用于高放射性废物深地质处置的粘土材料研究

按照高放射性废物深地质处置库中缓冲材料的作用及要求，针对8个主要核国家采用的9种蒙脱石类粘土的样品来源、矿物成分、主要物理化学特征和热—水—力学性能进行分析比较发现：中国内蒙古高庙子膨润土蒙脱石含量较高，阳离子交换容量和比表面积较大，高庙子钙膨润土具有很好的不渗透性、高膨胀性和良好的导热性能。因此高庙子膨润土可作为中国高放射性废物深地质处置库缓冲材料的基料。     

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。     

我国高放废物深地质处置战略规划探讨

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一特定场址地下实验室研究一处置库建设。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。     

高放射性废物深地质处置库预选场址深部花岗岩的同位素地球化学

评价高放射性废物深地质处置库安全性能的一个重要方面是研究处置库的远场地球化学环境 ;矿物和岩石同位素地球化学研究可以较客观地重现矿物、岩石形成时的古环境及其演化历史。对中国第一个高放射性废物处置库预选场深部花岗岩不同深度裂隙充填矿物 (方解石、石英 )的 C、O同位素 ,Rb- Sr同位素及铀系核素的研究表明预选场深部花岗岩可分为四种不同的地球化学环境 :1浅部 (0～ 15 0 m ) ,其填隙矿物的δ1 8O(SMOW) =12 .1‰～ 13.0‰ ,δ1 3C(PDB) =- 9.5‰～ - 10 .1‰ ,δ87Sr=- 3.2 4‰～ - 1.0 9‰ ,填隙矿物形成于低温流体环境 ,为大气降水补给。 2中—上部 (15 0～ 35 0 m) ,δ1 8O(SMOW) =13.3‰～ 18.0‰ ,δ87Sr≈ 0 ,δ1 3C(PDB) =- 11.2‰～- 10 .5‰ ,填隙矿物形成时其流体来源较复杂 ,为大气降水和盆地卤水的混合流体 ,且处于弱还原环境 ;铀系核素活度数据也显示此区段地下水环境相对稳定 ,未受到现代大气降水或地下水的影响。 3中—下部花岗岩 (35 0～5 5 0 m) ,填隙矿物形成时的环境由两种不同性质的地下水控制 ,但深部地球化学环境相对稳定。 4深部 (>5 5 0 m) ,岩性相对稳定 ,地下水—花岗岩的反应处于稳定的长期平衡状态。这种地球化学环境对于高放射性废物的永久处置是有利的。     

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.     

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     

高放废物地质处置研究中的矿物学问题

在高放废物地质处置研究中的一些矿物学问题应引起矿物学家的注意 。高放废物地 质处置库的缓冲/回填材料是选择以钠质蒙脱石为主要成分的钠基膨润土,还是以钙质蒙脱 石为主的钙基膨润土?怎样选择对99Tc、129I有较好吸附能力的硒汞矿、脆 硫锑铅矿和辉锑矿的替代物来作缓冲/回填材料中的添加剂,以能阻滞99Tc和129 I的迁移?沸石对某些放射性核素的吸附特征也需进一步研究。     

今天的核废物地质处置研究

凡有核设施的国家都会产生核废物.由于核废物具有一定的毒性,所以国际上对核废物的地质分量研究极为关注,这也是第28届国际地质大会讨论的热点之一.本文就是根据这次大会的有关论文编写的,并按下列6部分作了简要的介绍:核废物地质处置研究概况,处置库场地预选,预选场地的水文地质研究,核素迁移,场地的特性评价和安全评价.文中侧重介绍了核废物地质分量研究中的一些新思想和新方法.     

MapGIS在东天山高放废物地质处置库选址中的应用

根据高放废物选址的要求,利用MapGIS对东天山地区不同时代岩体的空间位置、分布形态、出露面积,以及岩体与断裂构造、地震和矿床点等的空间关系进行了研究,对海量资料信息进行分析处理,可起到事倍功半的效果。利用MapGIS分析结果,初步筛选出阿奇山1号岩体、雅满苏北岩体作为高放废物地质处置库选址的有利岩体。     

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。     

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。     

高放射性核废物地质处置库场址预选和矿产资源勘查的关系

据1999-2007年资料的不完全统计,甘肃省地勘部门在北山地区一共投入4488.2万元人民币,矿产资源潜在价值估计为13.28亿元.一旦把甘肃省北山列为高放废物处置库的预选区,则潜在的经济损失将会很大,还可能影响西北地区的土地利用程度和经济发展.核试验场有多种围岩可供处置库地质选址选择,而且远离国境线与居民区,有利于高放废物处置库的安全管理.结合中国国情,在地质和社会务件有利的核试验军事禁区开展国家高放废物处置库的预选场址工作有独特的优势.提出了尽快在中国核试验场址开展高放废物地质处置库场址预选工作的建议.     

高放射性核废物地质处置库场址预选和矿产资源勘查的关系

据1999—2007年资料的不完全统计,甘肃省地勘部门在北山地区一共投入4488.2万元人民币,矿产资源潜在价值估计为13.28亿元。一旦把甘肃省北山列为高放废物处置库的预选区,则潜在的经济损失将会很大,还可能影响西北地区的土地利用程度和经济发展。核试验场有多种围岩可供处置库地质选址选择,而且远离国境线与居民区,有利于高放废物处置库的安全管理。结合中国国情,在地质和社会条件有利的核试验军事禁区开展国家高放废物处置库的预选场址工作有独特的优势。提出了尽快在中国核试验场址开展高放废物地质处置库场址预选工作的建议。     

高放射性核废物地质处置库场址预选和矿产资源勘查的关系

据1999—2007年资料的不完全统计,甘肃省地勘部门在北山地区一共投入4488.2万元人民币,矿产资源潜在价值估计为13.28亿元。一旦把甘肃省北山列为高放废物处置库的预选区,则潜在的经济损失将会很大,还可能影响西北地区的土地利用程度和经济发展。核试验场有多种围岩可供处置库地质选址选择,而且远离国境线与居民区,有利于高放废物处置库的安全管理。结合中国国情,在地质和社会条件有利的核试验军事禁区开展国家高放废物处置库的预选场址工作有独特的优势。提出了尽快在中国核试验场址开展高放废物地质处置库场址预选工作的建议。     

浅谈核废物地质处置

本文介绍美国、加拿大、西德等国的核废物地质处置状况。探讨核废物地质处置的意义、目的、任务、方法、技术和前景。提出在我国利用断裂构造频率法选择相对稳定地区的可能性。     

高放废物地质处置数据资源集成开发进展

数据资源是高放废物地质处置库选址、安全评价、工程建设等研发的重要基础,该领域数据具有典型的大数据特性,其开发利用是一项长期、系统的科学工程。文章对我国高放废物地质处置数据资源集成开发策略、方法和现状进行了简要介绍,阐述了高放废物地质处置研发过程中产生的各类科学数据的具体特性,提出建立我国高放废物地质处置大数据平台的规划设想,重点介绍了处置库预选区地学信息集成开发现状。