下载文档原格式
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。
高放废物处置库预选场址包气带土壤渗透性研究李杰彪;苏锐;周志超;郭永海;季瑞利;张明【摘要】在高放废物地质处置库选址和性能评价过程中,水文地质条件是其中最要的因素之一,而包气带土壤渗透性又是水文地质研究中的核心问题之一.甘肃北山地区是我国高放废物地质处置库场址首选预选区,新场-向阳山地段是北山预选区的重点候选场址之一.为查明该地区包气带土壤渗透性特征,本文选用双环法和Guelph 入渗仪法两种试验方法开展包气带土壤渗透性的研究并综合分析了影响土壤渗透性的主要因素.结果表明:(1)区内包气带土壤渗透性能差异较大.总体来看,沟谷地带的土壤饱和渗透系数(Kfs)大于缓坡地带,缓坡地带Kfs大于平滩地带;(2)构造影响带Kfs很大,不同构造影响带Kfs存在一定的差异;(3)研究区包气带土壤渗透性的最主要影响因素是粒径＞ 0.5 mm的粗砂与粒径＜0.1 mm的极细砂、粉粒及黏粒含量,而粒径为0.5 ～ 0.1 mm的中砂、细砂含量影响最小.【期刊名称】《土壤学报》【年(卷),期】2015(052)006【总页数】10页(P1412-1421)【关键词】土壤渗透性;新场-向阳山预选场址;高放废物处置【作者】李杰彪;苏锐;周志超;郭永海;季瑞利;张明【作者单位】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;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;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;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;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;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【正文语种】中文【中图分类】S152.7高放废物具有放射性强、毒性大、核素半衰期长以及发热量大等特点［1］。
浅谈放射性废物随着核工业及核医学等的发展，越来越多的放射性物质在生产利用着，但也相应地也产生了越来越多的放射性废物。
放射性废物进入环境后造成大气、水和土壤污染并可能通过多种途径进入人体。
放射性元素产生的电离辐射能杀死生物体的细胞, 妨碍正常的细胞分裂和再生,并且引起细胞内遗传信息的突变。
受辐射的人在数年或数十年后, 可能出现白血病、恶性肿瘤、白内障、生长发育迟缓、生育力降低等远期躯体效应；还可能出现胎儿性别比例变化、先天性畸形、流产、死产等遗传效应。
所以，控制放射性废物十分重要。
一、放射性废物的定义（GB/T 4960.8- 1996）若废物中含有的放射性核素的量大于清洁解控水平则为放射性废物, 若小于或等于清洁解控水平则为免管废物亦即非放射性废物[1]。
该标准也适用于污染物料的再循环再利用。
清洁解控水平主要是建立在可忽略剂量水平(10μSv/a) 的科学基础上的, 对它的推算没有不可克服的困难；且国内正在制定等效采用国际标准的活度测量方法。
实际上需要通过准确测量来判定是否为放射性废物的情况主要发生在退役废物和城市放射性废物管理中, 其他废物则是在实施废物最少化时才有这种要求。
二、放射性废物的来源核废物的主要来源是核燃料循环中和核设施退役中的各主要环节，核试验、核科学研究及应用也要产生一些核废物。
核燃料循环包括铀矿开采、加工、燃料制造、使用、乏燃料的后处理等环节，乏燃料是指反应堆中的燃料元件和被辐射照过的靶[2]；核退役是指核设施在使用期满后，在充分考虑工作人员和公众的健康和安全以及保护环境的情况下，采取的退出服役的行动。
退役一般采取立即拆除、延缓拆除、就地埋葬三种策略。
由于企业倒闭或者原有的放射源被淘汰不能被企业等继续用作放射源，加上对这些的废源上不能有效管理，我国的停用和废放射源存在很大危险性[3-4]。
另外，在军事、科研、医疗和工业应用中也要产生一些放射性废物。
三、放射性废物的分类放射源的分类与废放射源处置基本标准强调了应根据所产生废物的放射性核素的种类、含量、半衰期、浓度以及废物的体积和其他物理与化学性质的差别,对不同类型的放射性废物进行分类收集和分别处理、整备、运输、贮存与处置,以利于废物管理的优化。
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。
高放废物地质处置库系统分析方法研究——以甘肃北山预选区花岗岩场址为例的开题报告研究背景与意义：高放废物是指放射性元素超过自然界背景水平的废物。
由于其具有长期危险性和极高的放射性，因此需要进行安全的处置。
地质处置被认为是目前最可行的方法之一，即将废物封存在地表以上1000米深的岩层内，形成高放废物地质处置库。
然而，高放废物处置的安全性受到多种因素的影响，如地质条件、地质构造、深度等，因此需要对高放废物地质处置库进行系统的分析和评估。
研究对象及内容：本文以甘肃北山预选区花岗岩场址为例，对高放废物地质处置库系统进行分析方法研究。
