高放废物深地质处置及国内研究进展

核能在产生电力造福社会的同时 ,也留下了放射性废物。我们有责任对这些废物实施安全和正确的管理。本文阐述了高放废物深地质处置的一般概念及处置库选址研究中的若干问题 ,同时介绍了国内高放废物深地质处置研究的进展.     

世界高放废物地质处置库选址研究概况及国内进展

高放废物是核能事业发展的必然产物。它的安全处置是核能事业持续发展的前提 ,已受到世界各国的高度重视。文中阐述了高放废物深地质处置的一般概念。同时重点介绍了世界上一些国家处置库选址研究的主要内容和研究进展 ,例如 ,美国把处置库建造过程分为场地推荐、场地的特征评价、处置库场地的选择和批准、领取场地执照和处置库建造设计的审批、处置库的建造 5个阶段 ;德国的选址研究工作包括地电和地热研究 ,重力、地震、地球化学、水文地质、同位素地球化学及微生物研究等 ;瑞典在花岗岩中建成了地下实验室 ,并制定了实验室的总体研究目标等等。另外也介绍了中国在甘肃省北山进行的高放废物地质处置库选址工作的情况 ,研究表明北山地区为一地壳稳定区 ,也是地下水贫水区且地下水流速缓慢 ,有利于处置库的建造 ,进一步的地面地质、水文地质勘察工作及钻探工程工作正在进行中。伴随着这些工作的完成 ,中国将大大缩短在高放废物地质处置研究方面与发达国家的距离。     

国外核废料处置地质研究动向

笔者参加了第29届国际地质大会,现将会上了解到的关于核废料处置的一些研究动向介绍如下。大会设置的有关核废料处置的地质研究专题有“放射性和有害废料的地质处置”、“核废料处置研究计划”和“核废料处置地点特征及天然类比研究”。来自日本、法国、加拿大、芬兰、瑞典、比利时、俄罗斯、德国、英国和美国的代表在会议上交流了四十几篇论文。其中,法国和日本等核电大国代表的文章较多。从大会宣读和张贴的资料看,目前进行的核废料处置的地质研究工作主要有三个方面的内容。一是构造稳定性问题,其主要研究方向是放射性废料处置地点局部和区域上地质构造稳定程度的估价。二是地球化学问题,主要研究核废料中放射性有害物质在处置地点及其邻     

加拿大和美国高放废物地质处置研究概况

本文主要介绍了作者2000年对加拿大和美国进行科学访问时实地考察所了解到的加拿大的核素在裂隙和孔隙介质中的迁移模式，地下实验室，白壳实验室（Whiteshell Labs)，高放废物处置库场地预选和美国拟作为高放废物处置库的尤卡山场地和已投入运行的军用超铀废物处置库的废物镉离实验工厂；着重论述了这两个国家的高放废物地质处置研究现状、经验和所取得的成果。     

地学园地

高效、清洁的核电与火电、水电一起成为全球的三大能源支柱。截止 1988年 1月,全球已经建成投产420座核电站,装机容量3亿千瓦。核电站运行产生的大量垃圾——一系列高、中、低放射性废物,与医疗、科研、国防事业的核废料,一起成为越来越重要的环境问题。 核废料会有大量半衰期各异的放射性核元素。高放射性废料（HLW）在1000年内其放射性可降至初期值的1％,在约一百万年之后,其放射水平与花岗岩相当。高放射性废料（HLW）必须保证其在很长时间内完全与生物圈隔离,一般通过竖井或平巷处置于深部且封闭稳定的花岗岩或岩盐中。中、低放射性废料（ILW一LLW）Ng在数干年后即与围岩的放射水平相当。中一低放射水平废料（ILW—LLW）一般采用浅层处置,多置于渗透性很差的粘土层或沉积岩层中。 无论是深层处置还是浅层处置,都涉及到处置场的选址问题。在预选处置场正式运行前,必须经过安全可靠的详尽论证及各种试验。 在花岗岩中的地下核废物处置试验场进行现场试验的目的包括:获取确定有关水力参数与数据的技术方法;获取测试溶质运移参数的技术与模型;获取测试与热扩散问题有关参数的技术;高温下岩石力学性质的变化规律;洞室附近岩石应力变化与变形;获取封闭地下水流动通道的技术与方法。 在岩盐中的处置试     

高放射性核废物深地质处置的环境问题

基于“多重屏障原理”的深地质处置是国内外公认的处置高放射性核废物的合适方法。本文从处置库建造与运行对环境的影响及环境对处置库反作用两方面探讨高放废物深地质处置中涉及的有关环境问题,并指出为确保处置库的长期安全性,必须特别注重选址及多因素耦合作用研究。     

