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
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划；
(4) 有专门的法律确保核废物安全处置；
(5) 有专门的研究经费和项目经费支持。
对于高放废物的最终处置，曾经有人提出“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部地质处置，即把高放废物埋在距离地表深约500～1 000 m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”。
高放废物处置库采用的是“多重屏障系统”设计思路，即把废物(乏燃料或玻璃固化块)贮存在废物罐中、外面包裹缓冲材料，再向外为围岩(花岗岩、凝灰岩、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“天然屏障”。
各国根据地质条件的不同，选择了不同岩性作为天然屏障，如瑞典、芬兰、加拿大、韩国、印度选择花岗岩；美国选择凝灰岩；比利时由于可选岩性有限，只能选择黏土岩；法国、瑞士尚未确定是选择花岗岩还是黏土岩；德国原定选在岩盐之中，但后来决定重新启动选址程序，至今未确定处置库围岩类型。
考虑到处置库中的废物毒性大，半衰期长，因而要求处置库的寿命至少要达到1×104 a。这一要求是目前任何工程所没有的。因而，处置库的选址、设计、建造、性能评价就极为复杂。
开发处置库是一个长期的系统化的过程，一般需要经过基础研究，处置库选址场址评价，地下实验室研究，处置库设计、建设和关闭等阶段。这些阶段的任务不同，但在时间上有重叠，其中，地下实验室是建设处置库不可缺少的重要阶段。各国在进行选址和场址评价的同时还开展大量研究和开发工作，比较重要的方面包括处置库的设计、性能评价、核素迁移的实验室研究和现场试验、工程屏障研究等。
2 国际进展
高放废物安全处置的复杂性一直受到世界的高度关注，欧、美、日等有核国家和地区通过制定国家政策、颁布法律法规、成立专门机构、拨付专门经费、制定长期科技开发计划、建立专门的地下研究设施和开展长期研究等方式，从政策、法规、机构、经费和科研等方面确保高放废物的安全处置。其中，长期的科技攻关工作为掌握地质处置技术起到了关键作用。例如，美国从1957年起开展这方面的研究，并制定了长期的研究开发计划，在内华达州尤卡山还花费近5亿美元建造地下研究设施——ESF。美国的总研发费用达到65.8亿美元。经过近45 a的基础研究和场址评价工作，美国总统布什最终于2002年批准了尤卡山场址和建库计划，预计美国将于2010年建成世界上首座高放废物处置库。欧盟、瑞典、日本也制定了国家层次的研发计划，并投入了巨资。瑞典、加拿大和日本的研发费用分别达到44亿克朗、7亿加元和1.084×103亿日元。欧盟在2003年启动的第六框架研究计划中，高放废物地质处置技术研究开发也占有相当重要的位置。
自美国国家科学院1957年提出高放废物地质处置的设想至今已有49 a的历史。49 a来，“地质处置”已从原来的概念设想、基础研究、地下实验室研究和示范，走到了今天大部分处置技术已基本成形、部分处置库设计已基本完善，部分国家已确定场址(芬兰于2001年确定了Okiluoto场址、美国于2002年确定尤卡山场址)的地步，尤其是在过去十几年之中取得了重要进展。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了重要进展[1～11]。
2.1 高放废物各方面情况
(1) 法律法规
在国际原子能机构的支持下，有关国家之间签订了针对放射性废物处置的“乏燃料安全管理与放射性废物安全管理公约”；国际辐射防护委员会出版了“固体放射性废物处置的辐射防护原则”(ICRP–64)和“放射性废物处置的辐射防护政策”(ICRP–77)；国际原子能机构也颁发了一系列国际认同的非强制性放射性废物安全标准(RAWASS)。
(2) 处置方法
深部地质处置已成为公认的高放废物永久处置方法。尽管早期探讨过海床处置、深钻孔处置和太空处置等方案，但就费用、风险和法规要求而言，这些方案实施的可能性不大。
(3) 燃料循环技术路线
英、法、德、日、俄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、瑞典、芬兰和瑞士则对乏燃料直接进行处置。目前，美国暂采取乏燃料直接处置方案，
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但其方案中考虑了在100 a之内还能从处置库中回取乏燃料，美国处置库中还同时处置军工高放废液的玻璃固化块。
(4) 地质处置技术路线
在通过大规模的基础研究和地下实验室研究，获得了丰富的经验和掌握技术之后，越来越多的国家高放废物地质处置今后的技术路线是：处置库选址和场址评价→特定场址地下实验室→处置库建造。
(5) 地质处置规划
美国已明确将于2010年建成尤卡山高放废物处置库；芬兰将于2020年建成乏燃料处置库；瑞典将于2006年确定场址，随后开始建库；法国经过15 a的大规模研究，将于2006年提交建造高放废物库的可行性报告。欧盟已于2002年通过导则，敦促其成员国必须于2008年制定选址计划，并于2018年确定各国最终场址。
(6) 处置技术
就整体而言，地质处置所必须的技术(废物整备、处置库设计和工程技术)已经具备，但某些技术及其施工经验尚缺乏。鉴于处置技术的难度，地质处置库的设计越来越趋向考虑核废物的可回取性。
(7) 选址工作
