我国高放废物深地质处置战略规划探讨

高水平放射性废物深地质处置法规标准探讨■ 刘立坡 李筱珍 吴 潜 靳立强 刘富贵（核工业标准化研究所）摘 要：基于我国高水平放射性废物深地质处置处于概念设计、选址和场址评价、安全评价、地下实验室建设阶段，需要相关的法规标准发挥引领和支撑作用，本文阐述了我国高水平放射性废物深地质处置法规标准的现状，对高水平放射性废物深地质处置法规标准存在的问题进行分析，重点提出了我国高水平放射性废物深地质处置法规标准建设的意见和建议。

关键词：高水平放射性废物，处置，法规，标准DOI编码：10.3969/j.issn.1002-5944.2021.18.010Discussion on Regulations and Standards for Deep Geological Disposal ofHigh-Level Radioactive WasteLIU Li-po LI Xiao-zhen WU Qian JIN Li-qiang LIU Fu-gui(Institute for Standardization of Nuclear Industry)Abstract: The deep geological disposal of high-level radioactive waste in China is still in the stage of conceptual design, site selection and evaluation, safety evaluation and underground laboratory construction, which needs the guidance and support of relevant regulations and standards. This paper described the status quo of regulations and standards for the deep geological disposal of high-level radioactive waste in China, analyzed existing problems, the and proposed comments and suggestions for the development of regulations and standards for the deep geological disposal of high-level radioactive waste in China.Keywords: high-level radioactive waste, disposal, regulations, standards学术研讨国际辐射防护委员会（ICRP）、国际原子能机构（IAEA）等国际组织针对高水平放射性废物（以下简称高放废物）深地质处置的安全要求和监管提出并发布了一系列安全标准和技术文件。

与会专家围绕高放废物地质处置的主题，特别是如何进一步加大加快我国高放废物地质处置的研究工作发表了许多见解，形成重要共识：
1、高放废物处置是一个事关核事业可持续发展的重大高科技系统工程，关系到国家长期的环境和生态安全，需要法律法规保障，需要政府主导和国家层面上的宏观规划，需要有实施项目计划的执行单位，需要高强度的经费支撑，更需要有坚实的科学、技术和工程基础。
李焯芬院士在题为“高放废物地质处置中的关键工程科学问题”的主题总评述报告中深入讨论了建造高放废物地质处置库需考虑的各种工程因素。他将处置库工程分为可行性研究、选址、工程设计、施工、运行监测与核实及安全与环境评价等阶段，认为可行性研究、选址与安全及环境评价应同步进行，并提出了选址阶段、施工阶段及运行阶段需要解决的关键工程技术问题及解决方案。
多场耦合问题。鲜学福认为，高放废物地质处置的研究应区分为近场和远场来分析，多场耦合主要表现在近场。钱七虎认为，高放废物地质处置中的多场耦合应考虑空间条件来适度简化，工程扰动、温度的影响在一定范围内存在，远场可能主要是原状地质条件下的问题。李国敏认为THMC要进行简化，要结合工程实际进行模拟。蔡美峰教授认为处置库的“多场”中，应力场是个动态应力场，其中构造应力场很重要；在处置深度上应存在一个优化的问题。
4、针对目前我国高放废物地质处置的研究现状，为集中目标，突出重点，高效使用有限经费，亟待结合中国高放废物的类型、中国场址的地质特征，尽快完成高放废物处置的顶层设计和我国高放废物处置的概念设计，以便使各学科的研究和各单位的研究有一个“公共平台”，有一个讨论问题的共同基础。目前，可初步提出这一“公共平台”的要素为：以多重屏障为基本设计、以高放废物玻璃固化体为源项、以碳钢为废物罐材料、以内蒙古高庙子钠基膨润土为参考缓冲材料、以甘肃北山为参考场址、以花岗岩为主岩、处置库深度为500-1000米，位于饱和带中。

