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。     

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。     

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。     

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。     

我国高放废物地质处置战略研究

我国高放废物地质处置规划设想及经费预测 （1）规划设想 我国高放废物地质处置的总目标是：在我国领土内选择地质稳定、社会经济环境适宜的场址,在21世纪中叶建成高放废物地质处置库,通过工程屏障和地质屏障的包容、阻滞,保障国土环境和公众健康不会受到高放废物的不可接受的危害.     

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     

论我国高放废物地质处置地下实验室发展战略

地下实验室建设项目是我国"十三五规划"的重点项目,本文提出了我国应当建设"特定场区地下实验室"的发展战略。提出了我国首座高放废物地质处置地下实验室的总体定位,即建设在特定场区(处置库重点预选区)有代表性的岩石之中、位于500m深度左右、功能较为完备且具有扩展功能的,为高放废物地质处置研究开发服务和场址评价服务的、具有国际先进水平的科研设施和平台。提出我国地下实验室应当具备以下6大基本功能:1)评价场址深部环境;2)开展1∶1工程尺度验证实验;3)开发处置库施工、建造、回填和封闭技术以及相应的设备,完善概念设计,优化工程设计方案;4)为未来的处置库安全评价、环境影响评价提供各种现场数据;5)为公众参观地下实验室、了解地质处置技术的安全性能、提高对高放废物安全处置的信心提供窗口;6)为国际合作提供地下实验巷道和学术交流场所。还介绍了我国地下实验室工程的最新进展,指出目前已经筛选出甘肃北山新场为地下实验室的场址,并提出了地下实验室的概念设计。     

高放废物地质处置FEPs清单筛选与景象开发初步研究

景象开发是高放废物地质处置安全评价中必不可少的关键步骤,景象开发过程中首先要考虑所有可能影响将来处置库性能的特征、事件和过程(FEPs),并对所有的FEPs进行分类、筛选分组,形成景象。介绍了国际上景象开发过程中的FEPs建立与筛选方法以及FEPs清单开发的实践;为我国高放废物地质处置规划选址阶段的FEPs清单建立与筛选以及景象分析提供参考。     

高放废物处置库系统性能评价和岩石裂隙系统计算机模拟

美国桑地亚国家实验室核废物地质处置、水文地质学专家Erik Webb博士应邀于1999年3月29～30日在核工业北京地质研究院作高放废物处置库系统性能评价和岩石裂隙系统计算机模拟学术报告。学术报告的主要内容为:(1)高放废物处置库系统性能评价方法;(2)岩石裂隙系统的计算机模拟;(3)场地特性评价的决策树分析。此外,Erik Webb博士还介绍了美国桑地亚国家实验室的结构、人员组成、研究项目和管理体系以及日本核燃料循环研究所(JNC,原动燃团)高放废物地质处置研究工作的最新进展等内容。     

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。     

基于开源框架的高放废物地质处置信息发布系统的实现

高放废物地质处置工程是一项具有战略性、长期性和复杂性的大型环保工程,由于处置对象的复杂性和特殊性,同时处置过程具有涉及学科类型多、跨越时间尺度广等特点,因此,建立适于为专业人员甚至是公众宣传服务的信息发布系统具有非常重要的现实意义。通过借助开源技术框架,针对我国高放废物地质处置研发领域信息发布系统开发建设方面的不足,结合高放废物地质处置多源数据特点分析,以基于Web的轻量化应用系统为基础并采用B/S架构,完成高放废物地质处置信息发布系统架构设计;以开源数据库PostgreSQL为存储基础、基于Eclipse编程平台、采用JAVA语言,开发实现了高放废物处置信息发布系统功能模块。研究成果对核设施退役治理领域专业数据管理工作开展具有重要借鉴意义。     

高放废物处置前管理环节及其措施

针对高放废物数量与日俱增和地质处置库尚未建成的状况,阐述了高放废物处置前管理工作的重要性,重要环节的注意事项,并对我国高放废物处置前管理提出一些意见和建议,为制定相关标准做好准备.     

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。     

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。     

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。     

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。     

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。