中国高放废物处置库缓冲材料选择与基本性能
高放废物的处理处置
区与废物贮存区向位于地下贮存库远端的排气竖并排泄。
（2）常规凿眼爆破掘进用无轨柴油机动力设备，这是机械性能和灵活性都很理想的设备。
（3）贮存区的规模由岩石最佳运输距离及通风系统的要求确定。
（4）据计算，在地下贮存库使用期限内，距贮存室200m外的岩石保持正常的环境温度。
因此，竖井位置应在贮存区外200m 以上。
（5）所有主巷道在掘进时都要为贮存库区涉及的环境岩石进行现场调查工作提供通行条件。
此外，后退式开挖系统可把实验贮存区的位置设在贮存库的排气端。
图1.废物处置中心配置示意图2.2.2层状盐岩处置基岩区处置废物的一些困难可采用层盐矿层贮存法来解决。
以天然盐层作放射性废物存放库的优点是：盐矿易开挖，随着时间的推移，可塑性形变将密封整个的废物罐。
由于盐的可塑性，因而盐层基本上是不透水的，稳定的厚盐层的存在，本身就证明没有来自地下水的侵蚀。
盐的分布很广、储量丰富，美国大约有1.3×106km2，储量达6×1013t以上；与其它岩型比较，其工程成本较低、导热性良好；世界各地的岩盐层多位于低地震活动区；盐的耐压强度与混凝土相似，即大约为20MPa。
理论和实验结果均表明，盐岩作为γ射线的吸收剂大致与混凝土相同；厚约1.5m 的固体盐层或2.25m的碎盐层(假定含1/3空隙)将有足够的放射性屏蔽作用。
因此，把废物罐放置在底板下孔穴中并用盐回填，可使得工作人员进入盐矿库房不受辐射伤致裂变(γ，f)反应进行嬗变。
3.2.3 用加速器驱动次临界装置(ADS)嬗变ADS是中能强流质子加速器与次临界反应堆耦合的装置。
所以，ADS是利用反应堆和加速器合作来完成嬗变。
ADS主要包括三大部分：（图2）。
(1)驱动器。
可用作驱动器的加速器有两类：①直线型中能强流质子加速器，体积庞大(要几百米长)，投资高；②回旋型中能强流质子加速器，体积小，投资较低，但质子能量和束流强度受限制多。
(2)散裂中子源。
散裂中子源是中子产生器，可选用铅、钨、铋、钽、铀等重金属作为靶材料。
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。
放射性废物处理与处置的模拟与仿真考核试卷
B.增强决策的科学性
C.促进社会接受
D.提高安全性
20.以下哪些是放射性废物处理与处置的国际法规和标准：( )
A.国际原子能机构（IAEA）的标准
B.欧洲共同体（EURATOM）的指令
C.美国核管理委员会（NRC）的法规
D.联合国环境规划署（UNEP）的指导原则
三、填空题（本题共10小题，每小题2分，共20分，请将正确答案填到题目空白处）
4.模拟与仿真技术通过预测核素迁移、优化处理工艺等，为放射性废物管理提供科学依据，确保长期安全。
2.放射性废物处置场的选择主要取决于地质条件和地下水文条件。（√）
3.放射性废物处理与处置的模拟与仿真技术可以完全替代实地实验。（）
4.任何类型的放射性废物都可以采用焚烧处理。（）
5.放射性废物处置库的建设不会对周边环境造成任何影响。（）
6.放射性废物的半衰期越长，其放射性危害越大。（√）
7.放射性废物处置库的长期安全性完全取决于地质条件的稳定性。（）
12.以下哪些是放射性废物处理与处置中的关键安全指标：( )
A.辐射剂量率
B.放射性核素浓度
C.渗透率
D.稳定化程度
13.放射性废物处置场址选择时需要考虑的地质条件包括：( )
A.岩石类型
B.岩石渗透性
C.地下水流动方向
D.地震带分布
14.以下哪些技术可用于放射性废物处理与处置的监测：( )
A.地下水位监测
A.良好的地质条件
B.丰富的地下水资源
C.适当的气候条件
D.低的地震活动性
17.在放射性废物处理与处置的模拟与仿真中，哪种方法主要用于模拟放射性核素在环境中的迁移过程：( )
A.地下水流动模拟
高庙子膨润土的水理性能
高庙子膨润土的水理性能摘要：缓冲-回填材料是高放废物地质处置库多重屏障系统重要组成部分,经过全国范围内的比较和筛选，内蒙古兴河县高庙子膨润土矿床被确定为我国高放废物处置库缓冲材料的首选矿床。
针对缓冲回填材料的性能要求，对内蒙古高庙子膨润土的水理性质进行了系统的实验研究。
通过与其它各地的膨润土的水理性能比较，内蒙古高庙子膨润土在水中具有良好的膨胀性、分散性和水化能力。
