高放废物地质处置包含哪些方面

1. 为什么高放废物地质处置过程中，废物罐表面温度要小于100度

废物在高温下，会释放有毒气体，使废物罐的压强增大，废物罐在高压下不安全。

2. 高放废物深地质处置系统的工程屏障

一般把废物体（vetrified waste）、废物罐（overpack）、回填材料（buffer）称为工程屏障（王驹，2006b）（图1.2，魏海，2005）。它是高放废物深地质处置系统中隔离放射性废物的第一道防线，即工程屏障可以有效地阻滞地下水和废物固化体接触，以降低固化体中的放射性物质向围岩中迁移的可能性。

图1.3 高放废物包装容器示意图

（据Milnes，1985）

Fig.1.3 Schematic view of the overpack

（Milnes，1985）

1、3—衬填料；2—塞子；4—废物罐；5—废物固化体；6—外包装容器；7—空隙；8—套筒；9—处置单元外包装

（3）工程回填材料

工程回填材料是指在废物容器之间及废物容器与地质体之间填入的材料，它可以作为一道物理屏障，阻滞水流进入废物包装容器，同时也可以视为在吸附过程中与放射性物质相互作用的化学屏障（Torstenfelt B.et al.，1983；刘月妙等，2007）。因此，要求回填材料应具有长期稳定性、力学性、膨胀性、低渗透性、核素迁移的迟滞性、热传导性、耐辐射性和经济性。国外对回填材料的研究已有20 多年（Borje T.，1986；Radhokrishra H.S.，1989；JNC，2000a），如瑞典、美国、日本、法国等侧重对膨润土进行了大量的室内试验与现场测试（Neaman et al.，2005）。已有研究表明，以蒙脱石为主要要成分的高压实钠基膨润土是较理想的回填材料，且在膨润土中加入石英砂有利于增大热传导性。我国于1986年开始研究回填材料，对可作为回填-缓冲材料的膨润土矿床进行全国调查以及相关实验，最终筛选出西北某地的膨润土，因其蒙脱石含量较高、阳离子交换容量和比表面积大、渗透性能低、膨胀性大、导热性能好，可作为首选回填材料（刘月妙，2003；王驹等，2004a）。

3. 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）

4. 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。

5. 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。

6. 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

7. 放射性废物地质处置

9.3.3.1 概述

处置和处理是放射性废物管理工作中的两个密切相关而又有明确分工的组成部分。放射性废物处置是指在无回收意向的条件下，将处理好的放射性废物放置于建好的永久存放库(称为处置库)或给定的安放场地，使其在预定的时期内与人类的生产、生活环境隔离。而处理是指减容、分离、焚烧、压缩、固化、包装、运输等一系列环节。

地质处置就是从地质角度选择合适的放置场地，利用地质体的环境屏障作用或地质体与处置工程建筑的综合屏障作用永久地存放和隔离放射性废物的处置方法。地质处置方法不但在理论上已为人们普遍理解和接受，而且在自然环境中，成为无害物质保存在原地，有力地说明一定的地质体具备保存放射性废物的环境能力。

放射性废物处置问题的实质是用工程的和天然的多重屏障系统来有效地隔离影响人类健康与安全的放射性核素向环境迁移扩散。因此选择安全可靠的处置场地和设计、建造贮存库时，必须综合考虑。

9.3.3.2高放废物的地质处置

如何最终安全地处置在核燃料循环过程中产生和积累的高放废物，是核工业发展中的一个重要问题，也是放射性废物地质处置方法研究中的一个重要问题。目前，无论是高放固体废物还是高放废液，一般都是考虑在地壳深部进行处置。

(1)地质处置的影响因素

1)深度:固体放射性废物地下贮存的原理简单，且有一定的优势。建造深650m或更深的地下贮存库无技术困难，但需考虑各种地表作用与自然现象不至于影响所埋藏的废物为准。

2)地下水流作用:地下水是埋藏的废物最易接触的溶剂与载体，故在选择场地时，必须十分重视地下水环境，确保场址周围不可能发生地下水的渗入或者入渗速度很低，在安全期限内不至于产生放射性溶质迁移到人类生活环境中的问题。选择渗透性低的岩石、能使贮存库环境主岩中的地下水流减少到最低限度。

3)区域地质稳定性:场址应尽可能选在构造稳定及地震活动微弱区域的岩石之中。另外，在构造活动性较强的地带内，当这种构造作用并不影响拟定的贮存库岩石及其中所埋藏的废物时，也可以考虑在该地带内选择场址。场址应避开断层及其他岩石裂隙。

4)主岩的环境特征:环境主岩的矿物成分、化学成分及其放射性本底特征是放射性废物处置库环境主岩的重要研究内容之一。具有低渗透性、高吸附性，与放射性废物之间不会发生能引起放射性核素迁移反应的环境主岩，将成为处置库外的可靠环境屏障。同时，埋藏废物库周围的环境主岩要有足够大的范围。

5)工程地质特征:鉴于岩石静压力随深度而增大，故需选择适当的埋藏深度，使岩石静压力不致危及贮存库的坑道。岩石静压力在各处变化很大，所以对每个拟选场址都需查明其工程力学特征，而且，处置库的设计都需因地制宜。美国对田纳西采石场的白云石样品进行注模试验的结果表明，当岩石负荷达70MPa、温度高至200℃时，岩石的变形很小。

