高放廢物的地質處理包含哪些方面

㈠ 為什麼高放廢物地質處置過程中，廢物罐表面溫度要小於100度

廢物在高溫下，會釋放有毒氣體，使廢物罐的壓強增大，廢物罐在高壓下不安全。

㈡ 我國高放廢物地質處置工作開展概況

我國於1985年9月制定了「中國高放廢物深地質處置研究發展計劃」（即DGD計劃），並於1986年2月開始實施（楊立基，1992）。該計劃以高放玻璃固化體和超鈾廢物以及少量重水堆乏燃料為處置對象，以花崗岩為處置介質，提出在2040年建成高放廢物處置庫的設想（王駒，1998；王駒，2004a）。我國高放廢物深地質處置庫的建造可分如下四個階段（王駒，1998，2005）：

第1階段：技術准備階段（1986～1995年）；

第2階段：地質研究階段或選址與場址評價階段（1995～2010年）；

第3階段：現場試驗階段或地下實驗室與示範處置階段（2010～約2025年）；

第4階段：處置庫建造階段（約2025～2040年）；

20 多年來，開展了高放廢物地質處置各方面的研究工作，在技術路線、長遠規劃、選址和場址評價、核素化學行為、回填材料、安全評價和天然類比等領域取得了一定進展。

在選址工作及場址評價方面，初步選定西北某地作為高放廢物地質處置的重點預選區，並通過綜合評價後認為我國最合適的處置庫圍岩為花崗岩（王駒等，2006a，2009）；另外，以核工業北京地質研究院的工作為基礎，還開展了一些國際合作。1999～2000年期間，核工業北京地質研究院與國際原子能機構合作完成了「中國高放廢物處置庫場址預選和場址評價技術研究」，在場址的選擇以及場址的評價方法等方面取得了一定的研究成果（王駒，2005）。西北某處的膨潤土作為中國高放廢物處置庫的首選回填材料（徐國慶等，1996），劉月妙等（2001，2007）對其礦物特性、岩土力學性質、壓實膨脹性、相關核素吸附特性等進行了研究。

在放射性物質遷移研究方面，中國原子能科學研究院、核工業北京地質研究院和中國輻射防護研究院對放射性核素的吸附和擴散等進行了實驗研究（王駒，2005）。如設計製作了模擬處置庫溫度、壓力及滲透等條件的小型實驗裝置，獲得相關放射性核素在花崗岩中吸附、擴散等相關參數，對高放廢物地質處置條件下放射性核素的地球化學行為、回填材料特性等研究正在深入進行。相對而言，我國關於高放廢物處置的研究起步較晚，基礎還比較薄弱，各種室內研究、模擬研究不太系統，而野外試驗的開展、多場耦合情況下近場核素遷移方面的研究還剛起步。

㈢ 高放廢物深地質處置系統的工程屏障

一般把廢物體（vetrified waste）、廢物罐（overpack）、回填材料（buffer）稱為工程屏障（王駒，2006b）（圖1.2，魏海，2005）。它是高放廢物深地質處置系統中隔離放射性廢物的第一道防線，即工程屏障可以有效地阻滯地下水和廢物固化體接觸，以降低固化體中的放射性物質向圍岩中遷移的可能性。

圖1.3 高放廢物包裝容器示意圖

（據Milnes，1985）

Fig.1.3 Schematic view of the overpack

（Milnes，1985）

1、3—襯填料；2—塞子；4—廢物罐；5—廢物固化體；6—外包裝容器；7—空隙；8—套筒；9—處置單元外包裝

（3）工程回填材料

工程回填材料是指在廢物容器之間及廢物容器與地質體之間填入的材料，它可以作為一道物理屏障，阻滯水流進入廢物包裝容器，同時也可以視為在吸附過程中與放射性物質相互作用的化學屏障（Torstenfelt B.et al.，1983；劉月妙等，2007）。因此，要求回填材料應具有長期穩定性、力學性、膨脹性、低滲透性、核素遷移的遲滯性、熱傳導性、耐輻射性和經濟性。國外對回填材料的研究已有20 多年（Borje T.，1986；Radhokrishra H.S.，1989；JNC，2000a），如瑞典、美國、日本、法國等側重對膨潤土進行了大量的室內試驗與現場測試（Neaman et al.，2005）。已有研究表明，以蒙脫石為主要要成分的高壓實鈉基膨潤土是較理想的回填材料，且在膨潤土中加入石英砂有利於增大熱傳導性。我國於1986年開始研究回填材料，對可作為回填-緩沖材料的膨潤土礦床進行全國調查以及相關實驗，最終篩選出西北某地的膨潤土，因其蒙脫石含量較高、陽離子交換容量和比表面積大、滲透性能低、膨脹性大、導熱性能好，可作為首選回填材料（劉月妙，2003；王駒等，2004a）。