研究内容包括以下几个方面：1.高放废物地质处置库系统构成分析：包括地质构造、岩石类型、水文地质等方面的分析，以建立高放废物地质处置库系统构成的分析体系。
2.高放废物地质处置库系统安全性评价方法：根据高放废物地质处置库系统构成的分析体系，建立相应的高放废物地质处置库系统安全性评价方法，包括系统可靠性分析、安全等级评估、灾害风险评估等。
3.风险因素分析：对高放废物地质处置库系统可能存在的风险因素进行分析，包括地震、泄漏、离子迁移等因素，以确定高放废物地质处置库的安全性。
研究方法：本文采取文献资料法、实地调查法、模拟实验法等研究方法，具体包括以下几个方面：1.文献资料法：分析国内外已有的高放废物地质处置库研究文献，了解现有的研究进展和存在的问题，为本研究提供理论支持。
2.实地调查法：通过实地考察和采样，获取甘肃北山预选区花岗岩场址的有关地质数据，并建立地质模型和地质图，为高放废物地质处置库系统分析提供基础数据。
3.模拟实验法：利用专业的模拟实验设备对高放废物地质处置库系统进行模拟实验，以验证系统的可行性和安全性。
研究意义：本研究将为高放废物地质处置库系统的安全性评价提供理论支持，为相关政策制定、建设和管理提供参考，具有重要的理论和实践意义。
同时，本研究也可推动高放废物地质处置库系统分析方法的研究，促进相关领域的学术进展。
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。
附件2核安全导则 HAD 401/06-2013高水平放射性废物地质处置设施选址国家核安全局2013年5月24日批准发布国家核安全局—1—高水平放射性废物地质处置设施选址（2013年5月24日国家核安全局批准发布）本导则自2013年5月24日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。
在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。
—2—目 录1 引言 (4)1.1 目的 (4)1.2 范围 (4)2 选址目标、阶段划分 (4)2.1 选址目标 (4)2.2 选址阶段划分 (5)2.3 规划选址阶段 (5)2.4 区域调查阶段 (6)2.5 场址特性评价阶段 (6)2.6 场址确认阶段 (7)3 选址准则和所需资料 (8)3.1 总则 (8)3.2 地质条件 (8)3.3 未来自然变化 (9)3.4 水文地质 (10)3.5 地球化学 (10)3.6 人类活动 (11)3.7 建造和工程条件 (12)3.8 废物运输 (13)3.9 环境保护 (13)3.10 土地利用 (14)3.11 社会经济和人文条件 (14)4 质量保证 (15)名词解释 (15)—3—1 引言1.1 目的本导则的目的是为选择合适的高水平放射性废物地质处置设施场址提供指导。
1.2 范围1.2.1本导则提出了高水平放射性废物地质处置设施的选址目标、阶段划分、选址准则、所需资料的要求和质量保证要求。
1.2.2本导则适用于高水平放射性固体废物地质处置设施的选址，也适用于乏燃料、α放射性固体废物以及由国家监管部门批准的其他放射性废物地质处置设施的选址。
2 选址目标、阶段划分2.1 选址目标2.1.1选址的基本目标是选择出一个安全处置高水平放射性废物的场址。
在高水平放射性废物处置安全期内（地质处置设施关闭后至少1万年），该场址作为天然屏障，应当能够与处置设施的工程屏障一起，有效隔离放射性核素，并有效阻止其进入生物圈。
第39卷第1期2022年3月World Nuclear Geoscience世界核地质科学Vol.39No.1Mar.2022中国高放废物地质处置地下实验室场址筛选王驹1，2，苏锐1，2，陈亮1，2，赵宏刚1，2，周志超1，2，赵星光1，2（1.核工业北京地质研究院，北京100029；2.国家原子能机构高放废物地质处置创新中心，北京100029）［摘要］高放废物地质处置地下实验室建设项目是我国“十三五规划”的重点项目。
文章介绍了我国首座高放废物地质处置地下实验室场址筛选的总体思路、筛选准则、候选场址特征、场址比选的定性和定量方法、比选过程和最终结果。
我国首座地下实验室总体定位为第三代地下实验室，即特定场区型地下实验室。
以此为指导，综合分析对比了甘肃北山、内蒙古、新疆三大预选区中9个预选场址（旧井西、新场、沙枣园、算井子、雅满苏、天湖东、阿奇山1号、塔木素、诺日公）的地质条件、未来自然变化、水文地质条件、人类活动、建造和工程条件、环境保护、土地利用、社会经济和人文条件等场址条件和特征，先筛选出新场、沙枣园、诺日公和雅满苏4个场址。
在获得当地政府同意的基础上，经国家层面的专家评审会，最终确定甘肃北山新场为我国首座高放废物地质处置地下实验室场址。
以新场场址为基础，完成了地下实验室的工程设计。
2021年6月地下实验室正式开工建设。