此方面的工作取得了突破性进展，芬兰于2001年5月确定了Olkiluoto为高放废物处置库场址；美国于2002年7月确定了内华达州的尤卡山为最终场址；瑞典选出2处最终场址(Forsmark和Oskarshamn 场址)，并将于2006年确定最终场址；而日本则于2002年启动了处置库的选址工作。
(8) 场址特性评价
在天然系统研究、场址评价方法、现场测试方法和技术、数据测量技术、准确判断系统的不确定性和不均一性等方面获得了突破性的进展。
(9) 工程屏障研究
针对不同的处置概念，提出了不同的工程屏障设计，并对其在处置库条件下的性能及其与天然屏障的作用有了深刻的了解；以结晶岩为围岩的处置库，将采用膨润土作为回填材料。
(10) 地下实验室中的大规模试验及国际合作取得进展
瑞典?sp?、比利时Mol、加拿大URL、瑞士Grimsel和Mont Terri、法国Meuse/Haute Marne、美国尤卡山的ESF等地下实验室研究均获得了大量成果；日本目前还在筹建瑞浪和幌延地下实验室。
(11) 处置系统总性能评价方法和技术日渐成熟
天然和人工类似物研究为提高地质处置的置信度发挥了重要作用，大部分国家均完成了阶段性的处置系统性能评价报告。
2.2 各国高放核废物处置研究进展
2.2.1 美国
美国共有104个民用反应堆正在运行[2，7]，其乏燃料连同军事高放废物将在一起最终处置。据预测，到2030年，美国将积累9.0×103t国防高放废物和8.5×104 t从商用反应堆中卸出的乏燃料。美国的高放废物地质处置计划由能源部负责执行，其下属的民用放射性废物管理办公室以及尤卡山场址特性评价办公室具体负责实施，包括运输、容器开发、处置库设计、场址评价以及申请许可证和建造、运行等。该国采取乏燃料直接处置的技术路线，处置库概念设计为平巷型，位于地下水位以上的包气带中，处置后的乏燃料可在100 a内回取。美国的高放废物处置库侯选场址位于内华达州的尤卡山，到目前为止，详细的场址评价工作已完成，性能评价也已完成。美国能源部已经向美国核管署提交建库申请，预计核管署将用3 a时间评审完毕。美国整个处置计划约需587亿美元，经费主要来自电费的提成，每年能收取费用约6亿美元。美国原计划于1998年建好尤卡山处置库，后因种种原因，现推迟到2010年左右才能建好处置库。
内华达州尤卡山场址是目前惟一的候选场址，历经近20 a的大规模详细研究，已完成场址可行性评价报告和环境影响评价报告。2002年7月，美国总统布什已批准内华达州的尤卡山场址。
美国由于超铀废物量比较大(共有1.7×105 m3)，故在新墨西哥州的地下岩盐层中建造了“废物隔离中间工厂”(也称WIPP处置库)，用于存放、处置超铀废物。该处置库已建设好，己于1999年3月开始接受美国军工超铀废物。
美国高放废物处置库工程自1976年开始着手进行选址工作，至2010年处置库建成，需经过4个阶段，约需35 a的时间。
2.2.2 瑞典
瑞典有4个核电站[2，7，9，10]，共12个机组(包括已退役的2个机组)，核电占总发电量的51.6%。到2010年，预计累计产生的乏燃料将达7.9×104 t。目前，乏燃料存放在Simpevarp核电站附近的乏燃料中间储存设施(CLAB)之中，并由核电站出资成立的
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“瑞典核燃料与废物管理公司(SKB)”负责高放废物地质处置工作，采取的技术路线是用深部地质处置方法在结晶岩(花岗岩)中处置乏燃料。瑞典从20世纪70年代即开始系统、详细的研究工作，其研究计划及成果被国际公认为是最好的，是在花岗岩介质中开展高放废物地质处置工作的“领头羊”。20世纪80年代，在Stripa铁矿建造了位于花岗岩中的地下实验室，在1995年又建成了位于花岗岩中的Asp?地下实验室；同时开展了大量试验，包括场址评价方法学、新型仪器试制(如地质雷达等)、核素迁移、工程屏障性能、深部地质环境等研究，世界上有十几个国家或组织参加了该项研究。瑞典自1976年开始选址，目前已筛选出2处场址，正在开展详细的场址特性评价，预计将于2007年确定最终场址。
瑞典的乏燃料管理各单位的职能如下：
(1) 议会：确保相关法律的实施；
(2) 环境部：行使政府职权，授权批准核废物管理设施的建造和废物管理研发计划；
(3) 瑞典核能监察署(SKI)：负责监察核设施和废物管理设施的的核安全，评审核研发计划和经费计；
(4) 瑞典辐射防护局(SSI)：负责监察核设施和废物管理设施的辐射防护，评审核研发计划，向SKI 提交评价报告；
(5) 瑞典核废物资金管理局(KASAM)：向政府部门及SKI，SSI提出资金使用建议；
(6) 瑞典核燃料和废物管理公司(SKB)：乏燃料处置研发和工程实施单位，负责研发计划、经费预算、地下实验室、乏燃料和处置库的设计、建造和运行。
2.2.3 德国
德国的第1个核电站于1961年建成发电。目前有20个核电机组(其中1个已经关闭)[2，7]，核电占总发电量的39%。德国将采取对乏燃料直接处置的技术方案，处置库围岩为岩盐(盐丘)，除把放射性废物划分为高放、中放和低放废物外，还按废物的发热情况把废物分为发热废物和非发热废物。德国目前有7.6×104 m3非发热废物、8.4×103 m3发热废物。据预测，到2040年，将有2.97×105m3非发热废物、2.4×104 m3发热废物。发热废物中，908 m3为高放废液玻璃固化体，2.814×103 m3为中放废物，其余为乏燃料。被处置的放射性废物总活度为1021 Bq。
德国负责放射性废物处置工作的有关机构是：
(1) 联邦环境、自然保护和核安全部(BMU)：负责核安全和辐射防护，其下属的联邦辐射防护办公室(BfS)为放射性废物处置的实施机构。
(2) 联邦经济和技术部(BMWi)：负责废物处置的有关技术开发工作，其下属的联邦德国地球科学和自然资源研究院(BGR)为技术支撑单位，开展场址调查、地学研究、工程地质和岩石力学等工作。