㈣ 高放廢物的處理方法

高放廢物的處置方式可分為地質處置和非地質處置兩大類。地質處置包括海洋處置、海島處置、冰蓋處置、岩石熔化處置、深地質處置等。非地質處置主要是指核素分離與嬗變和宇宙處置。

㈤ 高放廢物的地質處置包含哪些方面

中國也面來臨如何處置核乏燃源料問題。中國核工業北京地質研究院副院長王駒博士日前在斯德哥爾摩核廢料管理國際會議期間向記者介紹了中國是怎樣處置乏燃料的。
王駒博士說，中國過去的核軍事工業，造原子彈氫彈產生了一些高放廢物, 這些廢物現在是液體, 將來要變成固體, 要最終處置。現在中國在大力發展核電站，也要產生乏燃料，乏燃料要經過後處理。處理的整個流程是乏燃料從反應堆里拿出來以後，要經過後處理，把鈾和鈈回取出來。剩下的是高放廢液，這種液體要變成玻璃固化體，最終埋到地底下去。
據了解，在核工業產生的廢物中99%屬於中低放廢物，處理起來相對容易。而剩下的1%含有多種對人體危害極大的高濃度放射性核素，其中一種被稱為鈈的核素，只需攝入10毫克就能讓人致死。其毒性尚不能用普通的物理、化學或
生物方法使其降解或消除，只能靠自身的放射性衰變慢慢減輕其危害。高放廢物要達到無害化需要數千年、上萬年甚至更長的時間。在現階段深地質處置是高放廢物處置最現實的一種方法：即在地下建造一個處置庫。為亠.....

㈥ 國外高放廢物深地質處置工作進展

由於高放廢物地質處置極其復雜，目前大都處於場址預選或場地性能評價階段，一些國家建立了地下實驗室，如瑞典的 Stripa 及Äspö，加拿大的 Lac Bonnet 等，開展綜合的地質、地球物理和水文地質調查研究。在高放廢物地質處置方面工作進展較快的國家有美國、法國、日本、芬蘭等，下面就簡要介紹這些國家有關高放廢物地質處置的研究進展情況。

美國是世界上最早使用核能作為動力的國家，高放廢物的處置一直是其研究的重要課題。高放廢物地質處置的建議是由美國科學院1957年提出來的（Laurence，1997），1982年由美國國會通過了《放射性廢物政策法》（Nuclear Waste Policy Act，NWPA），以解決高放廢物的處置問題，並自1987年開始對Yucca山進行場地特性調查，1998年完成了該調查並提交了適宜性評估報告，2002年確定了Yucca山作為民用高放廢物的最終處置場地，計劃於2010年開始接受放射性廢物（Dyer J R，1999）。

法國高放廢物地質處置工作由法國國家放射性廢物管理機構（ANDRA）負責（P.A.威瑟斯龐著，王駒等譯，1999），處置庫選址工作始於 20世紀 80年代到目前為止己經篩選出3 個預選場地，其中兩個圍岩為黏土岩，一個圍岩為花崗岩。進行地面工作和室內實驗的同時，法國還特別強調地下實驗室的研究。已建立和完成的地下實驗室有 Auriat、Fanay-Augeres，在地下實驗室主要開展岩體原位物理與力學試驗、豎井與平硐開挖試驗、滲透性和孔隙率測量、水樣採集及同位素與化學分析，主要運移與化學阻滯機制的研究等，目的在於評價地質屏障的有效性並獲得與回取可行性評價有關的參數（羅嗣海，2004）。法國擬在 2015年最終確定處置庫場地，並於 2025年開始進行高放廢物的貯存。

日本原子能委員會（Atomic Energy Commission of Japan，AEC）提出了基於「多重屏障」的地質處置概念，制定了關於高放廢物管理的長期計劃，為日本高放廢物地質處置提供了基礎。另外，成立了專門的高放廢物處理機構（Nuclear Waste Management Organization of Japan，NUMO），負責有關高放廢物處置的場址選擇、建造、運轉與封閉等工作。NUMO 計劃在2008～2023年對候選場地進行詳細調查，並對場地進行各種探測工作，2023～2027 開始建造處置庫，2033～2037年開始營運。

