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高放废物模拟地质处置研究平台建立、运行及初期成果杨林月;张振涛;华小辉;王雷【摘要】高放废物的妥善处置是核能可持续发展的前提,在国际范围内受到高度重视,地质处置是普遍接受的方案.高放废物模拟地质处置研究平台由25套模拟多重屏障系统及其共用的低氧环境构成,可以模拟多种不同处置条件下的核素浸出情况.完成部分系统的装填运行.结果表明,多种元素的浸出受到了多重屏障的抑制,并随着时间的推移浸出浓度趋于稳定;不同的处置温度、玻璃体类型、围岩类型、膨润土含素玻璃粉均对重要核素的浸出有显著影响;多种包装材料的耐蚀性能差异显著.下一步实验中,根据现有的研究结果,对玻璃体、膨润土、包装材料等的装填进行优化,对取样系统进行改进,完善总体的实验方案,研究多种处置条件对元素的浸出影响.【期刊名称】《世界核地质科学》【年(卷),期】2017(034)001【总页数】9页(P54-62)【关键词】高放废物;地质处置;研究平台;浸出浓度【作者】杨林月;张振涛;华小辉;王雷【作者单位】中国原子能科学研究院,北京 102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京 102413;中国原子能科学研究院,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL942高水平放射性废物（简称高放废物）主要产生于核燃料的后处理过程，尽管其体积占全部放射性废物的比例仅有3%，但其放射性活度超过总放射性活度的95%以上［1］。
高放废物放射性强，毒性高，释热率大，其妥善处理与处置对于核工业的可持续发展及环境安全至关重要，亦是一个世界性的难题。
对于高放废物的最终处置，曾经提出“太空处置”、“深海沟处置”、“冰盖处置”、“岩石熔融处置”等方案。
经过多年的研究和实践，目前普遍接受的可行方案是（深）地质处置，我国的《放射性污染防治法》中明确规定“高水平放射性固体废物实行集中的深地质处置”。
地质处置是将高放废物埋在地表以下深约500～1 000 m的稳定地质体中，使之在长时间内（10 000 a以上）与生物圈隔离。
我国高放废物深地质处置战略规划探讨王驹【期刊名称】《铀矿地质》【年(卷),期】2004(020)004【摘要】本文探讨我国高放废物地质处置的战略规划,提出我国高放废物处置库的开发可参考采用"三步曲"式的技术路线,即处置库选址和场址评价-特定场址地下实验室研究-处置库建设.处置库的选址和场址评价工作可与地下实验室研究的相关工作结合.以2040年前后建成处置库为目标,把工作划分为4个阶段,即选址和场址评价阶段、场址确认和地下实验室建设阶段、现场实验和示范处置阶段及处置库建设阶段,规划出各阶段的工作目标和工作内容.论证各项工作内容之间的逻辑关系,指出选址和场址评价是基础、基础研究和地下实验室研究是支撑、性能评价是"指挥棒"、设计并建造出符合标准的处置库是目标.将选址工作划分为预选地段对比、预选场址对比和场址确认3个阶段.按此规划设想,我国将在2015年以前确定处置库和地下实验室的场址,并开始建造地下实验室.2025年左右建成地下实验室,2040年建成处置库.【总页数】10页(P196-204,212)【作者】王驹【作者单位】核工业北京地质研究院,北京,100029【正文语种】中文【中图分类】P574.1+2【相关文献】1.我国高放废物地质处置法规体系的若干问题探讨 [J], 徐健;熊先祥;雷奇峰;武以博2.我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨 [J], 苏锐;程琦福;王驹;赵宏刚;郭永海;陈伟明;金远新3.网络公众对高放废物深地质处置接受性研究 [J], 张冰焘;赵帅维;李洪辉;谢龙龙;孟子贺4.高放废物深地质处置库屏障系统的多场耦合数值分析 [J], 赵艺伟;吴志军;王旭宏;侯伟;杨球玉;吕涛;胡大伟;周辉;魏天宇5.高放废物深地质处置地下水流数值模拟方法研究进展 [J], 李露露;周志超;邵景力;崔亚莉;赵敬波因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
国防科学技术工业委员会关于编报高放废物地质处置研究开发项目建议书的通知文章属性•【制定机关】国防科学技术工业委员会(已撤销)•【公布日期】2006.06.21•【文号】委二司函[2006]78号•【施行日期】2006.06.21•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】正文国防科学技术工业委员会关于编报高放废物地质处置研究开发项目建议书的通知（委二司函[2006]78号）各有关单位：根据我委“十一五”高放废物地质处置研究开发工作的安排，请你单位于近期编报高放废物地质处置研究开发项目建议书，现将有关事项通知如下：一、项目建议书研究内容必须符合《高放废物地质处置研究开发规划指南》规定的“十一五”期间主要研究内容要求，内容编制应达到“实施方案”深度（格式见附件，电子版可在国家原子能机构网站下载）。
二、项目申请鼓励多渠道申请资金，请你单位落实并说明资金来源。
项目经费预算严格按“经费测算说明”（见附件2）编制。
三、项目申报截止日期为2006年7月30日（以我委收文日期为准）。
请结合你单位专业特点，抓紧编制项目建议书（代实施方案），按有关要求报送我委审批（请示文件3份，附件2份，电子版1份），同时抄送国防科工委军用核设施核安全技术审评监督中心（请示文件1份，附件1份，电子版1份）。
联系人及方式：鲍家斌国防科工委系统工程二司 88581277E-mail：**************.cn北京市海淀区阜成路甲8号（邮编：100037）王林博军用核设施安全中心科研部 88306816E-mail：**********************北京市西城区车公庄大街12号（邮编：100037）附件：1．国防科工委高放废物地质处置研究开发项目建议书（代实施方案）2．经费测算说明二○○六年六月二十一日附件1国防科工委高放废物地质处置研究开发项目建议书（代实施方案）项目名称：所属专题：成果形式：起止时间：经费概算：承担单位：项目负责人：联系电话：通讯地址：国防科学技术工业委员会制二○○六年六月填写说明1、请用计算机双面打印；2、正文除特别说明外一律使用小四号宋体字，1.5倍行间距；3、篇幅不够可添加同版式附页；4、封面为普通A4纸打印，普通装订，请勿加任何封皮。