中国高放废物深地质处置研究

中国的放射性废物深地质处置研究始于１９８５年,在中国核工业总公司科技局下设有“高放废物深地质处置研究协调组”负责研究项目的计划,协调和实施,协调组的组长单位是核工业北京地质研究院,参加单位有核工业北京工程设计研究院,中国原子能科学研究院和中国辐射防护研究院,中国已初步提出了高效废物深地质处置研究发展计划,其目标是２０４０年左右建成一个国家地质处置库,中国将采用深地质处置方式处置高放废物,处置对象为     

高放射性核放心物深地质鼾的环境问题

基于“多重屏障原理”的深地质处置是国内外公认的处置高放射性核废物的合适方法，本文从处置库建造与运行对环境的影响及环境对处置库反作用两方面探讨高放废物深地质处置中涉及的有关环境问题，并指出为确保处置库的长期安全性，必须特别注重选址及多因素耦合作用研究。     

花岗岩型地质处置库情景试构建与分析

高水平放射性废物(高放废物)地质处置库关闭后长期演变情景的构建和定量分析是安全评价的关键。研究以拟建于北山预选区的花岗岩型处置库为研究对象,对情景开发及其分析进行了初步探索。采用"自下而上"的情景开发方法,构建了处置库关闭后预期演变情景和3类典型的非预期演变情景,对各类情景条件下的核素释放率进行了计算和分析。结果表明,现有条件下,处置库具备较好的安全性;为提升安全评价的可靠度,需要进一步加强情景不确定性的分析。     

缓冲层热—湿—力耦合作用研究简介

介绍了高放射性废物深地质处置库热－湿－力耦合作用，着重给出了国际高压实缓冲层热－湿－力耦合作用的研究进展，指出与高放射性废物处置库有关的热－湿－力耦合过程研究是核废物地质处置提出的新课题，涉及多学科，需广大有识之士共同合作研究。     

原型处置库

论述高放废物地质处置研究中的原型处置库的概念、建造目的和研究的主要内容,以及它在处置库系统性能评价中的作用。原型处置库的研究工作,可以在普通地下实验室中进行（如瑞典的魧sp觟地下实验室）,也可以在特定场址地下实验室中进行（如美国尤卡山的ESF坑道）,它是以往20多年前地下实验室研究中演示阶段的扩展和延伸,是高放废物地质处置研究中最终确认处置库场址的一个必不可少的研究步骤,同时也为处置库地下工程的详细设计提供最接近于当地建库实际的各类技术参数。     

我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨

综合对比瑞典、加拿大、芬兰和美国等国高放废物地质处置库场址筛选技术思路,分析国外高放废物地质处置库场址筛选过程中取得的经验、教训,总结了我国处置库选址工作取得的成果和存在的问题。在综合研究基础上,分析提出我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路,包括应遵循的原则、工作范围、目标和总体技术步骤等,以利于今后处置库选址工作更系统、规范和统一。     

高放废物地质处置场甘肃北山预选区区域地下水循环模式与意义

高放核废物对环境与人体都有极大的危害性,如何有效地处置将制约着我国核电事业的发展.目前,高放核废物安全处置是一个世界性难题,其难点在于如何使高防核废物与人类生存环境充分、彻底、可靠地隔离,且隔离时间至少要达上万年,在科学、技术和工程方面还面临一系列重大挑战.高放核废物深地质处置被认为是一种有效的手段,即在地表以下数百米深的地方建造一个处置库,以限制核素在数万年内不会迁移进入地表生物圈.目前甘肃北山戈壁沙漠地带是我国高放废物地质处置库的预选区.     

高放废物地质处置中的工程材料

凡人类从事于与核材料有关的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物。高放废物由于具有放射性水平高、发热量大、核素寿命长等特点,其安全处置倍受全球科学家和广大公众所重视。目前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。借鉴已有研究成果,我国采用多重工程屏障系统(包括废物固化体、废物罐及其外包装和缓冲/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。参照国际上该领域的研究成果,结合我国处置概念,本文就高放废物地质处置中的工程材料(废物固化体、废物罐、外包装、缓冲材料、回填材料),以及其材料选择、设计要求和研究重点等进行了总结。     

地质系统热-水-力耦合作用的随机建模初步研究

热-水-力(THM)耦合作用是岩石力学与环境地质中的重要基础理论问题,核废料地质处置库周围的缓冲材料和围岩中的热-水-力耦合现象将影响其力学稳定性、热传导性和渗透性,进而影响放射性核素在裂隙岩体中的迁移规律。核废料或放射性废料的地下深埋处置是国际上正在研究的永久性隔离的有效方法之一。因此,对核废料地质处置法安全性评估的一个重要内容就是对裂隙岩体中力学稳定性与构造应力、地下水渗流及热载荷等的耦合作用之数值模拟和评估。这已成为当前刻不容缓的重要的环境影响评价课题。笔者研究了温度场-渗流场-应力场中热传导系数和渗透率以及岩体力学参数的空间变异性,用实验方法研究三场耦合效应及裂隙岩体的场性能等效处理,试图建立热-水-力耦合作用的随机性数学模型及可视化数值模拟方法,为核废料地质处置安全性评估提供直观的新方法。     

