高放废物的地质处理包含哪些方面

㈠ 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。

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 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）。

㈣ 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。

㈤ 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.....

㈥ 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。

㈦ 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

㈧ 核工业的高速发展会累积大量高放废物，那么什么是高放废物

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。

关于高放废物的处置问题，科学家们曾经提出过包括“太空处置”“岩石熔融处置”“深海处置”在内的多种方案，但都因为处置安全性、成本等问题，不得不搁浅或停留在研究阶段。比如，深海处置是将高放废物倾倒入固定海域，利用海洋的稀释、自我修复和调节能力来隔离核废料的放射性，但这种方法对海洋环境的影响无法全面评估，存在一定风险性，现已停止使用。

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。

㈨ 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）

㈩ 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。