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。     

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。     

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     

放射性废物玻璃固化体溶解行为 及机理研究进展

玻璃固化体是高放废物深地质处置场景下最有潜力的固化体形式,其化学稳定性直接决定了核素释放的速率和总量。本文综述了放射性废物玻璃固化体溶解行为和机理的研究进展,主要包括溶解动力学过程、相应控制机理及影响因素,以期为我国放射性废物处置工程安全评价提供参考。     

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。     

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。     

大气条件下高庙子钠基膨润土化学缓冲特性研究

深地质处置目前被国际上公认为是处置高放废物的最有效可行的方法。我国采用多重工程屏障系统和适宜的地质体共同作用来确保与生物圈的安全隔离。缓冲材料是高放废物重要的工程屏障材料之一,我国选用高庙子钠基膨润土作为缓冲材料的基础材料。膨润土作为缓冲材料的一个重要性能表现为缓冲孔隙水的化学变化。介绍了GMZ-1钠基膨润土大气条件下与蒸馏水的反应试验,并对试验结果进行了讨论。批式试验反应溶液中钠离子来源于钠基膨润土层间阳离子和矿物溶解,镁离子来源于钠基膨润土层间阳离子,钾离子和钙离子来源于矿物溶解,相关研究认识对于高放废物处置库近场核素迁移研究和评价工程屏障的长期稳定性具有重要意义。     

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。     

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。     

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。     

高放废物处理、处置的国际现状分析

本文评述了高放废物处理、处置的国际现状,包括:乏燃料的后处理、贮存和直接处置;高放废液的固化方法和高放废物的处置方法。     

镎、钚在处置区的存在形式及影响因素

镎、钚是某些放射性废物中的关键核素,无论是中低放废物泥浆的水力压裂法处置还是高放废物的深地质处置,都必须首先了解处置区和处置条件下水介质中核素镎、钚的存在形式。本文选用地球化学模式程序EQ3/6计算了低中放和高放废物中关键核素镎、钚在处置区水介质中的形式,并讨论了水介质和pH条件对核素存在形式的影响。结论是核素镎、钚的存在形式主要受水介质条件的影响,但pH条件也是影响核素镎、钚存在形式的重要因素。     

1980 National Symposium on Atomic Energy,Tokyo, Japan

Reviewed is the as-titled conference, held in October 23 to 28, 1989, in Kyoto, Japan, sponsored by American Society of Mechanical Engineers, Japan Society of Mechanical Engineers, and Atomic Energy Society of Japan, with other co-sponsoring societies. In the Conference, all the aspects of radioactive waste management were discussed, including policies and general strategies for waste management, solidification and incineration of low-, and intermediate-level wastes (LLW and ILW), shallow-land burial disposal of LLW/ILW and its safety assessment, decommissioning, storage and transportation of spent fuels, vitrification of high-level wastes (HLW), deep geologic disposal of HLW and its safety assessment by natural analogs, and partitioning and transmutation. The significance of the Conference is found in that the informations of Japan's waste management activities, which do not always reach audience in other part of the world, were conveyed in detail in the Conference. More papers were presented for LLW/ILW than for HLW, which might reflect the fact that there are still more activities for LLW/ILW than for HLW in Japan.     

Environmental assessment of advanced partitioning,transmutation, and disposal based on long-term risk-informed regulation: PyroGreen