(3) 废物处置库建造和运行公司(DBE)：在BfS 指导下成立，负责处置库规划、设计、建造和运行等工作。目前，DBE负责戈勒本勘探设施、康纳德铁矿等设施的运行和维护。
关于放射性废物处置，德国政府决定所有放射性废物均需处置在深部地质体中，并且，所有废物仅处置在一个处置库中，要求该处置库应于2030年建好并运行。除已处理的乏燃料外，德国将采取对乏燃料直接处置的技术方案。鉴于德国北部有200个大小不同的盐丘以及岩盐的优点，德国于20世纪60年代就选定岩盐作为放射性废物处置库的围岩，并开始了放射性废物处置研究工作。20世纪60年代建造有位于盐矿中的Asse试验处置库(运行期为1967～1978年)，70年代建设有位于盐矿中Morse- leben处置库(原民主德国)，运行期为1971～1998年。1976年起开始研究在康纳德废弃铁矿中处置非发热废物的研究。
戈勒本盐矿(Gorleben)于1977年选为高放废物地质处置库候选场址，1979～1984年开展了地质调查，共施工了4个深度约为2 000 m的钻孔、500多个小于1 000 m的钻孔；1986～1994年开挖完成2个深达840 m的竖井；1996年起开展了综合的坑道场址调查工作。2000年德国绿党执政之后，于2001年6月11日通过一项协议，决定德国今后放弃核电，并暂停戈勒本场址的工作。目前，DBE只有近200名员工在该处作维护维修工作。
德国从1960年起开始高放地质深部地质处置技术研究，主要包括：(1) 选址和场址评价研究：根据德国的地质情况，选择了岩盐为主岩；(2) 深部地质环境研究：以戈勒本和Asse盐矿为基地开展研究；(3) 工程屏障研究：主要是废物罐的研究；(4) 处置库施工和作业技术研究；(5) 地下实验室研究，主要在Asse盐矿开展；(6) 性能评价研究。
在基础研究方面，德国已建立完整的室内大型研究设施，如BGR的大型岩石力学研究设施、DBE 的处置作业设施和设备原型设施等，曾在Asse开展
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过地下实验室研究(1978年结束)。由于暂停了国内的高放废物地质处置研究，德国转而积极参与了国外地下实验室的一系列试验和技术交流，如参加了瑞士Grimsel，Mont Terri，瑞典?sp?和法国Meuse/ Haute Marne场址等的地下现场研究。
2.2.4 瑞士
瑞士有5个核电机组[2，7]，核电占总发电量的40.6%，其乏燃料总量将达到3.0×103 t，是先运到英国和法国进行处理，制成玻璃固化体(约500 m3)后，再运回国内进行处置，相关工作由瑞士核废物处置合作机构(Nagra)负责进行。采用深部地质处置方式，处置库围岩为花岗岩或黏土岩。选址工作始于20世纪80年代初，并初步选择瑞士北部的花岗岩作为场址，已施工7口深度约2 000 m的钻孔，但由于公众反对，场址评价工作暂停。瑞士还建有2个地下实验室：位于花岗岩中的Grimsel地下实验室和位于黏土岩中的Mont Terri地下实验室，大量的现场试验正在紧锣密鼓地进行。
2.2.5 法国
法国是核电大国，共有59个机组[2，7]，核电占总发电量的78.2%。预计到2040年将有5.0×103 m3的高放废物玻璃固化体和8.3×104m3的超铀废物需要处置。法国国家放射性废物处置机构(ANDRA)负责法国境内高放及中低放废物的处理及处置工作。法国采用深部地质处置技术路线，可选择的围岩为花岗岩和黏土岩，其选址工作始于20世纪80年代，至目前为止已筛选出3处场址：Meuse/Haunt Marne 场址(黏土岩)、Vienne场址(花岗岩)和Gard场址(黏土岩)，并计划在每个场址上施工钻孔(共施工约50个深钻孔)、建造地下实验室，以评价场址的适宜性。但Vienne场址因公众反对，现已放弃，正准备选择另一处位于花岗岩中的场址。Meuse/Haunt Marne 场址已获当地民众同意，2000年开始建地下实验室，并于2004年建成。评价工作要求于2006年完成，若评价结果认为场址是适宜的，则将进行示范处置并建造处置库。
关于高放废物的安全处置，法国于1991年12月30日通过了一项法案，要求在2006年之前完成对高放废物地质处置、高放废物的分离、嬗变和高放废物长期储存的可行性研究，以明确采取何种方法安全“对付”高放废物。经过15 a的研究，已经明确采用深部地质处置的方法永久处置法国的高放废物。
加拿大有16台核电机组[2，7]，核电占总发电量的份额为14.2%。加拿大原子能有限公司(AECL)负责有关高放废物处置研究工作，预计将被处置的废物量为 6.0×103t乏燃料。处置库将位于深500～1 000 m的花岗岩中。已建有White Shell地下实验室，并开展了大量现场试验，已完成环境影响评价报告书及有关方法学研究。选址研究工作始于1973年，预计2025年左右建成高放废物处置库。
2.2.7 日本
日本目前有17座核电站(53个机组)[2，7]，核电占总发电量的35.2%。目前这些核电站退役后，将总共产生5.3×104 t的乏燃料。经后处理、玻璃固化之后，将被最终处置。为实施高放废物地质处置，日本2000年成立了“高放废物地质处置实施机构”(NUMO)，负责具体的选址和建库工作。该机构于2002年启动了高放废物处置库的选址工作，其方法是向日本的3 239个社区征集志愿建库的社区。但是3 a多过去了，收效甚微，目前尚无一处场址，下步工作步骤也尚不明确。
