高放废物地质处置研究开发规划指南
目录
一、需求分析 (1)
二、国内外发展概况 (3)
2.1国外高放废物地质处置概况 (3)
2.2国内研究与开发现状 (7)
三、总体思路 (10)
四、发展目标 (13)
五、研究开发规划纲要 (14)
5.1试验室研究与场址选择阶段（2006－2020年） (14)
5.2地下现场试验阶段（2021－2040） (19)
5.3原型处置库验证实验和处置库建设阶段（2040－本世
纪中叶） (21)
六、“十一五”期间的主要任务与研究内容 (22)
6.1“十一五”期间的主要任务 (22)
6.2“十一五”期间主要研究内容 (23)
七、政策与措施 (29)
7.1 加强研发资源配置 (29)
7.2 加强科技管理体制和机制建设 (29)
7.3 加强部门合作 (30)
7.4 加强国际合作 (30)
高放废物地质处置研究开发规划指南
为了在本世纪中叶妥善解决高放废物安全处置问题，保护人类和环境，为核工业可持续发展创造条件，需要启动国家级高放废物地质处置研究开发规划，全面、系统、科学、协调地部署研究开发工作。为此，特制定本指南，为动员全国各方面力量开展研究开发活动提供指导性意见。指南仅限于高放废物地质处置研究开发工作，不涉及其它技术路线的深入研究。随着国内外研究开发工作的进展，以及科技和社会的进步，指南将适时更新。
一、需求分析
核科学技术的发展与核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一。但随着核能和核技术的不断发展，特别是上世纪中叶以来，人类开发利用核裂变能产生了大量高放固体废物[1]。乏燃料后处理产生的高放废液固化体和核电站卸出的一次通过准备直接处置的乏燃料等都属于高放固体废物。
由于高放废物含有放射性强、发热量大、毒性大、半衰期长的核素，需要把它们与人类生存环境长期、可靠地隔离。如何安全地处置高放废物已成为当前放射性废物管理的难点问题，已引起国际社会的广泛关注，世界各有核国家都将高放废物的安全处置看作是保证核工业可持续发展、保护人类健康、保护环境的一项战略任务。世界先进国家核能发展的历程表明，放射性废物的安全处置问题，尤其是高放废物，已成为制约核能可持续发展的因素之一。因此，高放废物的安全处置是关系到国土环境、公众安全和核工业健
[1]高放固体废物是指含有半衰期大于5年、小于或等于30年的放射性核素、且其释热率大于2 KW/m3,或比活度大于4
ⅹ1011Bq/Kg的放射性固体废物，及含有半衰期大于30年的放射性核素，且其释热率大于2 KW/m3,或比活度大于4ⅹ1010Bq/Kg的放射性固体废物。
康、可持续发展的重大问题，也是核工业活动中必不可少的重要环节，必须对高放废物的处置问题进行研究并加以妥善解决。
在众多处置方案中，高放废物地质处置是开发时间最长，也是目前最有希望投入应用的处置方案。高放废物地质处置是把高放废物处置在深部的地质处置库中，使它永久与人类的生存环境隔离，这种埋藏高放废物的地下工程一般称为高放废物处置库。
高放废物地质处置是一项以放射性核素的包容、阻滞为核心内容，以多重屏障（地质介质属于天然屏障，废物体、包装容器和缓冲回填材料等属于工程屏障）为主要手段，以及千年到万年以上公众健康和环境保护为安全目标的极其复杂的系统工程。它涉及工程、地质、水文地质、化学、环境安全等众多学科领域，集基础学科、应用学科、工程学科为一体，属于综合学科群的攻关项目，集中体现了科学技术和社会经济发展对人类集体智慧和能力的巨大挑战。首先，废物体具有极强的放射性，含有几十种核素，在高温、高压的条件下，受“热－水－力－化学”（ THMC）复杂的耦合作用、地下水的浸渍、地震或地质构造运动等多因素影响，大大增加了研究开发工作的难度；其次，面临许多未知或以前很少涉足的科学问题，如深部地质环境下的胶体化学，有机质、微生物、气体与放射性核素及其周围介质的反应，THMC 耦合效应，深部地质环境下数据和模式的不确定性，时间和空间外推的可信度，深部地质环境安全评价研究中确定论、概率论方法学的开发等；再次，由于高放废物中关键核素寿命长，对处置的长期安全性要求高，准确预测在这漫长的时间长河中地质、气候和人类生存环境中天然变化和诱发变化，及由此变化引发的放射性核素的迁移及环境影响，并且要满足一定的不确定性
要求，这是对只有数千年文明史的人类知识和能力的挑战。这些问题的解决都需要高素质的研究队伍去探索和研究，这无疑需要进行长期的研究开发工作。如美国高放废物地质处置计划从1955年开始，历时50多年，虽已取得重要进展，但至今尚未进入工程建造阶段。
由于高放废物的毒性大、寿命长，很少有哪个国家愿意把别国的高放废物存放或处置在自己的国土上，各核能大国都在研究开发自己的高放废物处置技术。我国核能工业要持续发展，也要依靠自己的力量在自己的国土上解决高放废物安全处置问题。自1985年以来，和世界大多数国家一样，我国选择了地质处置作为我国高放废物处置的主攻方向，开展了大量前期研究开发工作，但还有许多研究尚未开始，场址选择也只作了很初步的工作。2003年颁布的《中华人民共和国放射性污染防治法》明确了我国高放废物和α废物［2］实施集中的深地质处置这一基本政策，为高放废物处置指明了方向。继续深入开展高放废物地质处置研究工作，为我国核能可持续发展创造良好条件是非常必要的。
当前，我国核电进入了一个新的积极发展阶段。随着核电的发展，我国高放废物和α废物将会大量增加。为了能在本世纪中叶妥善解决高放废物安全处置问题，保护人类和环境，为核工业的可持续发展创造条件，我们必须从现在起，在已有工作的基础上，启动国家级高放废物地质处置研究发展规划，全面、系统和科学地部署研究开发工作。
