高放废物地质处置地下实验室新场候选场址三维地质建模

合集下载

高放废物地质处置_进展与挑战

[收稿日期]　2007-08-18[作者简介]　王　驹(1964-),男,江西遂川县人,核工业北京地质研究院研究员,博士生导师,主要从事高放废物地质处置方面的研究与教学工作,E -mail:radwaste@public .bta .net .cn高放废物地质处置:进展与挑战王　驹(核工业北京地质研究院,北京100029)[摘要]　随着我国核能事业的飞速发展,高水平放射性废物的处理和处置,即将成为一个重大的安全和环保问题。

在介绍国内外进展的基础上,重点讨论了高放废物地质处置面临的挑战:处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下(中(高)温、应力作用、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等)深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为及处置系统的安全评价。

[关键词]　高放废物;地质处置;地下实验室;科学挑战[中图分类号]　T L942+21　[文献标识码]　A [文章编号]　1009-1742(2008)03-0058-081　前言随着我国核能事业的飞速发展,高水平放射性废物(简称高放废物)的处理和处置,即将成为一个重大的安全和环保问题。

这体现在最终如何安全处置核电站乏燃料后处理产生的高放废物、核武器研制和生产过程中业已产生的高放废物,以及我国存在的某些现阶段不准备后处理的乏燃料。

对高放废物的安全处置,是落实科学发展观、确保我国核能工业可持续发展和环境保护的重大问题,同时,这也是一个与核安全同等重要的问题。

在技术层面,高放废物处置的研究和开发还存在一系列难题,还需要坚持不懈的努力;在社会层面,则存在一些需要认真解决的重大社会学难题。

西方国家的核能开发情况表明,安全处置核废物,尤其是高放废物,已成为制约核能工业可持续发展的最关键因素之一。

我国高放废物地质处置研究起步于1985年,当时只开展了跟踪性的研究。

近年来,在国防科工委的支持下,我国高放废物地质处置库选址、场址评价和核素迁移研究工作取得了一定的进展。

国防科学技术工业委员会关于编报高放废物地质处置研究开发项目建

国防科学技术工业委员会关于编报高放废物地质处置研究开发项目建议书的通知【法规类别】污染防治【发文字号】委二司函[2006]78号【发布部门】国防科学技术工业委员会(已撤销)【发布日期】2006.06.21【实施日期】2006.06.21【时效性】现行有效【效力级别】XE0303国防科学技术工业委员会关于编报高放废物地质处置研究开发项目建议书的通知（委二司函[2006]78号）各有关单位：根据我委“十一五”高放废物地质处置研究开发工作的安排，请你单位于近期编报高放废物地质处置研究开发项目建议书，现将有关事项通知如下：一、项目建议书研究内容必须符合《高放废物地质处置研究开发规划指南》规定的“十一五”期间主要研究内容要求，内容编制应达到“实施方案”深度（格式见附件，电子版可在国家原子能机构网站下载）。

二、项目申请鼓励多渠道申请资金，请你单位落实并说明资金来源。

项目经费预算严格按“经费测算说明”（见附件2）编制。

三、项目申报截止日期为2006年7月30日（以我委收文日期为准）。

请结合你单位专业特点，抓紧编制项目建议书（代实施方案），按有关要求报送我委审批（请示文件3份，附件2份，电子版1份），同时抄送国防科工委军用核设施核安全技术审评监督中心（请示文件1份，附件1份，电子版1份）。

联系人及方式：鲍家斌国防科工委系统工程二司 88581277E-mail：baojb@北京市海淀区阜成路甲8号（邮编：100037）王林博军用核设施安全中心科研部 88306816E-mail：wanglinbo123@北京市西城区车公庄大街12号（邮编：100037）附件：1．国防科工委高放废物地质处置研究开发项目建议书（代实施方案）2．经费测算说明二○○六年六月二十一日附件1国防科工委高放废物地质处置研究开发项目建议书（代实施方案）项目名称：所属专题：成果形式：起止时间：经费概算：承担单位：项目负责人：联系电话：通讯地址：国防科学技术工业委员会制二○○六年六月填写说明1、请用计算机双面打印；2、正文除特别说明外一律使用小四号宋体字，1.5倍行间距；3、篇幅不够可添加同版式附页；4、封面为普通A4纸打印，普通装订，请勿加任何封皮。

我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨

和存在的问题。在综合研究基础上，分析提出我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路，包括应遵循的原则、工作范围、目标和总体技术步骤等，以利于今后处置库选址工作更系统、规范和统
ＢｉｎｅｅｒｈＩｓｔｔｏｒｎｕＧｏｏｙｅｉｇ１０２，ＣｉａｅｉｇＲｓａｃｔｕｅｆａｉｍｅｌ，Ｂｉｎ００９ｈｎ；ｊｎｉＵｇｊ
２ＣｉａＮｔｎｌｕｌａｏｏａｉｎｅｉｇ１０２，Ｃｉａ．ｈｎａｏａＮｃｒＣｐｒｔ，Ｂｉｎ０８２ｈｎ）ｉｅｏｊ
Ａｂｔａｔｈｏａｉｎｏｅｈｉａｉｅｓｈｓｂｅ０ｒｈｎｉｅｙｍａｅｉｉｓｌｃｉｎｆｓｒｃ：ＴｅｃｍｐｒｏｆｔｃｎｃｌｄａａｅｎｃｍｐｅｅｓｌｄｎｓｔｅｅｔｏｓＶｅｏ
［要］综合对比瑞典、加拿大、芬兰和美国等国高放废物地质处置库场址筛选技术思路，分析摘
国外高放废物地质处置库场址筛选过程中取得的经验、教训，总结了ｉｅ．ｈａｉｆｃｍｐｅｅｓｖｅｅｒｈ，ｔｃｎｃｌｉｅｓｏｉｅｅｔｎｏｅｌｇｃｌｒｕｒｚｄＯｎｔｅｂｓｓｏｏｒｈｎｉｅｒｓａｃｅｈｉａｄａｆｓｔｓｌｃｉｆｇｏｏｉａｅｏ

国防科工局关于印发核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）的通知

国防科工局关于印发核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）的通知文章属性•【制定机关】国家国防科技工业局•【公布日期】2018.02.22•【文号】科工二司〔2018〕232号•【施行日期】2018.02.22•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】国防科技正文国防科工局关于印发核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）的通知科工二司〔2018〕232号各有关单位：现将《核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）》（以下简称指南）印发给你们，请根据《核设施退役及放射性废物项目管理办法》（科工二司〔2017〕1452号）和指南要求，结合本单位实际情况，认真组织项目的论证和申报工作。

（具体申报流程参考国防科工局网站“办事指南”专栏，“国防科技民用专项科研项目和军用技术推广专项审批”事项）。

联系电话：************附件：核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）国防科工局2018年2月22日附件核设施退役及放射性废物治理科研项目申报指南（2018-2020年）一、总体要求贯彻核设施退役及放射性废物治理“十三五”规划精神；立足当前，着眼未来，以核设施退役工程需求为牵引，践行核退役治理“科研先行”理念；以工程应用为目标，建立核退役治理技术体系；鼓励和支持全社会相关单位以多种形式积极参与，集智创新，集中力量突破制约我国核退役治理工作的关键技术；立足自主创新，统筹近期适度兼顾长远；夯实核退役治理技术基础，提高我国核退役治理整体技术水平。

二、支持重点（一）退役技术领域。

1.反应堆退役技术研究。

研究目标：掌握反应堆破损乏燃料组件整备、堆芯封堵加固、拆除解体等关键技术。

研究内容：高燃耗破损乏燃料组件整备处理技术研究，处理后的乏燃料组件可满足GB11806-2004标准要求；管道系统封堵技术和材料研究；屏蔽混凝土解体拆除、核设施零部件切割、辐照环境下远程切割、高压水切割、等离子切割、水下激光切割，压力容器去污、金属熔炼等技术的工程应用研究。

