高放废物的处理与处置方法及进展
彭晨
061300105
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。
核燃料循环过程中积累的高放废物，其最终安全处置是核工业的一个重要问题。所谓高放废物指的是辐照过的反应堆核燃料后处理设备中，自第一循环溶剂萃取系统或相应系统操作中产生的含水废物，以及随后萃取循环或相应循环的浓缩废液。从本质上说这种废物含有全部不挥发性裂变产物、烧过的燃料中初始铀和钚的千分之几，以及反应堆中铀和钚转化生成的大部分其他锕系元素。它们的一般特征是贯穿辐射很强和发热率高。
表1-1体积放射性份额
类型体积份额放射性份额
高放废料3％95％
中低放废料97％5％
核燃料元件的燃料芯体溶解后留下的残余锆合金和不锈钢壳及构件，在某些方面与高放废物相似，其中的钚含量相当于乏燃料的千分之一，并有50~100W/m3的发热率，需要10~20cm厚的含铅生物屏蔽层来防护。考虑到这些废物的特征，不管在哪个后处理环节中都要尽可能避免加入会使以后废物运行管理特别困难的化学药品。
后处理工厂产生的高放废物的安全处置问题在技术上是完全能够解决的，但可能
要花费相当长的时间。
二．高放废物的处置方法[3]
高放废物通常指乏燃料后处理厂产生的高放废液及其固化体，以及直接当作废物处置(称谓一次通过式)的乏燃料元件。高放废物有很高的辐照水平，一座1000MW 电功率的压水堆电站一年卸出20~30t 乏燃料。其所含的铀、钚、次锕系元素(Np ，Am ，Cm )和裂变产物(FP )的比如表2—1所示。它们的半衰期长者达百万年，很多核素属极毒、高毒类，并且有强释热率。
表2—1 压水堆电站乏燃料主要核素组成
高放废物的处置，在1957年美国国家科学院（NAS ）提出地质处置方案，此后，人们探讨过不少方案。从20世纪60年代初以来，已经提出了许多处置方案（见表2-2），但现实可行和为人们普遍接受的只是地质处置。1999年在美国丹佛召开的国际地质处置会议和2004年在瑞典斯德哥尔摩召开的国际地质处置会议更确认了地质处置的安全性和可行性。
英国塞拉菲尔德大学地球化学家费格斯吉布提出深钻孔处置方案：将未冷却的高放废液注入4 000m 深地下钻孔中，由于高放废液的衰变热将周围岩石熔化，温度降低后形成坚固的“花岗石棺”，把放射性核素固结在4 000m 深地下。在这样深度，放射性核素不会影响700m 深度地下水，放射性核素不可能返回地面，造成对生物圈影响。俄罗斯对此已提出概念设计方案，但未见哪个国家采用。
目前被人们所广泛接受的地质处置是把高放废物处置在足够深地下（通常指500~1 000m ）的地质体中，通过建造一个天然屏障和工程屏障相互补充的多重屏障体系，使高放废物对人类和环境的有害影响低于审管机构规定的限值，并且可合理达到尽可能低。多重屏障体系可分为两大屏障：
（1）工程屏障。如高放废物固化体、包装容器（可能还有外包装）、缓冲|回填材料和处置库工程构筑物，这些构成通常所说的近场。近场包括全部工程屏障和最接近工程屏障的一小部分主岩（通常伸展几米或几十米远）。
（2）天然屏障。如主岩和外围土层等，这构成通常所说的远场。远场是从处置库近场一直延伸到地表生物圈的广阔地带。
多重屏障体系的作用是依靠和发挥整体性能的作用，某一屏障的不足性可由其他屏障的作用来弥补。
关于高放废物地质处置，IAEA 已发布了不少导则和报告。明确指出政府应建立U-238 U-235 Pu-239 裂变产物（FP ） 次锕系元素（MA ） 约95% 约0.9% 约1% 约3% 约0.1%
高放废物地质处置的国家法律与组织构架，要明确处置设施开发和许可的步骤，要明确责任分担和经费保证等。
我国也制定了一些相关标准，但这些远不能满足需求。高放废物地质处置是一项发展中的高科技系统工程，许多法规标准和导则尚需制定。
表2-2 高放废物处置方案
2.1地质处置的影响因素[7]
1．深度
固体放射性废物地下贮存的基本原理是简单的，并且在好些方面具有吸引力：在深650m 或更深的地方建造地下贮存库没有多大的技术困难；可以使各种地表作用与自然现象(包括风蚀作用、河流侵蚀、冰蚀作用、地表或近地表水流作用、陨石冲击与处置方法 基本思想 可行性 深地质处置 地下库巷道—钻孔处置 几百米到千米深地下库中，挖掘巷道，适当布置钻孔，固化体叠放于钻孔中 研究最多，具有可实现性 地下库巷道—巷道处置 几百米到千米深地下库中，挖掘巷道，固化体封装在容器中，卧放在巷道中 美国尤卡山设计的可回取性处置采用此法 超深钻孔注入 将高放废液注入超深钻孔中，利用其自释热作用熔融周围岩体，达到固结于地质体中 俄罗斯已提出概念设计方案，尚可评价 分离嬗变（核焚烧） 将高放废物中次锕系核素和长寿命裂片核素分离出来，用反应堆、加速器或ADS 嬗变成短寿命核素或稳定核素 正在开发研究中 洋底沉积岩处置 将废物置于深洋底沉积层中 可行性尚待评价，受政治因素影响大 宇宙处置 将废物发送到太空中去 风险大，费用高，公众不可能接受。早期设想方案，早被遗弃