2005年10月，日本两大核能研究单位：日本核燃料循环开发机构(JNC)和日本原子能研究院(JAERI)正式合并，合并后的机构名称为“日本原子能机构”。该机构的东海事业所是日本高放废物地质处置研究/开发工作的主力单位，分别于1993，2000年出版了高放废物地质处置综合研究报告，即H3和H12报告，而2005年刚刚出版H17报告。日本1976年就提出应采用深部地质处置方式处置高放废物，并开展了大量研究，包括室内大型试验、性能评价和地下实验室研究。在釜石和东浓地下实验室开展过大量现场科学试验，还参与瑞典、加拿大和瑞士等国的地下实验室研究。目前正在建设瑞浪和幌延2个地下实验室。前者位于花岗岩中，设计深度1 000 m，目前已达150 m深。后者位于沉积岩中，深度500 m。
2.2.8 芬兰
芬兰目前有2座核电站[2，7]，位于西南沿海Eurajoki省Olkiluoto的核电站由2台840 MW机组组成，由TVO公司运营；位于东南沿海Loviisa省Hastholmen的核电站由2台488 MW机组组成，由Fortum热电公司运营。核电占总发电量的32%。芬兰目前仅积存1.2×103 t乏燃料，按核电站运行40 a 计算，芬兰需处置的乏燃料为2.6×103t；若按运行60 a计算，则有4.0×103 t。芬兰政府又已批准新
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芬兰乏燃料处置的审管部门为贸易与工业部(KTM)，核安全方面的监管部门为芬兰辐射和核安全机构(STUK)。由两个核电站共同出资成立的Posiva Oy公司为乏燃料最终处置的实施机构。
芬兰拟采用“深部地质处置”的技术路线最终处置乏燃料，处置库为KBS–3型多重屏障系统，拟建在深500 m左右的花岗岩基岩之中，为竖井–巷道型或竖井–斜井–巷道型。据估算，最终处置芬兰乏燃料的总费用为46.0亿芬兰马克(不包括研究开发费用)。其中，建库量12.0亿、废物处置费12.5亿、运输费2.0亿、运行费16.5亿、处置库封闭3.0亿芬兰马克，处置费用来自电费。到目前为止，所需的46.0亿芬兰马克处置费用已筹集完毕，其乏燃料处置库计划于2010年开始建造，2020年拟投入运行。
芬兰自20世纪70年代中期在Olkiluoto建成第1座核电站起就开始研究乏燃料的最终处置问题。1978年开始考虑把深部地质处置作为候选处置方法之一，并进行了可行性研究。在1982年完成可行性研究报告的基础上，芬兰政府在1983年制定了乏燃料处置的规划，决定从1983年开始选址，目标是在2000年筛选出处置库最终场址。在此过程中同时开展研究工作，逐步掌握乏燃料处置技术。2001年5月，芬兰国会以159票赞成、3票反对的表决结果，最终确定Olkiluoto核电站的花岗岩体为处置库场址。
2.2.9 印度
目前，印度已有14座核电站[2，7]，另有8座核电站正在建造，其中6座为重水反应堆核电站，2座为轻水反应堆核电站，这些电站计划于2008年初建成。目前印度的核能发电量已居亚洲第三，到2008年，印度年核电装机容量将由目前的2.7×103 MW增至6.7×103 MW。印度也采用乏燃料后处理和玻璃固化的技术路线，并已有一座后处理厂，目前正在筹建第二座后处理厂。印度已开展高放废物地质处置研究。采用的技术路线为深部地质处置，候选围岩为花岗岩，已在一些旧矿井中开展过现场试验。
2.2.10 韩国
韩国目前有14个核电机组运行[2，7]，其中11个是压水堆，3个是CANDU堆，核电站发电量占总发电量的46.3%。据预测，到2015年，将共有28个核电机组运行。到2020年，将增加到256 520桶。目前已积累乏燃料3.233×103t，到2010和2020年，将分别达到1.1×104和1.9×104 t。
有关放射性废物管理的有关时限是：高放废物处置在2006年提出初步设计；中低放废物处置在2008年建好处置库，并开始运行；乏燃料管理在2016年建好乏燃料离堆贮存设施(AFR)。
韩国的核设施均为民用，其废物管理主要由其业主负责，有关的研究开发工作由韩国原子能研究院(KAERI)承担，该院目前约有1 000名在职职工，开展核燃料循环技术路线研究、废物焚烧、沥青固化、太阳能废水蒸发装置、压缩减容、核设施退役、高放废物地质处置及地质环境研究等研究/开发工作。
韩国高放废物地质处置研究起步较晚，其基本技术路线是采用深部地质库对乏燃料进行直接处置，废物总量为3.6×104t，处置库为一位于饱和带中(深500 m)多重屏障隔离系统，考虑了50 a内能回取废物，采用膨润土作为缓冲材料，围岩初步选定为花岗岩。目前开展的研究工作包括：
(1) 处置库概念设计；
(2) 处置高放废物的地质环境研究，包括围岩筛选、地质稳定性、水文地质特征研究等；
(3) 缓冲材料物理性能研究，目前仅对产自韩国的钙膨润土开展膨胀特性、渗透性等研究；
(4) 核素迁移的实验室研究；
(5) 性能评价研究，已引进英国的总性能评价模式，MASCOT开展研究；
(6) 初步建立了核素吸附数据库；
(7) 天然类比研究，参与澳大利Alligator和国际天然类比计划。
3 地下实验室及其在高放废物地质
处置中的作用
地下研究实验室是开发最终处置库必不可少的关键步骤，地下实验室在处置库开发过程中起下列作用：
(1) 了解深部地质环境和地应力状况，获取深部岩石和水样品，为其他基础研究提供数据和试验样品；
(2) 开展1∶1工程尺度验证试验，在真实的深
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填材料等)的长期性能；
(3) 开发处置库施工、建造、回填和封闭技术，
完善概念设计，优化工程设计方案，全面掌握处置
技术，并估算建库的各种费用；
(4) 开发特定的场址评价技术及相应的仪器设
备，并验证其可靠性；
(5) 开展现场核素迁移试验，了解地质介质中
核素迁移规律；
(6) 通过现场试验，验证修改安全评价模型；