高放废物深地质处置

f. 通过现场试验,验证修改安全评价模型;
g. 为处置库安全评价、环境影响评价提供必不可少的各种现场数据; h. 进行示范处置,为未来实施真正的处置作业提供经验;
i. 培训技术和管理人员;
j. 提高公众对高放废物处置安全性能的信心,解决高放废物处置的一些社会学难题。
六、工程屏障
处置库的地下设施、废物容器和回填材料称为工程屏障。功能和要求 (1)使大部分裂变产物在衰变到较低水平的相当长的时期（1000年左右）能够得到有效包容； (2)防止地下水接近废物，减少核素的衰变热对周围岩石的影响，防止和减缓玻璃固化体、岩石和地下水的相互作用； (3)尽可能延缓和推迟有害核素随地下水向周围岩体迁移。
三、高放废物深地质处置特点
⑧工程的可逆性上,基于对处置库的不确定性、未来技术进步后废物的可利用性和更先进处置方案可能性考虑,处置库一般要求设计成可逆转和可回取； ⑨工程数量上,一般一个国家首先考虑建造1个全国性的处置库工程数量少,工程积累的经验和借鉴的可能性相对也少,工程具有探索性； ⑩场址与围岩选择和工程布局上,与采矿工程受矿体分布控制和隧道工程受线路控制不同,作为全国唯一的高放废物地质处置库,在场址与围岩选择上有较大的候选空间,工程布局上可充分考虑地质条件。
三、高放废物深地质处置特点
⑤设计要求和评价目标上,不仅要评价处置库的区域稳定性和围岩的力学稳定性,更重要的是还要保证废物体内的有害核素在其有害的年限内不迁移到生物圈而危害人类生态环境,因此,化学场和核素迁移规律的研究具有特别重要的意义； ⑥研究的空间范围上, 其评价的空间范围不仅限于受机械扰动的围岩,还要包括从处置库到核素释放到生物圈的整个地质体； ⑦社会影响上,由于核问题的敏感性和公众的反核情绪,高放废物地质处置库不仅是一项纯技术性的地下工程,而且还是一项政治和社会关注的工程；

高放废物地质处置工程元数据模型及其应用研究的开题报告

高放废物地质处置工程元数据模型及其应用研究的开题报告一、研究背景随着核能在能源领域的重要地位和作用，高放放射性废物的管理和处置问题日益受到人们的关注。

高放废物地质处置技术被认为是目前最适合的处置方法，但这种技术是一个复杂的工程系统，需要考虑多个因素的相互作用，并且长期运行和维护。

因此，需要开展高放废物地质处置工程元数据模型及其应用的研究，以支持高效、优质、安全、可持续地运行高放废物地质处置工程系统。

二、研究目的本研究的目的是开发高放废物地质处置工程元数据模型，并将其应用于高放废物地质处置工程的设计、建设、运营和管理过程中，以提高工程系统的效率、安全和可持续性。

具体目标包括：1. 分析高放废物地质处置工程系统的主要构成和相互作用，确定元数据模型的设计要求和范围；2. 开发高放废物地质处置工程元数据模型，包括元数据的定义、组织和管理结构，以及元数据相关的标准和流程；3. 实现高放废物地质处置工程元数据模型在工程系统设计、建设、运营和管理过程中的应用，包括数据采集、数据管理、数据共享和数据分析等环节；4. 评估高放废物地质处置工程元数据模型的应用效果，包括工程系统的效率、安全和可持续性。

三、研究内容和方法1. 研究内容本研究的主要内容包括：1.1 高放废物地质处置工程系统的构成和相互作用分析：对高放废物地质处置工程系统的主要构成和相互作用进行分析，确定元数据模型的设计要求和范围；1.2 元数据模型的设计：设计高放废物地质处置工程元数据模型，包括元数据的定义、组织和管理结构，以及元数据相关的标准和流程；1.3 元数据模型的实现：实现高放废物地质处置工程元数据模型在工程系统设计、建设、运营和管理过程中的应用，包括数据采集、数据管理、数据共享和数据分析等环节；1.4 应用效果评估：评估高放废物地质处置工程元数据模型的应用效果，包括工程系统的效率、安全和可持续性。

2. 研究方法本研究的主要研究方法包括：2.1 文献调研法：通过对相关文献的调研和分析，获取高放废物地质处置工程系统的相关信息，分析高放废物地质处置工程的特点和问题，为元数据模型的设计提供参考；2.2 系统分析方法：对高放废物地质处置工程系统进行系统分析，确定元数据模型的设计要求和范围；2.3 数据模型设计方法：设计高放废物地质处置工程元数据模型，包括元数据的定义、组织和管理结构，以及元数据相关的标准和流程；2.4 软件开发和测试方法：基于元数据模型的设计和要求，以软件开发和测试的方式，实现高放废物地质处置工程元数据模型的应用；2.5 综合评价方法：通过综合评价方法，对元数据模型的应用效果进行评估，确定其对高放废物地质处置工程系统的效率、安全和可持续性的影响。

我国高放废物地质处置研究

第38卷第4期原子能科学技术Vol.38,No.4　2004年7月Atomic Energy Science and Technology J uly2004我国高放废物地质处置研究王　驹,陈伟明,苏　锐,范洪海(核工业北京地质研究院,北京　100029)摘要:文章提出我国高放废物地质处置拟采用处置库选址和场址评价一特定场址地下实验室一处置库“三步曲”式技术路线。

计划目标是于2030～2040年前后建成我国的高放废物地质处置库。

处置对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料,处置库为竖井一坑道型,候选围岩为花岗岩,位于饱和带中。

已初步选定甘肃北山地区为重点预选区。

该区地处戈壁,地壳稳定,人烟稀少,地质条件和水文地质条件有利。

现已试验获取预选区大量深部地质环境参数。

确定使用膨润土作为处置库的回填材料,已获得一批放射性核素在花岗岩和膨润土中的吸附、扩散数据,建立了模拟处置库温度、压力和氧化还原条件的实验装置。

高放废物地质处置场址评价、放射性核素地球化学行为、回填材料研究和环境评价研究正在深入进行,并与国际原子能机构等进行了卓有成效的合作。

关键词:中国;高放废物;地质处置;地下实验室;场址评价中图分类号:TL942 文献标识码:A 文章编号:100026931(2004)0420339204Studies on G eological Disposal of High-level W aste in ChinaWAN G J u,CHEN Wei-ming,SU Rui,FAN Hong-hai(Beijing Research Institute of U ranium Geology,Beijing100029,China)Abstract:　China has proposed a preliminary R&D program for the deep geological dis-posal of high-level waste.The development strategy for high-level waste repository in-eludes 3stages:siting and site characterization,underground research laboratory for a site-specif2 ic,and repository.It is expected that a national geological repository will be built and put in2 to operation between20302040.The deep geological disposal method will be used.The dis2 posed waste will be vitrified high level waste,transuranie wasteand some s pent fuel from CANDU reactors.The repository concept is shaft-tunnel-silo located in a saturated zone in granite.Because of rare inhabitants,stable crust,and a good geological and hydro-geo2 logical condition,the Beishan area,a G obi desert in G ansu province,is considered as the most potential candidate area for China’s geological repository.Bentonite is selected as a sort of backfill for the repository.With in-situ tests,a great number of deep geological data have been obtained.In laboratory,some data of the adsorption and diffusion,related with radioactive-nuclides’migration in granite and bentonite,have also been obtained;some de2 vices have been established to simulate the temperature,pressure,and redox condition of the收稿日期:2003-07-28;修回日期:2003-12-03基金项目:IAEA资助项目(CPR/9/026)作者简介:王　驹(1964-),男,江西遂川人,研究员,博士,放射性废物地质处置专业real repository.Studies on siting evaluation ,geochemical behavior of radioactive nuclides ,buffer material ,and environment impact assessment have also been conducted.Some cooper 2ations with In -ternational Atomic Energy Agency have been very successful.K ey w ords :China ;high -level waste ;geological disposal ;underground research labora -to 2ry ;sitecharacterization 043原子能科学技术第38卷143第4期王　驹等:我国高放废物地质处置研究243原子能科学技术第38卷。