极地冰层处置
将废物置于极地冰层中，利用其自释热作用不断下沉到底部
国际公约不允许。
早期设想方案，早
被遗弃
风化作用)不至于影响所埋藏的废物：而且许多地区现存基岩中的矿坑已有研究资料可提供有关地下水、地震频率和地质的资料。
2．地下水流作用
地下水是埋藏的废物最易接触的溶剂与载体，故在选择场地时，必须十分重视地下水环境的研究，确保场址周围不可能发生地下水的渗入或者入渗速度很低，在安全期限内不至于产生放射性溶质迁移到人类生活环境中的问题。如果可能的话，还应研究古水文地质特征。掌握了控制岩石中水流的现时条件及历史条件，就有可能圈出适合的贮存库场地，使地下水到达该贮存库的可能性减少到最低限度。含水量、孔隙度及渗透性很低的岩石，比由于入渗的水量、孔隙度及渗透性很高而有高速率水流通过的岩石更适于作为贮存库。因此，选择渗透性低的岩石，能使贮存库环境主岩中的地下水流减少到最低限度。
3．区域地质稳定性
场址应尽可能选在构造稳定及地震活动微弱区域的岩石之中。另外，在构造活动性较强的地带内，当这种构造作用并不影响拟定的贮存库岩石及其中所埋藏的废物时，也可以考虑在该地带内选择场址。场址应避开断层及其它岩石裂隙，贮存库的围岩在最近几万年内不应经受过火山活动。对特定场地的构造特征．则必须证明它们不是新构造运动的产物或未曾受到新构造运动的影响。
4．主岩的环境特征
环境主岩的矿物成分、化学成分及其放射性本底特征是放射性废物处置库环境主岩的重要研究内容之一。具有低渗透性、高吸附性，而且与放射性废物之间不会发生能引起放射性核素迁移反应的环境主岩，将成为处置库外的可靠环境屏障。同时，埋藏废物库周围的环境主岩要有足够大的范围，这样即使放射性核素意外地从废物库中释出时，它们到达生物圈的途径和时间也是很长的，结果，要么是到达生物圈的放射性核素具有安全含量，要么是放射性核素在漫长的迁移时间中衰变掉了。
5．工程地质特征
鉴于岩石静压力随深度而增大，故需选择适当的埋藏深度，使岩石静压力不致危及作为贮存库的坑道。也就是说，如果岩石静压力超过了岩石贮存库的强度，那么坑道就有坍塌的危险，这就会危及废物处置库的运行工作。由于岩石静压力在各处变化很大，所以对每个拟选场址都需查明其工程力学特征，而且，处置库的设计都需因地制宜。
6．自然资源环境
废物贮存库绝不应对自然资源产生强烈的影响。就贮存库的性质而论，不仅应把埋藏的放射性废物隔绝起来，而且应把库体周围的很大一部分环境主岩隔绝起来，这一完整体系中的任何部分都不得以任何理由进行挖掘。因此，查明场址区域的自然资源是十分重要的，如果存在这些资源，那末在选择贮存库场地时，就必须将其对自然
资源的影响限制到最低程度。
2.2地质处置方案
对于长寿命、高水平放射性废物的最终处置问题，最长远的解决办法是将其置入地壳深层中。这种处置的优点在于，在可按照地质年代计算的长时段中，从所有同人类接近或接触的环境中消除了具有潜在危害的物质；再就是有确实的保证，使这些物质在可能重返地表之前早已衰变掉。
目前，已经研究或拟研究的高放固体废物地质处置方案包括：基岩矿坑处置、层状盐岩层处置、海底坑道处置等。
2.2.1 坑道处置方案[8]
该方案是选择地壳深部致密的低渗透性岩石开挖地下洞室作为暂时库或永久库。处置系统包括放射性废物包、贮存库(洞)和环境岩石等多重屏障。
(1)放射性废物包装
对所有待处置的高放废物都要采取固化和包装的措施，有的需要在不锈钢罐中用铅封固，有的可在不锈钢罐中用硼硅酸玻璃封固等等。所有的高放废物在放入地下处置库前都要先在中间储存库暂存数十年，待其衰变减容和冷却，然后才能送入地下进行永久处置。
(2)处置库的设置
处置库的结构设置应考虑废物的类型、数量、介质环境岩石的特征、空间分布、放射性废物库的运行和管理模式等方面因素。总体布置示于（图1）中。与地下贮存库相通的有废物转运竖井和维修竖井，以及运输巷道和通风巷道。将采用常规的采矿方法进行房柱式挖掘。
(3)地下贮存库的配置
地下贮存库配置应考虑的因素有：（1）贮存库配置一个后退式开挖系统，开挖与废物存入活动分开，远离受热区。这样可以使从进口竖井吹入的通风气流分别经过开挖区与废物贮存区向位于地下贮存库远端的排气竖并排泄。（2）常规凿眼爆破掘进用无轨柴油机动力设备，这是机械性能和灵活性都很理想的设备。（3）贮存区的规模由岩石最佳运输距离及通风系统的要求确定。（4）据计算，在地下贮存库使用期限内，距贮存室200m外的岩石保持正常的环境温度。因此，竖井位置应在贮存区外200m 以上。（5）所有主巷道在掘进时都要为贮存库区涉及的环境岩石进行现场调查工作提供通行条件。此外，后退式开挖系统可把实验贮存区的位置设在贮存库的排气端。
