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
流动;b.良好的膨胀性,缓冲/回填材料经吸水后体积膨胀,可堵塞周围介质中的所有空隙,降低介质的孔隙度;c.良好的吸附性,能吸附从高放废物中泄漏出的核素,在一定厚度的缓冲/回填材料的阻隔下,核素在进入生态圈之前,有足够长的时间把大部分核素衰变到无害水平;d.良好的热稳定性、耐辐射性,不易因辐射或因辐射导致温度升高发生相变、变质等不利现象而影响其功能;e.导热性,能传导和散失核素衰变热保持处置库的稳定;f.良好的化学稳定性,缓冲/回填材料与废物包装容器(大部分国家采用金属材料作包装容器)起化学作用,在包装容器表面生成化学保护层,能抵御、减弱地下水对包装容器材料的侵蚀速度;g.较好的机械缓冲性,能减弱、消散岩石因热膨胀、变形等造成的对废物容器的应力,为废物容器提供机械屏障;h.经济性,处置库中需要大量的缓冲/回填材料,因此应经济价廉、资源丰富,以减轻高放废物处置的费用。
2 国内外缓冲/回填材料研究进展
2.1 国外研究进展
70年代中期,瑞典科学家们在深地质处置研究工作中就认识到了地下处置库中水的循环是不可避免的,他们在处置概念模式中引进了有效的水工屏障体系[7]。与此同时,G.de Marsily等人提出了“在废物周围建立人工屏障,局部通过附加物理屏障来增强封闭”的观点[7]。此后,许多科学家开始研究适合作这种人工屏障的材料。70年代末,瑞典科学家首先认识到这种人工材料应具有良好的吸水性和膨胀性。他们首先想到了有较好吸附性、膨胀性的粘土矿物,经过对粘土矿物进行比较、分析和一系列的实验(包括吸水膨胀性、对核素的吸附性、导热性的改善、加工成型性等)研究,一致认为以蒙脱石为主要成分的膨润土是最适合的材料。目前,大部分国家都把对缓冲/回填材料的研究作为其高放废物深地质处置项目的一个重要研究方向,参照瑞典科学家们的研究方法对缓冲/回填材料进行了深入的研究。
2.1.1 缓冲/回填材料的筛选 根据高放废物对缓冲/回填材料的要求,Pusch(1977,1978)经过分析、比较和相关实验认为以蒙脱石为主要成分的膨润土是最合适的材料[3,4,7]。由于结构和成分的差异,Weststic等人(1981)认为钠基膨润土比钙基膨润土更适合作缓冲/回填材料[3,4]。因此,瑞典核燃料与废物管理公司、瑞士放射性废物处理合作总署、加拿大原子能有限公司、美国能源部、日本原子能研究院、日本中央电力研究院等大多数研究机构都是以钠基膨润土为基材开展缓冲/回填材料的研究工作[3,10,11]。
2.1.2 透水性研究。地下水在缓冲/回填材料中的迁移分两种情况,在膨润土水饱和的条件下,水在膨润土中的传导符合达西定律[3,4];在膨润土水饱和之前,水在膨润土中的运动可分液体运动和蒸汽运动(Nakano,1991)两种形式,在水量较低时,水的运动以蒸汽扩散为主,而在水量较高时,水的运动以液体运动为主(Takeuchi,1995)[3,5,6,8]。温度对饱和条件下水的渗透影响不大(PNC,1996;Cho W-J et al.,2000)[7,9],温度对未饱和条件下水的影响是一条U型曲线(Suzuki et al.,1996;Suzuki et al.,1999)[5,6]。
2.1.3 热性质研究。影响膨润土热性质的因素主要有密度、孔隙率、含水量(PNC,1992)[3]。导热系数和比热随密度增大、孔隙率减小、含水量增大而增大(Campbell,1987;Fujita et al.,1992;Shida et al.,1997)[5,6]。
2.1.4 膨胀特性研究。膨胀压力是由蒙脱石吸水膨胀所引起的压力(Nakano et al.,1984;Iwata and Tabuchi,1988)[3],尽管不同的研究者采用的测试方法不完全相同,但结果一致,即膨胀压力与有效干密度成正比(K omine and Ogata,1997;Karnland, 1997)[5,6],而且得出钠基膨润土的膨胀性优于钙基膨润土(Maeda et al.,1998;Mihara et al., 1998)[5,6];温度升高,膨胀压力减小(K onine and O2 gata,1998)[5,6]。
2.1.5 压实性研究。压实方法有动压压实法和静压压实法,测试结果基本一致,即蒙脱石含量越高,越难压实;压实能量越大,样品密度越大,含水量越小(Suzuki et al.,1992;Chijimatsu etal.,1999)[3,5—7]。但在相同的压实能量下,静压压实法比动压压实法更易得到最大干密度(JNC,2000)[5,6]。
2.1.6 化学性质研究。膨润土中毛细管的水为中性或弱碱性(T aniguchi et al.,1999;Oda and Shibata, 1999)[5,6],膨润土对大多数放射性核素有较好的吸附性(Sato and Shibutani,1994;Sato et al.,1995)[3—7],蒙脱石在温度不大于100℃时能长期(≥1Ma)保持稳定(Pusch,1983;K amei et al.,1992;Cho W-J et al.,2000)[3,9],甚至温度高达130℃时也能保持数百
