沸石的吸附特性研究

一、引言核废物处置的目的是将核废物与人类环境相隔离,使人类不受放射性的危害。目前,公认的安全的核废物处置的方法是具多重屏障(包括回填材料和围岩等)的地质处置。但如果这些屏障一旦失效,废物体可能被破坏,放射性核素就可能随地下水流从废物体中释放出     

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。     

sp地下实验室在瑞典高放废物深部处置库计划中的作用

瑞典核电站的乏燃料将在500m深的基岩坑道系统之中进行处置。瑞典政府于1984年原则上接受了代号为KBS—3的处置方案,其基本设想是将乏燃料包容在多重屏障之中,利用这些屏障在甚长时间内把乏燃料与环境隔离。在置于深部处置库之前,乏燃料组件被包容于带有钢质内衬的圆柱形铜罐之中。在处置坑道的底板上开挖一些专门的处置孔用于放置废物罐,而在每个废物罐周围放置压实的膨润土。深部处置库将分阶段建造。预计2008年将建成处置库的首期工程,其容量约为乏燃料总数的5％～10％。当所有乏燃料放置完毕后,处置库的所有巷道将用膨润土和砂回填、封闭。     

(A)sp(o)地下实验室在瑞典高放废物深部处置库计划中的作用

瑞典核电站的乏燃料将在500m深的基岩坑道系统之中进行处置.瑞典政府于1984年原则上接受了代号为KBS-3的处置方案,其基本设想是将乏燃料包容在多重屏障之中,利用这些屏障在甚长时间内把乏燃料与环境隔离.在置于深部处置库之前,乏燃料组件被包容于带有钢质内衬的圆柱形铜罐之中.在处置坑道的底板上开挖一些专门的处置孔用于放置废物罐,而在每个废物罐周围放置压实的膨润土.深部处置库将分阶段建造.预计2008年将建成处置库的首期工程,其容量约为乏燃料总数的5%～10%.当所有乏燃料放置完毕后,处置库的所有巷道将用膨润土和砂回填、封闭.     

新版《地质辞典》中将新增“放射性废物地质处置”词条

据悉,新版《地质辞典》将于2001年由地质出版社出版。在新版本中新增加了“放射性废物地质处置”词条52条。“放射性废物”、“放射性废物处置”、“地质处置”、“地质处置库”、“回填材料”、“场址特性评价”、“放射性核素迁移”、“性能评价”、“地下实验室”和“天然类比”等最近十几年才出现的新名词及其解释将第一次出现在《地质辞典》中。     

HLW竖直处置热分析

处置库中废物罐表面的最高温度不能超过100℃,这个标准决定着处置库的热库容。废物罐处置时剩余衰变热量、工程屏障系统材料的热特性、间隙的存在、处置主岩的初始温度及其热特性、处置库的布局等都是影响处置库中废物罐表面温度的因素。文章对处置主岩和工程屏障系统材料的热物理特性进行了分析和研究,对工程屏障系统不同间隙的热传导特性进行了研究,应用解析法和数值法对单个废物罐周边的温度发展进行了热传导特性研究。研究表明,最重要和最敏感的参数是废物罐的初始处置剩余衰变热量;而主岩和工程屏障系统材料参数的不确定性及其自然变化性和工程屏障系统废物罐周边间隙是影响废物罐表面最高温度的两个最主要的因素;工程屏障系统内部间隙的温度偏差小于10℃,内部间隙越大,温度偏差越大,外部间隙在被水充填时的温度偏差比间隙被空气充填时的温度偏差要小1～3℃。     

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。