核 能 先进 国家 在 高 放 废 物 地 质 处 置 法 规 体 系 建 设方 面 的经 验 基 础 上 ，从 法 律 法 规 、部 门规 章 和标 准 导
则 等 ３个 层 次 ，分 类 理 出我 国在 高 放 废 物 地质 处 置 领 域 法 规 标 准 体 系 的建 设 现 状 和 存 在 问题 。并 提 出 了解 决 上 述 问题 的若 干 思 路 ，为 管 理 部 门 决策 提供 相 关 参 考 。 ［ 关 键 词 ］ 高放 废 物 地 质 处 置 ；法 律 和 法 规 ；部 门规 章 ；导 则 和 标 准 ［ 中 图分 类号 ］Ｔ Ｌ ９ ４ ２ ［ 文 献 标 志 码 ］Ａ ［ 文章 编 号 ］１ ６ ７ ２ — ０ ６ ３ ６ （ ２ ０ １ ４ ） ０ ４ — ０ ６ ０ １ — ０ ６
Ｘ Ｕ Ｊ ｉ ａ ｎ ，Ｘ Ｉ Ｏ ＮＧ Ｘ ｉ ａ ｎ ｘ ｉ ａ ｎ ｇ ，Ｌ Ｅ Ｉ Ｑ ｉ ｆ ｅ ｎ ｇ ，ＷＵ Ｙ ｉ ｂ ｏ
（ Ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ Ｓ ｕ ｐ ｐ ｏ ｒ ｔ Ｃ ｅ ｎ ｔ ｅ ｒ ｏ ｆ Ｃ Ａ Ｅ Ａ，Ｂ ｅ ｉ ｊ ｉ ｎ ｇ １ ０ ０ ０ ３ ７ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ） Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： ＨＬ Ｗ ｄ ｉ ｓ ｐ ｏ ｓ ａ ｌ ｉ ｓ ａ ｃ ｏ ｍｐ ｌ ｉ ｃ ａ ｔ ｅ ｄ ｐ ｒ ｏ ｊ ｅ ｃ ｔ ｗ ｉ ｔ ｈ ｔ ｈ ｅ ｆ ｅ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｓ ｏ ｆ ｈ ｉ ｇ ｈ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｒ ｅ ｑ ｕ ｉ ｒ ｅ ｍ ｅ ｎ ｔ ，ｈ ａ ｒ ｄ
我 国高放废 物地质处 置法规 体 系的若干 问题 探讨
徐 健 ， 熊先 祥 ， 雷奇峰 ，武 以博

是深部地质处置 ， 即把高放废物埋在距离地表深约 ５０— ０ ０ １ ０ｍ的地质体 中， ０ 使之永久与人类 的生存 环境隔离。埋葬高放废物的地下工程即称为“ 高放 废物处置库” 。高放废物处置库采用 的是“ 多重屏 障系统 ” 计 思 路 ， 把 废 物 （ 燃 料 或 玻 璃 固 化 设 即 乏 块） 贮存在废物罐中、 外面包裹缓冲材料 ， 向外为 再 围岩（ 花岗岩 、 凝灰岩 、 岩盐等） 。一般把废物体、 废 物罐和缓冲回填材料称为“ 工程屏障” 把周 围的地 ， 质 体称 为 “ 然屏 障 ” 天 。根 据地 质 条件 的不 同 ， 国 各 选 择 了不 同岩性 作 为天 然 屏 障 ， 瑞 典 、 兰 、 拿 如 芬 加 大、 韩国、 印度选择花 岗岩作为处置库 的天然屏 障；
３ ）燃 料 循 环 技 术 路 线 。英 国 、 国 、 国 、 法 德 日
本、 俄罗斯和印度等 国采取对乏燃料进行后处理、 玻
璃 固化 、 暂存 和 最终 处 置 的技 术 路 线 。 而加 拿 大 、 瑞
置库 中的废物毒性大 ， 半衰期长 ， 因而要求处置库的 安全评价期限至少要达 到 １ ０ ａ 这一要求是 目 ×１ ，
学工作 ， Ｅ—ｍａ ： ｄ ａｔ＠ ｐ ｂｉ．ｔ． ｅ．ｌ ｉｒ ｗｓ ｌａ ｅ ｕ ｌ ｂａ ｎｔｅ ｃ ｌ
５ 中 国 工程 科 学 ８
维普资讯
土岩 ； 国原 定选 在 岩盐 之 中 ， 后来 决定 重 新启 动 德 但 选址 程序 ， 今 未 确 定处 置 库 围 岩类 型 。考 虑 到 处 至
前任 何 工程 所 没 有 的 。 因而 ， 处置 库 的选 址 、 计 、 设 建造 、 能评 价 就极 为 复杂 。 性 开 发处 置库 是 一 个 长 期 的系 统 化 的过 程 ， 般 一 需 要经 过基 础研 究 ， 处置 库 选址 场址 评 价 ， 地下 实验