此外，瑞典、芬蘭、加拿大、俄羅斯、荷蘭、西班牙、比利時等國家也都根據自己的國情，開展了高放廢物地質處置研究工作。如在瑞典的高放廢物的管理主要由1972年成立的瑞典核燃料與廢物管理公司（SKB）負責的，目前瑞典所採用的高放廢物處置方案是SKB在1983年的KBS-3報告中提出的；芬蘭的高放廢物處置由1996年成立的Posiva公司負責，該公司於1999年5月申請在Olkiluoto附近地下建立永久性的廢物處置庫，擬在2010年動工興建、2020年正式使用。

從整個世界高放廢物地質處置研究的趨勢看，參與的國家越來越多，投入越來越大，研究進程越來越快。到目前為止，「地質處置」已從原來的概念設想、室內實驗及相關理論研究、發展到今天地下實驗室的建立，部分國家根據目前所得的研究成果已確定場址，擬進行高放廢物處置庫建造的程度。

㈦ 高放廢物深地質處置系統安全性能評價的指標

目前，輻射劑量（dose）或風險因子（risky）是國際上普遍認可的高放廢物地質處置系統安全評價的主要指標，是在綜合考慮人類習慣基礎上的評價人類受危害的直接指標（李金軒，2004）。這里風險因子定義為人類受到某給定劑量照射的概率與該照射劑量對健康產生危害的概率的乘積（魏海，2005）。輻射劑量以生物效應為目標的一個綜合指標，概念簡明，容易被人們接受，其不足之處是沒有考慮未來人類受到照射的可能性；而使用風險因子作為高放廢物地質處置系統安全評價指標則彌補了上述不足，但存在概率估算及計算比較復雜的問題。

由於安全評價所考慮的時間跨度過長，作為高放廢物地質處置系統的主要安全指標的輻射劑量或風險因子最主要的缺點來自未來生物圈（包括人類及其食物鏈）及近地表環境條件的不確定性，這些不確定性隨時間的延長而增加。因此，除了輻射劑量和風險因子作為高放廢物地質處置系統安全評價的主要指標外，國際原子能機構（IAEA，1994b）、Röthemeyer et al.（1996）、Miller（2002）還推薦使用指定的放射性物質濃度和通量、放射性物質遷移或屏蔽時間、輻射毒性指數等作為輔助性安全評價指標（各安全指標的優缺點見表2.1），只有這些安全指標才能通過核素的釋放和遷移來評估各子系統的性能，並使得處置系統具有可檢查性和可監控性的特徵。但在應用放射性物質濃度和通量這個指標時，考慮由於通過前面建立的模型計算出來處置系統中任意位置（工程屏障、地質屏障、生物圈）任意時間的放射性物質濃度和通量帶有一定的不確定性，而這種不確定性隨著深度的增加而減小（由於隨著深度的增加對系統的擾動程度將不斷減小）（JNC，2000C；李金軒，2004）；另外，對於人工核素還存在無法與自然界的相應濃度和通量進行比較的問題。

這些輔助性指標在各國的核廢物處置項目中都有涉及，如 Baleres B.（2002）給出了德國在處置庫選址及安全評價中現在及將來所考慮的指標；瑞典硬岩實驗室附近天然核素的通量與假定從處置庫釋放到生物圈的已確定的核素通量極限進行比較（Miller 等，1996）；Neall等（1994）對從安全評價中預測得到的放射性物質濃度與地下水中放射性物質濃度進行比較，該比較證實了瑞士 Kristallin-Ⅰ研究中評價結果（NAGRA，1994）的可靠性。

表2.1 各安全指標的優缺點

㈧ 核工業的高速發展會累積大量高放廢物，那麼什麼是高放廢物

顧名思義，高放廢物是一種有較強放射性的特殊廢物，但同時還有毒性高、會發熱並含有較長半衰期核素的特點，半衰期長就意味著高放廢物的放射性需要相當長的時間才能消除。高放廢物大多產生於軍事裝備的製造以及核電站乏燃料（即經受過輻射照射、使用過的核燃料）的後處理，如果高放廢物不能得到合理且安全的處理，其對人類生存環境將產生巨大的影響。

關於高放廢物的處置問題，科學家們曾經提出過包括「太空處置」「岩石熔融處置」「深海處置」在內的多種方案，但都因為處置安全性、成本等問題，不得不擱淺或停留在研究階段。比如，深海處置是將高放廢物傾倒入固定海域，利用海洋的稀釋、自我修復和調節能力來隔離核廢料的放射性，但這種方法對海洋環境的影響無法全面評估，存在一定風險性，現已停止使用。

相比於以上幾種處置方法，地質處置技術已經在幾十年間發展的相對成熟，如果有較為合適的處置庫場址，並設立上述工程屏障和天然屏障，即可對放射性核素起到良好的阻滯作用，從而實現高放廢物與生物圈的永久隔離。