图1.废物处置中心配置示意图
2.2.2层状盐岩处置
基岩区处置废物的一些困难可采用层盐矿层贮存法来解决。以天然盐层作放射性废物存放库的优点是：盐矿易开挖，随着时间的推移，可塑性形变将密封整个的废物罐。由于盐的可塑性，因而盐层基本上是不透水的，稳定的厚盐层的存在，本身就证明没有来自地下水的侵蚀。盐的分布很广、储量丰富，美国大约有1.3×106km2，储量达6×1013t以上；与其它岩型比较，其工程成本较低、导热性良好；世界各地的岩盐层多位于低地震活动区；盐的耐压强度与混凝土相似，即大约为20MPa。
理论和实验结果均表明，盐岩作为γ射线的吸收剂大致与混凝土相同；厚约1.5m 的固体盐层或2.25m的碎盐层(假定含1/3空隙)将有足够的放射性屏蔽作用。因此，把废物罐放置在底板下孔穴中并用盐回填，可使得工作人员进入盐矿库房不受辐射伤害。容器顶盖的高度和间距根据散热计算决定。
2.2.3深穴法
此法仅是深井法的一种发展。计划向地球深处钻井深达16km，在那里形成贮存穴，用此贮藏固态或液态废物。对高放废物来说，可能也会出现熔岩而将废物一岩石混合物埋藏起来。这种方法由于需要钻深井和加套，孔径达60~l00cm，因而成本昂贵。
2.2.4地壳板块沟槽处置
当代地球的板块运动理论研究证明：大陆是由不同的板块构成，并在不停地运动着。在相邻板块的结合部位，某一板块挤入另一板块之下，重新吸进地幔中。有人建议把废物贮罐放在板块的交接位置，从而可被曳入大陆深层。但是考虑到它的迁移速率缓慢(每年小于10crn)，从处置方案的现实性看，此项意见很快被否决掉。其次，地壳挤压地带，其地壳构造特征是极不稳定的，在某些地区有迹象表明，从下沉板刮走的部分沉积物会在大陆斜坡的边界堆积起来。而在其它地区，下沉板的轻质低熔点物质将通过火山口喷出。因此，通过下沉地壳消除废物的设想可能既不完善，也非经久之策。
此外，针对于高放废液还有深井处置、贮槽处置等方案。
三．高放废物的分离与嬗变[4]
20世纪60年代，科学家们提出了分离—嬗变(Partitioning and Transmutation，P-T)概念，通过化学分离把高放废液中的超铀元素和长寿命裂变产物分离出来[5]，制成燃料元件或靶件送反应堆或加速器中，通过核反应使之嬗变成短寿命核素或稳定元素。
P-T技术降低高放废物的毒性和长期危害作用，可减少需要深地层处置的废物的体积，节省处置费用，可减少公众对高放废物的忧虑，使公众易于接受，还可实现充分利用资源。当时由于分离难达到要求和经济性差等原因，在20世纪80年代曾一度中止发展，90年代后又成为热门研究课题。
3.1P-T技术
3.1.1 P-T技术开发研究的境遇变迁
世界上20世纪40年代初开发研制核武器，50年代初开发核电以来，到60年代一些核工业发达国家已积聚相当数量的放射性废物，当时低中放废物采取了浅地埋或海洋投弃(现在看来已下合要求)的处置办法，但高放废物的处置尚无办法，因此科学家和工程师们积极研究高放废物的处置方法，逐渐提出了深地质处置、海床处置、南极冰层处汽、宇宙处置、分离—嬗变等许多方案。
在70年代，分离—嬗变研究曾出现过一股小热潮，美国和西欧一些科学家提出了一些概念方案，也作过一些计算和评价。分离工作只是为军用和商用目的提取了一定数量超钚元素和裂片元素(如锶、艳、锝等)。从当时计算和有限的分离工作得出的结论是：高放废物的分离—嬗变技术上难以实现，因分离过程产生的二次废物量太大，
其所需费用和近期风险的增加比换得的长期风险减少代价大得多。而在这期间深地质处置研究开发工作却比较顺利，因此，80年代人们对P-T技术研究兴趣减弱，呈现了低谷。
从80年代末直至现在，P-T技术的开发研究又获重视，呈现新热潮，究其原因，主要有以下两方面：
1 需求加强
(1)深地质处置已被公认为现实可行的高放废物处置方法，而宇宙处置、冰层处置和海床处置均不可行。但地质处置实施的准度比预期大得多，选址和获得许可证相当困难，投资也非常高，因此计划一拖再拖。对于选址工作，来自公众或地方政府的阻力一直很大。不少国土小的国家根本无这类场址可觅。
(2)高放废物地质处置虽然把高放固体废物处置在500m以下的深地层中，但还是有人担心漫长历史年代的天然事件和人为事件对安全的影响，希望能缩短要求隔离的年限。
(3)核武器拆除下来的钚，要求销毁或和平利用，也提出了新需求。
2 技术发展
(1)高放废物分离技术，如萃取分离技术、离子交换技术在近年都有了新发展，开发出新的工艺流程。如美国的TOREX流程和TRUEX—CMPO流程，法国的PURETEX 流程和ACTITEX流程，日本的DIDPA流程等。