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
Ｂ ｉｎ ｅｅｒｈＩｓ ｔｔ ｏ ｒｎｕ Ｇ ｏｏｙ ｅ ｉｇ１ ０ ２ ，Ｃ ｉａ ｅ ｉｇＲ ｓａｃ ｔｕｅ ｆ ａ ｉｍ ｅ ｌ ，Ｂ ｉｎ ０ ０ ９ ｈｎ ； ｊ ｎｉ Ｕ ｇ ｊ
２ Ｃ ｉａＮ ｔ ｎ ｌ ｕ ｌａ ｏ ｏａｉｎ ｅ ｉｇ１ ０ ２ ，Ｃ ｉａ ． ｈｎ ａ ｏ ａ Ｎ ｃ ｒＣ ｐ ｒｔ ，Ｂ ｉｎ ０ ８ ２ ｈｎ ） ｉ ｅ ｏ ｊ
Ａｂ ｔａ ｔ ｈ ｏ ａ ｉ ｎ ｏ ｅ ｈ ｉａ ｉｅ ｓ ｈ ｓ ｂ ｅ ０ ｒｈ ｎ ｉｅｙ ｍａ ｅ ｉ ｉ ｓ ｌｃｉｎ ｆ ｓｒ ｃ：Ｔ ｅ ｃ ｍｐ ｒ ｏ ｆ ｔｃ ｎ ｃ ｌ ｄ ａ ａ ｅ ｎ ｃ ｍｐ ｅ ｅ ｓ ｌ ｄ ｎ ｓｔ ｅｅ ｔ ｏ ｓ Ｖ ｅ ｏ
［ 要 ］ 综 合 对 比瑞 典 、加 拿 大 、芬 兰 和 美 国等 国 高放 废 物 地 质 处 置 库 场 址 筛 选 技 术 思路 ，分 析 摘
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ｉｅ ． ｈ ａ ｉ ｆｃ ｍｐ ｅ ｅ ｓｖ ｅ ｅ ｒ ｈ， ｔｃ ｎ ｃ ｌｉ ｅ ｓ ｏ ｉ ｅ ｅ ｔ ｎ ｏ ｅ ｌ ｇ ｃ ｌ ｒ ｕ ｒｚ ｄ Ｏｎ ｔ ｅ ｂ ｓｓ ｏ ｏ ｒ ｈ ｎ ｉｅ ｒ ｓ ａ ｃ ｅ ｈ ｉ ａ ｄ ａ ｆｓｔ ｓ ｌ ｃ ｉ ｆｇ ｏ ｏ ｉａ ｅ ｏ

累积了大量高放废物尚未得到地质处置ꎮ 基于国内外相关研究的分析与探讨ꎬ深入研究论述了高放废物地质
处置的若干关键科学问题ꎬ综述了高放废物地质处置库进展及其安全性能评价的特性ꎬ旨在为高放废物地质
处置安全评价研究的进一步发展提供建议与参考ꎮ
关键词 安全评价 高放废物 地质处置
Ｓｔｕｄｙ ｏｎ ｔｈｅ Ｐｒｏｇｒｅｓｓ ａｎｄ Ｓａｆｅｔｙ Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ ｏｆ ｔｈｅ Ｇｅｏｌｏｇｉｃａｌ Ｄｉｓｐｏｓａｌ ｏｆ Ｈｉｇｈ
４００ 多座ꎬ每年预计将产生 １ 万多吨的重金属乏燃
料ꎬ只有不足 １ / ３ 的乏燃料接受了循环处理ꎬ其余的
则会放置在中间储存设施中
的乏燃料约有 ２０ 万 ｔＨＭꎮ
[１－４]
ꎮ 目前全世界储存
我国是全球第三大核电生产国ꎬ核电在建规模
世界第一ꎮ 按照目前的发展情况ꎬ 预计到 ２０２０ 年
热率( 如９０ Ｓｒ 和１３７ Ｃｓ) ꎮ 此外ꎬ高放废物会因自身的
包装容器、围岩扰动带、处置围岩、区域环境等多个
围岩内核素随地下水迁移这块ꎬ做出详细的安全评
价报告ꎮ
２. ２ 安全评价基本步骤
子系统ꎬ同时各个系统之间还有耦合作用ꎮ 如果分
对于准备建造的处置库ꎬ其安全评价必不可少ꎬ
别对其中的子系统实施安全特性研究和场址建模
其内容主要涉及多种不同环境下的安全评价和危害
ｏｆ ｔｈｅ ＨＬＷｓ. Ｉｎ ａｄｄｉｔｉｏｎꎬ ｉｔ ｗａｓ ｐｏｉｎｔｅｄ ｏｕｔ ｔｈｅ ｒｅｓｅａｒｃｈ ｄｉｒｅｃｔｉｏｎ ａｎｄ ｔｈｅ ｕｒｇｅｎｃｙ ｏｆ ｓａｆｅｔｙ ｅｖａｌｕａｔｉｏｎ ｉｎ ｔｈｅ ｎｅｘｔ
ｓｔｅｐ ｏｆ ｔｈｅ ｇｅｏｌｏｇｉｃａｌ ｄｉｓｐｏｓａｌ ｏｆ ｔｈｅ ＨＬＷｓ ｉｎ Ｃｈｉｎａ.