(7) 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；
(8) 进行示范处置，为未来实施真正的处置作
业提供经验；
(9) 培训技术和管理人员；
(10) 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。
早期的地下实验室一般利用废旧矿山坑道或民
用隧道(如水电站隧道、高速公路隧道等)改建，仅
开展方法学试验，不做“热”试验，且与处置库场
址没有直接联系。这种地下实验室被称为“普通地
下实验室”(generic underground research laboratory)。
比较著名的有瑞典的Stripa和?sp?、德国的Asse、
加拿大的URL、日本的东浓和釜石、瑞士的Grimsel
和Mont Terri等地下实验室(见表1)。
表1 普通地下实验室
Table 1 Generic underground research laboratory
序号地下实验室
名称
围岩
深度
/m
地点备注
1 Asse 盐丘德国于1995年关闭
2 URL 花岗岩240～
420
加拿大
Manitoba
1984年启用，将在2008
年关闭
3 东浓(Tono) 沉积岩135 日本前铀矿山，1986年启用
4 釜石(Kamaishi) 花岗岩300 日本前铁矿山，1998年关闭
5 瑞浪(Mizunami) 花岗岩 1 000 日本正在开挖竖井
6 幌延(Horonobe) 黏土岩500 日本北海道正开展钻探工作
7 Stripa 花岗岩360～
410
瑞典
前铁矿山，1976～1992年
运行
8 ?sp? 花岗岩460 瑞典始建于1990年，1995年建成，正开展大量试验
9 Grimsel(GTS) 花岗岩450 瑞士利用水电站坑道改建，1983年启用至今
10 Mt. Terri 黏土岩400 瑞士利用高速公路隧道改建，1995年建造，运行至今
11 Fanay-Augeres 花岗岩170 法国前铀矿山，1980～1990年运行
12 Tournemire 黏土岩250 法国原铁路隧道，1990年启用
13 Amelie 钾盐法国 1986～1994年运行
14 Climax 花岗岩420 美国 1978～1983年运行
15 G-Tunnel 凝灰岩425 美国
1979～1990年运行
20 a过去了，随着经验的积累、技术的成熟，
又出现了另一种地下实验室：特定场址地下实验室
(site-specific underground research laboratory)。它是
在选定的高放废物处置库预选场址上建造的地下设
施，可以开展“热”试验，具有方法学研究和场址
评价双重作用，从中所获的数据可直接用于处置库
设计和安全评价。并且，这种地下实验室在条件成
熟时可直接演变成处置库，比较著名的有美国内华
达州尤卡山的ESF设施、芬兰的Olkiluoto、法国巴
黎盆地东部的Meuse/Haunt Marn等地下研究实施
(见表2)。
表2 特定场址地下实验室
Table 2 Site-specific underground research laboratory
序
号
地下实验室
名称
围岩
深度
/m
地点备注
1
HADES
(现称URF)
塑性黏
土
230
比利时，
Mol
1980始建，1984运行至
今
2
Olkiluoto
(ONKALO)
花岗岩60～100 芬兰
1992起运行。在已选定
处置库场址上建造的地
下实验室称为ONKALO
3Gorleben 岩盐丘840 德国
1985始建，2001暂停工
作
4
WIPP
(废物隔离中
间工厂)
岩盐层650
美国，新
墨西哥州
1982启用，1999年3月
开始接受超铀废物
5ESF(尤卡山)凝灰岩300
美国，
内华达州
1998年建成，并开始原
地试验
6
Meuse/Haute
Marne
黏土岩500 法国
2000开始建设，2004年
建成
7
花岗岩地下实
验室
花岗岩450 法国因公众反对，工作暂停
4 国内进展
中国的高放废物主要来源于核电站乏燃料经后
处理产生的高放废液以及以前积累的军工高放废
液，此外，还包括一部分CANDU堆乏燃料和超铀
废物。
能源短缺乃是制约中国经济可持续发展的主要
因素，作为能源(煤、石油)匮乏、水电开发成本高
的中国，发展核电是保证中国国民经济发展的重要
保障，目前中国也已制定了核电发展计划，而发展
核电的关键保障条件之一是要安全经济地处置核废
物。
据估计，中国已暂存了一定量的军工高放废液，
目前运行的轻水堆核电站每年约产生170 t乏燃料。
按中国核电发展规划推算，到2020年中国产生的
3
? 808 ? 岩石力学与工程学报 2006年
产生约1.0×103 t乏燃料，而重水堆(秦山3期)运行期满后，共将产生约8×103 t乏燃料。
中国从1985年开始开展了高放废物地质处置跟踪性研究，已初步提出处置库开发“三步曲”式的技术路线[11～13]，开展了高放废物地质处置研究工作，包括选址和场址评价研究、处置库概念设计调研、缓冲/回填材料(主要是膨润土)性能研究、核素迁移和核素水溶液化学研究、天然类比研究、普通地下实验室场址初选、性能评价调研和计算机模拟等工作。目前已初步确定甘肃北山为高放废物处置库的重点预选区，并正在该区的旧井、野马泉和向阳山地段开展场址评价方法学研究，并已确定内蒙古高庙子钠基膨润土为处置库候选回填材料，其他工作也取得了一定的进展[12～22]。1999～2003年，核工业北京地质研究院开展了“甘肃北山深部地质环境研究”，施工了首批4个深钻孔，初步建立了一些场址评价方法。
