中国的深地质处置库
㈠ 高放废物深地质处置系统安全性能评价的指标
目前,辐射剂量(dose)或风险因子(risky)是国际上普遍认可的高放废物地质处置系统安全评价的主要指标,是在综合考虑人类习惯基础上的评价人类受危害的直接指标(李金轩,2004)。这里风险因子定义为人类受到某给定剂量照射的概率与该照射剂量对健康产生危害的概率的乘积(魏海,2005)。辐射剂量以生物效应为目标的一个综合指标,概念简明,容易被人们接受,其不足之处是没有考虑未来人类受到照射的可能性;而使用风险因子作为高放废物地质处置系统安全评价指标则弥补了上述不足,但存在概率估算及计算比较复杂的问题。
由于安全评价所考虑的时间跨度过长,作为高放废物地质处置系统的主要安全指标的辐射剂量或风险因子最主要的缺点来自未来生物圈(包括人类及其食物链)及近地表环境条件的不确定性,这些不确定性随时间的延长而增加。因此,除了辐射剂量和风险因子作为高放废物地质处置系统安全评价的主要指标外,国际原子能机构(IAEA,1994b)、Röthemeyer et al.(1996)、Miller(2002)还推荐使用指定的放射性物质浓度和通量、放射性物质迁移或屏蔽时间、辐射毒性指数等作为辅助性安全评价指标(各安全指标的优缺点见表2.1),只有这些安全指标才能通过核素的释放和迁移来评估各子系统的性能,并使得处置系统具有可检查性和可监控性的特征。但在应用放射性物质浓度和通量这个指标时,考虑由于通过前面建立的模型计算出来处置系统中任意位置(工程屏障、地质屏障、生物圈)任意时间的放射性物质浓度和通量带有一定的不确定性,而这种不确定性随着深度的增加而减小(由于随着深度的增加对系统的扰动程度将不断减小)(JNC,2000C;李金轩,2004);另外,对于人工核素还存在无法与自然界的相应浓度和通量进行比较的问题。
这些辅助性指标在各国的核废物处置项目中都有涉及,如 Baleres B.(2002)给出了德国在处置库选址及安全评价中现在及将来所考虑的指标;瑞典硬岩实验室附近天然核素的通量与假定从处置库释放到生物圈的已确定的核素通量极限进行比较(Miller 等,1996);Neall等(1994)对从安全评价中预测得到的放射性物质浓度与地下水中放射性物质浓度进行比较,该比较证实了瑞士 Kristallin-Ⅰ研究中评价结果(NAGRA,1994)的可靠性。
表2.1 各安全指标的优缺点
㈡ 我国高放废物地质处置工作开展概况
我国于1985年9月制定了“中国高放废物深地质处置研究发展计划”(即DGD计划),并于1986年2月开始实施(杨立基,1992)。该计划以高放玻璃固化体和超铀废物以及少量重水堆乏燃料为处置对象,以花岗岩为处置介质,提出在2040年建成高放废物处置库的设想(王驹,1998;王驹,2004a)。我国高放废物深地质处置库的建造可分如下四个阶段(王驹,1998,2005):
第1阶段:技术准备阶段(1986~1995年);
第2阶段:地质研究阶段或选址与场址评价阶段(1995~2010年);
第3阶段:现场试验阶段或地下实验室与示范处置阶段(2010~约2025年);
第4阶段:处置库建造阶段(约2025~2040年);
20 多年来,开展了高放废物地质处置各方面的研究工作,在技术路线、长远规划、选址和场址评价、核素化学行为、回填材料、安全评价和天然类比等领域取得了一定进展。
在选址工作及场址评价方面,初步选定西北某地作为高放废物地质处置的重点预选区,并通过综合评价后认为我国最合适的处置库围岩为花岗岩(王驹等,2006a,2009);另外,以核工业北京地质研究院的工作为基础,还开展了一些国际合作。1999~2000年期间,核工业北京地质研究院与国际原子能机构合作完成了“中国高放废物处置库场址预选和场址评价技术研究”,在场址的选择以及场址的评价方法等方面取得了一定的研究成果(王驹,2005)。西北某处的膨润土作为中国高放废物处置库的首选回填材料(徐国庆等,1996),刘月妙等(2001,2007)对其矿物特性、岩土力学性质、压实膨胀性、相关核素吸附特性等进行了研究。