(2)高温冶金技术发展，如锝可以还原为金属回收，碘可通过氯化物熔盐回收等。
(3)快堆和加速器技术的发展，如俄罗斯的BN-600快堆，法国的凤凰快堆，日本的文殊快堆相美国的一体化快堆的开发研究部相当成功。快堆技术趋近商用化前夕。
3.1.2 P-T技术的发展现状
现在世界上开发研究P-T技术的国家很多，其中以美国、日本、法国、俄罗斯投入力量最多。
美国从事分离—嬗变的研究单位较多，如阿贡(ANL)、橡树岭(ORNIL)、洛斯阿拉莫斯(LANL)、太平洋西北(PNL)、布售克海文(BNL)、劳伦斯利弗莫尔(LLNL)等国家实验室。阿贡国家实验室开发的一体化快堆设计称可将全部锕系元素回收、再循环及烧掉。
日本原子力研究所(JAERI)、动燃团(PNC)相电力中央研究所(CRIEPI)以及一些大学正联合进行一项OMEGA计划(Options for Making Extra Gain from Actinides and Fission Prod—ucts)。第一阶段(1991—1996年)进行基础研究与试验，评价各种慨念及开发所需技术；第二阶段(1997—2000年)进行有关技术的工程验证和(或)概念验证。2000年后建设中间试验设施，示范分离和嬗变技术。
法国原子能委员会(包括下属研究所)、法马通和法国电力公司联合开展P-T技术研究，其SPIN计划的第一步研究PURETEX流程(到1995年)改善Pu回收率，Np的回收达到80％，减少中放废物的体积相放射性，第二步研究ACTITEX流程(到2010年)，分离出Np、Am、Cm，用凤凰快堆或加速器嬗变为短寿命核素。
俄罗斯在原子能部领导下，有镭学研究所、库尔恰图夫研究所、物理化学研究所、无机材料研究所、物理和动力工程研究所等单位在进行P-T技术的研究，对嬗变考虑采用快堆或高能加速器。
3.1.3 P-T技术的技术难度
实现高放废物的分离与嬗变，难度很大。P-T技术的关键步骤是分离。要分离的关键核素是Np，Pu、Am和Cm。要求把99.9％以上的Pu和Am，把98％以上的Np 和Cm从高放废物中分离出来。237Np半衰期极长(2.14×106a)，产额很高，它还可以从241Am、241Pu和241，245Cm衰变而来，所以是分离—嬗变首要考虑的核素。99Tc和129I 是高放废物长期风险的重要贡献者。
一般，高放废物的分离采取组分离或群分离。日本的OMEGA计划把高放废物成份分为4组：锕系／镧系，锶／铯，铂系金属，锝和其他。也有按嬗变的需要分为以下5组：
（1）锕系A组(Np，Am，U，Pu)，可在热中子堆中焚烧；
（2）锕系B组(Cm，Bk，Cf)，要在块堆中焚烧；
（3）长寿命裂变产物(99Tc，129I)，可在热中子堆中焚烧；
（4）中寿命裂变产物(90Sr，137Cs)，要用强流加速器轰击散裂；
（5）其它。
分离方法可分为湿法、干法两大类。湿法包括萃取法和离子交换法，需要开发耐辐照、分离效果好、二次废物少的萃取利和离子交换剂以及先进的远距离操作工艺流程。干法有熔融法、高温电解精炼、升华／挥发法、激光感应分离法等，这些工艺尚不成熟，还在开发研究之中。
日本电力中央研究所设计的流程如下：
（1）用微波加热使高放废液脱硝；
（2）用氯气和碳还原氧化物并氯化，使氧化物转变为氯化物；
（3）用液态Cd-Bi从熔融氯化物中还原萃取分离超铀元素；
（4）电解精炼回收的超铀元素。
3.2嬗变
嬗变是通过中子／质子／光子人工核反应，使次锕系元素(MA)和长寿命裂变产物核素(LLFP)转变成短寿命核素或稳定元素，降低或消除高放废物的长期危害性，并利用嬗变所释放的能量。嬗变可以通过反应堆(热中子堆或快中子堆)、加速器、加速器驱动的次临界装置以及裂变—聚变混合装置等多种途径来实现。
3.2.1 反应堆嬗变
(1)热中子堆嬗变。要使锕系元素嬗变，首先要俘获中子，生成具有高裂变截面的同位素，然后发生裂变反应，所以要求有中子注量率高的反应堆。
常规轻水堆可燃烧钚，但不能嬗变MA。在常规轻水堆中，由于俘获／裂变比大，既使MA量增加，又使低原子量的MA转变为高原子量的MA。
129I和99Tc在轻水堆中可嬗变为稳定同位素130Xe和100Ru，但其中子俘获截面很小，嬗变效率很低。
(2)快堆嬗变。快堆中子谱硬，注量率高，不仅能燃烧Pu，还可嬗变MA，是当前可用于消耗钚和嬗变MA较成熟和现实的技术。快堆有金属燃料快堆和氧化物燃料快堆，金属燃料快堆的嬗变效率比氧化物燃料快堆高。
人们早已使用快堆烧Pu，近年来正在试验用快堆烧MA和99Tc与129I，已取得较好效果。在快堆增殖层加适当的慢化剂，可获得超热中子区，能比轻水堆更有效地嬗变99Tc和129I。
3.2.2加速器嬗变[10]