㈨ 高放廢物深地質處置系統概念

高放廢物深地質處置是指將固體形式的高放廢物埋在地下一定深度（500～，羅嗣海等，2005；400～1000m，王駒，2004a；200～1500m，沈珍瑤等，2002）的地質體中，使之永久與人類的生存環境隔離，埋藏高放廢物的地下工程即稱為高放廢物處置庫（王駒等，2005）。它是人類利用自然地質環境而設計構造的由工程屏障（Engineering Barrier System）、地質屏障（Geological Barrier System，即工程屏障周圍的地質體，也稱為天然屏障）所組成的「多屏障系統」（Multi-barrier System）（李金軒等，2004），其目的是盡可能長時間地阻隔放射性物質遷移，達到不危害生物圈的目的。為實現地質處置的長期隔離，必須依賴於有效的工程屏障和地質屏障。一般來說，高放廢物地質處置系統由處置庫、地質環境及地質環境與生物圈的接觸界面三個子系統構成，如圖1.1（OECD，1997；Laurence S.C.，1997；JNC，2000b）。

圖1.1 高放廢物深地質處置系統示意圖

（JNC，2000b）

Fig.1.1 Schematic view of the geological disposal system

（JNC，2000b）

㈩ 高放廢物及其處置方法

高放射性廢物（High-Level Radioactive Waste，HLW），簡稱高放廢物，是在 20世紀年代提出的，是指乏燃料後處理第一循環溶解萃取水溶液，或與此相當的濃縮廢液等（閔茂中，1998），其中的主要核素有銫、鍶及鈈、鎇、鎿等超鈾元素。我國放射性廢物分類標准（GB 9133-1995）中規定（國家環境保護局，1996）：高放固體廢物比活度A＞4×10¹¹Bq/kg，高放廢液比活度A＞4×10¹⁰Bq/L，因此它具有高放射性、高放射毒性以及發熱量大，且半衰期長的特徵，從而對人類生存和生態環境構成了長久和嚴重的危害。

對於高放廢物，視其放射性核素的種類和水平，達到無害化需要數千年、幾萬年甚至更長的時間。因此，對高放廢物的處置並不僅僅是一個工程技術問題，也是一個在特定場址環境下，與其處理工程設施有關的工程安全、環境保護、公眾輻射防護和社會可接受性的綜合性問題。能否安全處理這些高放廢物，是關繫到我國核事業可持續發展的不可迴避的重大問題，也是我國核工業面臨的重大挑戰，也是世界各核能大國普遍關注的重大課題（王駒，2009）。

高放廢物處置的目的就是把高放廢物與人類的生存環境隔絕開來，以防止放射性物質向生物圈遷移，或者至少將其限制在規定的水平。高放廢物的安全處置一直是一個世界性的難題，國際上自20世紀 50年代就開始了研究。為了保證高放廢物的安全處置，有關國家成立了專門的核廢物處置實施機構，並制定頒布了相關的法律、法規，明確了責任和義務，在政策、法規和體制上為高放廢物的安全管理和處置奠定了基礎。世界各國為消除放射性廢物對生態環境的危害，提出了核嬗變法、稀釋法和隔離法等方法來處置放射性廢物（閔茂中，1998；羅嗣海，2004）。

核嬗變法是指把長壽命放射性核素從高放廢物中分離出來，放入反應堆或加速器中用嬗變方法變成短壽命或非放射性核素。該方法可使放射性廢物的長期危害降低到最小，實現放射性廢物的減害處理。但是由於該法費用十分昂貴，目前還很難實現（閔茂中，1998）。稀釋法是將核廢物極度稀釋至對生態環境無害的水平（閔茂中，1998），稀釋法不適宜高放廢物。而隔離法就是將核廢料與生物圈長期隔離，使放射性核素不能進入生物圈或進入生物圈之前已經不會對其產生危害。隔離法又包括：太空處置、海洋處置、冰層處置及地質處置等。目前，冰層處置與太空處置還僅是一種設想。目前通過對各種方案的分析和對比，許多國家對地質處置的安全性與現實性達成共識，並認為高放廢物地質處置是最現實、可行的方法（Laurence，1997）。地質處置是基於多重屏障的概念，即先把液態核廢物進行濃縮，然後將濃縮液加以固化，最後進行深埋，利用土壤岩石等地質介質，採用一系列人工手段將核廢物固化體與生態環境長期或永久隔離，以防止或減緩放射性物質向生物圈遷移。為實現地質處理的長期隔離，必須依賴於有效的天然屏障和人工屏障。