在放射性物质迁移研究方面,中国原子能科学研究院、核工业北京地质研究院和中国辐射防护研究院对放射性核素的吸附和扩散等进行了实验研究(王驹,2005)。如设计制作了模拟处置库温度、压力及渗透等条件的小型实验装置,获得相关放射性核素在花岗岩中吸附、扩散等相关参数,对高放废物地质处置条件下放射性核素的地球化学行为、回填材料特性等研究正在深入进行。相对而言,我国关于高放废物处置的研究起步较晚,基础还比较薄弱,各种室内研究、模拟研究不太系统,而野外试验的开展、多场耦合情况下近场核素迁移方面的研究还刚起步。
㈢ 刘泉声的负责承担的在研项目
1、国家自然科学基金重点项目“采动煤岩地质环境劣化诱发矿山动力灾害机理研究”;
2、国家自然科学基金面上项目“裂隙岩体THM耦合过程及其对地下工程稳定性的影响”;
3、国家自然科学基金面上项目“地下水源热泵THM耦合机理及系统评价研究”;
4、国家自然科学基金面上项目“地下工程围岩模型的自适应分区识别研究”;
5、“十一五”国家科技支撑计划项目“矿井深部开采安全保障技术及装备开发”子课题“千米深井高地应力软弱围岩巷道(硐室)群支护技术研究”;
6、“十一五”国家科技支撑计划项目“矿井深部开采安全保障技术及装备开发”子课题“淮南矿区深部地应力场对瓦斯压力影响规律研究”
7、“十一五”国家科技支撑计划项目“矿井深部开采安全保障技术及装备开发”子课题“顾桥矿南翼大巷地质异常断裂带施工安全与围岩控制技术研究”;
8、国防科工委高放废物地质处置专项“THMC耦合过程作用下高放废物处置库围岩稳定性与渗透性的长期演化”;
9、中国科学院重要方向项目“煤矿深井巷道围岩稳定分析与控制理论研究”;
10、中国科学院重要方向项目“高放废弃物地下埋存中污染物运移的机理和监测方法”;
11、中央高校基本科研业务费专项资金-国家科技计划项目培育项目“泥岩核废料深地质处置库关键岩石力学问题研究”;
12、淮南矿业集团委托项目“潘二矿井底车场高应力大变形软岩巷道群支护技术研究”;
13、淮南矿业集团委托项目“深部巷道冲击地压孕育发生机理及控制对策研究”;
14、淮南矿业集团委托项目“顾北矿F104异常地质构造带巷道安全掘进与加固技术研究”;
15、中交建设股份特大科技项目“港珠澳大桥珠海连接线隧道工程建设关键技术研究”。
㈣ 中国高放废物处置库预选场地远场概况
我国自1985年9月制定了“中国高放废物深地质处置研究发展计划”(即DGD计划),开始对高放废物的地质处置进行研究。到目前为止,我国现已选定西北某地作为高放废物地质处置的重点预选区,西北某地的膨润土作为中国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。依据目前提出的深地质处置方案,建立了我国高放废物深地质处置的概念模型(如图5.5所示,苏锐,2000),利用工程的和天然的屏障将高放废物与生物圈隔离。
图5.5 中国高放废物深地质处置概念模型图
(据苏锐,2000)
Fig.5.5 Conceptual model of deep geological disposal of HLW in China
(苏锐,2000)
从1999年开始实质性的地段筛选工作,即对西北某地的3个预选地段——地段 A、地段B和地段C开展地质研究、水文地质实验和地球物理调查、钻孔施工和各种孔内实验、工程地质条件等相关研究工作(王驹等,2005)。初步结果表明,地段A具有建造高放废物处置库的自然地理和经济地理条件、地质条件和水文地质条件,是一个非常有前景的最终处置高放废物的候选地区。预计2010年最终确定候选地段,2015年左右确定最终场址。
(1)地段A背景概况(郭永海,2001)
处置库预选区地段 A地处河西走廊西段北部的基岩山区,区内无常年性河流,地表水和地下水都十分贫乏,是典型的干旱气候区。年平均蒸发量 3000~4000mm,而年平均降水量仅 50~100mm,昼夜温差变化大。从地貌上看,该区是典型的低山、丘陵区,地形平缓,主要地貌形态是基岩山地、戈壁和沙漠等。区内人烟稀少,只有为数极少的牧民等暂时性人口,没有工业和农业活动,具有建造处置库的气候、地理、经济和人文条件。
经过勘察发现区内华力西期侵入的花岗岩分布广泛,其厚度大,可作为重点候选围岩。该区虽受多期构造运动的影响,断裂构造十分发育,但这些构造均属非活动构造,对区内的地质稳定性不构成影响。
