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。     

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。     

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。     

高放废物地质处置库粘土岩场址研究现状

高放废物地质处置库的围岩选择至关重要,粘土岩由于其自身的优点受到越来越多的关注。本文介绍了国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作和发展组织（OECD/NEA）等国际组织关于高放废物选址的规范情况,在此基础上介绍了在粘土岩处置研究方面几个有代表性国家如瑞士、法国、比利时的高放废物处置库的选址情况,所选的粘土岩场址以及所选择的粘土岩的特性研究情况。希望可以为我国高放废物粘土岩场址的选择提供借鉴。     

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。     

高放废物地质处置库缓冲／回填材料性能测定

根据矿床位置、交通、矿区地质特征、矿床成因、矿床储量、我自然地理与开采技术条件等因素综合对比研究，研究内蒙古兴和县高庙子膨润土矿床为我国高放废物地质处置库缓冲／回填材料供给基地的首选矿床。本文对主要矿层进行了物质成分、物理化学性能等方面的研究。对测试结果分析可知，高庙子膨润土的蒙脱石含量较高，物理化学性能和物理水理性质较好。因此，高庙子膨润土矿床作为高放废物地质处置库缓冲／回填材料的供给基地是可行     

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。     

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。     

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。     

花岗岩中高放废物地质处置库系统分析方法研究

首先以甘肃北山预选区花岗岩场址为例,提出该场址中高放废物地质处置库概念设计和结构设计,然后以系统分析方法论为基础,描述处置库的系统功能、结构、环境及其演化过程.并以模拟软件GoldSim为工具,建立该处置库演化过程的计算机模型,最后以该计算机模型为模拟实验平台,模拟处置库中辐射毒性时空分布,分析模型中的参数灵敏度,优化设计参数,并预测和评价处置库性能.其研究成果可为合理配置资源和有效协调各研究项目之间关系提供技术支持.     

高放废物处置库选址中的水文地质特性评价

根据国内外研究经验,综述高放废物地质处置库选址不同研究阶段水文地质特性评价的方法和作用,并将评价方法分为区域、地区和场址3个阶段水文地质调查来讨论。同时,介绍了我国高放废物地质处置场地水文地质特性评价研究现状。     

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.     

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。     

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。     

高放废物地质处置北山预选区芨芨槽岩块地质特征

芨芨槽岩块是高放废物地质处置北山预选区新场地段中有利候选岩块之一.以高精度卫片解译、野外踏勘、地表工程揭露和节理测量为主要手段,对此岩块的岩石、断裂、节理带和节理等地质特征进行了详细调查和研究.芨芨槽岩块的主岩岩石类型单一,为黑云母二长花岗岩;后期有煌斑岩脉和石英脉贯人.断裂以NE向为主,共7条;多数断裂分布于岩块东西两侧边界,而岩块内部只有2条断裂.节理带以NW向为主,长度大于1 km的有8条.据统计,岩块中节理有4个优势组,各优势组的产状和间距分别服从正态和负指数分布,节理平均间距为1.2～1.6 m.断裂对节理的影响范围小于100 m.此项调查和研究为处置库选址、性能评价和设计提供了必要的基础资料.     

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。