极低放射性废物地质处置中的几个问题

极低放废物是国际上近年来新提出的一种放射性废物,目前尚未形成公认的定义和处置方案。针对地质填埋中几个关键科学问题进行了初步探讨,涉及到的内容主要包括区域地壳的稳定性、基础地质条件、水文地质条件、地球化学条件、地质灾害、安全评价等方面,最后提出了今后几个重要的研究方向。     

极低放废物处置方法分析

对于放射性活度浓度很低,但又不得不管理的极低放废物,目前国际上对此并没有明确的可操作性定义,对极低放废物的处置方式也还在探索中。由于极低放废物含有一定量具有物理性和生物性的放射性核素,考虑到政治、社会及公众接受心理等因素,在参考低中废物管理模式基础上,按危险废物处置标准处置建造专门的处置库处置极低放废物是可行的。     

极低放废物近地表处置的环境安全评价方法研究

放射性废物处置是当前严峻的环保问题之一,从经济、安全和高效角度出发,将极低放废物从中、低放废物中分离出来单独处置,对核废物的管理与处置具有重要意义。本文以我国西南某极低放废物备选处置场为研究对象,系统分析了处置的相关技术方法,重点研究了屏障技术和环境安全评价方法及其应用。针对拟建在古泥石流体山区山顶上的处置场,选取核素90Sr作为处置对象,选用盆状屏障式处置库,估算产生的核素90Sr的总活度和比活度。选用筛分的颗粒d<1 mm的介质作为屏障材料,厚度为0.5 m,批试验结果显示上述材料对90Sr的吸附效果明显;模拟计算结果显示核素90Sr在50 a内被完全阻滞在包气带中,可以达到安全处置废物的要求。     

废物地质处置中的水文地质问题分析

废物地质处置中废液的泄漏或固体废物渗滤液对地下水可能产生的污染影响是选址中一个必须考虑且不可忽视的基本水文地质问题.分析了地下水污染中的几个基本概念问题, 并就废物地质处置选址和设计中如何注意这些问题提出了相应的解决办法及对策.      

高放射性废物的地质处置问题

阐述了高放射性废物处置库选址的一般要求和适合这种废物处置的几种岩层。     

高放废物地质处置工程中的地质工作

本文根据现代地质工作面临着资源和环境的双重任务，提出在铀矿地质工作中，加强核废物处置和核工业生态环境的必要性和重要意义，在介绍高放废物地质处置工程的基础上，指出了高放废物地质处置工程地质工作的内容和研究范围，并强调了它在高放废物地质处置中的作用和重要性。     

某极低放废物填埋场备选场址的地质及水文地质特征

在核电站和核设施的运行过程中,会产生大量的低于低放(极低放)的放射性废物,尽管这些废物放射性强度较小,但也必须妥善处理,否则仍会产生较大的环境问题.在目前的极低放废物处置中,一般选择浅层掩埋,周围加固的方式进行[1-3].我国西部某单位是我国重要的与核有关的单位,经过长期运行,产生了较大规模的极低放废物需要处置.为了合理选择场址进行废物处置,必须进行备选场址的基础地质、水文地质调查,为场址的适宜性评价提供基础资料和参考.     

某极低放废物填埋场稳定性初步评价研究

通过在研究区开展工作,查明该备选场址地质情况,分析核素迁移介质的渗透性等参数,初步评价某极低放废物填埋场备选场址的稳定性。该备选场址岩性主要有分为三层：①表层为粘土夹碎块;②中部为卵砾石漂砾层;③下部为志留系板岩。该区域内山区为地下水补给区,山前台地为径流区,河流为排泄区;第四系分布厚度大,可达31．5m,是含水层,地下水埋深为4．26m～9．38m,主要为第四系松散堆积物孔隙水,渗透系数总体较小,为0．487m／d～2．05m／d;地下水的化学类型为重碳酸钙型。因此,该地区作为备选场址,属于稳定性地区。     

高放废物地质处置库安全评价的地球化学天然类比研究

某铀矿床中水－岩反应的时间范围和强度，可通过对铀天然衰变系放射性不平衡的研究得到半定量化。该铀矿床在形成５１Ｍａ以来，由于水－岩反应较强，矿石中铀系核素并未发生远距离迁移。铀矿体及近矿岩石至今仍基于处于化学封闭状态。     

