高放废物的地质处置包含哪些方面

㈠ 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。

㈡ 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）。

㈢ 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.....

㈣ 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。

㈤ 高放废物及其处置方法

高放射性废物（High-Level Radioactive Waste，HLW），简称高放废物，是在 20世纪年代提出的，是指乏燃料后处理第一循环溶解萃取水溶液，或与此相当的浓缩废液等（闵茂中，1998），其中的主要核素有铯、锶及钚、镅、镎等超铀元素。我国放射性废物分类标准（GB 9133-1995）中规定（国家环境保护局，1996）：高放固体废物比活度A＞4×10¹¹Bq/kg，高放废液比活度A＞4×10¹⁰Bq/L，因此它具有高放射性、高放射毒性以及发热量大，且半衰期长的特征，从而对人类生存和生态环境构成了长久和严重的危害。

对于高放废物，视其放射性核素的种类和水平，达到无害化需要数千年、几万年甚至更长的时间。因此，对高放废物的处置并不仅仅是一个工程技术问题，也是一个在特定场址环境下，与其处理工程设施有关的工程安全、环境保护、公众辐射防护和社会可接受性的综合性问题。能否安全处理这些高放废物，是关系到我国核事业可持续发展的不可回避的重大问题，也是我国核工业面临的重大挑战，也是世界各核能大国普遍关注的重大课题（王驹，2009）。

高放废物处置的目的就是把高放废物与人类的生存环境隔绝开来，以防止放射性物质向生物圈迁移，或者至少将其限制在规定的水平。高放废物的安全处置一直是一个世界性的难题，国际上自20世纪 50年代就开始了研究。为了保证高放废物的安全处置，有关国家成立了专门的核废物处置实施机构，并制定颁布了相关的法律、法规，明确了责任和义务，在政策、法规和体制上为高放废物的安全管理和处置奠定了基础。世界各国为消除放射性废物对生态环境的危害，提出了核嬗变法、稀释法和隔离法等方法来处置放射性废物（闵茂中，1998；罗嗣海，2004）。

核嬗变法是指把长寿命放射性核素从高放废物中分离出来，放入反应堆或加速器中用嬗变方法变成短寿命或非放射性核素。该方法可使放射性废物的长期危害降低到最小，实现放射性废物的减害处理。但是由于该法费用十分昂贵，目前还很难实现（闵茂中，1998）。稀释法是将核废物极度稀释至对生态环境无害的水平（闵茂中，1998），稀释法不适宜高放废物。而隔离法就是将核废料与生物圈长期隔离，使放射性核素不能进入生物圈或进入生物圈之前已经不会对其产生危害。隔离法又包括：太空处置、海洋处置、冰层处置及地质处置等。目前，冰层处置与太空处置还仅是一种设想。目前通过对各种方案的分析和对比，许多国家对地质处置的安全性与现实性达成共识，并认为高放废物地质处置是最现实、可行的方法（Laurence，1997）。地质处置是基于多重屏障的概念，即先把液态核废物进行浓缩，然后将浓缩液加以固化，最后进行深埋，利用土壤岩石等地质介质，采用一系列人工手段将核废物固化体与生态环境长期或永久隔离，以防止或减缓放射性物质向生物圈迁移。为实现地质处理的长期隔离，必须依赖于有效的天然屏障和人工屏障。

㈥ 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.....

㈦ 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）

㈧ 放射性废物的地质处置

核废料的地质处置是国际通行的处理方式，随着核能的发展，越来越多的核废料需要深地质处置，其目的是使核废料与生物圈最大限度地隔离开来，一旦隔离失败，也要尽可能的阻滞核废料的扩散。核电站排放的核废料中包含的核素种类很多，对环境危害大的是一些半衰期较长的核素，见表8.4.2。

瑞典在核废料处置方面有很多成功经验，核废料的来源有两部分，一是核电站产生的废物，包括乏燃料和一部分工业用的核材料；二是医疗、工厂、学校、研究单位用过的核废物。其中乏燃料要严格进行深地质处置，其他来源的核废料也要进行浅地质处置。图8.4.1是T.Hedman et al.概括的瑞典的核废料组成体系。核废料处置的方案多达六种，但最可行的是深地质处置。该体系由四部分组成，第一部分是将废物固化在一个易于操作且相对简单的固化介质中，如玻璃和混凝土介质。核废料的包装是第二道屏障，对短寿命的低中放核废料用金属铁、混凝土容器则可。对毒性很大的乏燃料，则要用能承受一定压力的容器，把核废料封装在一个个金属小球内，金属小球外要有防腐的金属铜外壳。第三道屏障是充填于包装体和围岩之间的硼润土作为缓冲回填材料。第四部分是处置库区的围岩和稳定的地质环境。

表8.4.2 乏燃料排放40年后核素的放射性活度和浓度水平

尽管采取了严密的安全措施，但是高放废物的比活度高、释热量大、有的核素半衰期长、生物毒性大、对环境的影响非常深远，因此对其渗、泄漏的监测是必不可少的环节。世界上的多数核电站毗邻海洋和较大的河流，容易对海、河造成直接的核污染。

图8.4.1 瑞典的核废料处置体系

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 高放废物的处理方法

高放废物的处置方式可分为地质处置和非地质处置两大类。地质处置包括海洋处置、海岛处置、冰盖处置、岩石熔化处置、深地质处置等。非地质处置主要是指核素分离与嬗变和宇宙处置。