二、国内外发展概况
［2］α废物指放射性固体废物中半衰期大于30年的α发射体核素的放射性比活度大于4ⅹ106Bq/Kg的放射性固体废物。
2.1 国外高放废物地质处置概况
自美国科学家1950年提出高放废物地质处置的设想至今已有55年的历史。55年来，“地质处置”已从原来的概念设想、基础研究、地下实验研究，进入到处置库场址预选，少数国家已确定场址（芬兰于2001年确定奥尔基洛托场址、美国于2002年确定尤卡山场址）的阶段。尤其在过去10年，高放废物地质处置研究已取得重要进展。经济合作与发展组织核能机构（OECD／NEA）于 1999年出版的“国际放射性废物地质处置十年进展”一书综述了各国在法规、选址、场址评价、工程屏障、地下实验室、概念设计、性能评价、处置库建造、公众接受等方面取得的重要进展，主要表现在以下几方面：
2.1.1 法规标准的制定
法规和标准方面有了很大的发展。如在国际原子能机构（IAEA）的支持下，《乏燃料管理安全与放射性废物管理安全联合公约》已于2001年6月18日生效，至2005年8月已有34个国家成为缔约国；国际放射防护委员会（ICRP）出版了《固体放射性废物处置的辐射防护原则》（ICRP－64），《放射性废物处置的放射防护政策》（ICRP－77）和《适用于长寿命固体放射性废物处置的辐射防护原则》(ICRP-81)；国际原子能机构也颁布了《高放废物地质处置安全要求》（WS-R-4）等一系列国际认同的非强制性放射性废物安全标准（RAWASS）。许多国家开展了高放废物处置战略、策略和多方案比较研究，有十多个国家提出了高放废物地质处置库的构想或规划，大部分规划正在实施中。
2.1.2 技术研究开发进展
在处置地质方面：前期研究开发工作主要集中在选址和场址评价研究。目前处置库的选址和场址评价工作进展较快的是美国和芬兰。美国已选定内
华达州的尤卡山场址，并已完成场址评价工作。芬兰于2001年确定处置库场址，目前正在开展详细的场址评价工作。瑞典正在2处场址上开展场址评价工作。德国的选址工作早在60年代就已开始，场址评价施工了许多钻孔，还建造了深度为840m的地下实验室以评价场址的适宜性。法国选址工作始于1987年，至目前为止已研究了三处场址，并动工建造布儒（Bure）粘土地下实验室。
在处置化学方面：美国、德国等国家从上世纪六、七十年代开展研究工作，其目标是掌握规律，尽可能减少关键核素向生物圈的迁移。已在以下五方面开展了大量的工作：（1）核素形态：主要是处置环境下的水溶液化学，即核素的溶解、浸出，水解、络合、价态、氧化还原、核素形态等；（2）核素与介质的作用：包括地质及工程介质与核素的物理、化学反应；（3）特殊作用：高放废物地质处置中有许多特殊作用，如热－水－力－化学耦合作用，辐射分解作用，胶体、微生物、有机质、气体的作用、低浓界面化学等；（4）介质的化学行为：如围岩、包装材料、固化体的高温稳定性及长期抗腐蚀能力等；（5）核素迁移研究。
在工程技术方面：涉及设计技术、工程屏障技术、建造与运行技术等方面。表现在：（1）地下实验室的设计技术、建造技术日臻成熟，美国、加拿大、比利时、瑞典等国已建成了高放废物地质处置地下实验室，并进行了大量处置工程技术研究。在加拿大、瑞典、德国、瑞士、比利时等国花岗岩、岩盐或粘土岩中建造的地下实验室及其成功运行，提供了设计和建造技术的良好范例。（2）美国开发的在岩盐和凝灰岩中开挖和建造处置库的技术，在废物隔离示范设施（WIPP，主要用于处置国防超铀废物）的建造、运行和尤卡山
高放废物处置库的研究开发中进行了验证。（3）工程屏障技术方面，正在开发的废物容器材料、容器结构设计、封装工艺、容器长期稳定性、高放玻璃固化体及乏燃料的抗浸出性能和长期稳定性研究、缓冲/回填材料筛选、配方及性能研究等，展现了丰富多样的阶段成果，如开展研究的废物容器材料有铜、钛、碳钢、球墨铸铁、镍基合金Alloy22等，各国将根据自己的国情和需求进一步开发合理、适用的工程屏障技术。普遍的趋势是许多国家越来越重视工程屏障的作用。（4）法国、美国、荷兰等国家制定法律要求考虑高放废物处置的可回取性或可逆转性，瑞典、瑞士、加拿大和英国的实施者为可回取性做了许多工作，正在开发过程中，目前尚未见到已公布的成熟技术。处置库运行、封闭、监管技术尚处于概念设计阶段。
在安全评价方面：为保证地质处置的安全，必须了解处置库选址、设计、建造、运行、关闭和关闭后监护等各个阶段是否满足处置安全要求，同时还必须证明整个废物处置系统的长期安全性。其进展可以概括为：（1）国际放射防护委员会提出了高放废物地质处置的基本安全要求；（2）国际原子能机构和其它一些国际组织，如经济合作与发展组织核能机构，建立了处置安全国际标准和安全评价方法学；（3）许多国家建立了国家标准并开展安全评价实践活动。这三个方面既是相互衔接的，又是互动的。从技术层面上看，国际上对处置库性能评价近十几年来所取得的重要进展包括：（1）对处置库系统各组成部分的性能及其各自作用的认识；（2）不确定性的处理；（3）评价成果的表达；（4）对选址、特性评价与处置库设计的信息反馈等四个方面。此外，国际原子能机构还未完成高放废物地质处置安全评价相关国际标准的制定，而且在安全目标和安全评价方法学方面，要完全满足国际放射防护委
员会提出的要求还有一定的距离。迄今已有美国、英国、法国、德国、加拿大和瑞士等国制定了高放废物地质处置的安全目标和安全准则。
2.1.3 国际合作
