高放废物深地质处置

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。

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。

[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。

高放废物的处理处置方法摘要：介绍了高放废物处理处置方法,比较了其各自的优缺点,指出深地质处置是处置高放废物的合适方法。

关键词：高放废物处理处置方法1 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)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。

高放废物的处理处置是核废物管理中的一个难题,尽管提出过多种方法,也有许多人比较这些方法的特点,但笔者未见到较为系统的比较,本文结合目前的最新认识,对高放废物处理处置方法进行较为系统细致的比较。

2 高放废物处理处置方法比较表1给出的是一般意义上高放废物的处理处置方法的比较,其中除以前讨论较多的海洋倾倒、海底处置、大陆冰盖处置、发射至太空、地质处置、后处理/嬗变等外,还对监控储存与最终移去两种方法进行了探讨。

提出对核废物采用监控储存方法的原因是仍有许多人认为目前的技术水平尚不足以处理高放废物,因此他们建议对高放废物进行长期监控暂存,待技术成熟之后再进行处理,故在本文中较为详细地介绍其特点。

但从可持续发展的角度,这种做法是将处理的风险转嫁给下一代,因而是一种不可取的方法。

不过,将产生的高放废物在地面暂存30~50 a,以使短寿命核素衰变完,这是目前认同的做法,也是为了减小进一步处置的风险,此与长期监控暂存不一致。

至于最终移去的方法,实际上是人们最希望做到的,但其技术上存在较多问题,而且将来可能也做不到,因此此只是人们一相情愿的方法。

3 高放废物地质处置方法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。

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。

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。

基于高放废物深地质处置的溶质运移研究的开题报告一、选题背景随着核能的发展，高放废物（High-Level Waste，HLW）的处理和处置问题成为越来越重要的问题。

深地质处置被认为是最安全的处理和处置方式之一，可以保证高放废物在长时间内不会对人类健康和环境造成影响。

但是，深地质处置涉及复杂的地质、水文地质等问题，其中溶质运移问题尤为重要。

针对高放废物深地质处置中的溶质运移问题，需要开展深入的研究，以避免可能存在的潜在风险。

二、研究目的与意义本课题旨在开展高放废物深地质处置中溶质运移问题的研究，对研究成果进行分析和评价，旨在：1.探究高放废物深地质处置中溶质运移的规律和特点。

2.分析有关深地质溶质运移的实验研究成果，总结深地质处置过程中可能存在的溶质运移机理。

3.针对高放废物深地质处置中可能存在的问题进行模拟分析，并推测可能存在的风险和影响，从而提供实用建议。

4.为我国高放废物深地质处置技术和标准的制定提供科学依据。

三、研究内容本课题的主要研究内容包括：1.对高放废物深地质处置过程中可能存在的溶质运移机理进行分析。

2.建立高放废物深地质处置中的溶质运移模型。

3.模拟高放废物深地质处置中的溶质运移过程，并对可能存在的风险进行推测。

4.分析高放废物深地质处置中可能出现的问题，并提供相应的解决方案。

四、研究方法本课题主要采用实验与数值模拟相结合的方法，具体研究方法包括：1.收集高放废物深地质处置溶质运移的实验数据，并进行分析总结。

2.采用水文地质和数值模拟方法，建立高放废物深地质处置中的溶质运移模型。

3.对模型进行测试和验证，并通过模拟得到高放废物深地质处置中的溶质运移规律和特点。

4.分析模拟结果，推测可能存在的风险和影响，并提出相应的预防和应对措施。

五、预期成果本课题研究预期取得如下成果：1.探究高放废物深地质处置过程中可能存在的溶质运移机理。

2.建立高放废物深地质处置中的溶质运移模型，揭示溶质运移规律和特点。

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。

高放废物深地质处置的多场耦合研究[摘要]本文介绍了高放射性核废物处置系统受到温度、应力、渗流、地球化学等多场耦合作用。

综述了多场耦合的研究概况，基本概念以及多场耦合的类型与机理与特点。

[关键词]高放射性核废物处置多场耦合模型综述中图分类号：tl942文献标识码：a文章编号：1009-914x（2013）21-0000-001 引言随着核技术尤其是核电站的迅猛发展，不可避免地产生了大量的放射性核废物。

高放废物具有高放射性、高辐射热和高放射性毒性，且内含长寿命核素，对人类生存和生态环境构成了持久的危害，故要进行有效的处理和最终处置。

目前，对高放废物处置，最可行的是深地质处置法，即将高放射性核废料保存在深入地下几百米处的特殊处置库内。

而地质处置库的围岩则是由低渗透的坚硬结晶岩体构成。

但这种低渗透的结晶岩体含有不规则的交错裂隙，构成了溶解于地下水中的放射性核素的主要迁移途径。

故裂隙岩体核素迁移是处置库安全性能评价的关键问题之一。

高放废物地质处置系统是人类利用自然地质环境设计、构造的由工程屏障和地质屏障所组成的多重屏障系统，其目的是尽可能长时间地阻滞放射性核素在系统内的迁移。

高放废物地质处置系统安全评价的总体目标即评价地质处置系统在长时间受放射性辐射和衰变热的作用下，在温度、应力、渗流、地球化学等多场耦合作用下保证放射性核素在预期的时间内不至于对未来人类健康和环境产生危害。

因此，多场耦合作用下放射性核素的迁移机理和迁移模型的研究无疑是高放废物地质处置系统安全评价的关键性基础课题。

2 多场耦合问题的研究概况耦合问题的研究可从20世纪30年代太沙基发表一维渗透固结理论算起，但国外引起广泛关注和取得重要进展则是在最近20多年，国内则是近十来年，这些研究主要源于核废物深地质处置、油/气与地热的开发和能源储存及环境保护的需要。

从研究方法上，多场耦合的研究方法包括理论分析、室内实验、原位实验与监测，研究内容则涉及多场耦合的基本理论、数值方法等。