32
第1期 罗太安等:高放废物深地质处置缓冲/回填材料研究进展
年不变质(Ishikawa et al.,1994)[3,7]。
2.1.7 气体渗透性研究。包装容器的腐蚀将产生一定数量的氢气,并会在缓冲/回填材料中扩散和迁移[3]。氢气的扩散系数为10-10m2/s～10-11 m2/s(Pandey et al.,1994;Nerethieks,1985;Krooss and Schaefer,1987;Worgan,1990;Volckaert et al., 1993;Tanai et al.,1999)[3,5～7]。气体的渗透力为10-20m～10-21m(Pusch and Forsberg,1983;1995; Horseman et al.,1999;Tanai et al.,1999)[3,5,6],且随着水饱和度的增加而减小(Tanai et al., 1996;)[5,6]。气体扩散的最小压力随干密度和膨胀压力的增加而增大(Pusch et al.,1985,1987;pusch and Hokmark,1990;Volckaert et al.,1995;Tanai et al.,1999)[3,5—7]。
2.1.8 添加剂研究。为了进一步提高缓冲/回填材料的某些性能,可以在缓冲/回填材料中添加其它物质以改善其相关性能。例如,锌可以改善膨润土的吸附性能。石英砂可以改善缓冲/回填材料周围地下水的化学性质和提高缓冲/回填材料的导热系数[3]。由于石英砂资源丰富、经济价廉而被作为缓冲回填材料的首选添加剂。同时也对添加剂加入后缓冲/回填材料性能的改善状况进行评价、对比。部分性能参数对比见表1[3,5,6]。
表1 添加剂加入后膨润土部分性能对比
Tab.1 The comparison of bentonite propertie s ofter adding different addition agent
性 质30%石英砂+
70%膨润土
100%膨润土
干密度/Mg?m-3 1.60 1.80初始孔隙率0.680.53
初始含水量/%76
热导系数/Wm-1?K-10.780.96
比热/kj?kg-1?K-10.590.58
饱和透水率[m?s-1] 4.5×10-13[25℃] 2.5×10-14[25℃]无限侧压[MPa]0.5(ω=7%)/0.3(ω=22%)5(ω=10%)/3(ω=18%)回弹模量[MPa]50(ω=7%)/3(ω=22%)500(ω=10%)/200(ω=18%)拉伸强度[MPa]0.05(ω=4.7%)0.56(ω=6.9%)压实指数0.270.21
2.2 国内研究进展
我国于80年代中期才开展对缓冲/回填材料的研究工作,主要参与单位有核工业北京地质研究院、原子能研究院、核二院、清华大学、北京大学、中国地质大学、南京大学、中国辐射研究院、华东地质学院等。
“九五”前,国内研究取得的突出成果是筛选出了可作为缓冲/回填材料的膨润土矿。在核工业北京地质研究院的组织和参与下,根据高放废物处置库对缓冲/回填材料的要求,对全国范围内的94个膨润土矿床进行了资料调研、实地调查和分析比较,最后确定储量在全国已探明的矿床中占第三位的内蒙古高庙子膨润土矿床作为我国高放废物处置库缓冲/回填材料供给基地的首选矿床。该矿床交通方便,距离我国高放废物处置库预选场地较近;矿床规模大,储量达1.69×108t,其中钠基膨润土达1.2×108t;矿石品位较高;矿区地处干旱区,地质构造和水文地质条件较简单,工程地质条件也不太复杂,开采难度不大;矿床开采所需能源和水源都能得到解决[2,12]。“九五”期间,以核工业北京地质研究院为牵头单位,在确定内蒙古兴和县高庙子膨润土矿床为我国缓冲/回填材料的供给基地后,对该矿床进行了重点评价研究工作。由于该矿床还未正式开采,仅对浅层钙基膨润土进行了物质成分、物理化学特性、基本物理水理性能、力学性能、压实性、膨胀性和渗透性能等进行了系统研究,测试结果见表2[13—15]。
42华 东 地 质 学 院 学 报 2002年
表2 膨润土性能测试结果
Tab.2 The measure re sult of bentonite propeitie s
物理化学性能
蒙脱石含量:63.77%～80.92%,吸蓝量:35.19g/100g ～44.39g/100g
胶质价:48.4mL/15g ～72.8mL/15g ,膨胀容:9.3mL/g ～20.2mL/g 阳离子交换量:72.70mmol/100g ～83.40mmol/100g ,p H 值:7.32～8.01物理水理性质
粒径分布:小于0.005mm 为主,0.10～0.5mm 的居次
比重:2.397～2.610,密度:1.31～1.52g/cm 3,孔隙比:0.65～0.99液限:88.0%～125.0%,塑限:30.0%～44.0%,塑性指数:36.0～91.0总比表面积:490.13～617.48m 2/g
基本力学性能
无侧限抗压强度:400～700kPa ,轴向应变:小于10%
压缩系数(压力为100～200kPa ):0.14～0.19MPa -1,凝聚力:210～300kPa 回弹模量:49.5～53.2MPa