国际组织和国际合作有力地促进了高放废物地质处置发展。国际原子能机构、经济合作与发展组织核能机构，欧盟以及国际放射防护委员会等国际组织通过举办国际论坛、提供技术援助、研讨制定法规、标准、导则，发布出版《共同认识》等国际合作活动，有力地促进了各国的废物管理计划。各国之间开展了形式多样的双边、多边合作，如共建原型处置库、承包研究项目、合作研究、人员互访等，特别是在地下实验室联合研究计划中各国合作研究，为技术发展做出了重要贡献。
2.1.4 存在的问题
尽管高放废物地质处置的研究已经取得了重要进展，但由于高放废物地质处置的复杂性和不确定性，仍显现出一些问题，导致一些国家的研发计划或工程实施遭受挫折，出现停滞和反复的情况。究其原因，主要有以下几点：首先，有些国家在决策过程中缺乏与公众的沟通，公众对其缺乏足够的理解和信任，因此未能获得公众的信任和支持，使得高放废物地质处置进程出现挫折或反复。
其次，上世纪九十年代以来，公众和社会对高放废物地质处置在技术、安全和社会伦理等方面提出了一些新的要求，也出现了一些新的理念，需要有足够的时间进行研究和验证，增加了研究开发的工作量和难度。如要求更长的安全评价期（百万年或更长），可回取、可逆转、代际公平等新理念的出现。
2.2 国内研究与开发现状
我国高放废物地质处置研究始于1985年，在原核工业部组织下制定了初步的研究发展计划（简称SDC计划），成立了研究协调组，并从国防预研经费中拨出少量经费，安排了工程、地质、化学、安全等四个领域的研究项目。原核工业部的有关研究院所，以及清华大学、南京大学、北京大学、复旦大学、中国地质大学、中国矿业大学、长春地质学院等参与了SDC研究计划。中国科学院武汉岩土力学研究所、中国科学院地质与地球物理研究所、中国地震局、中国科学院金属研究所、香港大学、中国科技大学、河海大学、东北大学等研究机构通过国际原子能机构的技术合作（TC）项目、自然科学基金、承接国外研究任务、参与国际合作研究计划等方式，完成了许多研究工作和技术标准的编制。国家环保总局及一些环境保护研究机构针对《中华人民共和国放射性污染防治法》的编制做了大量研究工作。近20年来，在各有关方面的推动下，取得了如下进展：
2.2.1 法规标准的制定
经过近20年的跟踪研究，建立了少量的技术标准，如地质处置方面，已颁布《地质处置库选址》技术标准。在法律层次明确了高放废物处置的技术路线和基本原则，如2003年全国人大颁布的《中华人民共和国放射性污染防治法》规定对高放废物和α废物应当采用集中的深地质处置方法。
2.2.2 技术研究开发进展
在处置地质方面：开展了高放废物处置库场址预选，对华东、华南、西南、内蒙和西北等5个预选片区进行比较，重点研究了西北预选区（即甘肃北山预选区）；在西北预选区及其旧井地段、野马泉地段和向阳山地段进行了
高放废物地质处置研究开发规划指南 国防科学技术工业委员会 科学技术部 国家环境保护总局 二ОО六年二月
目录 一、需求分析 (1) 二、国内外发展概况 (3) 2.1国外高放废物地质处置概况 (3) 2.2国内研究与开发现状 (7) 三、总体思路 (10) 四、发展目标 (13) 五、研究开发规划纲要 (14) 5.1试验室研究与场址选择阶段（2006－2020年） (14) 5.2地下现场试验阶段（2021－2040） (19) 5.3原型处置库验证实验和处置库建设阶段（2040－本世 纪中叶） (21) 六、“十一五”期间的主要任务与研究内容 (22) 6.1“十一五”期间的主要任务 (22) 6.2“十一五”期间主要研究内容 (23) 七、政策与措施 (29) 7.1 加强研发资源配置 (29) 7.2 加强科技管理体制和机制建设 (29) 7.3 加强部门合作 (30) 7.4 加强国际合作 (30)
高放废物地质处置研究开发规划指南 为了在本世纪中叶妥善解决高放废物安全处置问题，保护人类和环境，为核工业可持续发展创造条件，需要启动国家级高放废物地质处置研究开发规划，全面、系统、科学、协调地部署研究开发工作。为此，特制定本指南，为动员全国各方面力量开展研究开发活动提供指导性意见。指南仅限于高放废物地质处置研究开发工作，不涉及其它技术路线的深入研究。随着国内外研究开发工作的进展，以及科技和社会的进步，指南将适时更新。 一、需求分析 核科学技术的发展与核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一。但随着核能和核技术的不断发展，特别是上世纪中叶以来，人类开发利用核裂变能产生了大量高放固体废物[1]。乏燃料后处理产生的高放废液固化体和核电站卸出的一次通过准备直接处置的乏燃料等都属于高放固体废物。 由于高放废物含有放射性强、发热量大、毒性大、半衰期长的核素，需要把它们与人类生存环境长期、可靠地隔离。如何安全地处置高放废物已成为当前放射性废物管理的难点问题，已引起国际社会的广泛关注，世界各有核国家都将高放废物的安全处置看作是保证核工业可持续发展、保护人类健康、保护环境的一项战略任务。世界先进国家核能发展的历程表明，放射性废物的安全处置问题，尤其是高放废物，已成为制约核能可持续发展的因素 [1]高放固体废物是指含有半衰期大于5年、小于或等于30年的放射性核素、且其释热率大于2 KW/m3,或比活度大于4 ⅹ1011Bq/Kg的放射性固体废物，及含有半衰期大于30年的放射性核素，且其释热率大于2 KW/m3,或比活度大于4ⅹ1010Bq/Kg的放射性固体废物。
