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。     

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。     

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     

裂隙水流-传热对高放废物处置库近场温度影响的三维离散元分析

裂隙水流-传热是高放废物处置库行为的重要影响因素。为研究裂隙水流-传热对高放废物处置库近场温度的影响,采用3DEC离散元软件计算分析了完整岩体模型和裂隙岩体水流模型对处置库近场温度分布和演变的影响。计算分析表明:由于裂隙水流的吸热降温作用,裂隙岩体模型的废物罐表面膨润土温度低于完整岩体模型的废物罐表面膨润土温度,并缩短了达到稳态所需要的时间;裂隙水流上游区域废物罐表面膨润土温度显著低于裂隙水流下游区域废物罐表面膨润土温度;在设定条件下,裂隙岩体模型的废物罐表面膨润土最高温度约为完整岩体模型废物罐表面膨润土最高温度的75%,裂隙水流速度从0.2mm/s增大到0.5mm/s,废物罐表面膨润土最高温度降低约4%。     

高放废物处置库预选区野马泉岩体地下水化学特征

首次获得的我国高放废物处置库预选区花岗岩体深部地下水属偏碱性、高矿化、Cl·SO4-Na型咸水.应用水文地球化学模拟方法,定量研究了地下水中离子组分存在形式以及地下水与矿物间的反应趋势,从而深化了地下水化学特征的认识.     

高放废物处置库预选区新构造运动特征

新构造活动强烈程度是高放废物处置库场址评价的一个重要指标。本文阐述新构造研究的指导思想、方法及其在高放废物处置库选址中的应用。通过东天山地区南、北地段对比研究,选出了在新近纪时期构造环境相对稳定或新构造活动强度相对微弱的东天山南部地区,作为高放废物处置库基地。研究结果表明它对场址评价是有意义的。     

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。     

国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展

论述了处置库候选围岩的岩石类型、花岗岩特征,以及一些国家在花岗岩地区开展高放废物处置研发工作的进展情况。经过几十年的工作,国外有些经验值得我们今后工作时参考:1)重视志愿者选址工作。国际上不少国家认为这是地质选址工作的先导,选址工作的成败常与此项工作的进展情况有关;2)近年来,单纯处置高放废物的处置库,已逐渐发展成为多功能处置库,即,它既处置高放废物和乏燃料,同时还处置其他各类核废物;3)由瑞典SKB开发的KBS-3高放废物处置方案和处置工程的设计模式已被不少国家所接受;4)特定场址地下实验室的工程设计完全与处置库的工程设计融为一体,这样既节省工程成本,又提高处置库工程设计的可靠性;5)花岗岩具有良好的岩石力学性能,这对处置库工程结构的长期稳定性和安全处置核废物提供有效的物理保障和良好的物理隔绝性能。但在选址时要特别注意场址的区域地壳稳定性、岩体的处置容量和埋藏深度,以及处置地段的构造发育程度和岩石的含水性;6)处置后废物的回取。     

高放废物处置库系统性能评价内容及方法

高放废物处置库系统性能评价研究对确保高放废物处置库的长期安全运行具有重要意义,本文介绍了高放废物处置库系统性能评价的内容及方法。     

高放废物处置的地质介质选择

本文以国外若干典型放射性废物处置库围岩的机械物理学、水文地质学等参数为依据,论述了岩盐、花岗岩、粘土岩、凝灰岩和玄武岩对处置、储存高放废物的适宜性,以供我国选择高放废物处置介质和场址时参考。     

8 模拟地下水与北山地下水的比较

在高放废物深地质处置的处置库场址确定及环境安全评价中，预选场场址地下水的作用是一个极其关键的因素。本工作通过对实验室制备的放置不同时间的模拟地下水和北山3号孔及4号孔地下水样品的数据分析和比较，评价模拟地下水和北山3号孔及4号孔地下水是否具有一定的代表性，以及3种水样之间的差别。结果表明：在惰气环境中经过5年的水岩作用，模拟地下水的化学成分基本稳定.     

分离法处理我国高放废液概念流程

文章描述分离法处理我国高放废液概念流程。经此流程分离处理后，废液中绝大部分组分降级为非α中低放短寿命废物，可作水泥固化地表处置。剩下极少量。废物和少量含Ｓｒ、Ｃｓ的非ａ。高放废物，使需玻璃固化并于深地层贮库的废物减少到很小数量。高放废物的减容（重）倍数为１２．５，α废物减容（重）系数为３９．４。     

高放废物的处理处置方法

介绍了高放废物处理处置方法，比较了其各自的优缺点，指出深地质处置是处置高放废物的合适方法。     

高放废物处置前标准化分析

对国内外高放废物处置前管理相关标准情况进行阐述，重点对我国高放废物处置前管理的技术规定、高放废液整备、贮存等标准化问题进行研究，并提出一些新的标准项目，初步形成了我国高放废物处置前管理标准体系表.研究过程未考虑乏燃料直接作为废物进行处置这一方案，将在其他文章中重点阐述.由于工艺尚未成熟，高放废液的分离也未列入研究范围之...     

高放废物处置库近场裂隙水流-传热-处置室间距相互作用的三维数值分析

为研究高放废物地质处置库近场裂隙水流-传热-处置室间距的相互作用机理,采用3DEC软件计算裂隙水流-传热-处置室间距相互作用对处置库近场温度分布影响。结果表明:(1)在处置室间距相同条件下,流动的裂隙水显著改变了处置库近场温度场,使岩体温度降低,缩短模型达到稳态所需要的时间。(2)处置室间距增大,温度叠加效应减弱,处置库近场温度越低,并且废物罐表面膨润土温度越低,裂隙出水口水温越低,模型达到稳态所需要的时间越短。(3)水平和垂直裂隙水流共同传热使处置库近场裂隙水流下游区域温度显著高于裂隙水流上游区域。(4)处置室间距为6 m和8 m时,水平裂隙出水口水温高于垂直裂隙,处置室间距为10 m时,水平裂隙出水口水温低于垂直裂隙。     

水辐解产物对深处置高放废物容器侵蚀模似研究

采用＾６０Ｃｏγ－辐射源、人工模拟花岗岩地下水和高温高压实验装置，在模拟深处置条件下（处置深度＝１０００ｍ，ｔ＝１９０℃，ｐ＝２０ＭＰａ，ｐＨ＝７．２），实验研究了花岗岩地下水辐射分解产物对深处置高放废物金属容器材料的氧化侵蚀强度。由实验得出，与无辐射情况相比较，花岗岩地下水吸收１４０ｌ－Ｇｙγ辐照后，水辐射分解产物对不同金属容器材料的氧化侵蚀强度分别增大：铜材－１．５倍，铝材－２．８倍，熟铁－４     

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。     

与高放废物处置问题有关的结晶岩的隔离性能

本文详细论述了基性结晶岩作为高放废物处置库围岩的适宜性。从岩石对构造应力作用的稳定性、岩石中地下水对高放废物的溶解度、岩石对放射性核素的吸附性能，以及高放废物处置库对结晶岩隔离性能的影响等方面的分析，认为基性结晶岩。作为高放废物处置库的围岩，要比酸性结晶岩具有明显的优势。     

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。     

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。