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Äspö、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Aspö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Äspö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。