世界高放废物地质处置库选址研究概况及国内进展

53678 "
元素 D: E: D? D6 F0 G3 59 H IJ 花岗岩 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** 2* "**
KC ,** 2** 据参考文献［,］。
全运行及有效隔离核废物的关键。多年来，世界各 ! ! # 国对处置库的可能围岩进行了详细研究，通过对比，
多年来以核工业北京地质研究院为骨干多家合作的我国高放废物地质处置研究队伍在投资少任务重的条件下及时跟踪国际动向大量吸取国外经验取得了多快好省的科研成果且与国际原子能机构及许多国家建立了合作关系尤其是今年将要开展地质钻探工作将是我国高放废物地质处置研究承上启下走向深入的重要里程碑
第 , 卷第 # 期 #""! 年 - 月
地学前缘（中国地质大学，北京）
（ ;257/ <75=60:51> 9? @69:456746:， ./012 3456746 80971560: A65B57C）
D9E F , G9F # (H0 F #""!
! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! !
’" *+, !/* !+, !+’ 见核素 &， ()， -.， 01， 2$， 34 在膨润土中的吸附行为进行了土柱实验研究，结果表明膨润土
为了实现这些功能，目前，世界许多国家都在对工程屏障的各个方面进行研究，许多国家也正在研能。

论我国高放废物地质处置地下实验室发展战略

核电论坛Nuclear Power Forum 论我国高放废物地质处置地下实验室发展战略王驹，苏锐，陈亮，宗自华(核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，北京100029)I摘要：地下实验室建设项目是我国“十三五规划”的童点项目，本文提出了我国应当建设“特定场区地下实验室”的发展战略，提出了我国首座高放废物地质处置地下实验室的总体定位，即建设在特定场区（处置库重点预选区）有代表性的衰石之中、位于500 m深度左右、功能较为完备且具有扩展功能的，为高放废物地质处置研究开发服务和场址评价服务的、具有国际先进水平的科研设施和平台。

提出我国地下实验室应当具备以下6大基本功能：1)评价场址深部环境；2)开展1:1工程尺度验证实验；3)开发处置库施工、建造、回填和封闭技术以及相应的设备，完善概念设计，优化工程设计方案；4)为未来的处置库安全评价、环境影响评价提供各种现场数据；5)为公众参观地下实验室、了解地质处置技术的安全性能、提高对高放废物安全处置的信心提供窗口；6)为国际合作提供地下实验巷道和学术交流场所e还介绍了我国地下实验室工程的最新进展，指出目前已经筛选出甘肃北山新场为地下实验室的场址，并提出了地下实验室的概念设计。

关键词：高放废物；地质处置；地下实验室；特定场区地下实验室；发展战略中图分类号：TL942 文献标志码：A 文章编号：1674-1617 (2018) 01-0109-07DOI：10. 12058/gghd. 2018. 01. 109The Development Strategy of the Underground Research Laboratory for Geological Disposal of High Level Radioactive Waste in China WANG Ju，S U R u i，CHEN Liang，ZONGZi-hua(Key Laboratory for Geological Disposal of High Level Radioactive Waste, Beijing Research Institute of Uranium Geology, China National Nuclear Corporation, Beijing 100029，China)I Abstract：The construction of an underground research laboratory (URL) has been identified as a key nationalproject in the 13th Five-year National Economic and Social Development Plan. This paper proposes a strategy for the development of the URL for geological disposal of high level radioactive waste in China, i. e. to develop an area-specific URL. The overall concept of China’s first URL is considered as an internationally advanced underground research facility and platform, which is built at a depth about 500 m, in a representative rock mass，in a specific area (within the preferred preselected region for repository of high level radioactive waste) 9 with full functions and expandable functions, and with specific purposes for R&D and site characterization for geological disposal of high level radioactive waste. The 6fundamental functions of the URL are proposed：(1) to characterize the deep underground environment of the site; (2) to conduct full scale engineering tests；(3) to develop technologies and equipment for construction，operation, backfilling and sealing of geological repositories, and to optimize concept design and engineering plans；(4) to provide various in-situ data for safety assessment and environmental impact assessment of geological repository；(5) to provide opportunities for the visit of public, to facilitate the public to understand the safety functions of geological repository, and to 收稿日期：2017-12-15作者简介：3£驹（19f4一），男，江西遂川人，研究员级商级工程师，博士，博士生导师，长期从事高放废物地质处置技术研究6现任中核高放废物地质处置评价技术重点实验室主任，兼国际放射性废物技术委员会委员、国际耑石力学学会放射性废物处黌季员会的主席、中国岩石力学与工程学会废物地下处置委员主任、环保部核安全与环境专家委员会委员等学术职务《109中国核电第11卷2018年3月iA R POWERenhance the public confidence in the safe disposal of high level radioactive waste; (6) to provide test tunnels and platform for international collaboration. This paper also introduced the latest progress of the U R L project in China, indicating that the Xinchang site, located in Beishan region of northwestern China’s Gansu province, has been selected as the site for China’s I s' U R L, while the concept design for the U R L has been proposed.Key words：high level radioactive w aste?geological disposal；underground research laboratory；area-specific underground research laboratory? development strategyCLC number：TL942 Article character：A Article ID：1674-1617 (2018) 01-0109-07随着我国核x业的迅速发展，高放废物安全处寳已经成为影响核能可持续发展、环境保护和子孙后代福祉的战略性课题D=…从1985年开始•我国有关科研机构和企业在该领域开展了大量科研工作，取得了显著的科研成果[〜。

国防科工委、科技部、环保总局关于印发高放废物地质处置研究开发

国防科工委、科技部、环保总局关于印发高放废物地质处置研究开发规划指南的通知【法规类别】环保综合规定【发文字号】科工二司[2006]145号【发布部门】国防科学技术工业委员会(已撤销)科学技术部国家环境保护总局(已撤销) 【发布日期】2006.02.14【实施日期】2006.02.14【时效性】现行有效【效力级别】XE0303国防科工委、科技部、环保总局关于印发高放废物地质处置研究开发规划指南的通知(科工二司[2006]145号)各有关单位：为进一步推动我国高放废物地质处置研究工作，全面、系统、科学和协调地部署研究开发工作，在综合分析我国高放废物地质处置研究面临的形势和存在的问题的基础上，经过广泛征求意见，编制完成了《高放废物地质处置研究开发规划指南》（以下简称《指南》），现予发布。

该《指南》提出了我国高放废物地质处置研究开发的总体思路发展目标，研究开发规划纲要及“十一五”期间的主要任务等。

请各单位围绕《指南》确定的总体思路和发展目标以及“十一五”期间的主要任务和研究内容，结合本单位实际情况，开展相关研究工作。

国防科工委科技部环保总局二00六年二月十四日高放废物地质处置研究开发规划指南（国防科学技术工业委员会、科学技术部、国家环境保护总局二ОО六年二月）目录一、需求分析二、国内外发展概况2.1 国外高放废物地质处置概况2.2 国内研究与开发现状三、总体思路四、发展目标五、研究开发规划纲要5.1 试验室研究与场址选择阶段（2006－2020年）5.2 地下现场试验阶段（2021－2040）5.3 原型处置库验证实验和处置库建设阶段（2040－本世纪中叶）六、“十一五”期间的主要任务与研究内容6.1 “十一五” 期间的主要任务6.2 “十一五” 期间主要研究内容七、政策与措施7.1 加强研发资源配置7.2 加强科技管理体制和机制建设7.3 加强部门合作7.4 加强国际合作为了在本世纪中叶妥善解决高放废物安全处置问题，保护人类和环境，为核工业可持续发展创造条件，需要启动国家级高放废物地质处置研究开发规划，全面、系统、科学、协调地部署研究开发工作。