第25卷第4期岩石力学与工程学报V ol.25 No.4 2006年4月Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering April，2006 PHYSICAL PROPERTY OF CHINA′S BUFFER MATERIAL FOR HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTE REPOSITORIES WEN Zhijian (Beijing Research Institute of Uranium Geology，China National Nuclear Corporation，Beijing100029，China) Abstract：The deep geological disposal is regarded as the most reasonable and effective way to safely dispose high-level radioactive wastes(HLW) in the world. The conceptual model of HLW geological disposal in China is based on a multi-barrier system that combines an isolating geological environment with an engineered barrier system including the vitrified HLW, canister, overpack and buffer/backfill material. The bentonite is selected as base material of the buffer/backfill material in HLW repositories，due to the very low permeability and excellent retardation of nuclides from migration，etc. GMZ deposit is selected as the candidate supplier for buffer material of HLW repositories in China. Since 2000，systematic study was conducted on GMZ–1 that is Na-bentonite produced from GMZ deposit and selected as reference material for Chinese buffer material study. The mineral composition，basic parameters of GMZ–1 bentonite and thermal conductivity，hydraulic conductivity，unconfined compression strength as function of dry density and water content are presented. The swelling stress of GMZ–1 bentonite as function of dry density is also reported. GMZ–1 bentonite is characterized by high content of montmorillonite(about 75%) and less impurities. The adequacy understanding of property and long-term behavior in deep geological condition of GMZ–1 is essential to safe dispose the high-level radioactive wastes in China. Key words：high-level radioactive wastes disposal；GMZ–1；buffer material；physical properties CLC number：TL 942+.21 Document code：A Article ID：1000–6915(2006)04–0794–07 中国高放废物处置库缓冲材料物理性能 温志坚 (核工业北京地质研究院，北京 100029) 摘要：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。中国深地质处置的概念模型采用多重工程屏障系统(包括废物固化体、废物容器、外包装、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。经过全国筛选，高庙子膨润土矿床被选作我国缓冲材料供应基地。从2000年起，对产自该矿床的钠基膨润土GMZ–1开始了系统的研究工作。介绍了GMZ–1的矿物组成、基本特征和GMZ–1在不同干密度、不同含水量条件下的热传导、水传导、力学性能参数及GMZ–1在不同干密度条件下的膨胀特性参数测定结果。GMZ–1 Received date：2005–08–30；Revised date：2005–12–20 Corresponding author：WEN Zhijian(1968–)，male，Ph. D.，obtained his bachelor degree at Department of Geology，Peking University，Beijing in 1990. He is presently the professor at Research Center for Environmental Protection，Beijing Research Institute of Uranium Geology. His main research activities