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。

国内外高放废物地质处置的介绍及国内进展摘要：本文介绍了高放废物的类别、国内外高放废物地质处置的概念、及其主要技术问题的研究。

最后，简要介绍了国内在高放废物地质处置方面的规划、选址、进展情况。

关键词：高放废物；地质处置1引言核科学技术在给人类社会带来巨大能源的同时也产生了大量的放射性废物，核废物的安全处理与最终处置在很大程度上影响着核能产业的未来和生命力。

按照放射性水平的不同，核废物通常可分为高放废物（HLW）、中放废物（ILW）和低放废物（LLW），其中尤以高放废物的处理与处置最为困难。

按照美国核管会（NRC）1981年的定义，核电站高放废物主要包括下列两类：核电站卸出的不经处理的乏燃料高放废液的固化体在这两类高放废物中，其主要核素有锶、铯、钚、镅、镎等超铀元素。

由于这些超铀元素的半衰期长、放射性毒性大、放射性水平高、发热量大，需要把它们同人类生存环境长期、可靠地隔离。

世界上十多个国家对高放废物处置曾提出过多种方案，如太空处置、海洋处置、冰层处置及地质处置等等，多年来，通过分析和对比，许多发达国家对高放废物地质处置的安全性和现实性达成共识，我国也于2003年颁布了《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，这使得高放废物地质处置成为开发时间最长，也是目前最有希望投入应用的处置方案[1]。

本文将主要介绍国内外高放废物地质处置的理念和关键技术问题的研究开发进展，以及我国在这方面的规划、选址、进展情况。

2.高放废物地质处置的基本概念和基本方法2.1、高放废物地质处置的基本概念高放废物地质处置是一项将放射性核素包容、阻滞为核心内容，并设多重屏障为主要手段的复杂系统工程，它主要利用土壤、岩石等地质材料，采用地质手段及一整套设施将高放废物封闭在一个有限的地质空间内，在存贮数百年乃至上千年的时间段里，与人类生存环境长期或永久的隔离，不再取回。

目前国内外最为广泛且易接受的高放废物地质处置概念是三重屏障系统[2]，即高放废物存储容器、人工回填材料层[3]和天然屏障。

我国高放废物地质处置法规体系的若干问题探讨徐健;熊先祥;雷奇峰;武以博【摘要】高放废物处置安全要求高、技术难度大、研发周期长、公众敏感性强,其研究开发、工程实施、长期管理等不单纯是技术问题,更多的关系到社会和经济,乃至政治.结合核设施退役与放射性废物治理专项项目“我国高放废物地质处置法规标准体系研究”,全面调研了国内高放废物地质处置法规体系建设方面近年来的进展,对核工业行业涉及的主要政府部门所颁布的各类有关高放废物地质处置的政策文件进行了认真研究和分析;结合我国实际情况和工作进展,在总结经验和对比世界核能先进国家在高放废物地质处置法规体系建设方面的经验基础上,从法律法规、部门规章和标准导则等3个层次,分类理出我国在高放废物地质处置领域法规标准体系的建设现状和存在问题,并提出了解决上述问题的若干思路,为管理部门决策提供相关参考.【期刊名称】《世界核地质科学》【年(卷),期】2014(031)004【总页数】6页(P601-606)【关键词】高放废物地质处置;法律和法规;部门规章;导则和标准【作者】徐健;熊先祥;雷奇峰;武以博【作者单位】国防科工局核技术支持中心,北京100037;国防科工局核技术支持中心,北京100037;国防科工局核技术支持中心,北京100037;国防科工局核技术支持中心,北京100037【正文语种】中文【中图分类】TL942以核设施退役与放射性废物治理专项项目,“我国高放废物地质处置法规标准体系研究”为依托，全面调研了我国在高放废物地质处置领域的法规标准体系建设方面已有的政策文件，分析了我国现有的高放废物地质处置法规与标准体系框架，对比国外先进核能国家的经验，提出了我国高放废物地质处置法规标准体系建设的思路。