高放废物地质处置算井子候选场址核素迁移模拟研究

铀矿地质Uranium Geology第34卷第2期Vol .34 No .22018年 3月Mar. 2018DOI ：10.3969/j.issn.1000-0658.2018.02.008高放废物地质处置算井子候选场址核素迁移模拟研究凌辉，王驹，陈伟明（核工业北京地质研究院，北京 100029）[摘要]运用FEPs(Features, Events and Processes)分析和情景开发技术，针对北山预选区算井子候选场址的长期放射性影响进行了初步评价。

以BS 23钻孔560 m 深度所在地代表算井子处置库中心，以废物罐到生物圈的直线迁移长度9.25 km 为计算路径，以碳钢废物罐失效（处置库关闭后1000年）开始至其后10万年为评价时间，在只考虑单个废物罐的条件下，应用GoldSim 软件评价处置库正常演变情景条件下的长期辐射安全。

结果显示，算井子处置库近场核素总释放率达到2.58×105 Bq/a ，远场核素总释放率最大为6372 Bq/a ，生物圈最大个人年剂量率是1.84×10-7 mSv/a ，主要贡献核素是Se-79和Cs-135。

[关键词] 高水平放射性废物；深地质处置；算井子地段；花岗岩；安全评价[文章编号] 1000-0658（2018）02-0118-06 [中图分类号] X 591 [文献标志码] A[收稿日期]2017-06-28 [改回日期]2017-07-22[作者简介] 凌辉（1986—），男，核工业北京地质研究院在职博士研究生，主要从事高放废物地质处置安全评价研究工作。

E-mail:lhui 1986@高水平放射性废物（高放废物）的安全处置是核工业可持续发展的重要保障，也是确保人居环境健康的紧迫需求[1-3]。

高放废物地质处置是现阶段公认的安全可靠、技术可行的方法，但在科学、技术和工程上面临一系列重大挑战，包括符合条件的场址筛选及适宜性评价等[1]。

中国高放废物地质处置地下实验室场址筛选

中国高放废物地质处置地下实验室场址筛选王驹;苏锐;陈亮;赵宏刚;周志超;赵星光【期刊名称】《世界核地质科学》【年(卷),期】2022(39)1【摘要】高放废物地质处置地下实验室建设项目是我国“十三五规划”的重点项目。

文章介绍了我国首座高放废物地质处置地下实验室场址筛选的总体思路、筛选准则、候选场址特征、场址比选的定性和定量方法、比选过程和最终结果。

我国首座地下实验室总体定位为第三代地下实验室,即特定场区型地下实验室。

以此为指导,综合分析对比了甘肃北山、内蒙古、新疆三大预选区中9个预选场址(旧井西、新场、沙枣园、算井子、雅满苏、天湖东、阿奇山1号、塔木素、诺日公)的地质条件、未来自然变化、水文地质条件、人类活动、建造和工程条件、环境保护、土地利用、社会经济和人文条件等场址条件和特征,先筛选出新场、沙枣园、诺日公和雅满苏4个场址。

在获得当地政府同意的基础上,经国家层面的专家评审会,最终确定甘肃北山新场为我国首座高放废物地质处置地下实验室场址。

以新场场址为基础,完成了地下实验室的工程设计。

2021年6月地下实验室正式开工建设。

【总页数】13页(P1-13)【作者】王驹;苏锐;陈亮;赵宏刚;周志超;赵星光【作者单位】核工业北京地质研究院;国家原子能机构高放废物地质处置创新中心【正文语种】中文【中图分类】TL942【相关文献】1.高放废物地质处置地下实验室新场候选场址三维地质建模2.我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨3.高放废物地质处置的岩体深部结构面特征研究——以甘肃北山高放废物地质处置地下实验室工程为例4.中国高放废物地质处置地下实验室场址深部岩体地应力测量及工程应用5.中国高放废物地质处置地下实验室核素迁移现场实验研发内容探讨因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

高放废物深地质处置的多场耦合研究

高放废物深地质处置的多场耦合研究[摘要]本文介绍了高放射性核废物处置系统受到温度、应力、渗流、地球化学等多场耦合作用。

综述了多场耦合的研究概况，基本概念以及多场耦合的类型与机理与特点。

[关键词]高放射性核废物处置多场耦合模型综述中图分类号：tl942文献标识码：a文章编号：1009-914x（2013）21-0000-001 引言随着核技术尤其是核电站的迅猛发展，不可避免地产生了大量的放射性核废物。

高放废物具有高放射性、高辐射热和高放射性毒性，且内含长寿命核素，对人类生存和生态环境构成了持久的危害，故要进行有效的处理和最终处置。

目前，对高放废物处置，最可行的是深地质处置法，即将高放射性核废料保存在深入地下几百米处的特殊处置库内。

而地质处置库的围岩则是由低渗透的坚硬结晶岩体构成。

但这种低渗透的结晶岩体含有不规则的交错裂隙，构成了溶解于地下水中的放射性核素的主要迁移途径。

故裂隙岩体核素迁移是处置库安全性能评价的关键问题之一。

高放废物地质处置系统是人类利用自然地质环境设计、构造的由工程屏障和地质屏障所组成的多重屏障系统，其目的是尽可能长时间地阻滞放射性核素在系统内的迁移。

高放废物地质处置系统安全评价的总体目标即评价地质处置系统在长时间受放射性辐射和衰变热的作用下，在温度、应力、渗流、地球化学等多场耦合作用下保证放射性核素在预期的时间内不至于对未来人类健康和环境产生危害。

因此，多场耦合作用下放射性核素的迁移机理和迁移模型的研究无疑是高放废物地质处置系统安全评价的关键性基础课题。

2 多场耦合问题的研究概况耦合问题的研究可从20世纪30年代太沙基发表一维渗透固结理论算起，但国外引起广泛关注和取得重要进展则是在最近20多年，国内则是近十来年，这些研究主要源于核废物深地质处置、油/气与地热的开发和能源储存及环境保护的需要。

从研究方法上，多场耦合的研究方法包括理论分析、室内实验、原位实验与监测，研究内容则涉及多场耦合的基本理论、数值方法等。

高放废物地质处置新疆雅满苏预选地段三维地质建模研究

高放废物地质处置新疆雅满苏预选地段三维地质建模研究罗辉;赵宏刚;蒋实;陈伟明;田霄【摘要】利用三维地质建模软件Micromine和深探地学建模软件建立了雅满苏预选地段的三维可视化地质模型,直观地反映了该预选地段岩体、断裂的空间展布和相互关系等深部地质环境信息.基于所建立模型开展了三维剖切分析、对模型任意切割和开挖等一系列实用的可视化分析,为后续处置库预选地段的适宜性评价提供资料和技术支持.【期刊名称】《世界核地质科学》【年(卷),期】2017(034)001【总页数】7页(P47-53)【关键词】雅满苏预选地段;处置库;三维地质建模【作者】罗辉;赵宏刚;蒋实;陈伟明;田霄【作者单位】核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价重点实验室,北京100029;中国国土资源航空物探遥感中心,北京100083;核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价重点实验室,北京100029【正文语种】中文【中图分类】TL942高水平放射性核废物（高放废物）由于其放射性活度高、半衰期长、毒性大等特点，对其进行最终安全处置难度极大，面临一系列的科学、技术和工程挑战，受到了各核工业国家的普遍重视［1-2］。