(1)强流质子加速器嬗变。强流质子加速器产生的强流质子轰击重金属(如W、Pb、U等)，发生散裂反应，产生大量中子。当束流为250mA时，可产生1020中子/ (cm2·S)，可用来嬗变次锕系元素。
(2)强流电子加速器嬗变。90Sr、137Cs的热中子反应截面太低。强流电子加速器引起的韧致辐射，能发出Er≥10MeV的γ射线，可用此γ射线引发(γ，n)反应，诱发光致裂变(γ，f)反应进行嬗变。
3.2.3 用加速器驱动次临界装置(ADS)嬗变
ADS是中能强流质子加速器与次临界反应堆耦合的装置。所以，ADS是利用反应堆和加速器合作来完成嬗变。
ADS主要包括三大部分：（图2）。
(1)驱动器。可用作驱动器的加速器有两类：①直线型中能强流质子加速器，体积庞大(要几百米长)，投资高；②回旋型中能强流质子加速器，体积小，投资较低，但质子能量和束流强度受限制多。
(2)散裂中子源。散裂中子源是中子产生器，可选用铅、钨、铋、钽、铀等重金属作为靶材料。当驱动器发射过来的中能质子束打到这些重核上时，发生散裂反应，一个质子打上去，会产生十几个到几十个中子。
(3)次临界反应堆。把次锕系元素和长寿命裂变产物核素做成适当的燃料元件，装在这个反应堆中进行嬗变，并把产生的能量传输出去利用。
ADS嬗变有许多优点，例如：（1）几乎不产生新的和原子量更重的MA，嬗变效率高；（2）安全性好，加速器关闭，次临界装置就“熄火”，无临界安全问题。ADS嬗变实现难度大，如中能强流质子加速器的建造，加速器、散裂中子源和反应堆的接口，燃料元件的制造等，有许多难关需要攻克。
图2.加速器驱动次临界嬗变示意图
3.2.4 聚变—裂变混合堆嬗变
聚变—裂变混合堆嬗变MA和LLFP还在概念设想阶段。聚变—裂变混合堆的建成还有着长远的路程。
对于嬗变，根据现有的分析和计算，有以下认识：
(1)在轻水堆和快堆中“烧”钚和次锕系元素(MA)是可能的，但轻水堆中嬗变MA，以热中子俘获为主，产生新MA，嬗变效率很低。由于新产生的重MA的高毒性，使多级嬗变很困难。钚在通常压水堆连续循环，238Pu，240Pu，242Pu百分比增加，这些钚的同位素都是中子吸收剂。
(2)裂变产物90Sr，137Cs的嬗变要利用光子、质子等核反应来进行，反应的几率很
低，只有很长辐照时间和很高通量才能取得有意义的结果。
(3)99Tc、129I有适中的中子吸收截面，超热中子嬗变有较好的效率。
(4)快堆嬗变MA的效率比轻水堆高，但MA进入快堆的量有限制(不能超过燃量总量的2.5％)。
(5)ADS嬗变MA几乎不产生新的更重的MA，ADS嬗变能力比快堆高一个数量级，但ADS需要中能强流质子加速器与次临界装置的良好配合，要实现长期稳定、可靠的运行，难度高，耗资大。
(6)嬗变能够减少次锕系元素和长寿命裂变产物核素的数量，但不能完全消灭次锕系元素和长寿命裂变产物核素。嬗变可减少高放废物地质处置的负担，但不能完全免除高放废物的地质处置。
3.2.5 嬗变的国际进展
目前，世界上正在开发研究核嬗变技术一些国家如表3-1所示。
美国洛斯阿拉莫斯国立实验室(LANL)1989年提出的加速器驱动嬗变核废物(ATW)得到DOE支持，有阿贡实验室、布鲁克海纹实验室、西屋公司等参加，国内外广泛合作。ATW计划建一座1.6GeV，125mA直线质子加速器(Pb-Bi靶)，可供注5个焚烧靶室，可同时嬗变电功率10GW压水堆所产生的废物(包括Pu、MA和LLFP)，并提供电功率4200MW。
1999年由法国、意大利和西班牙等国组成的西欧技术工作小组提出了一个ADS 计划，计划建造一座100MW热功率实验堆，计划2015年投入运行。该计划从2001年开始的头12年投资9.8亿欧元，另外，需要投资1.8亿欧元研究ADS燃料。2013年进入第二阶段，建一个原型装置。计划2040年达到工业规模。
中国实验快堆(CEFR)正在中国原子能科学研究院建造，该堆热功率65MW，电功率20MW，最大热中子通量(3.2~3.7)×1015n/ (cm2·S)，将为嬗变研究提供基础条件。此外，正在中国原子能科学研究院建造的中国先进研究堆(CARR)，热功率60MW，最大热中子通量8×1014n/ (cm2·s)，也将为嬗变研究提供条件。我国的ADS嬗变研究列入国家重点基础研究发展规划，正由中国原子能科学研究院和中科院高能物理研究所等单位合作开展物理和技术基础研究。
分离-嬗变的工业运行，存在许多难题需要解决，尚待时日，例如：
(1)嬗变要求的设备条件难度高，耗资大；
(2)分离—嬗变效率不高，需要多次嬗变—分离，才能达到要求；
(3)分离—嬗变过程会产生不少二次废物，并且可能产生很多α废物。
表3-1目前世界上主要嬗变研究工作
四．其他处置技术
4.1 高放废物海床处置
海床处置是将高放废物投送到深海沟、海底沉积岩或沉积岩下的岩床中。这种处置方法仅处于设想阶段。