膨胀力干密度越大、蒙脱石含量越高,膨胀力越大
渗透系数
低压实条件下(干密度ρd <1.40g/cm 3),10-12
～10-11m/s 高压实条件下,1.19×10-13m/s (ρd =1.61g/cm 3
)
此外,清华大学对缓冲/回填材料高压成型、在
高放废物深地质处置库中的热传导规律、渗透规律、膨胀规律、核素迁移规律、高压实膨润土力学性能等方面[16-20]的研究也取得了与国外相类似的结果。3 缓冲/回填材料研究的发展趋势
缓冲/回填材料的研究工作在各个国家都得到了足够的重视,开展了大量的研究工作,并取得了
丰硕的成果。国外研究成果一致地肯定了膨润土能满足高放废物处置库的要求。但所有的工作都处于实验探索阶段,对在处置库条件下膨润土性能的定量参数、变化和现场操作技术还有待于进一步的实验。今后主要的研究工作将包括以下几个方面:其它添加剂的探索、现场模拟实验条件下缓冲/回填材料性能变化、微生物对缓冲/回填材料的作用、缓冲/回填材料—水—包装容器—岩石的相互作用及机理、缓冲/回填材料的封填技术
等[10,11,21～31]。
①②③
国内研究取得的系统性数据仅是以高庙子膨润土矿床的钙基膨润土为对象。但根据已探明的情况,该矿床的80%为钠基膨润土。因此,以核工业北京地质研究院为领导单位,结合“十五”计划,在已有的基础上,提出了下述今后还要进行的研究工作:对该矿床深部的钠基膨润土样品进行分析研究,开展高压成型工艺、蒙脱石相变、添加剂选择等研究[9,12]。
总之,随着科学技术的进步和人们对高放废物
危害性认识的加深,缓冲/回填材料的研究将是多角度、全方位地利用各种方法和手段确定缓冲/回填材料的性能与使用条件,以确保处置库中的高放废物对人类社会、自然环境无毒害或将毒害降到最小。
参考文献
[1]闵茂中主编.放射性废物处置原理[M ].北京:原子能出版社,
1998.
[2]Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation [R ].
First Report on Research and Development for the G eological Dis 2posal of High -level Radioactive Waste.1992,PNC TN 141093-059.
[3]The Disposal of Canada ’s Nuclear Fuel Waste :Engineered Barriers
Alternatives[R].1994,AECL -1078CO G -93-8.
[4]Japan Nuclear Cycle Development Institute [R ].Second Progress
Report on Research and Development for the G eological Disposal of HL W in Japan Support Report 2Repository Desing and Engineer 2ing Technology.2000,J NC TN 14102000-003.
[5]Japan Nuclear Cycle Development Institute [R ].Second Progress
Report on Research and Development for the G eological Disposal of HL W in Japan Support Report 2Repository Design and Engineer 2ing Technology.2000,J NC TN 14102000-001.
[6]International Workshop on Research &Development of G eological
Disposal[C].1993,PNC TN 110094-003.
[7]Scientific Basis for Nuclear Waste Management XV Ⅲ(Part I )[C].
5
2第1期 罗太安等:高放废物深地质处置缓冲/回填材料研究进展①②③徐国庆.去加拿大和美国的科访报告[R ].核工业北京地质研究院(内部资料).2000.9
刘月妙等.内蒙古高庙子膨润土基本性能研究[R ].核工业北京地质研究院(内部资料).1999
王驹.日本高放废物地质处置概况[R ].核工业北京地质研究院(内部资料).1998,12
Materials Research Society Symposium Proceedings,1994.
[8]Cho W-J,et al.Influence of Temperature Elevation on the Sealing
Performance of a Potential Buffer Material for a High-level Ra2 dioactive Waste Repository[J].Annals of Nuclear Energy,2000, 27:1271～1284..
[9]王驹.张铁岭等编译.世界放射性废物地质处置[C].北京:原
子能出版社,1999.