关于高放废物处置，目前普遍接受的可执行方案是深部地质处置，即把高放废物埋在距离地表深约500～1 000 m的地质体中，使之永久（数万年计）与人类的生存环境隔离［3-5］。

我国高放废物地质处置研究自1985年开始以来，开展了处置库选址、场址评价、处置工程、安全评价、地下实验室场址初选等研究。

三维地质建模及可视化研究是当前数学地质、水文、工程地质等研究的前沿和热点［6］，也是快速、适时地再现地质体三维信息及综合分析的有效途径，已成为许多国家高放废物地质处置项目中地质分析和工程设计必不可少的手段［7-9］。

花岗岩高放废物地质处置库选址与安全评价

花岗岩高放废物地质处置库选址与安全评价凌辉;王驹;唐振平;罗辉;陈伟明【摘要】安全评价是建立放射性废物地质处置安全信心的关键,也是处置库阶段性发展的重要支撑.针对花岗岩处置库,综述了高放废物地质处置库选址及其安全评价的特性,阐述了安全评价在场址比选及后续发展中的重要作用;以瑞典、芬兰的处置实践为例说明了选址阶段安全评价应用方式,并对我国选址阶段安全评价的需求进行了介绍.【期刊名称】《南华大学学报（自然科学版）》【年(卷),期】2018(032)005【总页数】6页(P38-43)【关键词】高放废物;地质处置;花岗岩;选址;安全评价【作者】凌辉;王驹;唐振平;罗辉;陈伟明【作者单位】中核集团核工业北京地质研究院,北京 100029;中核集团核工业北京地质研究院,北京 100029;中核集团核工业北京地质研究院,北京 100029;南华大学污染控制与资源化技术湖南省重点实验室,湖南衡阳 421001;中核集团核工业北京地质研究院,北京 100029;中核集团核工业北京地质研究院,北京 100029【正文语种】中文【中图分类】TL942+.20 引言高放废物含有半衰期长且释热量大的核素，放射性强、毒性大，对其进行安全处置是放射性废物管理的关键一环，也是确保核能可持续发展的重要保障[1].当前，高放废物处置的可行做法是进行深地质处置，其核心是采用“多重屏障”系统有效包容和阻滞核素，使其对人类和环境不会造成不可接受的影响[2].花岗岩是适合处置放射性废物的围岩之一，也是我国甘肃北山预选区的主体围岩.《放射性废物安全管理条例》，规定高放废物地质处置的安全期至少应为1×104 a，这是人类历史上安全要求最高的地下工程，对场址长期稳定性要求极高；此外，处置库一般位于数百米深的稳定地质体中，深部环境的不确定性也是选址的关键性挑战.因此，高放废物处置库选址是一项长期而复杂的工作，一般需延续数十年[3]，其中，安全是选址最核心的考量，必须通过阶段性的安全评价，持续论证候选场址的安全可靠性，直至最终确认场址.当前，我国高放废物地质处置处于地段比选的关键阶段，基本目标是根据选址规划和标准筛选出安全处置高放废物的场址[4].本文围绕高放废物地质处置选址进程，结合国外选址经验，阐述处置库选址阶段的安全评价特性，并提出安全评价发展建议，以服务于选址过程.1 处置库选址选址是高放废物地质处置中重要的基础性活动.选址的目标是通过对大区域的调查，排除不适宜的场址，并对剩余场址进行筛查和对比，优选出一个或几个候选场址[4].场址应具备天然屏障功能，应当优先选择具有良好天然屏障，并且有利于工程屏障设计和施工的场址，以使高放废物对人类和环境的辐射影响保持在国家规定的可接受的水平以内.各个国家选址考虑的重点不尽相同，但无外乎以下十方面：地质条件、未来自然变化、水文地质、地球化学、人类活动、建造与工程条件、环境保护、土地使用、废物运输、社会经济和人文条件.高放废物处置库选址是多阶段的发展过程，一般可分为四个阶段：规划选址、区域调查、场址特性评价和场址确认阶段(如图1).场址筛选过程是一个候选场址数量逐步减小，场址调查程度逐步加深的迭代过程，其中安全评价是场址比选和政府决策的关键支撑[5-6].图1 地质处置开发全过程Fig.1 The whole process of geological disposal development规划选址阶段一般基于现有调查成果和数据的分析，综合考虑地段的可靠性、地方接受度和区域平衡.该阶段应重点围绕环境保护、土地使用、废物运输、社会经济和人文条件等因素进行预选区比选，重点是解决处置库开工前场址的可接受性问题，并在全国范围内确定出一个或若干个社会经济条件和自然条件均有利的预选区.区域调查阶段一般基于二维地球物理和有限钻孔调查，重点查明区域地壳稳定性、岩体规模，查明候选场址的建造与工程条件，解决场址的可建造性问题.该阶段的目标是在一个或若干个预选区内筛选出2个或2个以上适宜建造处置设施的候选场址.场址特性评价主要基于三维详细调查，包括航测、深入的钻孔调查、坑探设施开挖、地下实验室建造和现场科研，重点查明场址深部地质、水文、地球化学特性、未来自然变化、人类活动等，为解决处置库关闭后的安全性问题提供支撑，从安全和处置设施建设可行性角度，评价和比较候选场址的适宜性，确认推荐场址.场址确认阶段主要是进一步论证推荐场址的安全性，对场址适宜性给出明确的结论；为处置设施的施工设计、安全评价、环境影响评价和申请建造许可证等工作提供必要的场址资料.2 花岗岩处置库选址花岗岩类岩石是一种分布广泛的火成岩类.花岗岩适宜处置放射性废物的特性主要包括：分布范围广、岩体规模大，机械强度大；岩石孔隙度小，渗透系数低，含水量较小；导热性能较好，热稳定性能较好，抗辐射性能强；深部环境氧化还原条件较好，阻滞核素性能较好(如图2).与此同时，花岗岩也存在围岩有一定的裂隙，可能导致核素随地下水迁移，并且裂隙规模以及导水能力评价难度大等缺点[7].花岗岩处置库选址过程中，地质环境长期稳定性、有效围岩大小和阻滞核素能力是关键因素.社会政治经济等方面也是场址筛选不能回避的重要因素[4].与此同时，考虑到花岗岩场址裂隙分布的特殊性，除了应满足通用选址准则，花岗岩场址筛选过程中，应重视对场址深部裂隙分布和导水构造的识别，同时应重视对场址范围内构造活动性的鉴定和隐伏构造的识别，以减少处置库关闭后核素运移和遭受非预期事件干扰的不确定性，提高安全评价的置信度.图2 花岗岩处置库选址关键影响因素示意图Fig.2 The critical impacts of site selection for granite repository3 选址阶段的安全评价3.1 安全评价特性安全评价是整个选址过程中的重要环节，其全面、可靠程度取决于废物特性、场址特性、废物包特性，以及其他工程屏障特性数据的范围和质量，安全评价也是确定或选择优先研发方向的有效手段.安全评价需要在处置库开发的早期阶段开始，核心是利用现有场址信息，对处置库长期稳定性能和关闭后的辐射安全性作出评价，如果现有信息不足以给出明确回答，则提出场址调查要求.两者相辅相成，迭代前行，直到可以对场址长期安全性作出明确回答[4].此外，安全评价技术也需要通过阶段性的发展而不断优化，以便完善处置库未来演变及安全的不确定性分析，表1对选址各个阶段安全评价特性进行了说明.3.2 安全评价需求选址是阶段性的活动，应通过安全评价让决策者、监管者、公众及利益相关者了解候选场址的安全性，再在此基础上综合经济和社会等多方面的因素进行选址决策.监管机构在评审安全评价报告的基础上，指出是否进入下阶段工作的指示：何时可以将场址特性评价活动从现阶段转入下一阶段(例如从地表调查转入地下调查)，何种条件下可以认为场址适合处置设施建造，何时可以认为调查工作已经完成.此外，安全评价阶段性发展是更新完善监管要求的过程[8]，并对上阶段工作不足和下一步要深入研究的重点进行反馈，指出场址评价工作需要进一步开展的方向[9].表1 处置设施选址阶段的安全评价特性和基础Table 1 The characteristics and basis of the safety assessment for site selection处置设施开发阶段安全评价特性安全评价基础规划选址阶段建立安全评价方法,用于支撑选址规划审批.以前期勘探、历史地震、遥感资料数据为主.区域调查阶段以定性分析为主,为初步调查指明方向;建立安全全过程系统分析方法.场址初步调查资料,废物盘存量、工程屏障资料.场址特性评价阶段基于定量安全评价和定性安全分析,为详细调查指明方向;初步的安全全过程系统分析.监管要求,场址初步调查资料,初步设计研究和关闭方案,废物盘存量、工程屏障资料.场址确认阶段详细的定量和定性安全评价;准备申请建造许可证的安全全过程系统分析.监管要求,详细的地表和深部场址调查资料,设施设计、建造运行和关闭计划,废物盘存量、工程屏障、天然类比资料.国际上，瑞典和芬兰的高放废物处置库主体围岩是花岗岩，这两个国家经过几十年的处置研发，相继确认了各自的高放废物处置场址，总体上，其选址与安全评价是迭代发展的过程.瑞典从70年代开始地质处置研究工作，是在花岗岩介质中开展高放废物地质处置的“领头羊”，于2009年确认Forsmark花岗岩处置场址[10].