中国高放废物深地质处置的缓冲材料选择及其基本性能

人类的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物,其中高放废物的安全处置倍受全球科学家和广大公众所重视。目前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。借鉴国外成熟的技术和经验,我国采用多重工程屏障系统(包括废物固化体、废物容器及其外包装和缓冲/回填材料)和适宜的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。经过全国膨润土矿床筛选,我国高放废物深地质处置库缓冲材料的研究以产自高庙子膨润土矿床深部的钠基膨润土作为基本组成材料。本文介绍了高庙子膨润土矿床的地质特征以及高庙子钠基膨润土的基本特征。该膨润土与国外同类型材料相比具有蒙脱石含量高(75%左右)、杂质矿物相对较少的特点,该材料的系统和深入研究对于开发我国缓冲回填材料技术、确保高放废物的安全有效处置有重要意义。     

高放废物处置库新疆雅满苏和天湖预选地段地下水同位素特征

<正>高放废物的深地质处置方案在世界范围内已经得到公认。安全处置高放废物的前提是必须选择合适的处置库场址。由于高放废物地质处置的特殊要求,必须对高放废物处置库的场址进行多学科、全方位的详细调查。而场址的适宜性在很大程度上取决于其水文地质条件,因为地下水是高放废物有     

天然含放矿物的水热蚀变研究进展

矿物固化体作为第二代高放废物固化体,具有良好的热稳定性、化学稳定性以及辐照稳定性。然而,目前用于化学稳定性研究的矿物固化体,很少含有放射性核素,或者没有积累足够的辐照损伤缺陷,所以很难反应固化体在真实地质处置库中的行为,并且在实验室研究中,也难以长期(1×10~4～10×10~4年)模拟HLW处置库中的物理化学条件。而自然界中的一些含放射性核素的矿物,经过百万年甚至上亿年的地质作用后,仍然保持着稳定的成分和形态。这些天然矿物因自辐照作用而在结构上与含放矿物固化体具有相似性,本文比较了天然矿物与HLW固化体水热蚀变的异同,并通过大量文献调研总结了天然矿物水热蚀变的现状,以为矿物固化体长期化学稳定性的研究提供科学依据和评估数据。     

世界各国高放废物地质处置最新进展

核废物的安全处理处置问题一直是困扰核工业全面发展的关键因素，而其中高放废物的处置尤为突出。对于高放废物的处置问题，目前国际上主要倾向采用深地质埋藏的方法，本文根据最新资料（截止２０００年１０月）介绍世界上各主要有核国家在此方面的研究进展。目前已经有３个候选高放废物处置库：芬兰的Ｏｌｋｉｌｕｔｏ、美国的ＹｕｃｃａＭｏｕｎｔａｉｎ与德国的Ｇｏｒｌｅｂｅｎ，但德国的Ｇｏｒｌｅｂｅｎ由于政治方面的原因从而存在问题［１］。俄罗斯：俄罗斯正在进行高放废物深地质处置库的选址工作，目前正在进行大规模的场址调查工…     

两花岗岩体接触带铀系核素迁移的初步模拟

随着世界各国大力发展核电，放射性废料的安全处置已成为当今研究热点和前沿学科。高放废物深地质处置的安全性主要取决于处置库内放射性核素向生物圈的迁移程度。在侵入岩中，放射性核素主要是通过地下水沿岩石孔隙从处置库向生物圈迁移的。为了理解放射性核素在花岗岩体接触带的迁移行为，本文根据两花岗岩体接触带中样品的铀系核素放射性活度比值（^234U/^238U,^230Th/^234U,^226Ra/^230Th,^230Th/^238U)，利用 α-反冲（弹射）作用引起的放射性不平衡理论，计算了铀系核素子体^234U,^230Th,^226Ra在后期地下水的作用下在花岗岩体接触带及其裂隙内的迁出率、迁入率、并进行了质量平衡的计算。结果表明，经α-反冲作用进入流体的核素的迁出率要远大于因核素自然衰变的消亡率；裂隙充填物及裂隙能阻滞大量核素的迁移，其沉淀核素来自接触带花岗岩；花岗岩能强烈阻滞核素的迁移，可作为阻止放射性核素从核废料地下处置库向外迁移的有利天然屏障。