[10]周文斌,刘晓东等译.乏燃料和高放及a废物的地质处置[C].
北京:原子能出版社,1999.
[11]朱训.中国矿情(第三卷非金属矿产)[M].北京:科学出版社,
1999,662～684.
[12]王显德,李学群.放射性废物管理[C].北京:原子能出版社,
1995.
[13]刘月妙等.高放废物地质处置库缓冲/回填材料性能测定[J].
辐射防护,1998,(7):25～27.
[14]刘月妙等.我国高放废物地质处置库缓冲回填材料压实膨胀
特性研究[J].铀矿地质,1999,(2),1～3.
[15]沈珍瑶,李国鼎等.高压实膨润土热湿耦合效应实验室模拟
[J].水文地质工程地质,1999,(1),11～12.
[16]沈珍瑶,李国鼎等.高压实膨润土的导热性[J].大坝观测与土
工测试,1998,(6),39～40.
[17]沈珍瑶,李国鼎等.高压实膨润土渗透性试验研究[J].大坝观
测与土工测试,1998,(2),25～26.
[18]沈珍瑶,董威等.高压实膨润土力学性能研究[J].岩土工程技
术,1998,(4),45～46.
[19]沈珍瑶,李国鼎等.高压实膨润土水分特征曲线的测定[J].工
程勘察,1998,(4),27～28.
[20]Mahler CF,et al.Diffusion and Sorption Experiments Using a
D KS Permeameter[J].Engineering G eology,2001,60(1-4):173
～179.
[21]Ochs M,et al.An Integrated Sorption-Diffusion Model for the
Calculation of Consistent Distribution and Diffusion Coefficients in Compacted Bentonite[J].Journal of Contaminant Hydrology, 2001,47(2-4):283～296.
[22]Borgesson L,et al.Thermo-hydro-mechanical Characterization
of a Bentonite2based Buffer Material by Laboratory Tests and Nu2 merical Back Analyses[J].International Journal of Rock Mechanics &Mining Science,2001,38:95～104.
[23]Gungor N,et al.Interactions of Polyacrylamide Polymer with
Bentonite in Aqueous Systems[J].Materials Letters,2001,48(3-
4):168～175.
[24]Rutqvist J,et al.Coupled Thermo2hydro2mechanical Analysis of a
Heater Test in Fractured Rock and Bentonite at K amaishi Mine2 comparison of Field Results to Predictions of four Finite Element Codes[J].International Journal of Rock Mechanics and Mining Sciences,2001,38(1):129～142.
[25]Pedersen K.,et al.Cultivability of Microorganisms Inrtoduced
into a compacted Bentonite Clay Buffer Under High2lever Radioac2 tive Waste Repository Conditions[J].Engineering G eology,2000, 58:149～161.
[26]Pedersen K,et al.Mixing and Sulphate2reducing Activity of Bac2
teria in Swelling,Compacted Bentonite Clay under High2Level Ra2 dioactive Waste Repository Conditions[J].Journal of Applied Mi2 crobiology,2000,89(6):1038～1047.
[27]Tachi Y,et al.Experimental and Modeling Studies on Sorption
and Diffusion of Radium in Bentonite[J].Journal of Contaminant Hydrology,2001,47(2-4),171～186.
[28]Guevs J,et al.Hydrothermal Alteration of a Saponitie Bentonitie
Mineral Reactivity and Evolution of Surface Properties[J].Clay Minerals,2001,36(1):61～74.
[29]Rassineuex F,et al.Expandability2layer Stacking Relationship
During Experimental Altetation of a Wyoming Bentonite in PH13.
5Solution at35and60(omicron)C[J].Clay Minerals,2001,36
(2):197～210.
[30]K awatra SK,et al.Developing and Understanding the Bentonite
Fiber Bonding Mechanism[J].Minerals Engineering,2001,14(6): 647～659.
[31]Li Ly,et al.Heavy Metal Sorption and Hydraulic Conductivity
Studies Using Three Types of Bentonite Admixes[J].Journal of Environmental Engineering2Asce,2001,127(5):420～429.
R esearch and Development of Buffer/B ackf illing Material in Deep
G eological Disposal of High2Level R adioactive W aste
L UO Tai2an, L IU Xiao2dong
(Department of Material Science and Engineering,East China G eological Institute,Fuzhou,J X344000) Abstract:This paper is the comprehensive review on the R&D of buffer/backfilling materials in deep geological disposal of high2level radioactive waste,and it summarizs the research findings about buffer/backfilling materi2 al’s properties including water permeability,heat property,swelling property.The direction for the future study of this field is pointed out.
K ey Words:high2level radioactive waste;geological disposal;buffer/backfilling material;research and develop2 ment
62华 东 地 质 学 院 学 报 2002年
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。
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
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