芬兰是目前世界上高放废物地质处置进展最快的国家，2001年确认Olkiluoto花岗岩处置场址[11]，2016年开始了第一条处置巷道的建设.针对花岗岩场址的处置概念和场址条件，瑞典和芬兰开展了一系列阶段性的安全评价，基本遵循了从初步安全评价(构建安全评价方法，开发基本情景，进行场址比选)，过渡到详细安全评价(完善安全评价方法，开发详细情景，为场址确认提供依据)的思路，充分论证了花岗岩场址处置高放废物的适宜性和安全性(如表2).表2 瑞典、芬兰选址阶段的安全评价Table 2 The stages of scenario development in Sweden and Finland功能安全评价报告名称安全评价目标年份瑞典场址比选SKB-91阐明地质特性在安全处置废物中的重要性1991SR-95为处置库选址安全评价构建结构化方法1995SR-97根据更新的监管要求对KBS-3处置方案有效性进行安全评价1999申请场址确认SR-Can 2006为申请处置库建造的安全评价报告进行方法学和结构性的预演,为场址确认决策服务2006芬兰场址比选TVO-85进行初步候选场址比选,开发安全评价方法1985TVO-92评价场址对安全要求的满足,以及技术和经济可行性1992TILA-96补充情景、优化评价模型、完善坚稳性和不确定分析1996确认推荐场址TILA-99完善安全评价方法,反馈场址之间显著不同点,以供场址确认决策1999场址确认及处置库建造申请TURVA-2012进一步的场址确认,并作为申请建造许可证的重要支撑2012芬兰于1985年提交的TVO-85是其第一个安全评价报告，也是区域调查成果的反映，主要用以支撑区域选址阶段候选场址的比选决策，并建立适应其处置特点的安全评价方法.TILA-99是场址特性评价阶段提交的安全评价报告，根据初步的调查获得的场址地质构造、水文地质、地球化学等核心要素结果，对处置库进行初步的空间布局和工程屏障科研设计，以确认候选场址拟定的有利地段能够满足待处置废物体积要求；并评价候选场址对安全要求的满足情况和场址的技术和经济可行性.TILA-99主要用以支撑政府确认推荐场址决策，这期间补充提交了2个阶段性的场址比选报告TVO-92和TILA-96.2001到2014年是芬兰场址确认和建造申请阶段，这期间形成了TURVA2012安全评价报告，用以支撑建造许可证的申请，并补充了三个服务于处置研发的安全评价报告.4 我国高放废物地质处置库选址及其安全评价4.1 选址阶段划分我国选址工作起步于1985年，目前选出花岗岩为高放废物处置库首选围岩.1985～1999年开展了规划选址工作，确认了西北(甘肃北山)、华东、华南、西南、内蒙古、新疆等6个预选区.2000年启动了区域调查工作(其中2000～2011年，区域调查范围集中在北山预选区，2012年以后增加了新疆和内蒙古预选区)，筛选获得11个适宜候选地段(表3).4.2 选址阶段安全评价需求目前，我国已经进入场址特性评价阶段，场址调查工作的重点逐渐从地表向深部转移，从深部确认场址条件对高放废物处置的适宜性和安全性.为了保证场址特性评价全面有序开展，需要通过安全评价，反映场址特性评价的不足和前进方向，并进行场址比选，作为场址确认基础.表3 处置库选址历程表Table 3 The site selection process of the repository 我国进行的地质处置安全评价研究工作涉及处置源项、总体安全评价方法、地下水迁移模式和生物圈模式等的调研，形成了对地质处置安全评价工作的基本理解，但与选址需求相比略显不足[12-17].因此，现阶段亟需加大选址阶段的安全评价技术开发和实践能力.第一步：开展废物源项调查和源项预测，加强安全评价方法学研究，形成技术体系框架.开展高放废物地质处置系统的总体安全目标和辅助安全指标研究，加强情景开发和不确定性分析方法研究，为完成场址初步调查阶段的安全评价提供支撑，为详细场址调查方向提供依据，以服务于选址.第二步：根据监管要求对处置方案有效性进行安全评价，完善安全评价的坚稳性、透明可追溯性，重点反馈比选场址之间的显著不同点.优化FEPs(features,events and processes,FEPs)筛选标准和数据库，对处置库未来演变的情景进行全面分析.完成场址详细调查阶段的安全评价报告，以服务于场址确认.5 结论选址是高放废物地质处置重要的基础性活动，也是逐渐细化的阶段性发展过程，各阶段都需要开展定量或定性的安全评价.我国目前已经进入场址特性评价阶段.在区域调查阶段，我国具备了基本的安全评价能力，但具体场址比选的定量评价不足，缺乏安全全过程系统分析.为了满足后续场址调查和比选的需要，需要借鉴瑞典、芬兰等国在选址及其安全评价中积累的有利经验，进一步明确安全要求、完善安全评价方法，并服务于场址筛选的需要.参考文献：【相关文献】[1] 王驹，陈伟明，苏锐，等.高放废物地质处置及其若干关键科学问题[J].岩石力学与工程学报，2006，25(4):801-812.[2] MCKINLEY I G,ALEXANDER W R,BLASER P C.Development of geologocal disposal concepts in deep geological disposal of radioactive wastes[R].Amsterdam:Elsevier,2007.[3] 徐国庆.对我国高放废物处置研发工作的几点建议[J].世界核地质科学,2012,29(4):227-231.[4] IAE Agency.Geological disposal facilities for radioactive waste，IAEA safety standards series No.SSG-14[R].Vienna:IAEA，2011.[5] IAE Agency.Geological disposal of radioactive waste，safety requirements N0.WS-R-4[R].Vienna:IAEA，2006.[6] IAE Agency.Disposal of radioactive waste:specific safety requirements，IAEA safety standards series No.SSR-5[R].Vienna:IAEA，2011.[7] 王驹.高水平放射性废物地质处置：关键科学问题和相关进展[J].科技导报,2016,34(15):51-55.[8] Methods for safety assessment of geological disposal facilities for radioactive waste:outcomes of the NEA MeSA initiative，NEA No.6923[R].Paris:OECD/NEA，2012.[9] 陈伟明,王驹.高放废物地质处置场址安全要求[J].世界核地质科学,2006,23(2):100-106.[10] SKB.Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark.Main report of the SR-Site project，SKB Report TR-11-01[R].Stockholm:SvenskKärnbränslehantering AB，2011.[11] PosivaOy.Safety case for the disposal of spent nuclear fuel at Olkiluoto-synhesis2012.POSIVA 2012-12[R].Eurajoki，Finland:Posiva Oy，2012.[12] 杨天笑,郭永海,王驹.美国高放废物处置库总系统性能评价[J].铀矿地质，1999，15(1):39-46.[13] 李金轩,钱七虎,罗嗣海.高放废物地质处置系统安全评价及其指标体系[J].岩石力学与工程学报，2004,23(7):1193-1197.[14] 陈伟明.高放废物地质处置库系统分析方法研究-以甘肃北山预选区花岗岩场址为例[D].北京:核工业北京地质研究院,2008.[15] 刘帅.甘肃北山高放废物处置库性能评价FEPs研究[D].北京:核工业北京地质研究院,2012.[16] 徐国庆.国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展[J].世界核地质科学,2016,33(3):178-186.[17] 李洪辉,赵帅维,贾梅兰.高放废物地质处置FEPs清单筛选与景象开发初步研究[J].世界核地质科学，2013,33(2):111-124.。