(2)水文地质基本概况(郭永海,2001;刘莉等,2003)
预选区地表水和地下水都是相当贫乏的。根据地形、岩性及构造条件,区内地下水大致可以划分为3 种类型:山地基岩裂隙水;沟谷洼地孔隙裂隙水;盆地孔隙裂隙水。
其中山地基岩裂隙水分布最为广泛,以潜水为主,主要贮存于基岩风化裂隙和构造裂隙中,因此又可细分为风化裂隙水和构造裂隙水两种类型,涌水量一般比较小;据水文地质普查资料,风化裂隙水其排泄方式以就地蒸发为主,其次是以径流的方式向规模较大的构造裂隙含水带、山间洼地和沟谷地下水排泄。构造裂隙水主要分布于构造破碎带及其两侧的构造裂隙中,其主要排泄方式是补给深层地下水并以区域径流的方式流向区域排泄点。而沟谷洼地孔隙-裂隙水富水最大,最大涌水量可达 1054m3/d;沟谷潜水主要通过蒸发进行排泄,其次沿沟谷方向以潜流的方式向下游排泄。在基底岩石隆起处地下水受阻而常以泉水形式出露地表;洼地潜水则主要以蒸发的方式进行排泄,其次是补给深部基岩裂隙水。盆地孔隙裂隙地下水水量大小取决于盆地规模、含水体岩性及构造发育情况等,其水量变化比较大。因此,预选区内大气降水的入渗补给是地下水的主要来源,而排泄方式是以蒸发为主,其次是深部径流方式。
总体而言,北部地区地下水的区域流向主要为自西北流向东南,南部地区地下水主要为自北向南流动,最终两部分地下水均汇入北侧盆地中。但由于花岗岩体和走廊之间分布有巨厚的长城系变质岩地层,大大降低了地下水的流动速度。到目前为止,没有对区内地下水进行任何人为开采,地下水的循环交替条件主要受自然因素的影响和控制。
㈤ 高放射性废物深地质处理
高放射性废物(HLW)主要指乏燃料在处理过程中产生高放射性废物及其固化体,其中含有99%以上的铀裂变产物和超铀元素,比活度高,释热量强,半衰期长,生物毒性大,成分复杂。必须将这些最危险的废物封闭起来,使之与人类生存环境长期地严格隔离,使其衰变降低到无害程度。过去有人提出过多种处置办法,如宇宙处置、冰川处置、深海处置、岩石熔融处置等;也有人提出分离与嬗变处置,即将高放射性废物中如超铀元素分离出来,送入反应堆或加速器照射,使长寿命和有毒物质分解,而短寿核素易于处置。
表9-6-3 低中放射性废物入场标准
①凡属于半衰期τ≤5a(比活度不限)的废物和在300~500a内比活度能降至非放射性固体废物水平的其他废物,也可考虑接收;②三致物为致畸物、致癌物和致突变物。
在国际上普遍接受的最终处置的可行方案是深地质处置,即把高放射性废物深埋在400~1000m的地质体中,使之与人类生存环境永久隔离。埋藏高放射性废物的地下工程为高放射性废物处置库。处置库采用多重屏障系统设计。一般废物先用玻璃固化后,装入储存罐中,入库后外面充填缓冲材料(一般使用膨润土)。处置地层主要考虑结构稳定和不透水性,如美国选择凝灰岩,德国选择岩盐,大多数选择花岗岩,比利时因国土所限只能选择粘土。这些岩性的优缺点,如表9-6-4所示。
表9-6-4 各种地质体的性能
处置库的寿命至少要1万a。这种处置是一个复杂的实施过程。迄今为止,世界范围尚未建成一座地下处置库,均在研究之中。一般除了进行大量室内试验研究之外,还要在现场建立地下实验室,进行天然类比研究,在后期转为处置库。如表9-6-5为12个国家的地下实验室。主要进行岩石受热机械性能研究,核素迁移研究,固化体浸出研究等。
表9-6-5 几个国家的地下实验室
我国高放射性深地质处置从1985年开始选址研究,已有20年时间。包括区域地质调查,水文地质调查和地球物理调查。初步定西北地区,花岗岩体为建库地层。计划在2015年完成预选,确定地下实验室场址;2035年建设地下实验室,进行现场试验研究。
㈥ 高放废物深地质处置系统概念