1 主要研究内容1）调研我国在高放废物地质处置法规、标准体系建设方面的国家立法、标准体系建设方面的现状和进展。

2）就上述调研结果进行全面分析。

3）对比世界核能先进国家在该领域的工作思路和具体做法。

f. 通过现场试验,验证修改安全评价模型;
g. 为处置库安全评价、环境影响评价提供必不可少 的各种现场数据; h. 进行示范处置,为未来实施真正的处置作业提供 经验;
i. 培训技术和管理人员;
j. 提高公众对高放废物处置安全性能的信心,解决高 放废物处置的一些社会学难题。
六、工程屏障
处置库的地下设施、废物容器和回填材料称为工 程屏障。 功能和要求 (1)使大部分裂变产物在衰变到较低水平的相当长 的时期（1000年左右）能够得到有效包容； (2)防止地下水接近废物，减少核素的衰变热对周 围岩石的影响，防止和减缓玻璃固化体、岩石和 地下水的相互作用； (3)尽可能延缓和推迟有害核素随地下水向周围岩 体迁移。
三、高放废物深地质处置特点
⑧工程的可逆性上,基于对处置库的不确定性、未来 技术进步后废物的可利用性和更先进处置方案可能 性考虑,处置库一般要求设计成可逆转和可回取； ⑨工程数量上,一般一个国家首先考虑建造1个全国 性的处置库工程数量少,工程积累的经验和借鉴的可 能性相对也少,工程具有探索性； ⑩场址与围岩选择和工程布局上,与采矿工程受矿体 分布控制和隧道工程受线路控制不同,作为全国唯一 的高放废物地质处置库,在场址与围岩选择上有较大 的候选空间,工程布局上可充分考虑地质条件。
三、高放废物深地质处置特点
⑤设计要求和评价目标上,不仅要评价处置库的区域 稳定性和围岩的力学稳定性,更重要的是还要保证废 物体内的有害核素在其有害的年限内不迁移到生物 圈而危害人类生态环境,因此,化学场和核素迁移规 律的研究具有特别重要的意义； ⑥研究的空间范围上, 其评价的空间范围不仅限于 受机械扰动的围岩,还要包括从处置库到核素释放到 生物圈的整个地质体； ⑦社会影响上,由于核问题的敏感性和公众的反核情 绪,高放废物地质处置库不仅是一项纯技术性的地下 工程,而且还是一项政治和社会关注的工程；

第38卷第4期原子能科学技术Vol.38,No.4　2004年7月Atomic Energy Science and Technology J uly2004我国高放废物地质处置研究王　驹,陈伟明,苏　锐,范洪海(核工业北京地质研究院,北京　100029)摘要: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一特定场址地下实验室一处置库“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,处置库为竖井一坑道型,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。

关键词:中国;高放废物;地质处置;地下实验室;场址评价中图分类号:TL942 文献标识码:A 文章编号:100026931(2004)0420339204Studies on G eological Disposal of High-level W aste in ChinaWAN G J u,CHEN Wei-ming,SU Rui,FAN Hong-hai(Beijing Research Institute of U ranium Geology,Beijing100029,China)Abstract:　China has proposed a preliminary R&D program for the deep geological dis-posal of high-level waste.The development strategy for high-level waste repository in-eludes 3stages:siting and site characterization,underground research laboratory for a site-specif2 ic,and repository.It is expected that a national geological repository will be built and put in2 to operation between20302040.The deep geological disposal method will be used.The dis2 posed waste will be vitrified high level waste,transuranie wasteand some s pent fuel from CANDU reactors.The repository concept is shaft-tunnel-silo located in a saturated zone in granite.Because of rare inhabitants,stable crust,and a good geological and hydro-geo2 logical condition,the Beishan area,a G obi desert in G ansu province,is considered as the most potential candidate area for China’s geological repository.Bentonite is selected as a sort of backfill for the repository.With in-situ tests,a great number of deep geological data have been obtained.In laboratory,some data of the adsorption and diffusion,related with radioactive-nuclides’migration in granite and bentonite,have also been obtained;some de2 vices have been established to simulate the temperature,pressure,and redox condition of the收稿日期:2003-07-28;修回日期:2003-12-03基金项目:IAEA资助项目(CPR/9/026)作者简介:王　驹(1964-),男,江西遂川人,研究员,博士,放射性废物地质处置专业real repository.Studies on siting evaluation ,geochemical behavior of radioactive nuclides ,buffer material ,and environment impact assessment have also been conducted.Some cooper 2ations with In -ternational Atomic Energy Agency have been very successful.K ey w ords :China ;high -level waste ;geological disposal ;underground research labora -to 2ry ;sitecharacterization 043原子能科学技术 第38卷143第4期 王　驹等:我国高放废物地质处置研究243原子能科学技术 第38卷。

第39卷第4期2022年12月World Nuclear Geoscience世界核地质科学Vol.39No.4Dec .2022高放废物地质处置安全要求及评价模式探讨凌辉（核工业北京地质研究院国家原子能机构高放废物地质处置创新中心，北京100029）［摘要］安全评价是对高放废物地质处置设施提供安全功能并满足法规、标准要求的系统分析与评价，是建立处置安全信心的关键。