高放废物地质处置库的特点及其结构型式

高放废物地质处置库的特点及其结构型式
罗嗣海;钱七虎;王驹
【期刊名称】《地质科技情报》
【年(卷),期】2007(26)5
【摘要】总结了高放废物地质处置库在系统组成、经费投入、时间跨度、功能要求、评价目标、作用营力、影响范围、工程数量、工程布局、工程逆转和社会影响等方面有别于一般深部岩石地下工程的特点。

以美国、瑞典、日本、比利时、法国的处置库概念设计为例,介绍了各国处置库的结构型式,比较了其异同点,并对我国的处置库概念设计提出了初步建议。

【总页数】8页(P83-90)
【关键词】高放废物地质处置库;特点;结构型式
【作者】罗嗣海;钱七虎;王驹
【作者单位】江西理工大学;解放军理工大学;核工业北京地质研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TU9;X7
【相关文献】
1.高放废物地质处置的岩体深部结构面特征研究——以甘肃北山高放废物地质处置地下实验室工程为例 [J], 王锡勇;李冬伟;成功;罗鹏程
2.内蒙古塔木素高放废物地质处置库三维地质建模研究 [J], 许文军; 邓居智; 陈晓; 陈辉; 王显祥; 王彦国; 刘星
3.地应力对高放废物黏土岩地质处置库洞室群稳定性影响的数值模拟 [J], 王聪; 李洪辉; 段谟东; 江春雷; 张家铭
4.高放废物黏土岩地质处置库预选区围岩物理特性及力学性质 [J], 饶耕玮;刘晓东;刘平辉;戴朝成;梁海安
5.高放废物深地质处置库屏障系统的多场耦合数值分析 [J], 赵艺伟;吴志军;王旭宏;侯伟;杨球玉;吕涛;胡大伟;周辉;魏天宇
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

高放废物处置预选区地学信息数据模型构建

高放废物处置预选区地学信息数据模型构建王鹏;黄树桃;王驹;赵永安;邬伦;蔡恒;高敏;王洪斌【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2017(037)006【摘要】针对高放废物地质处置选址与场址评价阶段的信息化建设工作,采用GIS 技术、数据管理技术、数据分析技术等,旨在基于地学信息数据模型的构建,建立统一的、一体化的、高度综合的高放废物地质处置预选区地学信息库,以覆盖地质、水文地质、地球物理、地球化学等多学科研究内容.着重讨论了预选区地学信息数据模型建设的方法和技术,并通过预选区地学信息库的工程实例说明了数据模型的成功应用.预选区地学信息数据模型的建设可以为场址筛选、场址性能评价等研究工作提供技术支持,对高放废物地质处置研发工作的推进也将起到积极作用.【总页数】8页(P1071-1078)【作者】王鹏;黄树桃;王驹;赵永安;邬伦;蔡恒;高敏;王洪斌【作者单位】核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;北京大学,地球与空间科学学院,北京100871;北京大学,地球与空间科学学院,北京100871;北京大学,地球与空间科学学院,北京100871;核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价技术重点实验室,北京100029【正文语种】中文【中图分类】TP391;X7【相关文献】1.ArcGIS在北山高放废物处置库预选区地学数据管理中的应用 [J], 钟霞;王驹;黄树桃;王树红;高敏2.基于WebGIS的北山高放废物处置地学信息系统的研究 [J], 李瀚波;黄树桃;赵永安3.高放废物处置库预选场地地学信息库的建立 [J], 李军;樊艾;黄树桃4.高放废物处置库川井预选区地下水水化学及同位素特征 [J], 贺小黑;张卫民;徐卫东;王健;张群利;李效萌;黄精涛5.高放废物处置库预选区地学信息数据库结构与功能设计 [J], 王鹏;黄树桃;王驹;赵永安;邬伦;蔡恒;高敏;王洪斌;王树红;刘原麟因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。

高放废物地质处置地下实验室新场候选场址三维地质建模罗辉;王驹;蒋实;陈伟明;赵宏刚;金远新【摘要】Based on the analysis and interpretation of data available in Xinchang area,models of pluton units and faults have been set up separately.By combing this two models together and preforming interpolating calculation,a 3D geological model of the candidate underground research laboratory (URL) site for High-level Radioactive Waste Disposal has been built,which can reveal underground environmental character around the candidate site in detail.A series of practical visualization analysis have been carried out based on the 3D geological model,such as model-cutting,model-excavating,drilling design and so on.Finally,an area (R=1 km) was selected to act as candidate URL site.The conclusion can provide an useful reference and technical support for the further geological analysis and engineering design of the high level radioactive waste geological disposal project in China.%在新场研究区现有资料分析和解译的基础上,对岩体单元和断裂分别进行建模,然后将两个模型合并进行插值计算,建立了高放废物地质处置地下实验室新场候选场址的三维地质模型.基于模型开展了一系列三维剖切、任意开挖、钻孔设计等可视化分析应用研究,全面真实地揭示了候选场址周围深部地质环境特征,并筛选出半径约1 km的区域用作地下实验室的候选场址,为我国高放废物地质处置项目的后续工作中地质分析与工程设计提供有益参考和技术支持.【期刊名称】《铀矿地质》【年(卷),期】2017(033)003【总页数】6页(P178-183)【关键词】高放废物;地质处置;地下实验室;三维地质建模;模型应用【作者】罗辉;王驹;蒋实;陈伟明;赵宏刚;金远新【作者单位】核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价重点实验室,北京100029;核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价重点实验室,北京100029;中国国土资源航空物探遥感中心,北京 100083;核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价重点实验室,北京 100029;核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价重点实验室,北京 100029;核工业北京地质研究院,中核高放废物地质处置评价重点实验室,北京 100029【正文语种】中文【中图分类】TP39高放射性核废物处置库开发是一个长期的系统化工程，一般需要经过基础研究、处置库选址、场址评价、地下实验室研究、处置库设计、建设和关闭等阶段[1-2]。