海底处置是将高放废物容器或乏燃料元件细棒放置在海洋选定区域的厚层粘土沉积物或其下的基岩中。实际上，海底放射性废物处置是一种隔离技术。这种技术利用一组连续的屏障隔绝放射性核素的释出途迳，直到放射性核素衰变为无害的元素或者以安全浓度缓慢向环境释放为止。虽然有诸如固化介质、容器外壳等屏障存在，但基本的屏障还是环境地层和在容器整个封装情况下的外围封闭材料。
海底处置的优点是：废物库与海水之间的水力梯度为0。当废物由基岩释出时，沉积层有滞留的能力；不受海面风暴和渔业工作的影响；可利用大量海水来稀释任何释出的废物。然而，其不足之处是缺少对海洋底板的了解。如果未来的探测技术能证实海洋底板的理论，即稳定的深水区属于地球内地球物理特性最稳定处，则这里有可能达到长期隔离废物的要求。另外，还有运输和准确放置废物的困难、通过海水传递废物释出的危险、通过海洋生物累积放射性核素的可能性，以及国际政治上的未知因素。
4.2 高放废物宇宙处置
宇宙处置是将高放废物送往别的星球或外层空间。其设想是将单独分离出来的锕系和超铀元素废物通过火箭运送出地球，或是进入恒星、太阳或地球的轨道，或是离国家 主要研究活动
国家 主要研究活动 美国 ADS （洛斯阿拉
莫斯，A TW ）快
堆（阿贡实验室，
一体化快堆IFR ）
中国 ADS （中国原子能科学研究院等）快堆（中国原子能科学研究院等） 法国 快堆（CEA ，
EDF ，用凤凰快
堆试验）
俄罗斯 快堆（BN-800） 加速器，ADS 日本 快堆（JNC ），
ADS
瑞士 ADS 瑞典 ADS
开太阳系。并认为前者有运行控制和轨道稳定度不固定的否决因素，然后一种方案，按目前技术可以做到，因此是最佳选择。对那些分离余下的短寿期裂变产物则按一般方法处理。
这种处置的优点是可以从地球上完全消除的废物，因而可以避免自然或人为故障造成可能向环境释出。其最大的困难是要承担国际上的谴责。另外，如果发射发生事故，导致包装件因强烈冲击而解体，则公众将受到难以接受的风险。
4.3高放废物极地冰层处置
冰层处置是将高放废物安置于近极地的厚冰层中，利用放射性衰变热使冰层融化而沉到基岩上。
有人提出可将高放废物安全地处置在格陵兰和南极洲的大面积冰层中。这种方法又称为冰帽法，其优点是：这里距离地球的居民区遥远；废物贮罐借助于本身的热释放融穿冰层而自我埋藏，方法简便。此项设想由于需要在极地极端恶劣的寒冷气候下进行剧毒物品的常规操作，而有明显的实际困难；从地质意义上说，冰帽有极易变化的特点；另外，对在冰帽底下可能供将来废物最后停留的位置的情况知道得很少，有时冰层是会与液态的水层一起流动的；当然，即使移动非常缓慢，冰块也会有力地研磨岩石。
这里处置的高放废物应当是固态的，并应装进可耐久的密封贮罐中。将这种贮罐放在浅的钻孔内任其熔化向下沉到冰层的底部，或在冰层之内的某一特定深度。在贮罐下沉时，融化了的冰又会冻结，于是便把废物封闭在冰层内。也可以在冰层表面上采用贮存装置把废物安全的贮存起来。后一种方法的优点除了位置遥远和隔离大陆外还易于监督。
无论是从道义上或从费用上考虑，都会认为这种方法似乎太不合适。此外，冰帽处置有几个缺点：首先，废物中仍含有需要长期贮存的锕系元素，例如，若239Pu的原始浓度是饮水中允许浓度的106倍，不考虑其不溶性、稀释或吸附，则需要的隔离期为五十万年，到时该冰块可能已不复存在；其次，即使锕系元素能予去除，尚遗留有地域问题是在陆地一冰块界面间的可观发热量(因而增进了冰的融化)，即使废物产生的热量与地热梯度增温值相比，仅占很小部分(1％)，也达到63kW/km2。以美国埋藏已暂存l0a的废物而论，如果把生成的热负荷积累并扩展在南极洲上，到2025年将达到106km2，即预计存在期超过10000年的冰只有该面积的25％。最后，在南极洲的运输和操作条件均是困难而危险的，更何况目前南极区是受国际条约保护的无放射性废物区。
五．各国处置方法比较[13]
尽管国际上倾向于高放废物的地质处置方法,但是是直接进行地质处置还是后处理后进行地质处置,甚至经过后处理并经过嬗变之后再进行地质处置,各个国家的认识不尽相同,如瑞典、美国、加拿大、芬兰、西班牙等拟采用直接处置的方法,法国、英国、俄罗斯、日本等拟采用后处理后再处置的方法,法国、英国、俄罗斯已建有后处理厂,日本计划在2005年建成后处理厂,目前日本、瑞士、比利时、荷兰和德国的部分核燃料送到法国或英国的后处理厂进行处理。
另外,由于铀的国际价格的下降,使得后处理厂在经济上不合算,目前欧洲倾向于放弃后处理采用直接处置的方法。表5-1给出的是这几种方法的详细比较。
表5-1几种方法的比较
关于核废物的地质处置,目前也提出了多种处置形式,相关方面的比较在表5-2给出。