请以下列题目写一篇综述性文章. 高放废物的处理与处置方法及进展(包括次锕系元素和长寿命裂变产物的处理方法). 文章要求如下: 1. 格式要求（10分）。请按照一般的综述文章的格式进行,包括下列内容 题目 作者 摘要 关键词 引言 正文 结论与展望 参考文献 2. 正文部分请按照内容逻辑关系分节，加小标题（60分）。 3. 引用参考文献需在文章中引用之处标出, 10分） 4. 字数要求: >2000字（20分）。 5. 单独完成，如出现雷同，所有雷同者按照抄袭处理，均为0分。 6. 文章请在此模板内完成，打印。 高放废物的处理与处置方法及进展 彭晨 内容摘要 目前，中低放废物的处置技术已日趋成熟；然而，高放废物的处置技术刚刚起步，仍处于研发阶段。因此，一些国际组织对高放废物的处置投入了大量的资金和技术。可以说，高放废物的安全处置关系着今后核能的继续发展。 对于高放废物的处置已经提出了多种设想，例如深地层处置、极地冰层处置、宇宙处置、海床深层处置、嬗变处置等等。在这些设想中，深地层处置是目前现实可行的办法，我国高放废物地质处置技术也取得相当大的发展；对于分离—嬗变技术，国
际上仍处于紧张的研究阶段；其它处置技术由于某些原因只能成为一种设想或尚待评价。 这篇论文将主要介绍高放废物处置的国际、国内背景；高放废物来源；高放废物地质处置方案及其影响因素；高放废物分离—嬗变技术；高放废物处置技术的现状和发展趋势几个方面。并比较了各种方法的优缺点 关键词：高放废物处理处置方法发展趋势 目录 一．高放废物的来源————————————-4 二．高放废物的地质处置——————————-5 三．高放废物的分离与嬗变—————————10 四．其他处置技术—————————————16 五．各国处置方法比较———————————18 六．高放废物处置的发展前景————————19 七．结论与展望——————————————24 八．参考文献———————————————25 引言： 核废物是危险废物的一种,对于危险废物的管理,一般有如下三个基本原则[1]: (1)分散与稀释原则:对核废物不适用; (2)转变成低危险性物质的原则:目前对于核废物尚未找到合适的方法,长期来说,嬗变是一种可能,它将减少高放废物的数量,但是嬗变后的废物也需要进行处置; (3)隔离原则:是核废物处置的基本原则。 正文： 一．高放废物的来源[2] 人类的一切生产和消费活动都会产生目前不能再利用，或者不值得回收利用的物质，原子能的利用也不例外，一切生产、使用和操作放射性物质的部门和场所都可能产生放射性废物，其基本来源有以下7个方面。 （1）铀、钍矿山、水治厂、精炼厂，铀浓缩厂、钚冶金厂、燃料元件加工厂等； （2）各种类型反应堆，包括核电站、核动力船舰、核动力卫星，还有加速器的运行； （3）反应堆辐照过燃料元件的后处理，提取裂变元素和铀元素过程； （4）核燃料和核废物运输与核废物处理过程； （5）放射性同位素的生产和应用过程，包括医院、研究所及大学的有关研究活动； （6）核武器生产和试验过程； （7）核设施（设备）的退役过程。 绝大多数放射性废物产生于核燃料循环过程。从数量来说，放射性废物主要产生于铀采冶场址。从放射性活度来说，主要集中在乏燃料后处理厂。在核燃料循环中，99%以上的放射性物质包容在乏燃料元件的包壳中，如果乏燃料进行后处理的话，95%以上的放射性核素进入后处理所产生的高放废液中。
.. .. 请以下列题目写一篇综述性文章. 高放废物的处理与处置方法及进展(包括次锕系元素和长寿命裂变产物的处理方法). 文章要求如下: 1. 格式要求（10分）。请按照一般的综述文章的格式进行,包括下列容 题目 作者 摘要 关键词 引言 正文 结论与展望 参考文献 2. 正文部分请按照容逻辑关系分节，加小标题（60分）。 3. 引用参考文献需在文章中引用之处标出, 10分） 4. 字数要求: >2000字（20分）。 5. 单独完成，如出现雷同，所有雷同者按照抄袭处理，均为0分。 6. 文章请在此模板完成，打印。 高放废物的处理与处置方法及进展 晨 061300105
容摘要 目前，中低放废物的处置技术已日趋成熟；然而，高放废物的处置技术刚刚起步，仍处于研发阶段。因此，一些国际组织对高放废物的处置投入了大量的资金和技术。可以说，高放废物的安全处置关系着今后核能的继续发展。 对于高放废物的处置已经提出了多种设想，例如深地层处置、极地冰层处置、宇宙处置、海床深层处置、嬗变处置等等。在这些设想中，深地层处置是目前现实可行的办法，我国高放废物地质处置技术也取得相当大的发展；对于分离—嬗变技术，国际上仍处于紧的研究阶段；其它处置技术由于某些原因只能成为一种设想或尚待评价。 这篇论文将主要介绍高放废物处置的国际、国背景；高放废物来源；高放废物地质处置方案及其影响因素；高放废物分离—嬗变技术；高放废物处置技术的现状和发展趋势几个方面。并比较了各种方法的优缺点 关键词：高放废物处理处置方法发展趋势 目录 一．高放废物的来源————————————-4 二．高放废物的地质处置——————————-5 三．高放废物的分离与嬗变—————————10 四．其他处置技术—————————————16 五．各国处置方法比较———————————18 六．高放废物处置的发展前景————————19 七．结论与展望——————————————24 八．参考文献———————————————25