高放废物地质处置的时间尺度一般在万年以上，安全评价的核心在于论证处置设施是否安全这一结论的可靠性及坚稳性，其安全要求和评价模式有别于核电站等常规核设施。

针对高放废物地质处置安全评价的核心关注点进行了概述，主要涵盖安全功能、包容和隔离要求、评价时间尺度和评价指标等安全要求，以及处置系统描述、FEPs 分析、核素释放与迁移情景开发、核素迁移模式构建、计算与不确定性分析等安全评价模式。

鉴于地下实验室在高放废物地质处置研发中的重要作用，就如何发挥好处置概念对确立安全要求的引导作用，以及以FEPs 筛选和情景开发为基础进行安全评价模式构建进行了论述。

借此，希望能加深相关方对高放废物地质处置安全评价的理解，强化北山地下实验室研究对安全要求及评价模式重要性的认识，为高放废物地质处置的稳定发展提供支撑。

［关键词］高水平放射性废物；地质处置；安全评价；地下实验室［文章编号］1672-0636（2022）04-0712-09［中图分类号］TL942+211［文献标志码］ADiscussion on Safety Requirements and Assessment Methods ofGeological Disposal for High-level Radioactive WasteLING Hui(CAEA Innovation Center for Geological Disposal of High-Level Radioactive Waste ，Beijing Research Institute of UraniumGeology,Beijing 100029，China)Abstract:Safety assessment is a systematic analysis of geological disposal facilities for high-level radioactive waste that provide safety functions and meet the requirements of regulations and standards.Safety assessment is critical to build confidence in safety of geological disposal of radioactive waste.The core of safety assessment on the scale of 10000years is to prove the reliability and stability of the conclusion that geological disposal for high-level radioactive waste issafe,so the safety requirements and assessment methods are different from those of nuclear powerplants and other conventional nuclear facilities.This paper discussed the core aspects of safety requirements and the methods for safety assessment of geological disposal for high-level radioactive waste.The safety requirements include multiple safety functions,containment andDOI:10.3969/j.issn.1672-0636.2022.04.008［基金项目］国防科工局核设施退役与放射性废物治理专项（编号：科工二司［2018］1045号；科工二司［2020］194号）资助。

核电论坛Nuclear Power Forum 论我国高放废物地质处置地下实验室发展战略王驹，苏锐，陈亮，宗自华(核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，北京100029)I摘要：地下实验室建设项目是我国“十三五规划”的童点项目，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）有代表性的衰石之中、位于500 m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e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。

关键词：高放废物；地质处置；地下实验室；特定场区地下实验室；发展战略中图分类号：TL942 文献标志码：A 文章编号：1674-1617 (2018) 01-0109-07DOI：10. 12058/gghd. 2018. 01. 109The Development Strategy of the Underground Research Laboratory for Geological Disposal of High Level Radioactive Waste in China WANG Ju，S U R u i，CHEN Liang，ZONGZi-hua(Key Laboratory for Geological Disposal of High Level Radioactive Waste, Beijing Research Institute of Uranium Geology, China National Nuclear Corporation, Beijing 100029，China)I Abstract：The construction of an underground research laboratory (URL) has been identified as a key nationalproject in the 13th Five-year National Economic and Social Development Plan. This paper proposes a strategy for the development of the URL for geological disposal of high level radioactive waste in China, i. e. to develop an area-specific URL. The overall concept of China’s first URL is considered as an internationally advanced underground research facility and platform, which is built at a depth about 500 m, in a representative rock mass，in a specific area (within the preferred preselected region for repository of high level radioactive waste) 9 with full functions and expandable functions, and with specific purposes for R&D and site characterization for geological disposal of high level radioactive waste. The 6fundamental functions of the URL are proposed：(1) to characterize the deep underground environment of the site; (2) to conduct full scale engineering tests；(3) to develop technologies and equipment for construction，operation, backfilling and sealing of geological repositories, and to optimize concept design and engineering plans；(4) to provide various in-situ data for safety assessment and environmental impact assessment of geological repository；(5) to provide opportunities for the visit of public, to facilitate the public to understand the safety functions of geological repository, and to 收稿日期：2017-12-15作者简介：3£驹（19f4一），男，江西遂川人，研究员级商级工程师，博士，博士生导师，长期从事高放废物地质处置技术研究6现任中核高放废物地质处置评价技术重点实验室主任，兼国际放射性废物技术委员会委员、国际耑石力学学会放射性废物处黌季员会的主席、中国岩石力学与工程学会废物地下处置委员主任、环保部核安全与环境专家委员会委员等学术职务《109中国核电第11卷2018年3月iA R POWERenhance the public confidence in the safe disposal of high level radioactive waste; (6) to provide test tunnels and platform for international collaboration. This paper also introduced the latest progress of the U R L project in China, indicating that the Xinchang site, located in Beishan region of northwestern China’s Gansu province, has been selected as the site for China’s I s' U R L, while the concept design for the U R L has been proposed.Key words：high level radioactive w aste?geological disposal；underground research laboratory；area-specific underground research laboratory? development strategyCLC number：TL942 Article character：A Article ID：1674-1617 (2018) 01-0109-07随着我国核x业的迅速发展，高放废物安全处寳已经成为影响核能可持续发展、环境保护和子孙后代福祉的战略性课题D=…从1985年开 始•我国有关科研机构和企业在该领域开展了大量科研工作，取得了显著的科研成果[〜。

