国外放射性废物深地质处置研究的一些进展

国外放射性废物深地质处置研究的一些进展１９９７年９～１１月，英国原子能委员会环境技术公司（ＡＥＡＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙｐｌｃ）辐射安全部主任ＲａｌｐｈＷａｔｓ博士、美国地质调查局高放废物尤卡山场址水文地质调查项目负责人杨颖哲博士以及美国ＱｕａｎｔｉＳｃ...     

一些国家高放废物地质处置安全评价介绍

本文介绍了高放废物地质处置的安全目标及其准则，并介绍了比利时ＢＯＯＭ粘土高放废物处置性能和安全评价，以及美国玄武岩高放废物处置安全评价的方法和瑞典花岗岩高放废物ＷＰＣ处置方案的安全分析。对我国高放废物地质处置安全评价工作提出了一些建议     

高放废物地质处置地下实验室研究国际合作的有关进展

1　前言国际原子能机构 ( IAEA)于 2 0 0 0年 4月 5～ 7日在维也纳召开了“推进高放废物地质处置地下实验室研究和示范项目国际合作专家咨询会议”,来自中国、美国、加拿大、法国、瑞典、比利时、巴西、捷克、匈牙利和乌克兰等 1 0个国家的 1 1位代表参加了本次会议。此次会议反映了高放废物地质处置地下实验室研究国际合作的进展情况 ,会议的主要任务是 :( 1 )讨论地下实验室研究国际合作对推进高放废物地质处置所起的作用 ;( 2 )确定在地下实验室研究中应开展国际合作的几个关键领域或项目 ;( 3 )讨论IAEA在地下实验室研究国际合作方…     

国际原子能机构核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术国际研讨会会议概况

国际原子能机构于1999年8月30日～9月3日在韩国召开了“核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术国际研讨会”。会议交流了85篇论文,包括放射性废物管理的技术路线,核电站放射性废物管理,中低放和高放废物的处理、整备和中间储存,中低放和高放废物处置技术,退役废物管理等内容。本文介绍会议概况以及韩国的放射性废物管理概况。     

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。     

斯德哥尔摩高放废物地质处置库国际大会概况

本文对2003年12月在瑞典斯德哥尔摩召开的“地质处置库国际大会：政治和技术进展”会议内容进行了简要小结。这次会议介绍了过去4年中有关国家地质处置计划取得的进展、目前面临的挑战和今后的规划;还对中国高放废物地质处置工作提出了政策、法规、管理体制、长远规划、经费、国际合作以及公众接受等方面的建议。     

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.     

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。     

国防科工委召开高放废物地质处置研讨会

2005年8月1～3日,国防科工委在北京组织召开了高放废物地质处置研讨会.这是我国高放废物处置领域的一件大事,是我国首次由政府部门举行的第一次与高放废物安全处置有关的研讨会.     

美国高放废物地质处置的管理与进展

本文简要介绍了美国高放废物地质处置的管理，以及尤卡山场址特性评价工作的进展，介绍了美国高放废物处置工作中的经验教训，并对我国有关工作的开展提出了一些不成熟的建议。     

高放废物地质处置安全评价准则研究

本文从安全评价的原则和目标出发,研究分析了地质处置安全评价工作开展的步骤和方法,提出了安全评价准则指南建议。     

MapGIS在东天山高放废物地质处置库选址中的应用

根据高放废物选址的要求,利用MapGIS对东天山地区不同时代岩体的空间位置、分布形态、出露面积,以及岩体与断裂构造、地震和矿床点等的空间关系进行了研究,对海量资料信息进行分析处理,可起到事倍功半的效果.利用MapGIS分析结果,初步筛选出阿奇山1号岩体、雅满苏北岩体作为高放废物地质处置库选址的有利岩体.     

高放废物地质处置各屏障系统安全要求研究

研究分析了处置库各屏障系统应具备的总体安全要求。针对屏障性能演化、地下水流和核素迁移等方面分析了工程屏障系统、天然屏障系统应满足的安全要求。     

香山科学会议召开“高放废物地质处置”学术研讨会

香山科学会议于2005年9月6～8日在北京召开了以“高水平放射性废物地质处置”为主题的第260次学术讨论会。会议邀请中国核工业集团公司潘自强院士、香港大学李焯芬院士和核工业北京地质研究院王驹研究员担任会议执行主席。钱七虎院士、王思敬院士、谢和平院士、柯伟院士、鲜学福院士和40多位从事高放废物安全处置地质、水文、工程、材料、化学、岩石力学、辐射防护和安全评价研究的专家学者参加了会议。     

加拿大和美国高放废物地质处置研究概况

本文主要介绍了作者2000年对加拿大和美国进行科学访问时实地考察所了解到的加拿大的核素在裂隙和孔隙介质中的迁移模式,地下实验室,白壳实验室(Whiteshell Labs),高放废物处置库场地预选和美国拟作为高放废物处置库的尤卡山场地和已投入运行的军用超铀废物处置库的废物隔离实验工厂;着重论述了这两个国家的高放废物地质处置研究现状、经验和所取得的成果。     

高放废物地质处置容器材料选择和腐蚀行为研究进展

高放废物地质处置容器是高放废物地质处置多重屏障之一,高放废物地质处置容器材料的腐蚀性能决定了处置容器有效性。本文介绍了高放废物容器材料选择的两种策略,以及在不同处置环境下适合的材料,并给出了高放废物地质处置条件下容器材料可能的腐蚀类型。同时介绍了预测高放废物地质处置容器材料寿命的方法和思路,为我国在高放废物地质处置容器的选材上提供新思路和参数。     

国际放射性废物地质处置10年进展

本文是经济合作与发展组织核能机构下属的放射性废物管理委员会根据其对成员国现状调查写成的报告的详细摘要，综述了1990～1999年10a间各国在放射性废物地质处置的法律法规、处置战略、公众接受、处置库建设、场址评价、性能评价、地下实验室和基础研究方面取得的重大进展。     

高放玻璃固化体深地质处置过程中溶解机理分析与计算

对高放玻璃固化体在地质处置过程中由于地下水的侵蚀而导致玻璃体溶解的溶解机理进行了分析,利用水解反应动力学模型对不同温度、不同pH条件下的玻璃固化体溶解速率进行了计算。计算结果表明:玻璃在酸性或高温情况下溶解速率较大,60 ℃、pH值6时平均溶解速率在0.35 g/a左右,120 ℃、pH值8.5时平均溶解速率在0.8 g/a左右;在 100万年这个时间尺度上,120 ℃、pH值8.5时玻璃的最大溶解量是80%。考虑到地下处置库中温度一般要低于60 ℃,地下水的pH值范围在6~10,所以最保守估计100万年玻璃固化体的溶解侵蚀分数不大于50%。     

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。