The safety of spent nuclear fuel (SNF) storage has become one of the major issues of nuclear power plant operation. Direct disposal and recycling have both been criticized by the general public due to uncertainty of the long-term safety of SNF and high level waste (HLW) repositories. To meet the goal of sustainable nuclear energy, an innovative recycling approach using pyrochemical partitioning and transmutation termed PyroGreen, which is a conceptually advanced pyrochemical partitioning flowsheet, has been proposed to eliminate the need for HLW repositories. From the previous partitioning process, PyroGreen uses a combination of hull electrorefining, reductive extraction, and selective oxidation to further decontaminate SNF and HLW into low- and intermediate level waste (LILW). This paper examines the long-term environmental performance of a geological repository that houses all of the final PyroGreen-produced wastes while describing the feasibility of PyroGreen partitioning and transmutation. The final PyroGreen wastes are evaluated based on long-term risk-informed criteria: alpha-emitting isotope concentration, heat generation, and radiation dose in the surrounding biosphere. All final wastes arising from PyroGreen are to be disposed of in a geological repository at an intermediate depth, in compliance with new International Atomic Energy Agency Safety Guide for LILW. Migration assessment found that several long-lived fission products including C-14, Cl-36, Se-79, Sn-125, and I-129 dominate the long-term dose rate, whereas transuranic elements govern the risk of an inadvertent human intrusion scenario. In order to turn entire batches of SNF from 24 light water reactors with 1000 MWe with a design life of 40 years into LILW, we determined and compared the required decontamination factors of the key radionuclides for between intermediate-depth and near-surface disposal.     

地质环境中Am的化学行为研究进展

评述了近年来与高放废物深部地质处置有关的地质环境中Am化学的研究进展,讨论了Am在地下水中的存在价态、溶解度、配合反应(包括水解反应)、胶体的形成等对迁移的影响.提出了近期和长期应开展的若干研究课题.     

建议我国重点研究粘土岩处置库预选场址

高放废物地质处置库的围岩选择至关重要.近年来,我国的重点研究对象是花岗岩.作者在列举了国际上正、反两方面的经验教训之后,分析了围岩选择方面的诸多重要因素.在此基础上,建议我国在最终决策前,进一步研究粘土岩处置库作为预选场址.     

高放废物处置的几个问题

就与高放废物处置有关的几个问题,如地下实验室进行场所问题,地下实验室与处置库建设安排问题,高放废物深地质处置的替代方法等进行了探讨,希望有助于我国高放废物处置工作的进一步开展。     

The precision of product consistency tests conducted with a glass-bonded ceramic waste form

The product consistency test (PCT) that is used for qualification of borosilicate high-level radioactive waste (HLW) glasses for disposal can be used for the same purpose in the qualification of the glass-bonded sodalite ceramic waste form (CWF). The CWF was developed to immobilize radioactive salt wastes generated during the electrometallurgical treatment of spent sodium-bonded nuclear fuels. An interlaboratory study was conducted to measure the precision of PCTs conducted with the CWF for comparison with the precision of PCTs conducted with HLW glasses. The six independent sets of triplicate PCT results generated in the study were used to calculate the intralaboratory and interlaboratory consistency based on the concentrations of Al, B, Na, and Si in the test solutions. The results indicate that PCTs can be conducted as precisely with the CWF as with HLW glasses. For example, the values of the reproducibility standard deviation for Al, B, Na, and Si were 1.36, 0.347, 3.40, and 2.97 mg/l for PCT with CWF. These values are within the range of values measured for borosilicate glasses, including reference HLW glasses.     

德国放射性废物地质处置的研究历程

本文简要介绍了德国放射性废物地质处置及相关研究的历程和现状,包括中低放废物和高放废物的处置情况,同时从技术层面分析了德国高放废物处置库场址评价所面临的问题。希望对于我国放射性废物地质处置的研究有所启示。     

Disposal of high level nuclear wastes： Thermodynamic equilibrium and environment ethics

Contamination of soil, water or air, due to a failure of containment or disposal of high level nuclear wastes, can potentially cause serious hazards to the environment or human health. Essential elements of the environment and radioactivity dangers to it are illustrated. Issues of high level nuclear waste disposal are discussed with a focus on thermodynamic equilibrium and environment ethics. Major aspects of the issues are analyzed and described briefly to build a perception of risks involved and ethical implications. Nuclear waste containment repository should be as close as possible to thermodynamic equilibrium. A clear demonstration about safety aspects of nuclear waste management is required in gaining public and political confidence in any possible scheme of permanent disposal. Disposal of high level nuclear waste offers a spectrum of environment connected challenges and a long term future of nuclear power depends on the environment friendly solution of the problem of nuclear wastes.