高放废物地质处置研究开发规划指南
目录 一、需求分析 (1) 二、国内外发展概况 (3) 2.1国外高放废物地质处置概况 (3) 2.2国内研究与开发现状 (7) 三、总体思路 (10) 四、发展目标 (13) 五、研究开发规划纲要 (14) 5.1试验室研究与场址选择阶段（2006－2020年） (14) 5.2地下现场试验阶段（2021－2040） (19) 5.3原型处置库验证实验和处置库建设阶段（2040－本世 纪中叶） (21) 六、“十一五”期间的主要任务与研究内容 (22) 6.1“十一五”期间的主要任务 (22) 6.2“十一五”期间主要研究内容 (23) 七、政策与措施 (29) 7.1 加强研发资源配置 (29) 7.2 加强科技管理体制和机制建设 (29) 7.3 加强部门合作 (30) 7.4 加强国际合作 (30)
高放废物地质处置研究开发规划指南 为了在本世纪中叶妥善解决高放废物安全处置问题，保护人类和环境，为核工业可持续发展创造条件，需要启动国家级高放废物地质处置研究开发规划，全面、系统、科学、协调地部署研究开发工作。为此，特制定本指南，为动员全国各方面力量开展研究开发活动提供指导性意见。指南仅限于高放废物地质处置研究开发工作，不涉及其它技术路线的深入研究。随着国内外研究开发工作的进展，以及科技和社会的进步，指南将适时更新。 一、需求分析 核科学技术的发展与核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一。但随着核能和核技术的不断发展，特别是上世纪中叶以来，人类开发利用核裂变能产生了大量高放固体废物[1]。乏燃料后处理产生的高放废液固化体和核电站卸出的一次通过准备直接处置的乏燃料等都属于高放固体废物。 由于高放废物含有放射性强、发热量大、毒性大、半衰期长的核素，需要把它们与人类生存环境长期、可靠地隔离。如何安全地处置高放废物已成为当前放射性废物管理的难点问题，已引起国际社会的广泛关注，世界各有核国家都将高放废物的安全处置看作是保证核工业可持续发展、保护人类健康、保护环境的一项战略任务。世界先进国家核能发展的历程表明，放射性废物的安全处置问题，尤其是高放废物，已成为制约核能可持续发展的因素之一。因此，高放废物的安全处置是关系到国土环境、公众安全和核工业健 [1]高放固体废物是指含有半衰期大于5年、小于或等于30年的放射性核素、且其释热率大于2 KW/m3,或比活度大于4 ⅹ1011Bq/Kg的放射性固体废物，及含有半衰期大于30年的放射性核素，且其释热率大于2 KW/m3,或比活度大于4ⅹ1010Bq/Kg的放射性固体废物。
第25卷 第1期2002年3月 华 东 地 质 学 院 学 报 JOURNAL OF EAST CHINA GEOLO GICAL INSTITU TE Vol 125 No 11Mar.2002 收稿日期:2001210216 作者简介:罗太安(1975— ),男,硕士研究生,材料科学与工程专业,无机非金属材料研究方向。高放废物深地质处置缓冲/回填材料研究进展 罗太安, 刘晓东 (华东地质学院材料科学与工程系, 江西抚州 344000) 摘 要:综述了高放废物深地质处置库缓冲/回填材料的作用和性能要求。介绍了缓冲/回填材料在透水性、热性质、膨胀性等方面已取得的成果和新进展。最后简述了缓冲/回填材料研究的发展趋势。关键词:高放废物; 地质处置; 缓冲/回填材料; 研究进展 中图分类号:X705 文献标识码:A 文章编号:1000-2251(2002)01-022-05 随着核科学的发展,核技术不仅在国防工业得到了广泛的应用,而且已深入到工业、农业、医学等与人们生活息息相关的各个领域,极大地促进了各国的经济建设。由于核技术和核能的特点,在造福于人类的同时也产生了许多高放射性水平废物(下 称“高放废物” )。这些高放废物若不加以安全处置,将会对人类社会、自然环境产生巨大的破坏作用,其影响可长达数百年至数万年、甚至更长的时间。同时,能不能安全处置这些高放废物也是关系到一个国家的国际声誉、核电发展、环境保护和人民健康的一件大事。因此,各个有核国家对高放废物的安全处置都极为重视。 目前,高放废物处置的途径主要有两种[1]:第一,改变高放废物中核素的性质,使其无毒化,主要方法有核嬗变法;第二 ,将高放废物长期与生物圈隔离,以确保所含核素在进入生物圈之前衰变殆尽,主要方法有深地质处置法、冰层处置法、太空处置法、深海洋处置法等。其中深地质处置法因具有处置安全性好、处置容量大等优点被认为是高放废物处置的首选方法。高放废物深地质处置就是根据多重屏障体系的概念,将高放废物处置在距地表500～1000m 深的合适岩体中的地下处置库内,人为设置种种屏障来阻止核素的泄漏与迁移,达到对高放废物的安全处置。多重屏障系统主要包括人工屏障和天然屏障(图1),人工屏障由内到外主要由高放废物固化体、废物包装容器和缓冲/回填材料构成。 图1 高放废物深地质处置库多重屏障系统示意图 ig.1 The sketch map of multibarrier system for geological dispo sal of H LW 1.高放废物固化体; 2.废物包装容器; 3.缓冲/回填材料; 4.天然屏障。 1 高放废物深地质处置缓冲/回填材料的 作用和性能要求 据国内外高放废物深地质处置方法和瑞典、日本、加拿大等国处置库场地下实验室的研究结果表明,缓冲/回填材料在高放废物深地质处置中的作用是非常重要的,概括地讲,缓冲/回填材料的主要作用有[1-4]:工程屏障作用,维护处置库结构的稳定性;水力学屏障作用,阻止地下水的渗流;化学屏障作用,阻滞核素迁移;导体作用,对辐射热具有良好的热传导和扩散作用。因此,为了达到高放废物安全处置的目的,普遍认为高放废物深地质处置中的缓冲/回填材料应满足下列性能要求[1-6]:a.低透水性,能阻止和延缓地下水向废物包装容器渗透