[收稿日期] 2007-08-18[作者简介] 王 驹(1964-),男,江西遂川县人,核工业北京地质研究院研究员,博士生导师,主要从事高放废物地质处置方面的研究与教学工作,E -mail:radwaste@public .bta .net .cn高放废物地质处置:进展与挑战王 驹(核工业北京地质研究院,北京100029)[摘要] 随着我国核能事业的飞速发展,高水平放射性废物的处理和处置,即将成为一个重大的安全和环保问题。
在介绍国内外进展的基础上,重点讨论了高放废物地质处置面临的挑战: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、应力作用、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。
[关键词] 高放废物;地质处置;地下实验室;科学挑战[中图分类号] T L942+21 [文献标识码] A [文章编号] 1009-1742(2008)03-0058-081 前言随着我国核能事业的飞速发展,高水平放射性废物(简称高放废物)的处理和处置,即将成为一个重大的安全和环保问题。
这体现在最终如何安全处置核电站乏燃料后处理产生的高放废物、核武器研制和生产过程中业已产生的高放废物,以及我国存在的某些现阶段不准备后处理的乏燃料。
对高放废物的安全处置,是落实科学发展观、确保我国核能工业可持续发展和环境保护的重大问题,同时,这也是一个与核安全同等重要的问题。
在技术层面,高放废物处置的研究和开发还存在一系列难题,还需要坚持不懈的努力;在社会层面,则存在一些需要认真解决的重大社会学难题。
西方国家的核能开发情况表明,安全处置核废物,尤其是高放废物,已成为制约核能工业可持续发展的最关键因素之一。
我国高放废物地质处置研究起步于1985年,当时只开展了跟踪性的研究。
近年来,在国防科工委的支持下,我国高放废物地质处置库选址、场址评价和核素迁移研究工作取得了一定的进展。
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。
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。
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。
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。
国防科工局关于印发核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）的通知文章属性•【制定机关】国家国防科技工业局•【公布日期】2018.02.22•【文号】科工二司〔2018〕232号•【施行日期】2018.02.22•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】国防科技正文国防科工局关于印发核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）的通知科工二司〔2018〕232号各有关单位：现将《核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）》（以下简称指南）印发给你们，请根据《核设施退役及放射性废物项目管理办法》（科工二司〔2017〕1452号）和指南要求，结合本单位实际情况，认真组织项目的论证和申报工作。
（具体申报流程参考国防科工局网站“办事指南”专栏，“国防科技民用专项科研项目和军用技术推广专项审批”事项）。
联系电话：************附件：核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）国防科工局2018年2月22日附件核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）一、总体要求贯彻核设施退役及放射性废物治理“十三五”规划精神；立足当前，着眼未来，以核设施退役工程需求为牵引，践行核退役治理“科研先行”理念；以工程应用为目标，建立核退役治理技术体系；鼓励和支持全社会相关单位以多种形式积极参与，集智创新，集中力量突破制约我国核退役治理工作的关键技术；立足自主创新，统筹近期适度兼顾长远；夯实核退役治理技术基础，提高我国核退役治理整体技术水平。
二、支持重点（一）退役技术领域。
1.反应堆退役技术研究。
研究目标：掌握反应堆破损乏燃料组件整备、堆芯封堵加固、拆除解体等关键技术。
研究内容：高燃耗破损乏燃料组件整备处理技术研究，处理后的乏燃料组件可满足GB11806-2004标准要求；管道系统封堵技术和材料研究；屏蔽混凝土解体拆除、核设施零部件切割、辐照环境下远程切割、高压水切割、等离子切割、水下激光切割，压力容器去污、金属熔炼等技术的工程应用研究。
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。
附件1
国防科工委高放废物地质处置研究开发
项目建议书
（代实施方案）
项目名称：
所属专题：
成果形式：
起止时间：
经费概算：
承担单位：
项目负责人：
联系电话：
通讯地址：
国防科学技术工业委员会制
二○○六年六月
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3、篇幅不够可添加同版式附页；
4、封面为普通A4纸打印，普通装订，请勿加任何封皮。
希望以上资料对你有所帮助，附励志名言3条：
1、要接受自己行动所带来的责任而非自己成就所带来的荣耀。
2、每个人都必须发展两种重要的能力适应改变与动荡的能力以及为长期目标延缓享乐的能力。
3、将一付好牌打好没有什么了不起能将一付坏牌打好的人才值得钦佩。
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。
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。
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4ⅹ1011Bq/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。
