核废物处置的工程地质问题

一、核废物的特性及其危害 在核工业生产、核能利用、同位素应用和核物理研究试验中,都会产生放射性气体、液体和固体废物。按其放射性强度可分为高强度放射性废物(简称高放废物);中强度放射性废物(简称中放废物);低强度放射性废物(简称低放废物)三类,亦常称之为居里级、毫居里级和微居里级废物。从安全处置核废物的角度来看,它的主要特性是:     

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。     

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。     

类似物研究和矿物学问题

本文叙述了核废物地质处置研究领域中涉及天然和人为类似物研究中的一些矿物学问题。在自然界的天然玻璃、膨润土、晶质铀矿等分别作为高放废物玻璃固化体、高放废物处置库的缓冲／回填材料和乏燃料的天然类似物，考古遗址中的玻璃和青铜器文物作为人为类似物。通过这些天然非晶质结晶物质和人造制品的稳定性研究来预测未来10000－100000a间处置库中废物和缓冲／回填物质的变化，放射性核素迁移规律，为高放废物处置库的设计和建造提供重要科学依据，提高公众对高放废物安全处置的信心。     

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.     

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.     

2000-2040年我国高放废物深部地质处置初探

本简要介绍了国内外高放废物地质处置研究概况，探讨了我国高放废物地质处置研究阶段的划分，各阶段的研究目标，任务和研究内容以及各研究阶段的大致时间安排，提出了我国高放废物地质处置研究在2000－2040年的远景规划设想。     

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     

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。     

关于核素迁移研究的国际DECOVALEX计划

在核废物地质处置研究中有不少国际性研究计划,DECOVALEX(废物隔离耦合模式的开发及其与实验对比验证)计划就是其中一项。参加该计划的有美国、英国、法国、瑞典、比利时、加拿大和日本,并由此组成指导委员会。参加该研究计划的都是国际上有经验的从事地球化学模式研究的专家。指导委员会主席是美国C.F.Tsang.执行秘书是瑞典F.Kautsky,秘书     

加拿大陈田博士介绍SYVAC_3模式

放废物处置库性能评价是处置库选址乃至废物安全处置中的重要研究内容。针对这一研究内容,核工业北京地质研究院于1998年5月11日邀请了加拿大多年从事高放废物处置的专家——陈田博士来院交流。他详细介绍了加拿大高放废物处置的研究进展,特别是关于处置库系统性能评价模式方面。目前,加拿大所采用的评价模式是SYVAC。,该模式应用概率系统变量分析方法对关闭后的处置库系统特征、事件和过程进行评价。该模式由3个子模式构成,即：处置库子模式,岩石圈子模式和生物圈子模式。处置库子模式模拟废物罐的腐蚀、核素从废物体中的释放以及…     

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。     

美国高放废物处置库总系统性能评价

本文系统地介绍了美国高放废物处置库总系统性能评价的概念、目的、研究内容、研究方法以及最新研究进展,对我国今后高放废物处置库性能评价工作具有重要的借鉴意义。     

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。     

在某污染的工业废物填埋场环境水文 地质评价中的同位素水文学研究

本文论述了某污染的工业废物填埋场场址的地质、水文地质条件,应用水化学方法、环境同位素技术(地下水中氚及氢、氧稳定同位素)和同位素单孔示踪技术等同位素水文学领域中的新方法对区内地下水的活动条件以及填埋场场址区分布的第四系孔隙潜水和第三纪红层孔隙-裂隙水的成因进行了分析,测量并确定了填埋场下部地下水的流速及流向。研究结果表明场区地下水的运动与地表水无直接水力联系。污染的工业废物填埋后不会通过地下水的迁移造成对地表水的污染,进而证实填埋场的地质、水文地质条件对处置污染的工业废物是安全可靠的。     

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。     

美国地质教授P.A.威瑟斯本访华

应地矿部邀请,美国加州大学伯克利实验室地质工程学教授P.A.Witherpoon于1985年4月下旬来京访问,与部水文工程地质技术方法研究队部分技术人员就核废物地质处置问题进行了学术交流,并就双方在此领域开展技术合作的前景和途径做了初步探讨。访问期间,教授应邀做了“放射性废物的地质处置”专题学术报告,向部在京有关单位和核工业、水电等部有关人员介绍了国际上核废物地质处置工作动态、经验以及有关地质调查、选址、勘察及试验的原则,方法和技术标准,并以他主持的美国高放射性废物地质处置研究计划     

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.     

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。     

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。