高放废物地质处置库选址中的水文地质调查

本文根据国内外研究经验,讨论了高放废物地质处置库选址中水文地质调查的目的、过程、方法和作用,同时对水文地质参数的获取进行了阐述,旨在为今后研究工作提供参考。     

高放废物深地质处置：回顾与展望

文章对我国高放废物地质处置研究的历史进行了回顾,并对未来发展进行了展望。我国的高放废物深地质处置研究开发从1985年开始,迄今为止可初步分为3个阶段：①起步和跟踪研究阶段（1985～1998）;②逐步发展阶段（1999～2005）;③政府规划指导阶段（2006至今）。20多年来,我国在国家法律法规、战略规划、选址、工程屏障、核素迁移研究等方面取得了显著进展。我国已经提出在2020年前建成地下实验室、21世纪中叶建成高放废物处置库的目标。研究开发和处置库工程建设分成3个阶段：试验室研究开发和处置库选址阶段（2006～2020）;地下现场试验阶段（2021-2040）和处置库建设阶段（2041～本世纪中叶）。经过全国筛选对比,已初步选定甘肃北山地区为重点预选区,系统的场址评价工作正在进行。已确定采用膨润土作为处置库的回填材料,并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。工程设计、核素迁移研究和安全评价也取得了一定进展。1999年起与国际原子能机构开展了3期高放废物地质处置技术合作项目,对提高我国的技术水平起到了积极作用。20多年的研究开发工作为我国在21世纪完成高放废物地质处置任务奠定了基础。     

中国高放废物地质处置:现状和展望

本文阐述了中国的高放废物处置政策,回顾了中国高放废物地质处置在选址和场址评价、缓冲回填材料等方面的进展,提出了中国高放废物地质处置的初步规划,指出我国计划在2015年确定地下实验室场址.还展望了国际合作前景.     

中国高放废物处置库甘肃北山预选区水文地质研究进展

文章回顾了1993年至今在甘肃北山地区开展的水文地质调查和研究工作,概述了该区水文地质特征,总结了以往工作中的经验和存在的问题,为该区今后的水文地质研究工作提供借鉴。     

中国高放废物地质处置缓冲材料大型试验台架和热-水-力-化学耦合性能研究

缓冲材料作为高放废物深地质处置库中一道重要的人工屏障,与高放废物容器和处置库围岩直接接触,在高放废物衰变热、辐射作用和地下水等影响下产生复杂的热-水-力-化学耦合作用,为了验证缓冲材料是否能长期有效地发挥其屏障材料的作用,核工业北京地质研究院利用高庙子钠基膨润土组装并运行了模拟中国高放废物地质处置室 尺寸的大型缓冲材料膨润土试验台架（China-Mock-Up）。建立了缓冲材料试验台架的安装和试验方法,依据实测数据和理论分析,揭示了热-水-力-化学耦合作用条件下膨润土中的相对湿度是在加热器的热效应和外部供水的湿效应共同作用下发生变化的,压实膨润土中应力的变化主要是由于膨润土遇水膨胀和加热器的热效应引起的,试验验证了模拟高放废物地质处置室内加热器（废物罐）运行初期的位移过程,为缓冲材料和高放废物地质处置库的设计提供了重要的工程参数和理论依据。     

Geoscientific R&D for high level radioactive waste disposal in Sweden — current status and future plans

SKB (Svensk Kärnbränslehantering AB) is responsible for all handling, transport and storage of the nuclear wastes outside the Swedish nuclear power stations. According to Swedish law, SKB is responsible for an R&D-programme needed to take care of the radwastes. The programme comprises, among others, a general supportive geo-scientific R&D and the Äspö Hard Rock Laboratory (HRL) for more in-situ specific tasks.

Sweden is geologically located in the Fennoscandian shield which is dominated by gneisses and granitoids of Precambrian age. The Swedish reference repository concept thus considers an excavated vault at ca. 500 m depth in crystalline rocks. In this concept (KBS-3), copper canisters with high level waste will be emplaced in deposition holes from a system of tunnels. Blocks of highly compacted swelling bentonite clay are placed in the holes leaving ample space for the canisters. At the final closure of the repository, the galleries are backfilled with a mixture of sand and bentonite. This repository design aims to make the disposal system as redundant as possible. Although the KBS-3 concept is the reference concept, alternative concepts and/or repository lay-outs are also studied. The main alternative, currently under development at SKB, is disposal in boreholes with depths of 4–5 km. The geoscientific research will to a great extent be guided by the demands posed by the performance and safety assessments, as well as the constuctability issues. Some main functions of the geological barrier are fundamental for the long-term safety of a repository. These are: bedrock mechanical stability, a chemically stable environment as well as a slow and stable groundwater flux. The main time-table for the final disposal of long-lived radioactive waste in Sweden foresees the final selection of the disposal system and site during the beginning of next decade.     

高放废物处置库预选区新构造运动特征

新构造活动强烈程度是高放废物处置库场址评价的一个重要指标。本文阐述新构造研究的指导思想、方法及其在高放废物处置库选址中的应用。通过东天山地区南、北地段对比研究,选出了在新近纪时期构造环境相对稳定或新构造活动强度相对微弱的东天山南部地区,作为高放废物处置库基地。研究结果表明它对场址评价是有意义的。     

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。