目前许多国家都已经进入到地下实验室阶段，三维地质建模也已成为许多国家高放废物地质处置项目中地质分析和工程设计必不可少的手段。

我国高放废物地质处置研究自1985 年开始以来，开展了处置库选址、场址评价、处置工程、安全评价、地下实验室场址初选等研究[3-5]。

目前已经确定甘肃北山为高放废物地质处置的首选预选区，经过综合分析和定性比选，初步筛选出地下实验室的4个候选场址，新场候选场址即为其中一个。

1.1 自然地理概况高放废物处置库甘肃北山预选区新场预选地段距玉门市直线距离约80 km，行政区划隶属甘肃省肃北县和玉门市管辖。

高放废物地质处置地下实验室新场候选场址位于新场预选地段中东部范围内。

1.2 岩性分布特征新场岩体呈东西向展布，该地段主要出露新场单元(O1X)二长花岗岩、机井沟单元(O1J)花岗岩闪长岩、红柳井南山单元(Pt22H)片麻状花岗闪长岩和鸳鸯沟单元(Pt22Y)片麻状二长花岗岩(图1)。

东西长约20 km，南北宽约5 km，地表出露面积约94 km2，地球物理测量表明花岗岩底板深度超过1000 m。

1.3 构造分布特征地表地质调查鉴定出新场岩体中有13条断裂(图1)。

按断裂走向，断裂可分为近东西向、北北东向和北东向3组。

其中东西向断裂(F6、F7、F8)主要分布在岩体南北两侧，是控制岩体形成的构造。

北北东向和北东向断裂主要分布在岩体内部，并且这两个方向的断裂经常伴生在一起，成对出现。

2.1 数据准备建模已有的数据包括：1)地表地形数据；2)地质图件：新场地段1∶5万地质图1幅、地质剖面5条(1条实测剖面，4条联井剖面)、断裂地表描述数据；3)4条地球物理剖面数据(2条MT剖面，2条AMT剖面)；4)3个100 m浅孔和4个600 m深孔的钻孔岩心地质编录数据。

2.2 建模流程本次主要建立地下实验室新场候选场址周围10 km×10 km范围，深度1 km的地质模型，模型主要反映研究区范围岩体分布规模及与断裂的分布关系。

建模的主要思路是：尽可能多的收集新场地区已有的数据进行分析和解译，地表界线主要参照地质图资料，地下延伸和形态主要结合物探剖面和联井地质剖面进行解译，并加入地质认识。

地质模型分成断裂模型和岩体模型两部分，然后将断裂模型插入岩体模型，不断修正断裂和岩性界面的交叉点(面)，最后进行插值计算，生成反映研究区深部地质环境的三维地质模型。

具体建模流程为：1)提取岩性单元界线和断裂轨迹，并与地表数据进行叠加；2)对4条地球物理剖面数据进行解译，提取岩性和断裂信息，并将解译后的剖面置于三维空间与地质剖面和联井剖面进行匹配；3)竖直方向以100 m为间隔，生成岩体不同深度的水平方向界线；4)连接并修正地质界面和断裂在三维空间上的交叉点；5)进行插值运算，生成地质界面。

建模软件为Micromine，主要用于地质勘探、资源评估、储量计算及露天矿和地下矿山设计和开采，能够实现各种工程和矿体的三维立体显示和成图，同时还可以进行矿山的开采设计以及数字地质模型的建立。

3.1 断裂模型断裂的规模及其空间展布是预选场址地质调查的重要内容，它决定着岩体的结构和完整性。

有关断层的数据只有3个来源：1)钻孔数据，钻孔中破碎带可作为点数据，通过插值形成层面以及某些断层面的空间变化。

2)剖面图，可确定断层面及地层面的形态及相关参数。

3)地质图，确定断层地表位置和长度，根据断层产状和地球物理解译资料往下延伸。

综合探槽揭露资料中的断层产状信息对竖直剖面上的断层进行修正，并根据解译成果，建立断层三维模型。

先将断层线与地形数据进行叠加，提取地表断层线的高程数据，然后根据产状以100 m为间距建立线框模型。

将同一断裂在不同剖面上的线进行连接，生成网格面，进行插值，这样就生成了断裂模型(图2a)。

3.2 岩体模型岩体模型建立时需先建立岩体侵入的先后关系及岩体侵入穿插关系在三维空间上的概念模型。

本次共分了8个岩性单元进行建模，由于花岗岩单元Pt22H和Pt22Y 相对简单，而O1J和O1X单元相对复杂，故选择先建Pt22H和Pt22Y单元，然后建O1X和O1J单元，最后剩下部分便是第四系和其它单元。

具体如下：1)首先需提取地质图件中地质界线，导入地形数据，将地质界线与地形数据叠加。

由于地质体是一个有限区域的三维实体，内部构造受整个区域的限制，而实际的地质图存在区域不闭合、线框线条重复等问题，不能满足地质体的构建需求。

因此，在构建三维地质体数据之前，需要对地质图进行一定的处理，包括地质图数据的读取、区域封闭性处理、二维高程交互处理、主要信息提取等。

2)利用创建表面的工具，生成整个区域的数字地面模型(DTM)，利用线对线框裁剪工具对全区域的DTM进行切割。

结合实际需求建立每个地层的表面模型，基本操作概念是利用软件导入已有的地层区块，在软件中对每个区块进行封闭操作，给每个地层封闭线赋以地层代号，用这些地层封闭线对整个DTM进行切割，分别做出每块地层的表面，最后将这些地层表面加以整合，完成地层表面模型的建立。

3)生成岩体边界面。

岩体边界和形态主要由水平剖面和竖直剖面控制。

将实测地质剖面、物探解译地质剖面、联井剖面及图切剖面导入三维空间，依据地质知识，参考地质图资料和竖直剖面，以100 m为间隔自地表向下绘制不同深度的水平界线。

最后选择相同岩性的界线进行插值计算生成网格面。

4)生成岩体的边界面后，再导入控制岩体顶底板的DTM面，进而用表面到实体工具，创建出一个完整的岩体实体模型。

3.3 三维地质模型分别建立新场候选场址区域的断层模型和岩体模型后，需要对两个模型进行交切处理，得到该区域的三维地质模型(图2b)。

在交切处理时，需将岩体边界与断层交叉部分打断重新进行连接，再插值计算生成线框表面。

这样断层在不同岩体单元的部分就具有不同属性，更能反映真实的地质情况，方便以后将断层和岩体模型用于数值模型计算。

新场候选场址区域的南边外围地层为敦煌群变质岩(AnChD)，其北边外围地层为咸水井群变质岩(Chxs)，花岗岩体呈东西向展布，岩性类别从北至南依次为：红柳井南山单元(Pt22H)片麻状花岗闪长岩、新场单元(O1X)二长花岗岩、机井沟单元(O1J)花岗闪长岩和鸳鸯沟单元(Pt22Y)片麻状二长花岗岩。

敦煌群和咸水井群变质岩是花岗岩的围岩，第四系覆盖于变质岩地层之上。

花岗岩体主要由近东西向断裂(F6和F7)与南北两侧变质岩(敦煌群变质岩和咸水井群)分割开，岩体内部则被一系列北北东(北东)向规模不大的断裂分割成大小不一的块体，形成多个“构造安全岛”。

完成候选场址区域三维地质建模后，可对模型进行一系列三维可视化分析，如模型观察、剖面切割、任意形状开挖、钻孔设计等。

4.1 模型观察与开挖在建好的三维地质模型中可以选取任意感兴趣的信息进行查看和分析，如对生成的地质模型在任意位置切取剖面或开挖任意目标区域，以便了解岩体深部地质环境特征等。

图3a中隐藏机井沟单元(O1J)，可以直观了解花岗岩体大小形态、断层空间展布、钻孔分布及其之间的相互关系，便于以后工作中选择合适的场地建地下实验室或处置库。