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。     

核废物处置试验场环境地质研究综述

介绍了国外核废物处理试验场有关环境地质研究现状与进展。据核废物的放射性不同，目前或未来处置的方式不一样：中－低放射性废物（ＩＬＷ－ＬＬＷ）一般采用浅层处置，多置于粘土层或沉积岩层中；高放射性废物（ＨＬＷ）一般通过竖井或平巷处置于深部的花岗岩或岩盐中。根据母岩的类别不同，本文分花岗岩、岩盐、粘土及其它四部分，对不同的试验场的研究计划、内容、方法、进展等进行了评述。     

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。     

中国高放废物处置库缓冲材料选择与基本性能

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。其中高放废物由于具有放射性水平高,发热量大,并含有对生物极有害的α放射性的长寿命核素等特点,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。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,高庙子膨润土矿床被选作我国缓冲材料供应基地,我国高放废物深地质处置库缓冲材料的研究以产自该矿床的深部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,这对系统和深入研究该材料以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具有重要意义。     

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。     

国际原子能机构核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术 …

国际原子能机构于１９９９年８月３０日￣９月３日在韩国召开了“核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术国际研讨会”。会议交流了８５篇论文，包括放射性废物管理的技术路线，核电站放射性废物管理，中低放和高放废物的处理、整备和中间储存，中低放和高放废物处置技术，退役废物管理等内容。本文介绍会议概况以及韩国的放射性废物管理概况。     

伽马能谱在某放射性废物库现场定量分析中的初步应用

正我国伴生放射性矿产资源丰富,种类较多。在其开发利用过程中,会产生大量的伴生放射性废物,其特点为比活度范围大、数量多、涉及行业广、废物处置技术水平不均衡等特点,给周围的辐射环境带来了一定的压力(孙庆红,2005)。随着我国环境污染防治力度的加大,2018年7月份国务院生态环境部发布了《伴生放射性矿产资源开发利用企业环境辐射监测及信息公开管理办法(试行)》,明确     

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:     

南加利福尼亚的固体废物处置

固体废物填埋处置,实际上是在选定的适宜场地上采用工程原理设计,将废物分层碾压填埋,以最大限度地和生物圈相隔离,即给固体废物寻求一个合适的最终归宿。处置场选址及场地岩土工程设计,必须和拟处置的废物的污染能力相适应。南加利福尼亚管理法规规定,废物按其污染能力分为三组,相应的处置场主要按水文地质条件分为三级8类。本文介绍了上述分类的具体细节要求,以期对我国刚刚开始的固体废物处置研究与实践有所帮助。     

废弃泥浆合理处置技术分析

对钻孔废弃泥浆诱发的环境问题,应针对不同的废弃泥浆中污染物种类和浓度不同,采用不同的无害化处理技术。石油钻井废弃泥浆较多的采用固化法处理,亦有采用固液分离后分别对固相、液相进行二次处理;建筑施工废弃泥浆的处理为化学方法或化学加机械方法。对废弃的泥浆应实现高效率、低能耗的处理,并使泥浆处理产物可再利用。     

应用核地球物理γ测量对固体废弃物进行监测研究

放射性物质一方面具有巨大的原子能造福于人类，另一方面对人体健康有害。因此应予以监测并防止污染环境。本课题的研究成果包括：理论基础；方法和技术；仪器与应用规则；监测结果；结论与建议。     

污染物的固化/安定化处理的种类和研究应用现状

污染物的固化／安定化技术处理可归纳为6大类,即基于水泥的固化技术、基于石灰的固化技术、矿物吸附技术、热固技术、热塑技术和玻璃化技术等。其中有机聚合物固化剂（热固、热塑材料）一般用于处理固态有机污染物;玻璃化技术一般用于处理污染土、城市垃圾焚烧物和放射性物质。因无机胶结剂操作方便、成本低、能处理的无机污染物范围很广,因此使用频率较高（90％以上）,而有机胶结剂固化技术和废物玻璃化处理技术成本高,仅被用于特殊污染物的处理。     

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。     

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.     

高放废物处置库预选场地水文地球化学模拟

阐明了研究区水地质条件及地下水化学特征；通过水地球化学计算，研究了地下水与固相间的反应趋势；模拟了地下水垂向流动过程中发生的水岩作用；进而从水地球化学角度对预选场地高放废物地质处置的适宜性作出初步评价。     

某低中放废物处置预选区地震活动性与地震危险性分析

本文分析了某低中放废物处置预选区的地震构造环境和地震活动性,对研究区潜在震源区的划分进行了修正,采用地震危险性概率分析法对该预选区不同超越概率水平的基岩峰值加速度和烈度进行了计算,分析了基岩峰值加速度的空间分布特征,认为预选区基岩峰值加速度分布与潜在震源区密切相关,在此基础上,对处置场的选址提出了建议。     

Selection and Basic Properties of the Buffer Material for High-Level Radioactive Waste Repository in China

Radioactive wastes arising from a wide range of human activities are in many different physical and chemical forms, contaminated with varying radioactivity. Their common features are the potential hazard associated with their radioactivity and the need to manage them in such a way as to protect the human environment. The geological disposal is regarded as the most reasonable and effective way to safely disposing high-level radioactive wastes in the world. The conceptual model of geological disposal in China is based on a multi-barrier system that combines an isolating geological environment with an engineered barrier system. The buffer is one of the main engineered barriers for HLW repository. It is expected to maintain its low water permeability, self-sealing property, radio nuclides adsorption and retardation properties, thermal conductivity, chemical buffering property, canister supporting property, and stress buffering property over a long period of time. Bentonite is selected as the main content of buffer material that can satisfy the above requirements. The Gaomiaozi deposit is selected as the candidate supplier for China＇s buffer material of high level radioactive waste repository. This paper presents the geological features of the GMZ deposit and basic properties of the GMZ Na-bentonite. It is a super-large deposit with a high content of montmorillonite （about 75 %）, and GMZ-1, which is Na-bentonite produced from GMZ deposit is selected as the reference material for China＇s buffer material study.