高放废物具有放射性强、毒性大、半衰期长等特点，其安全处置是关系到核能可持续发展、环境保护和子孙后代福祉的重大问题，地质处置是国际上公认的安全可靠、切实可行的处置方式[1]。

2003年发布实施的《中华人民共和国放射性污染防治法》明确规定高放废物实行集中的深地质处置。

2006年，国防科工委、科技部和国家环保总局共同发布的《高放废物地质处置研究开发规划指南》[2]明确了处置库研究开发及工程建设的三个重要阶段。

我国于1985年开始开展高放废物处置库的选址工作，研究确定甘肃北山(花岗岩岩体)为适宜最终处置高放废物的地区。

我国对黏土岩地质高放废物处置库的研究尚处于初步调研阶段，目前尚没有筛选出可作为高放废物地质处置库合适的预选场址。

我国提出了在2020年建成首座高放废物处置地下实验室和2050年建成首座处置库的规划目标。

但我国现阶段的处置工程相关技术和安全全过程系统分析研究相对滞后，已不能满足计划中的地下实验室处置工艺试验研究的进度要求。

本文基于对国外地质处置技术先进国家地质处置工艺方案的深入研究，根据我国深地质处置废物源项情况和我国高放废物地质处置库预选场址的具体条件，提出我国高放废物深地质处置方案，为我国高放废物深地质处置提供参考和建议。

01废物源项根据我国法律规定和目前产生的废物现状，将我国需要进行深地质处置的对象设想如下[2]：1)压水堆乏燃料。

根据国家核电发展规划以及预计的后处理能力，压水堆乏燃料将有很大一部分需要直接处置。

另外还有环铀氧化物混合(MOX)燃料和田湾核电站的水-水高能反应堆(VVER堆型)产生的乏燃料。

2)高放玻璃固化体。

通过玻璃固化技术将乏燃料后处理过程中产生的高放废液转化成高放玻璃固化体，它们在地表暂存一段时间后(约40～50 a)，也将运往处置库进行深地质处置。

3)高放固体废物。

经过整备后进入地质处置库进行最终处置。

4)重水堆乏燃料。

现贮存在水池中的秦山三期坎杜型重水堆的乏燃料，还没有后处理的计划，初步考虑将暂存的重水堆乏燃料直接进行深地质处置。

2、分类处置原则。 高放废物和超铀废物，应在地 下深处合适的地质体中建库处置。全国的高放废物 应集中处置。
中、低放废物可采用浅埋的方式或在岩洞中进 行处置。中、低放废物应采取区域处置方针，即根 据废物的来源和数量，在考虑经济和社会因素的条 件下设置若干处置场，使中、低放废物得到相对集 中的处置。
放射性废物安全处置原则
④作用因素上,处置库不仅要经历开挖和运营期间的 力学扰动,更重要的是还将长时间受放射性辐射和衰 变热的作用以及地球内营力的作用；
三、高放废物深地质处置特点
⑤设计要求和评价目标上,不仅要评价处置库的区域 稳定性和围岩的力学稳定性,更重要的是还要保证废 物体内的有害核素在其有害的年限内不迁移到生物 圈而危害人类生态环境,因此,化学场和核素迁移规 律的研究具有特别重要的意义；
二、高放废物深地质处置基本概念
把高放废物埋在距离地表500－1000m的地质体 中，使之永久与人类的生存环境隔离，埋藏高 放废物的地下工程即称为高放废物处置库。
高放废物深地质处置库一般采用“多重屏障 系统”设计，即把废物（乏燃料或玻璃固化 块）储藏在废物罐中、外面包裹缓冲材料， 再向外为围岩（花岗岩、凝灰岩、盐岩等）。 通常把地下设施、废物容器和回填材料称为 工程屏障，把周围的地质体称为天然屏障。
–凝灰岩下面是沉积碳酸岩 •贮存库层位于“未饱和区”， 大约地表以下300米，地下水位 以上300-500米 •尤卡山下的饱和区有两个主要 含水层，一个在凝灰岩里，一个
在碳酸岩里。
美国尤卡山高放废物地质处置库
地下处置库主要由斜井和水平巷道组成,废物由暂存 地运至地面处理设施,经处理后通过斜井运送至地下 处置库；废物放置于水平巷道中并用平板架托起。
主要岩石力学问题
1. 处置库主岩的基本力学特性研究，包括：抗拉强 度、抗压强度、抗剪强度、泊松比、弹性模量、 剪切模量、体积模量、孔隙度、渗透率等基本参 数的试验研究。