但是，由于缺少宏观规划，没有在国家层次上集中力量开展研究，且经费投入极其有限，开展的仅仅是跟踪性的研究，一些重大科学问题还没有解决。由于至今还没有一些专用试验设备和现场研究的必备设施——地下研究实验室，大量课题根本就没有开展，距完成地质处置任务所需的科学技术积累还相差甚远。
可喜的是，2005年8月1日至3日，国防科学技术工业委员会在北京组织召开了高放废物地质处置研讨会。这是中国首次由政府部门举行的第一次与高放废物安全处置有关的研讨会。来自国防科学技术工业委员会、国家环境保护总局、财政部、解放军总参、总装备部、21基地、中国科学院武汉岩土力学研究所、中国科学院金属研究所、国家自然科学基金委、中国核工业集团总部、核工业北京地质研究院、中国原子能科学研究院、核工业第二研究设计院、中国辐射防护研究院和14所大学等近120名代表参加了此次会议。防科学技术工业委员会副主任、国家原子能机构主任张华祝和国家环境保护总局核安全司副司长赵永康在会议开幕式上做了讲话。会议邀请潘自强院士、谢和平院士和刘元方院士及有关专家作了大会报告。会议公布了防科学技术工业委员会提出的《高放废物地质处置中长期研发规划指南》(讨论稿)，提出了“统筹规划、协调发展、分步决策、循序渐进”的总体思路。提出中国应在21世纪中叶建成高放废物处置库。提出发平台，编制研发网络，评价预选场址，全面协调发展。会议宣布成立了“防科学技术工业委员会高放废物地质处置专家组”。这是一次总结工作，交流经验，分析问题，规划未来，部署今后高放废物地质处置总体思路和工作安排的会议。会议成果将对今后中国高放废物地质处置工作产生长远的影响。
5 若干关键科学问题
5.1 若干关键科学问题
高放废物安全处置，在科学技术方面是一个重大难题。其难点在于如何使高放废物与人类生存环境充分、彻底、可靠地隔离，且隔离时间要达上万年甚至几百万年。高放废物中含有镎、钚、镅、锝等放射性核素，它们具有放射性强、毒性大和半衰期长等特点，一旦进入人类生存环境，危害极大，且难以消除。正因为如此，就需要建造特殊的地下工程——深部地质处置库来处置这些高放废物。
然而，建造这样的地下工程，在科学、技术和工程上面临一系列重大难题，包括如何选择符合条件的场址、如何评价场址的适宜性、如何选择隔离高放废物的工程屏障材料、如何设计和建造处置库、如何评价上万年甚至更长的时间尺度下处置系统的安全性能等一系列重大科学和技术难题。其中，需解决的重大科学问题包括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以及处置系统的安全评价等。此外，高放废物处置还面临一系列社会和人文科学方面的难题。
(1) 处置库场址演化的精确预测
由于高放废物含有长半衰期的放射性核素，这就要求处置库要有(1～10)×105a，甚至更长的安全期，这是目前任何一个工程所没有的要求，因此，也就需要对处置库场址的演化作出预测，尤其是对处置库建成后(1～10)×105 a场址的演化作出精确预测，包括地质稳定性的预测、区域地质条件的预测、区域和局部地下水流场和水化学的预测、未来气候变化的预测、地面形变和升降的预测、地质灾害(火山、地震、断裂、底辟作用等)的预测等。
(2) 深部地质环境特征
地质处置库一般位于300～1 000 m深的地质体
第25卷第4期王驹等. 高放废物地质处置及其若干关键科学问题 ? 809 ?
还原环境、地下水作用、深部气体作用，还由于放射性废物的存在，处置库中存在强的辐射环境。目前，对深部地质环境知之甚少，并且研究方法和手段也极其缺乏。
(3) 深部岩体的工程性状及其在多场耦合条件下岩体的行为
与浅部岩体不同，深部岩体结构具有非均匀、非连续特点。深部岩体结构变形具有非协调、非连续特点；深部岩体结构不是仅处于一般高应力状态，而是一些区域处于由稳定向不稳定发展的临界高应力状态，即不稳定的临界平衡状态。由于开挖和高放废物衰变热与辐射作用的存在，地质处置库的深部围岩所处的“场”发生了巨大的变化，在中(高)温、地壳应力、水力作用、化学作用和辐射作用等的耦合作用下，深部裂隙岩体将发生对扰动的复杂响应。深部岩体的这些工程性状及其在多场耦合条件下受开挖与热载作用时岩体响应规律，是一个前沿性科学难题。
(4) 多场耦合条件下工程材料的行为
高放废物处置库的工程材料包括玻璃固化体、废物罐(通常用碳钢、不锈钢等建造)和缓冲回填材料(包括膨润土及其与砂的混合物)，这些材料起着阻滞放射性核素向外迁移、阻止地下水侵入处置库的重要作用。这些材料在地质处置库中高温、地壳应力、水力作用、化学作用和辐射作用等的耦合作用下，其行为与常规行为有着巨大的差别，其变化的规律一直是材料科学前沿性课题。例如，辐射还原条件下玻璃固化体的溶解行为、应力和辐射作用下废物罐的腐蚀速率、中(高)温条件下膨润土的相变及其吸附扩散能力的变化、地下水–废物罐–缓冲回填材料–处置库围岩的相互作用。
(5) 放射性核素的地球化学行为及其随地下水的迁移行为
从高放废物处置库中释放出来的放射性核素，将随地下水迁移，从而影响处置库的性能。迁移行为一方面取决于地下水本身的运动规律，同时又与复杂的地球化学作用相关。目前，人们对原子序数小于92的元素的地球化学行为已有了较为深入的了解，但是，对于原子序数大于92的元素的地球化学行为则了解甚少，而这些元素正是高放废物中的关键放射性核素，如镎、钚、锝、镅和锔等。这些核素在深部地下水中的化学形态、络合行为、胶体特性等均是目前的学科难题。处置库中放射性核素的迁移行为极为特殊，它们以超低速度溶解，又以超低溶度在地下水中迁移，发生吸附、扩散、弥散、对流等作用，且受胶体作用、细菌作用和腐殖质的作用以及辐射作用综合影响，其迁移行为可以说是地球化学研究的空白领域。某些放射性核素具有非常活性的特点，如锝、碘–129和氚等非常难阻滞，因此，如何选择缓冲材料的添加剂阻滞放射性核素的迁移也是一项重要课题。同时，深部岩体中长时间尺度下地下水的运动，包括近场多场甚至是相变条件下地下水的运动规律，也是一个重要的研究课题。