高放废物深地质处置是指将固体形式的高放废物埋在地下一定深度(500~,罗嗣海等,2005;400~1000m,王驹,2004a;200~1500m,沈珍瑶等,2002)的地质体中,使之永久与人类的生存环境隔离,埋藏高放废物的地下工程即称为高放废物处置库(王驹等,2005)。它是人类利用自然地质环境而设计构造的由工程屏障(Engineering Barrier System)、地质屏障(Geological Barrier System,即工程屏障周围的地质体,也称为天然屏障)所组成的“多屏障系统”(Multi-barrier System)(李金轩等,2004),其目的是尽可能长时间地阻隔放射性物质迁移,达到不危害生物圈的目的。为实现地质处置的长期隔离,必须依赖于有效的工程屏障和地质屏障。一般来说,高放废物地质处置系统由处置库、地质环境及地质环境与生物圈的接触界面三个子系统构成,如图1.1(OECD,1997;Laurence S.C.,1997;JNC,2000b)。
图1.1 高放废物深地质处置系统示意图
(JNC,2000b)
Fig.1.1 Schematic view of the geological disposal system
(JNC,2000b)
㈦ 高放废物深地质处置系统的地质屏障
地质屏障是高放废物中的有害物质进入环境的最后一道屏障,在工程屏障失效后,地质屏障就可以阻滞从工程屏障中释放出来的放射性物质进一步向生物圈迁移。另一方面,它又可以对工程屏障起保护作用,以确保地质处置库的安全运行,因此选择适合的地质屏障是保证高放废物处置库安全的重要前提。
图1.4 高放废物深地质处置库溶质迁移示意图
(据JNC,2000c)
Fig.1.4 Schematic illustration of solute transport in HLW repository
(JNC,2000c)
地质屏障由处置库场地天然地质体构成,其有效性取决于处置库所处位置地质构造稳定性、围岩的机械稳定性以及地下水活动等情况。各国根据自己的实际情况,选用不同的地质体作为地质屏障,如日本、瑞典、加拿大、法国等国家都选择了花岗岩,比利时选用了黏土岩,而美国则选用了凝灰岩(用于处置高放废物和乏燃料)和岩盐(用于处置军事超铀废物)(王驹等,2006a)。核工业北京地质研究院在对中国的花岗岩、凝灰岩、黏土岩、岩盐和黄土特征研究的基础上,倾向于采用低渗透的花岗岩体作为高放废物深地质处置库的候选围岩(金远新等,2004)。
由于高放废物深地质处置的“多屏障系统”设计,因此,本书主要模拟研究地下水返回处置库时,与工程屏障中回填材料(主要是膨润土)的相互作用,以及地质屏障(裂隙介质,如花岗岩)中的放射性物质运移,其迁移示意图如图1.4 所示(JNC,2000c)。
㈧ 中国是怎样处理高放射性核废料的
现阶段深地质处置是高放废物处置最现实的一种方法:在地下建造一个处置库。为了保障核素不会向外迁移,设置层层屏障。首先将高放废液进行玻璃固化,再将玻璃固化体装入金属罐。在处置库中这些废物罐周围充填有回填材料。同时还要找到一块巨大的天然岩石做处置库的外壳。因为稳定完整的岩体才是确保核素不向外迁移的最强有力的保证。
选在花岗岩是基岩的地区;人口密度小;雨水少、蒸发量大;地壳比较稳定;经济发展前景不好、没有矿床。在这些条件的衡量下,王驹他们的视线渐渐从960万平方公里土地上的五个候选区集中到了西北预选区。北山位于西北地区,海拔1500-2500米,为岩漠、戈壁景观,气候干燥,年降雨量约为70毫米,而蒸发量高达3000毫米,方圆上千平方公里,荒无人烟,仅在夏季有少数牧民在此放养数量极有限的骆驼和羊。
高放废物处置研究的难点在于它研究对象的特殊性。在核工业产生的废物中99%属于中低放废物,处理起来相对容易。而剩下的1%含有多种对人体危害极大的高浓度放射性核素,其中一种被称为钚的核素,只需摄入10毫克就能让人致死。其毒性尚不能用普通的物理、化学或生物方法使其降解或消除,只能靠自身的放射性衰变慢慢减轻其危害。高放废物要达到无害化需要数千年、上万年甚至更长的时间。对它的安全处置成为世界性难题。
核废料泛指在核燃料生产、加工和核反应堆用过的不再需要的并具有放射性的废料。也专指核反应堆用过的乏燃料,经后处理回收钚239等可利用的核材料后,余下的不再需要的并具有放射性的废料。
㈨ 国外高放废物深地质处置工作进展
由于高放废物地质处置极其复杂,目前大都处于场址预选或场地性能评价阶段,一些国家建立了地下实验室,如瑞典的 Stripa 及Äspö,加拿大的 Lac Bonnet 等,开展综合的地质、地球物理和水文地质调查研究。在高放废物地质处置方面工作进展较快的国家有美国、法国、日本、芬兰等,下面就简要介绍这些国家有关高放废物地质处置的研究进展情况。