国防科工委、科技部、环保总局关于印发高放废物地质处置研究开发规划指南的通知【法规类别】环保综合规定【发文字号】科工二司[2006]145号【发布部门】国防科学技术工业委员会(已撤销)科学技术部国家环境保护总局(已撤销) 【发布日期】2006.02.14【实施日期】2006.02.14【时效性】现行有效【效力级别】XE0303国防科工委、科技部、环保总局关于印发高放废物地质处置研究开发规划指南的通知(科工二司[2006]145号)各有关单位：为进一步推动我国高放废物地质处置研究工作，全面、系统、科学和协调地部署研究开发工作，在综合分析我国高放废物地质处置研究面临的形势和存在的问题的基础上，经过广泛征求意见，编制完成了《高放废物地质处置研究开发规划指南》（以下简称《指南》），现予发布。

该《指南》提出了我国高放废物地质处置研究开发的总体思路发展目标，研究开发规划纲要及“十一五”期间的主要任务等。

请各单位围绕《指南》确定的总体思路和发展目标以及“十一五”期间的主要任务和研究内容，结合本单位实际情况，开展相关研究工作。

国防科工委科技部环保总局二00六年二月十四日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、需求分析二、国内外发展概况2.1 国外高放废物地质处置概况2.2 国内研究与开发现状三、总体思路四、发展目标五、研究开发规划纲要5.1 试验室研究与场址选择阶段（2006－2020年）5.2 地下现场试验阶段（2021－2040）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）六、“十一五”期间的主要任务与研究内容6.1 “十一五” 期间的主要任务6.2 “十一五” 期间主要研究内容七、政策与措施7.1 加强研发资源配置7.2 加强科技管理体制和机制建设7.3 加强部门合作7.4 加强国际合作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。

第23卷 第5期岩石力学与工程学报 23(5)：831～8382004年3月 Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering March ，20042002年5月8日收到初稿，2002年7月2日收到修改稿。

作者 罗嗣海 简介：男，38岁，1985年毕业于东华理工学院水文地质专业，2000年于浙江大学获岩土工程专业博士学位，现任教授，主要从事岩土工程方面的教学与研究工作。

Email ：drsoil@ 。

高放废物深地质处置及其研究概况罗嗣海1，2钱七虎1周文斌2 李金轩2 易萍华2(1解放军理工大学工程兵工程学院人防工程系 南京 210007) ( 2东华理工学院岩土工程研究所 抚州 344000)摘要 简要介绍了高放废物深地质处置的概念及其关键技术问题、高放废物工程屏障及其研究概况、高放废物处置库的选址因素及选址过程、处置库的主要岩石力学问题与候选主岩、地下实验室核素迁移示踪研究概况，最后，简要介绍了美、法、俄、韩、中等国在高放废物处置方面的研究计划与进展。

关键词 高放废物，深地质处置，工程屏障，岩石力学，地下实验室分类号 X 771 文献标识码 A 文章编号 1000-6915(2004)05-0831-08DEEP GEOLOGICAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL NUCLEAR WASTE AND ITS RESEARCH OUTLINESLuo Sihai1，2，Qian Qihu 1，Zhou Wenbin 2，Li Jinxuan 2，Yi Pinghua 2(1Department of Civil Defence Engineering ，Engineering Institute ，PLA University of Science and T echnology ， Nanjing 210007 China )(2 Division of Geotechnical Engineering ，East China Institute of Technology ， Fuzhou 344000 China )Abstract Some aspects related to deep geological disposal of high-level nuclear waste and their research are outlined ，including basic concept and key technical issues of deep geological disposal ，engineering barrier ，site location factors and selection processes. The rock mechanics issues and choice for host rock masses ，and nuclide tracer testing are reviewed. The research plan and progress in USA ，France ，Russia ，Korea and China are introduced briefly.Key words high-level nuclear waste ，deep geological disposal ，engineering barrier ，rock mechanics ，underground experiment laboratory1 引 言核工业带来了各种形式的核废物。