(6) 处置系统的安全评价
地质处置库是一项处置高放废物的高科技环保工程，必须确保安全，且安全期要达到上万年，但如何对处置系统进行安全评价却是难题。处置系统是一个复杂的系统，包含大量的子系统(废物体子系统、废物罐子系统、缓冲材料子系统、回填材料子系统、近场子系统、远场子系统、地下水子系统、生物圈子系统和环境子系统等)，又经历着各种因素的耦合作用，对其安全进行评价对目前的科学水平和计算能力是一个极大挑战。就场址建模来说，就需有地质模型、物理模型、数值模型，所需模拟的单元总数可达几百万个，考虑的变量也多达上百种，考虑的时间尺度达上百万年，需要用确定论算法、概率论算法、情景分析、后果分析、灵敏度分析等进行极为复杂的计算。
上述领域涉及到的均是前沿交叉科学问题，涉及到的学科包括地质学、水文地质学、放射化学、岩石力学、工程科学、材料科学、矿物学、热力学、核物理、辐射防护、计算机科学等，需开展综合、交叉研究才可能有所突破。正因如此，高放废物地质处置的研究才受到世界科学界的重大关注。
5.2 有关国家若干重大研究项目
为掌握地质处置库施工技术、理解处置系统的各种效应、处置库屏障的性能等，开展了大量的室内模拟试验以及在地下实验室中开展的全尺寸试验。包括处置库开挖技术研究、工程开挖损伤研究、废物罐可回取性研究、场址特性评价方法研究、场址水文地质特性研究、放射性核素迁移试验、放射性废物处置效应研究、工程屏障制造和性能研究、地质处置系统长期性能综合试验、原型处置库、天然类比研究、人工类似物研究等。表3[1～10]列出了若干研究项目、所获成果及相关试验名称。
5.3 若干研究热点和难题
尽管花费了大量经费和精力，开展了大量深入
? 810 ? 岩石力学与工程学报 2006年
表3 有关国家若干重大研究项目[1～10]
Table 3 Several large-scale research projects in the world[1～10]
序号项目名称成果相关试验及研究
1 处置库开挖技术研究对围岩损伤最小的处置库开挖技术、设备性能比利时URF的塑性黏土中的平巷开挖试验芬兰Olkiluoto的花岗岩中的开挖技术
瑞士GTS的花岗岩中的开挖技术
2 工程开挖损伤研究、废物罐
可回取性研究
工程开挖影响的定量数据，包括区域数据和局部数据、
物理和化学影响
瑞典?sp?的ZEDEX试验
瑞士GTS的EDZ试验
瑞士Mt. Terri的各种工程开挖试验
加拿大URL的热–水–力耦合试验
瑞典?sp?的可回取试验
3 场址特性评价方法研究新的获取场址岩石和地下水特性的技术、方法及设备芬兰Olkiluoto场址的全尺寸处置孔研究隧道中的试验
瑞士Mt. Terri，瑞典Stripa的各种地球物理方法的运用，如钻孔雷达
芬兰开发的新的地下水流量计
4 场址水文地质特性研究场址地下水流的概念模型、两相流的特征地下实验室的地下水力试验
瑞典?sp?的地下水流的专项调查和模拟瑞士Mt. Terri的各种地下水渗透试验
美国尤卡山的非饱和带渗透试验
地下水各种同位素年龄测定技术
5 放射性核素迁移试验放射性核素在岩石中的扩散、吸附，随岩石裂隙水流迁
移的各种参数
几乎所有室内实验室和地下实验室现场均开展此项试验
研究
6 放射性废物处置效应研究放射性废物处置引起的各种效应(热、核素释放、机械力
学性能)数据
加拿URL的CERBERUS试验
加拿大URL的水–热–力耦合试验
德国Asse的TSS试验
瑞士GTS的FEBEX试验、加热试验
瑞士Mt. Terri的各种试验
瑞典Stripa的试验
美国尤卡山的全坑道规模加热试验和水热力化学耦合试
验
比利时的mock-up试验
捷克的mock-up试验
国际DECOV ALEX计划
美国科学基金会的高放废物处置水–热–力–化学–微
生物耦合过程研究
7 工程屏障制造和性能研究获得各种工程屏障(废物体、废物桶、外包装、缓冲材料、
回填材料)的制造技术及其性能数据
法国、英国和美国对高放废液玻璃固化体性能的研究
瑞典、美国、德国等对乏燃料和二氧化铀性能的研究
澳大利亚对人造岩石的研究
瑞典对纯铜废物罐性能和制造技术研究
瑞士GTS的FEBEX试验
瑞士Mt. Terri的各种试验
瑞典Stipa的缓冲材料和钻孔封闭试验
加拿大URL的缓冲材料和废物罐试验
比利时URF的RESEAL试验
比利时的mock-up试验
捷克的mock-up试验
日本的BIG-BEN试验
8 地质处置系统长期性能综合
试验
获得与各种长期作用、地球化学腐蚀作用、岩石力学稳
定性等有关的数据
比利时的处置概念示范试验
日本釜石的水–热–力耦合现场试验和模型验证
瑞典?sp?的示范处置库
美国尤卡山ESF的全坑道加热试验
加拿大URL的水热力试验
9 原型处置库处置库总体性能及其演化瑞典?sp?的原型处置库试验
美国尤卡山的全巷道加热试验，10 t乏燃料处置试验欧盟的ESDRED处置库设计与工程研究计划
10 天然类比和人工类似物研究类比地质处置库总系统、各子系统和各种作用，为地质
处置增强信心
加蓬奥克洛天然“反应堆”的类比研究
巴西Pocos de Caldas 放射性核素在天然铀钍矿体中的迁
移
美国在墨西哥和希腊对二氧化铀迁移的类比研究
加拿大雪茄湖铀矿的天然类比研究
澳大利亚Koongarra铀矿床的ARAP 研究计划和
ASARR计划
瑞士对天然黏土类似物的研究
约旦和阿曼Maqaria水泥胶结物稳定性研究
西班牙El Berrocal花岗岩中和瑞士GTS花岗岩中铀的迁
移研究
中国连山关铀矿床、花岗岩接触带的天然类比研究
中国西周青铜器的类似物研究
第25卷第4期王驹等. 高放废物地质处置及其若干关键科学问题? 811 ?