［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；场址筛选；甘肃北山；新场［文章编号］1672-0636（2022）01-0001-13［中图分类号］TL942［文献标志码］ASite Selection of Underground Research Laboratory for GeologicalDisposal of High-level Radioactive Waste in ChinaWANG Ju 1,2，SU Rui 1,2，CHEN Liang 1,2，ZHAO Honggang 1,2，ZHOU Zhichao 1,2，ZHAO Xingguang 1,2（1.Beijing Research Institute of Uranium Geology ，Beijing 100029，China ；2.CAEA Innovation Center for Geological Disposalof High-level Radioactive Waste ，Beijing 100029，China ）Abstract ：The construction project of an underground research laboratory (URL)for geological disposal of high-level radioactive waste (HLW)has been listed as a key national project in the 13th Five-Year Plan for Economic and Social Development in China.This paper introduces the overall consideration ，siting criteria ，site characteristics ，qualitative and quantitative site comparison methods ，thecomparison process and the final result for the site selection of China s first URL for geological disposal.The first URL of China is considered to be a “3rd Generation URL ”，i.e.“Aera-specific URL ”.Based on this concept ，9candidate sites ，including West Jiujing ，Xinchang ，Shazhaoyuan ，Suanjingzi ，Yamansu ，East Tianhu ，Aqishan 1，Tamusu and Nuorigong ，have been first selected from the 3DOI:10.3969/j.issn.1672-0636.2022.01.001［基金项目］国家原子能机构核设施退役和放射性废物治理项目、国际原子能机构技术合作项目资助项目联合资助。
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。
第38卷第1期(总第223期)辐射防护通讯2018年2月•进展与评述•国外几例高放废物地质处置设施选址探讨杨策明田浩天（国核示范电站有限责任公司，山东荣成，264312)摘要根据《高放废物地质处置中长期研发规划指南》所提出的“三步走”战略，我国高放废物地质处置项目正处 在试验与选址阶段。
本文通过总结国外髙放废物地质处置项目的建设过程，总结正反两方面的经验，认为我国髙放 废物地质处置项目应采用分阶段决策的选址方案，健全法律法规，明确政府、监管方、实施者及公众的角色,各方保 持持续沟迪和对话。
关键词：高放废物；地质处置；选址中图分类号：TL942 文献标识码：A文章编号：10016356(2018)01-0008-06随着核能和核技术的不断发展，人类开发利 用核裂变能产生了大量高放固体废物。
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，其显著特点是放射性强、发热量大、毒性大、半 衰期长，需要将其与人类生存环境长期、可靠地隔 离。
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人应用的处置 方案。
高放废物地质处置是把高放废物储存距离 地面约1 000 m的地质体中（称为高放废物地质处置库，GDF),使它永久与人类生存环境隔离。
由于核能与核技术的敏感性，以及公众对于 核废料的天然恐惧心理,GDF的选址始终是各国 均面临的难题。
国际上一些国家取得了积极的进 展，甚至已经进入工程建设阶段，而另一些国家的 研发计划或工程实施遭受挫折，出现停滞和反复 的情况。
1芬兰1.1安克罗废物处置库芬兰奥基陆托核电厂业主Teollisuuden Voima Oyj(TVO)公司于1983年开始对建造GDF的潜在厂址地区进行调查，于1987年选定了 5个备选地 区开展进一步的调研，于1992年选定了其中的4 个厂址。
1995年，TV0公司联合FPH公司（另一家核电业主)共同成立了联合公司Posiva，专门致 力于GDF的选址、建造和运行。