第25卷 第4期 岩石力学与工程学报 V ol.25 No.4 2006年4月 Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering April ，2006 收稿日期：2005–10–30；修回日期：2005–12–27 作者简介：王 驹(1964–)，男，博士，1984年毕业于南京大学地质系放射性矿产地质专业，现任研究员、博士生导师、核工业北京地质研究院总工 高放废物地质处置及其若干关键科学问题 王 驹，陈伟明，苏 锐，郭永海，金远新 (核工业北京地质研究院，北京 100029) 摘要：如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题。在介绍国内外最新研究进展的基础上，重点讨论高放废物地质处置的若干关键科学问题：处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下(中(高)温、地壳应力、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等)深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为及处置系统的安全评价。同时，介绍了国外若干重大科研项目和若干研究热点问题。 关键词：高放废物；地质处置；地下实验室；关键科学问题 中图分类号：TL 942+.211 文献标识码：A 文章编号：1000–6915(2006)04–0801–12 GEOLOGICAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTE AND ITS KEY SCIENTIFIC ISSUES WANG Ju ，CHEN Weiming ，SU Rui ，GUO Yonghai ，JIN Yuanxin (Beijing Research Institute of Uranium Geology ，China National Nuclear Corporation ，Beijing 100029，China ) Abstract ：Safe disposal of high level radioactive waste is a challenging task facing the scientific and technological world. This paper introduces the latest progress of high level radioactive waste disposal programs in the world ，and discusses the key scientific issues as follows ：(1) the precise prediction of the evolution of a repository site ；(2) the characteristics of deep geological environment ；(3) the behaviour of deep rock mass ，groundwater and engineering material under coupled conditions(intermediate to high temperatures ，geostress ，hydraulic ，chemical ，biological and radiation process ，etc)；(4) the geochemical behaviour of transuranic radionuclides with low concentration and its movement with groundwater ；and (5) the safety assessment of disposal system. Several large-scale research projects and several hot topics related with high-level waste disposal are also introduced. Key words ：high-level radioactive waste ；geological disposal ；underground research laboratory ；key scientific issues 1 引 言 与其他工业一样，核工业的生产、研究以及核技术应用也会产生废物，即“核废物”，或称“放射性废物”。按放射性水平分类，核废物可划分为低放废物、中放废物和高放废物。目前，已有较成熟的技术对低、中放废物进行最终安全处置。而对于高放废物，由于其含有毒性极大、半衰期很长的放射 性核素，对其安全处置是一个世界性难题。 世界各国有核国家都把安全处置高放废物提到保证核能工业可持续发展、保护人民健康、保护环境的高度来认识，这是一项长期的战略任务，应加以重视，其具体表现如下： (1) 需要最高决策机构(如国会、总统)来监管这项工作； (2) 有专门的实施机构承担此项任务； (3) 有经过国家批准的高放废物处置研究计