6)自然资源环境:废物贮存库绝不应对自然资源产生强烈的影响。贮存库中埋藏的放射性废物和周围的很大一部分环境主岩构成一个较完整体系，这一体系中的任何部分都不得以任何理由进行挖掘，影响其自然资源。

(2)高放废物处置库的岩石环境特征

适用于高放废物地质处置的环境岩石类型比较广泛，涉及侵入岩、变质岩、喷出岩、沉积岩。例如;花岗岩、片麻岩、玄武岩、凝灰岩、流纹岩、页岩、粘土、盐岩等，世界上许多国家都分别作过研究。

高放废物地质处置的环境岩石类型研究内容比较多，除地质学外，还有热学、岩石力学等。具体的研究内容有:岩石待征、同位素地质年龄、孔隙度、渗透率、力学性质等。

(3)地质处置方案

对于长寿命、高水平放射性废物的最终处置问题，最长远的解决办法是将其置入地壳深层中。这种处置的优点一是可按照地质年代计算的长时段中，从所有同人类接近或接触的环境中消除了具有潜在危害的物质;二是有确实的保证，使这些物质在可能重返地表之前早已衰变掉。

目前，已经研究或拟研究的高放固体废物地质处置方案有基岩矿坑处置、层状盐岩层处置、海底坑道处置等。

(4)废液固化

为了解决高放废液长期安全贮存的一些问题，一般以固态贮存较好。固态物更易于运往远处，发生偶然事故或火灾时释出的危险较小，而且在地表或地下长期贮存之后渗入地下含水层的机会大为减少。

通常要求，任何一种将液体废物转化为固态物的处理方法，理论上应符合以下条件:体积显著减小;工艺应比较简单;生成物在所有预料的环境下均应具有化学稳定性;没有自热作用的损耗;生成物应不吸湿而且密实;工艺过程应适于远距离操作和维修;方法应不太贵;生成物的形状应易于运输;最终产物应具有足够强度，能经受跌落及其他偶然的撞击;通过精心设计或采用有效的方法能够保持低的放射性强度。

最重要的转化和固化的方法是:沥青化;水泥化和制成水泥块;罐式般饶;流化床煅烧;喷雾固化;玻璃化;转化成粘上烧结块。目前，各国研究的适合高放废液固化的四种主要方法是:罐式煅烧，喷雾固化，磷酸盐玻璃化和硫化床煅烧。

9.3.3.3 中、低放固体废物的地质处置

中、低放废物包括液体、泥浆及多种材料，如防护服、动物迫骸、玻璃器皿、离子交换树脂、管道阀门及纸张等。大多数中、低放废物来自核电站、研究实验室、医院、工业设施和大学等。

中、低放固体废物的地质处置方法主要有填沟法、包气带法、地面处置、地下坑道处置。

(1)填沟法

填沟法的优点主要是简便易行，但废物渗出的危险较大。从早期的实践看，美国一般在天然地表挖掘浅沟掩埋处置低放废物，有的用填沟法处理。大多数地沟的规模取决于地形、沉积物的类型、岩石特征和其他局部条件。

(2)包气带法

一般说来，由于含水量的降低，包气带岩石的渗透系数比饱水带大大降低，使放射性核素的迁移速度减小。因此，包气带处置是各国在处置中、低放废物中重点研究的方法之一。

(3)地面处置

地面处置一般采用土丘式或工程结构式方案。该方案适用于半衰期很短的放射性核素如日本、法国采取这种方案，但美国人认为这是一种灵活适用但费用昂贵的管理方法。

(4)地下坑道处置

地下洞室和矿坑等均作为地下坑道的同等概念。在地质条件不适合于浅埋方案处置中、低放废物的地区，可以考虑地下坑道处置方案。它适合于处置固体或固化废液和半衰期范围较宽的要求高度隔离的中、低放射性废物。

9.3.3.4 放射性废液的地质处置

放射性废液深井处置是目前研究的方案之一，地下槽贮则是一种非永久性的过渡性地质处置方式，水力压裂法处置放射性废液是一种液入固存的地质处置方案。

8. 核工业的高速发展会累积大量高放废物，那么该如何进行处置

随着我国综合国力的增强和科技水平的提高，核工业的发展速度也有了显著的提升，核能在国防设备的开发以及发电等领域都得到了广泛的应用。然而，核工业的高速发展也会累积大量高水平放射性废物（简称高放废物）。那么，什么是高放废物？如何进行处置呢？
顾名思义，高放废物是一种有较强放射性的特殊废物，但同时还有毒性高、会发热并含有较长半衰期核素的特点，半衰期长就意味着高放废物的放射性需要相当长的时间才能消除。高放废物大多产生于军事装备的制造以及核电站乏燃料（即经受过辐射照射、使用过的核燃料）的后处理，如果高放废物不能得到合理且安全的处理，其对人类生存环境将产生巨大的影响。

相比于以上几种处置方法，地质处置技术已经在几十年间发展的相对成熟，如果有较为合适的处置库场址，并设立上述工程屏障和天然屏障，即可对放射性核素起到良好的阻滞作用，从而实现高放废物与生物圈的永久隔离。
虽然高放废物地质处置有诸多优点，但核安全无小事，研究人员们仍任重而道远。

9. 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。

10. 高放废物的地质处置包含哪些方面

中国也面来临如何处置核乏燃源料问题。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.....