高放废物地质处置北山预选区算井子花岗岩体地质特征

为评价高放废物地质处置北山预选区算井子地段的地质条件适宜性,重点对该地段内的花岗岩体开展了遥感解译、地质调查、地球物理探测和钻孔勘察等处置库场址的区域调查工作,获得算井子岩体的规模、岩性和断层等地质信息,基本掌握算井子岩体的地质特征,为地段的比选和该地段内处置库场址的圈定提供了地质资料。区域调查结果显示：算井子花岗岩体的地表出露面积约176 km²,地球物理探测的岩体推测深度约2 000 m,钻孔验证的岩体实际深度不少于600 m。该岩体的岩性以中粗粒块状花岗闪长岩为主。岩体中共识别出9条断层,按走向可分为NE向和NW向两组。由这两组断层切割而成的地表面积最大的岩块约46 km²。算井子岩体具备岩体规模较大,地质条件简单,岩性单一,岩体内部断层较少等非常适宜高放废物地质处置的地质条件。     

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。     

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。     

新场岩体定压力压水试验数据解译方法的对比

以高放废物地质处置北山预选区新场岩体三个深钻孔的定压力压水试验为例,分别从压水阶段数据求解、压力恢复阶段数据求解和特殊试验段参数求解3个方面,对稳定流公式法和非稳定流参数拟合法进行了对比,得到了如下结论:非稳定流参数拟合法较稳定流公式法适用的渗流类型更多,使用数据量更大,结果更为可靠;在压水阶段和压力恢复阶段数据完整时,优先选择压力恢复阶段非稳定流参数拟合结果作为试验段的渗透系数。依据上述筛选原则,得到了新场岩体BS17~BS19三个深钻孔渗透系数的概率分布图,可初步判断新场岩体为低渗透性岩体,适宜于高放废物地质处置。     

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。     

我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨

绿合对比瑞典、加拿大、芬兰和美国等国高放废物地质处置场址筛选技术思路,分析国外高放废物地质处置库场址筛选过程中取得的经验、教训,总结了我国处置库选址工作取得的成果和存在的问题.在综合研究基础上,分析提出我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路,包括应遵循的原则、工作范围、目标和总体技术步骤等,以利于今后处置库选址工作更系统、规范和统一.     

高放废物处置库野马泉预选场址地下水放射性同位素特征

甘肃北山野马泉地区是我国高放废物处置库预选场址之一.文章阐述高放废物处置库天然类比研究的主要内容,并阐述类比研究中涉及的地球化学问题.以野马泉岩体为例,研究地下水铀、钍含量及放射性特征、铀同位素特征.初步认为,在当地的地质、水文地质等环境条件下,铀的迁移能力有限,迁移距离较小.这一认识为预选场址评价提供了重要的信息和依据.?＃     

高放废物处置预选区地学信息数据模型构建

针对高放废物地质处置选址与场址评价阶段的信息化建设工作,采用GIS技术、数据管理技术、数据分析技术等,旨在基于地学信息数据模型的构建,建立统一的、一体化的、高度综合的高放废物地质处置预选区地学信息库,以覆盖地质、水文地质、地球物理、地球化学等多学科研究内容。着重讨论了预选区地学信息数据模型建设的方法和技术,并通过预选区地学信息库的工程实例说明了数据模型的成功应用。预选区地学信息数据模型的建设可以为场址筛选、场址性能评价等研究工作提供技术支持,对高放废物地质处置研发工作的推进也将起到积极作用。     

高放废物处置库甘肃北山预选区综合水文地质研究

在野外水文地质调查基础上,开展了北山地区地下水系统特征、岩体渗透性能、地下水动态、水文地球化学、地下水同位素、地下水CFC以及地下水流场模拟等综合性水文地质研究。依据大量资料的科学分析,综合论述了研究区水文地质条件、地下水循环交替特征、地下水化学特征和动力学特征,并对北山地区作为高放废物处置库场址预选区的适宜性进行了评价。通过这些工作,不仅为我国高放废物地质处置库选址建立了系统的水文地质研究和评价方法,也为在该区筛选最适宜的高放废物处置库场址提供了重要的水文地质依据。     