第26卷第10期岩石力学与工程学报V ol.26 No.10 2007年10月Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering Oct.，2007 高放废物处置北山预选区深部完整岩石 基本物理力学性能及时温效应 刘月妙1，2，王驹2，谭国焕3，蔡美峰1 (1. 北京科技大学土木与环境工程学院，北京 100083；2. 核工业北京地质研究院，北京 100029；3. 香港大学土木工程系，香港) 摘要：岩石物理力学性能研究是高放废物处置库选址、设计、建造和性能评价中不可或缺的一个重要研究方面。 经过全国筛选对比，已初步确定甘肃北山地区为我国高放废物处置库重点预选区。甘肃北山地区深部的主要岩石 为似斑状二长花岗岩和英云闪长岩，似斑状二长花岗岩均匀性好，两种主岩均具有高密度、低孔隙率、高力学强 度、低变形和高脆性的特性。通过一系列室内蠕变试验，研究在不同温度(室温，50℃，90℃)与围压(单轴，10 MPa， 30 MPa)条件下，北山花岗岩在不同恒定应力水平下的变形特征与声发射特性，温度和围压对岩石力学性能有着重 要的影响。随着温度的升高，围压为10和30 MPa时的弹性模量逐渐升高，至70℃左右时达到最高，之后随温 度的升高略微降低；裂纹损伤应力呈线性显著降低，而泊松比呈线性明显升高。稳态蠕变阶段的应变速率随着温 度的升高而明显加速，在同一应力比下到达破坏的时间相应降低。随着恒载应力的降低，似斑状二长花岗岩达到 破坏的时间显著增长。随着围压的增加，轴向蠕变变形量明显增加；在相同的应力比下，导致岩石断裂破坏的时 间显著延长。 关键词：高放废物；深地质处置；花岗岩；物理力学性能；时温效应 中图分类号：TL 942+.211 文献标识码：A 文章编号：1000–6915(2007)10–2034–09 BASIC PHYSICO-MECHANICAL PROPERTIES AND TIME-TEMPERATURE EFFECT OF DEEP INTACT ROCK FROM BEISHAN PRESELECTED AREA FOR HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTE DISPOSAL LIU Yuemiao1，2，WANG Ju2，THAM L G3，CAI Meifeng1 (1. School of Civil and Environmental Engineering，University of Science and Technology Beijing，Beijing100083，China； 2. Beijing Research Institute of Uranium Geology，Beijing100029，China； 3. Department of Civil Engineering，University of Hong Kong，Hong Kong，China) Abstract：Physico-mechanical property is one of the important aspects for site selection，design，construction and performance assessment of high-level radioactive waste(HLW) disposal. Through a nationwide screening and comparison，Beishan area，a Gobi desert in Gansu Province，is considered as a suitable candidate for HLW geological repository in China. The dominant lithology in Beishan area is porphyritic monzonitic granite and tonalite，with high homogeneity. The deep intact rock of Beishan area has the properties of high density，low porosity，high mechanical strength，low strain and high brittleness. The strain and acoustic emission behavior of granite under constant loading with different temperatures(room temperature，50℃，90℃) and confining pressures (0，10 and 30 MPa) are studied through creep test. The results indicate that the effect of temperatures and confining pressure on the mechanical property is significant. When the confining pressure is 10 and 30 MPa 收稿日期：2006–12–20；修回日期：2007–05–11 作者简介：刘月妙(1968–)，女，1992年毕业于华北水利水电学院水文地质与工程地质专业，现任高级工程师，主要从事核废物地质处置方面的研究