的研究，仍然有大量的难题亟待解决，因而也就形成了研究热点。随各国的处置系统和围岩的不同，研究热点和难点有所差异，如美国的处置库位于包气带中，其大量研究重点围绕包气带中地下工程展开，比利时的处置库位于塑性黏土中，研究中点则以塑性黏土为主；瑞典的处置库位于花岗岩中，大量的研究集中在花岗岩裂隙及缓冲回填材料方面。以下初步列出了目前在地质处置系统、场址评价、工程屏障和工程设计、废物的可回取、性能和安全评价、安全方案等方面的研究热点。
5.3.1 地质处置系统
(1) 含硝酸盐废物和超铀废物的整备材料、整备工艺(如玻璃固化工艺)的开发；(2) 多层废物罐及废物罐材料的开发；(3) 多孔回填材料的开发；(4) 美国“防滴水罩”的开发；(5) 计算机技术、通讯和监控系统的开发，用于遥控作业。
5.3.2 场址评价
(1) 场址不均一性的研究及其对处置库设计的影响；(2) 地质介质的天然变化的精确预测；(3) 人工诱发的地质介质变化；(4) 地震对处置库系统的影响；(5) 冰河期对处置库的影响；(6) 深部地质环境参数获取技术开发；(7) 导水断裂的特征及其地下水流的模拟；(8) 快速导水断裂的厘定、地下水未来的快速补给途径；(9) 低渗透介质中未受扰动的地下水样品的采集技术；(10) 低渗透介质中地下水的流速流向；(11) 气体对深部岩石建造的影响；
(12) 地下水年龄的测定；(13) 地下水的同位素特征；(14) 地下水中胶体、有机质、微生物的分析测定；(15) 地下水流的三维模拟；(16) 有机质对放射性核素迁移的影响；(17) 天然胶体的特性评价；(18) 场址的建模、三维CAD/可视化技术；(19) 场址信息库技术。
5.3.3 性能评价和安全评价
(1) 正在对处置系统各单元的功效、不确定性处理、评价成果的表达以及对选址、场址评价和处置库设计的信息反馈等方面进行深入研究；(2) 对可能导致废物罐降解和失效的各种作用的研究；(3) 废物罐腐蚀产物的吸附作用；(4) 废物罐早期失效的数学模拟；(5) 对各种形态的废物体(如玻璃固化体、乏燃料等)降解过程的研究；(6) 应用地球化学程序模拟孔隙水的演化；(7) 处置库热演化对近场特征和远场特征的影响；(8) 裂隙和非饱和介质中放射性核素迁移的模型验证及数字模拟；(9) 气候用(水–热–力–化学–辐射–生物)现象的深入研究；(11) 耦合条件下岩石、岩体的特性研究；(12) 处置库材料产生的气体对处置库系统的影响；(13) 胶体作用下放射性核素加速迁移的可能性；(14) 人类无意闯入处置库的概率及其不确定性；(15) 地表环境演化和生物圈演化的不确定性；(16) 剂量–效应关系中的“标准人”的不确定性；(17) 性能评价和安全评价成果的表达：如何确保数据和结果的可追溯性和透明性；(18) 对安全性能的定性解释；(19) 将评价结果与其他人类活动诱发的风险相比较；(20) 提高安全评价置信度的方法；(21) 地质处置库信息和标志的长期保存；(22) 放射性核素的热力学数据库。
5.3.4 工程屏障和工程设计
(1) 垂直处置方案和水平处置方案的比较；
(2) 处置库设计的最优化；
(3) 废物处置的可逆转和废物的可回取性；
(4) 工程材料之间的相容性研究；
(5) 工程屏障与天然屏障的相互作用；
(6) 处置工程的长期稳定性研究。
6 结语
安全处置高放废物是科学、技术和工程界面临的挑战性问题。国内外在高放废物地质处置的法律法规和标准、处置规划、技术路线、处置方法、处置技术、选址和场址评价、工程屏障材料、工程设计、性能评价、安全评价等方面取得了显著进展。美国和芬兰以选定处置库场址，而瑞典也基本上选定场址。尽管如此，高放废物地质处置还面临一系列的关键科学问题：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等。因此，国际上开展了处置库开挖技术研究、工程开挖损伤研究、废物罐可回取性研究、场址特性评价方法研究、场址水文地质特性研究、放射性核素迁移试验、放射性废物处置效应研究、工程屏障制造和性能研究、地质处置系统长期性能综合试验、原型处置库、天然类比研究、人工类似物研究等重大研究项目。目前的若干研究热点问题包括地质处置系统、场址评价、
? 812 ? 岩石力学与工程学报 2006年
评价、安全方案等方面。可以预计，随着经费投入的不断加大，随着科学、技术和工程的不断发展，高放废物地质处置中的一些难点问题将会得到解决，而这些问题的解决反过来又会推动各个学科的发展。
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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