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。     

放射性核素在花岗岩处置库中迁移的天然类似物模拟研究

花岗岩是放射性废弃物处置库的优选围岩类型之一，天然类似物的研究可为在花岗岩中建设处置库的选址、评价和设计提供在实验条件下无法获得的重要参考资料，主要研究断裂体系与流体循环途径，热液蚀变，热液演化，Ｕ、Ｔｈ和ＲＥＥ等元素的地球化学行为，次生矿物及其对有关放射性核素的阻滞作用和物质转移模拟。     

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。     

IAEA高放废物地质处置参考生物圈建立方法及对我国的启示

高放废物地质处置的安全评价需要考虑长时间尺度下生物圈的演变和演化。本文介绍IAEA生物圈模拟与评价(BIOMASS)项目中参考生物圈的建立方法,其构建的“评价生物圈”可用于高放废物特定场址的评价。建议尽快开展我国北山高放废物处置库参考生物圈的建立。     

高放废物处置库雅满苏和天湖地段地下水化

新疆雅满苏和天湖地区是我国高放废物处置库场址的主要预选地段之一。在高放废物处置库选址和评价中,水文地球化学特征是最重要的评价因素之一。在2009-2013年间,开展了雅满苏和天湖地段区域水文地球化学调查,采集地下水样品30余组,根据样品测试结果,讨论了该地区水文地球化学特征,其主要结论是：研究区地下水主要为高矿化的咸水。地下水的pH=7.69～9.64;水温11.8～24.0℃;地下水矿化度（TDS）在542.7～413375.5 mg/L之间变化,地下水的主要化学类型为Cl•SO₄-Na、SO₄•Cl-Na和Cl-Na型。控制地下水化学形成的主要作用是溶滤作用和蒸发浓缩作用。     

2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

为了进一步加强对放射性废物库的安全管理,确保辐射环境安全,对2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果进行了分析。结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求(试行)》中有关库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20 μGy／h、源库墙外表面0.2 m处γ辐射剂量率不超过2.5 μGy／h的规定要求,各年度间环境电离辐射水平处于本底涨落范围内,未对周围环境产生辐射影响,辐射环境质量总体良好。此外,健全的库区安全防范也为促进我省核技术利用和安全、健康、可持续发展提供了坚强保障。     

新疆天山地区活动构造特征及区域地壳稳定性分析

区域地壳稳定性是高放废物处置库选址的重要指标之一。基于我国新疆天山地区的活动构造特征及其与地震空间分布关系的研究,对研究区地壳稳定性进行分析,选出相对稳定的"安全岛"地区,为高放废物处置库选址提供依据。     

膨润土-砂混合物缓冲层轴向热传导性研究

膨润土-砂混合物作为高放废物处置库缓冲材料,在高放废物衰变释热作用下,其物理力学性能对处置库的稳定和安全性具有重要影响。本研究采用自行设计的装置,对按比例缩小后的不同干密度、含水率、掺砂率试样进行热传导模拟试验,并对缓冲层热-力耦合过程进行数值模拟分析,得到了缓冲层温度、应力和应变的变化及分布情况,重点分析了温度的影响。结果表明,增大试样干密度、含水率和掺砂率均可提高其导热性,应变也随之增大,应力受温度影响较早达到平衡;缓冲层靠近热源的位置温度、应力和应变最大,沿轴向方向递减,初始时刻变化明显。     

辐射和热对高放废物地质处置库缓冲材料性能演化的影响

辐射和释热是高放废物的内在特性,辐射和热对膨润土性能的影响对于高放废物地质处置库安全评价至关重要。本文对国外近年来有关辐射和热对工程屏障材料性能的影响研究成果进行了初步的调研,其中有关热对工程屏障材料性能影响的调研主要集中关注了在较高温度(100 ℃以上)时工程屏障材料性能的变化。