(1)经典的方法,即基于KBS-3的方法,将废物玻璃固化后装入包装容器中,放入地下500m左右的处置库的竖井中,容器周围用高压实膨润土充填。瑞典、加拿大、芬兰拟采用这种处置方法;
(2) VLH方法(Very Long Holes),与KBS-3方法类似,只是建设期与运行期的安全性不易保证。废物被封闭在几条平行的几公里长的平硐中,处置深度400~700 m;
(3) WP-Cave方法,是瑞典提出的方法,其主要问题是无法保证长期安全性。其最大特点是不充分依赖于周围岩石,废物被紧密地封闭在由厚膨润土包围的有限的岩石体积中,利用工程限制地下水进入处置区;
(4) VDH方法(Very Deep Holes),即将高放废物直接处置在地下几千米深度,其具体处置方法有两种:一是俄罗斯准备采用的方法,即通过加压将高放废液直接注入地
下几千米为黏土包围的砂岩中。这种方法的合理性俄罗斯正在研究,他们已经在450 m 的深度上做了大量的注入工作。二是瑞典设计的处置概念,即在几千米的深井中,将废物固化体及其包装间隔放在由膨润土包围的深井中,地下1 500 m之上自上至下分别放置混凝土、沥青及膨润土,1 500 m以下处置废物,这种处置方法其优点很多,但花费太大且深部钻井难度很大。
表5-2几种地质处置方法的比较
六．高放废物处置的发展前景[12]
6.1 高放废物处置的国际现状
如前所述，高放废物安全处置是难度大、耗资多的系统工程。高放废物处置技术的研究开发，在一些先进核工业国家已有二、三十年历史，但步履艰难，进展迟缓。
6.1.1 地质处置的现状及进展
至今，世界上还没有一个国家建成高放废物地质处置库。国际高放废物处置进展迟缓，原因很多，主要因为：（1）乏燃料应该被当作资源还是当作废物有争论；（2）高放废物处置库选址条件高，场址难找；（3）高放废物处置费用大，技术难度高，资源不足；（4）公众对处置安全性的认同和社会／政治阻力。
美国最早筛选出了花岗岩、盐岩、凝灰岩三个候选场址。经过大量地质钻探和评价工作，选定尤卡山(Yucca)凝灰岩场址，原计划1998年建成。实际上，经过非常艰辛的努力，到2002年5月和7月才分别为布什总统和参议院批准计划。从建造到运行，前面的道路还十分坎坷和艰巨。美国预期投资437亿美元建成这个高放废物处置库，在那里处置9000t国防高放废物和8.5万t乏燃料元件。但是，随着尤卡山处置库计划的许可申请的撤销，尤卡山处置库计划正式终止。
德国是世界上另一个高放废物处置研究走在前面的国家。它拟在高莱本(Gorleben)
盐层(840~1200m深度)处置高放废物和低中放废物。花了近二十年时间，打出了两座竖井，八条水平巷道和几百个钻孔，耗资几十亿马克，但现在被否决了。其他许多国家的高放废物地质处置，还处在规划或筛选场址初级阶段。
6.1.2嬗变研究发展及前景
高放废物的处置关系到核能的发展和环境保护，分离与嬗变作为高放废物处置的可能途径之一，在世界上已有近30年的研究发展历史，目前越来越受人们的关注。
前景展望：我国核能利用已经起步，随着国民经济的发展，对能源的需求量将迅速增加，因此，核能的发展势在必行，随之而来的高放废物处置问题也将会日益突出。可见，现在开始进行高放废物的分离嬗变研究，未雨绸缪，对我国的环境保护和核能的进一步发展具有重要意义。
我国在分离与嬗变研究方面已有一定的基础。例如：清华大学核研院在锕系元素的分离方面取得具有国际先进水平的研究成果；中科院等离子体物理所在混合堆嬗变高放废物研究方面具有一定特色，通过国际交流，引起了国外同行关注；我国在加速器研究方面具有国际水平，开展加速器驱动的嬗变系统研究，从技术力量讲，是可行的。
6.1.3 其它方面进展
1.美国WIPP已经建成运行
美国在新墨西哥州的卡尔斯巴德建造了一个超铀废物隔离试验设施（WIPP，Waste Isolation Pilot Plant），1988年建成。选址和建造花费20年时间，建设投资20多亿美元，1999年3月正式投入使用。WIPP属于深地质处理库，处置容量17.6万m3，但它只处理DOE军工超铀废物，所含的主要核素是钚，不处置高放废物。
2.美国尤卡山处置库建设，但年前计划遭终止。
3.芬兰获准建乏燃料处置库
2001年5月，国会批准了场址。在该场址开始建造ONKALO地下实验室，预计2010年完成，计划2012年开始在奥尔基洛托建造高放废物乏燃料处置库。
4. 法国研究长寿命废物处置决策。
6.1.4 高放废物处置国际合作交流
高放废物安全处置是一项艰巨的任务，依靠一个国家的条件和力量是很难完成的。IAEA把它选为支持的重点，鼓励开展合作研究。欧共体国家组织了对花岗岩、
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。