美国是世界上最早使用核能作为动力的国家,高放废物的处置一直是其研究的重要课题。高放废物地质处置的建议是由美国科学院1957年提出来的(Laurence,1997),1982年由美国国会通过了《放射性废物政策法》(Nuclear Waste Policy Act,NWPA),以解决高放废物的处置问题,并自1987年开始对Yucca山进行场地特性调查,1998年完成了该调查并提交了适宜性评估报告,2002年确定了Yucca山作为民用高放废物的最终处置场地,计划于2010年开始接受放射性废物(Dyer J R,1999)。
法国高放废物地质处置工作由法国国家放射性废物管理机构(ANDRA)负责(P.A.威瑟斯庞著,王驹等译,1999),处置库选址工作始于 20世纪 80年代到目前为止己经筛选出3 个预选场地,其中两个围岩为黏土岩,一个围岩为花岗岩。进行地面工作和室内实验的同时,法国还特别强调地下实验室的研究。已建立和完成的地下实验室有 Auriat、Fanay-Augeres,在地下实验室主要开展岩体原位物理与力学试验、竖井与平硐开挖试验、渗透性和孔隙率测量、水样采集及同位素与化学分析,主要运移与化学阻滞机制的研究等,目的在于评价地质屏障的有效性并获得与回取可行性评价有关的参数(罗嗣海,2004)。法国拟在 2015年最终确定处置库场地,并于 2025年开始进行高放废物的贮存。
日本原子能委员会(Atomic Energy Commission of Japan,AEC)提出了基于“多重屏障”的地质处置概念,制定了关于高放废物管理的长期计划,为日本高放废物地质处置提供了基础。另外,成立了专门的高放废物处理机构(Nuclear Waste Management Organization of Japan,NUMO),负责有关高放废物处置的场址选择、建造、运转与封闭等工作。NUMO 计划在2008~2023年对候选场地进行详细调查,并对场地进行各种探测工作,2023~2027 开始建造处置库,2033~2037年开始营运。
此外,瑞典、芬兰、加拿大、俄罗斯、荷兰、西班牙、比利时等国家也都根据自己的国情,开展了高放废物地质处置研究工作。如在瑞典的高放废物的管理主要由1972年成立的瑞典核燃料与废物管理公司(SKB)负责的,目前瑞典所采用的高放废物处置方案是SKB在1983年的KBS-3报告中提出的;芬兰的高放废物处置由1996年成立的Posiva公司负责,该公司于1999年5月申请在Olkiluoto附近地下建立永久性的废物处置库,拟在2010年动工兴建、2020年正式使用。
从整个世界高放废物地质处置研究的趋势看,参与的国家越来越多,投入越来越大,研究进程越来越快。到目前为止,“地质处置”已从原来的概念设想、室内实验及相关理论研究、发展到今天地下实验室的建立,部分国家根据目前所得的研究成果已确定场址,拟进行高放废物处置库建造的程度。
㈩ 高放废物的地质处置包含哪些方面
中国也面临如何处置核乏燃料问题。中国核工业北京地质研究院副院长王驹博士日前在斯德哥尔摩核废料管理国际会议期间向记者介绍了中国是怎样处置乏燃料的。
王驹博士说,中国过去的核军事工业,造原子弹氢弹产生了一些高放废物,
这些废物现在是液体,
将来要变成固体,
要最终处置。现在中国在大力发展核电站,也要产生乏燃料,乏燃料要经过后处理。处理的整个流程是乏燃料从反应堆里拿出来以后,要经过后处理,把铀和钚回取出来。剩下的是高放废液,这种液体要变成玻璃固化体,最终埋到地底下去。
据了解,在核工业产生的废物中99%属于中低放废物,处理起来相对容易。而剩下的1%含有多种对人体危害极大的高浓度放射性核素,其中一种被称为钚的核素,只需摄入10毫克就能让人致死。其毒性尚不能用普通的物理、化学或
生物方法使其降解或消除,只能靠自身的放射性衰变慢慢减轻其危害。高放废物要达到无害化需要数千年、上万年甚至更长的时间。在现阶段深地质处置是高放废物处置最现实的一种方法:即在地下建造一个处置库。为亠.....