核废物处理与处置期末复习 第一章放射性废物内容与原则 1.放射性废物：含有放射性核素或被放射性核素污染，其放射性核素的浓度或活度大于审管机构确定的清洁解控水平，并且预期不再使用的物质。 2.放射性废物治理的基本方法：分散稀释（废气排放、废液排放）、浓集隔离（沉淀、过滤、吸附、蒸发、固化、埋藏）。 3.放射性废物管理体系图： 4.放射性废物管理模式： 5.放射性废物管理的基本原则：保护人类健康、保护环境、超越国界的保护、保护后代、不给后代造成不适当的负担、纳入国家法律框架、控制放射性废物产生、兼顾放射性废物产生和管理各阶段间的相依性、保证废物管理设施安全。 6.实践：为了某种有益目的，增加照射的人类活动。 7.干预：减少业已存在的照射的人类活动。 8.放射性废物的处理与处置和核设施的退役，涉及职业照射、公众照射、潜在照射、应急照射和持续照射。 9.《电离辐射防护与辐射源安全的基本标准》：实践的正当性、防护与安全最优化、个人剂量与限值、干预的正当性和干预措施最优化。 10.放射性元素的衰变的特点：放射性元素的衰变完全不受外界条件的影响：如温度，压力（真空）、电磁场等物理变放射性化，
或参加各种生物、化学反应，其结果都不能改变放射性元素固有的衰变规律。 不能通过化学、物理或生物方法消除。 只能通过自身衰变或核反应嬗变降低。 第二章放射性废物的分类 1.放射性废物的分类方法： 按废物的物理化学形态：气载废物、液体废物、固体废物。 按放射性水平：低放废物、中放废物、高放废物。 按废物来源：核燃料循环废物、核技术利用废物、退役废物、铀（钍）伴生矿脉废物。 按半衰期：长寿命废物、短寿命废物。 按辐射类型：β/γ放射性废物、α废物。 按处置方式：免管废物、可清洁解控废物、近地表处置废物、地质处置废物。 按毒性：低毒组废物、中毒组废物、高毒组废物、极毒组废物。按释热性：高发热废物、低发热废物、微低热废物。 2.放射源对人体健康和环境的潜在的危害程度分类：由Ⅰ到Ⅴ五类： 极度危险源：放射性同位素热电发生器、辐射装置。 高度危险源：工业β照相源。 危险源：固定工业测量源。 低危险源：骨密度仪、静电消除器源。
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
放射性废物处理与处置 “三废”设施治理工程进展 张存平，杜洪铭 我院已落实的“三废”设施治理专项工程共有6个项目，它们分别是含氚废水空气载带排放站、放射性固体废物回取与整备处理示范设施、放射性排风中心治理工程、163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造。 2006年，工程部按计划完成了主要项目的计划节点。含氚废水空气载带排放站设备安装和交工验收；放射性固体废物回取与整备处理示范设施监理、建安和设备招投标，8月份，199子项基槽开挖，正式揭开了本项目施工建设，年底相继完成了160子项地下放射性管道拆除、放射性污染土清除处理、199子项土建安装、160子项±0.00以下土建施工及预埋件安装；放射性排风中心治理工程建设的监理、建安招投标工作，烟囱基础、室外地下管沟施工，部分非标净化装置及标准设备招投标工作；完成了163号放射性废液暂存库、中放废液输运系统和低放废液管网系统更新改造3个项目的初步设计，并上报中国核工业集团公司，其中，163号放射性废液暂存库的初步设计已于12月批复。 6个项目总投资为18 895.8万元，2006年总支出费用为2 502.4万元，总资金完成率为33.5%。各项目资金支出基本与各项目完成工作量相匹配。 2006年，在院、所领导下，工程部全体人员与各相关单位，齐心协力，努力工作，克服困难，保质保量完成了国防科工委考核目标：含氚废水空气载带排放站完成交工验收；放射性固体废物回取与整备处理示范设施于年底完成了4项考核指标（199子项土建、安装顺利完成，160子项±0.00以下土建施工及预埋件安装，完成到位资金60%）。 反向气相色谱法对模拟高放玻璃固化体的表面化学性能研究 张振涛，甘学英，苑文仪，施和平，王雷 高放玻璃固化体是高放废物深地质处置的核心屏障，它们在地下水浸泡下的蚀变行为是高放废物深地质处置的研究重点之一，因此，表征固体表面物理化学参数十分重要。目前，表征固体表面特征的技术主要是扫描电镜和透射电镜测量技术，这些电镜技术能够直观地给出固体表面的形貌、测量固体表面的晶体尺寸。但电镜测量技术局限性大，它们只能测量固体表面的物理参数，不能给出固体表面的物理化学参数比表面积和分子范围内的表面粗糙度。因此，需要建立新的表面测量技术，以对固体表面的物理化学参数进行系统测量，从而对固体表面性做系统评估。
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