关键字：高能废物;地质处置库；缓冲回填材料；水理性能1 前言高放废物的安全处置是一个世界性的科学与技术难题, 是一个与核安全同等重要的问题, 也是关系到我国国防军工和核能工业可持续发展、国土环境和公众安全的重要而紧迫的重大课题。
当前, 我国已经开展了高放废物地质处置选址和场址评价、处置工程和工程材料等重大科学问题的研究。
图1 高放废物深地质处置库多重屏障系统示意图1.1高庙子钠基膨润土的物质组成蒙脱石是TOT型二八面体层状结构硅酸盐矿物，结构层为两层硅氧四面体片夹一层Al-O(OH)八面体片配合而成。
硅氧四面体片和八面体片的厚度均为0.22 nm士，所构成的结构层约0.66nm士(图1)。
层间域与水化阳离子层的厚度约0.60 nm士(钠蒙脱石)和0.8 9n m 士(钙蒙脱石)。
每一结蒙脱石是 TOT型二八面体层状结构硅酸盐矿物，结构层为两层硅氧四面体片夹一层Al-O(OH)八面体片配合而成。
硅氧四面体片和八面体片的厚度均为0.22 n m 士，所构成的结构层约0.66构层与层间域(含水化阳离子层)构成一重复周期，这一重复周期即为蒙脱石的结构单元层(图2)，厚度为1.25 nm(钠蒙脱石)～l.5 nm(钙蒙脱石)。
结构层内为共价键与离子键联结，结构联结紧密，结构层之间为弱的离子键和氢键相联结。
结构层间具有可交换的水化阳离子层，其中的水分子可被其他与水分子类似的极性分子如有机极性分子所交换，而阳离子可被无机或有机阳离子所交换。
因而蒙脱石可通过钠化及有机化处理达到使蒙脱石结构分散剥离的目的。
塔木素地区高放废物黏土岩处置库建造工程条件
钢材是地下工程中不可或缺的工程材料之一，主要用于支撑结构、固定土壤和保护环境等 方面。在塔木素地区高放废物黏土岩处置库建造工程中，应选择具有良好力学性能、耐腐 蚀性和可焊接性的钢材。
工程设备条件
挖掘机
挖掘机是地下工程中常用的设备之一，主要用于挖掘和装载土壤、岩石等材料。在塔木素地区高放废物黏土岩处置库建造工 程中，应选择具有良好挖掘性能和稳定性的挖掘机。
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道路状况良好
通往施工现场的道路状况良好，能够满足大型施工 机械的通行需求。
运输距离适中
塔木素地区与周边城市距离适中，有助于施工物资 的调配和运输。
施工用水用电条件
水源充足
塔木素地区水源较为丰富，为施工提供了充足的水源。
电力供应稳定
当地电力供应稳定，能够满足工程施工的用电需求。
防洪防涝措施得当
针对可能出现的洪涝灾害，已采取适当的防洪防涝措施，保障施工 安全。
工程地质性质
由于该地区地层岩性复杂，工程地 质性质较差，需要进行严格的工程 地质勘察和设计。
地震与断裂
地震历史
该地区历史上曾多次发生过大 地震，其中最大的一次发生在
19世纪末期。
地震烈度
根据历史地震资料和地震危险 性分析，该地区地震烈度约为6
度。
断层活动
该地区存在多条断裂带，其中 最大的一条位于塔木素河的下
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施工条件
施工场地条件
施工场地开阔
塔木素地区地势平坦，施工场地开阔，适合大型施工机械作业 。
地质条件稳定
黏土岩具有良好的地质稳定性，能够有效承载处置库的结构重量 。
气候条件适宜
塔木素地区气候干燥，有利于工程的施工和建设。
高水平放射性废物处理处置标准分析
第41卷㊀第6期2021年㊀11月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.6㊀㊀Nov.2021㊃辐射防护标准与规定㊃高水平放射性废物处理处置标准分析刘立坡,李筱珍,靳立强,刘富贵(核工业标准化研究所,北京100037)㊀摘㊀要:本文阐述了我国高水平放射性废物处理处置标准的重要性,对国内外高水平放射性废物处理处置标准现状进行了阐述和分析,针对高放废物处理处置标准体系㊁高水平放射性废液成份分析㊁高放废液固化体性能要求及检验方法㊁高放废物处理处置工程经济及深地质处置等方面的标准化问题进行了研究分析,提出了开展高水平放射性废物处理处置标准化工作的意见和建议㊂关键词:高水平放射性废物;处理;处置;标准分析中图分类号:TL94文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-04-28作者简介:刘立坡(1982 ),男,2008年毕业于东华理工大学核技术及应用专业,获硕士学位,高级工程师㊂E -mail:lipoliu@㊀㊀高水平放射性废物(以下简称 高放废物 )指活度浓度高于4ˑ1011Bq /kg,或释热率大于2kW /m 3,需要更高程度的包容和隔离,应采取深地质处置方式处置的废物[1]㊂高放废物主要包括高水平放射性废液(以下简称 高放废液 )和高水平放射性固体废物(以下简称高放固体废物)㊂高放废液主要指处理乏燃料的去污分离循环产生的含大部分裂变产物和少量锕系元素的废液㊂高放固体废物主要来源于乏燃料处理设施运行㊁退役产生的废结构料㊁废包壳等[2]㊂高放废液目前可采用三级蒸发等方式进行处理,蒸残液经暂存后最终进行玻璃固化㊂高放固体废物经解体㊁干燥㊁装桶㊁焊封后转运至暂存库暂存,将来进行深地质处置[3]㊂有关这两种高放废物的处理处置标准是国际国内放射性废物管理的重要内容㊂1㊀高放废物处理处置标准的重要性高放废物中含有镎㊁钚㊁镅㊁锝等放射性核素和大量裂变产物,具有放射性强㊁毒性大㊁半衰期长㊁酸性强和腐蚀性大等特点,一旦进入人类生存环境,危害极大且难以消除,可持续到上万年甚至百万年,涉及代际公平和长期安全,与核事故并列为影响核能发展的两大主要安全问题㊂高放废物的处理处置是一项系统工程,需要利用系统思维建立以高放废物处置为目的的全寿期管理机制,进而规范化管理高放废物的处理处置工作㊂标准作为高放废物全寿期管理的有力抓手,是科研生产经验的凝练和结晶,代表着最新科学技术水平,是开展高放废物处理㊁整备㊁贮存㊁处置等工作的技术依据㊂按照标准开展高放废物处理处置工作,是实现人员防护㊁环境保护以及良好经济性的重要保障,可以避免 一事一议 ㊁ 走弯路 等情况,可有效的促进高放废物处理处置工作科学化㊁规范化开展㊂例如,高放废液分析方法标准是在实践经验的基础上,经实验室间比对形成的,是进行废液中镎㊁钚等核素分析工作的技术依据㊂按照标准的方法开展取样和分析工作,获得的源项数据才是准确的㊁可靠的,才能满足贮存和处理的要求㊂否则源项数据将不可信,为贮存及后续的处理带来极大的不确定性㊂2㊀国外高放废物处理处置标准现状国际原子能机构(IAEA)是制定放射性废物安全标准的主要国际组织,其制定的标准在世界范围内得到广泛采纳㊂IAEA 专门成立了废物安全标准顾问委员会,组织编制和审评废物安全标准㊂目前IAEA 已经制定和正在制定的废物安全标准和相关文件有上百项,其中与高放废物处理处置相关的主要标准和技术文件涉及处置前管理基本要求㊁高放废液固化㊁固化体性能要求及相关㊃694㊃刘立坡等:高水平放射性废物处理处置标准分析㊀检验方法㊁固体废物接收㊁回取㊁贮存以及深地质处置等㊂美国也制定了比较全面的放射性废物管理标准及大量文件㊂其中美国能源部(DOE)是美国制定放射性废物管理法规和标准最多的政府机构,制定的与高放废物处置前管理相关的主要标准涉及高放废物处置前管理㊁处置容器设计㊁处置场所适宜性评价等要求㊂另外国际标准化组织(ISO)也制定了2项高放废液固化相关标准㊂高放废物处置前管理相关标准清单列于表1,处置相关标准清单列于表2㊂表1㊀国外涉及高放废物处置前管理相关标准Tab.1㊀Foreign standards related to predisposal management of high-level radioactive waste㊀㊀国际上先进标准的体系性和延续性一直保持较好状态,通过技术委员会或专门的机构对标准进行分类㊁分级管理,并通过有效的相互引用机制,进一步加强了标准的执行力㊂我国高放废物处理处置工作起步较晚,在科研生产中积极参考使用国际/国外先进标准,特别是IAEA安全标准,在我国采用率非常高㊂随着我国核领域相关标准化委员会㊁专业标准化机构的成立,我国陆续将部分国际/国外标准转化为我国的核安全导则和标准,以达到与国际接轨和适应国内情况的双重目标㊂如编制HAD401/06 2013‘高水平放射性废物地质处置设施选址“参考了IAEA.SSR-5(2011);编制HAD 401/10 2020‘放射性废物地质处置设施“参考了IAEA.SSG-14(2011);编制NNSA-HAJ-0001 2020‘放射性废物处置安全全过程系统分析“参考了IAEA.SSG-23(2012);编制EJ/T20012 2012‘高放废物处置前管理技术规定“参考了WS-G-2.6(现已并入GSR Part5)㊁DOE M435.1-1㊁DOE G 435.1-1等文件;编制我国现行的废物分类办法参考了IAEA.GSG-1(2009)等㊂㊃794㊃㊀辐射防护第41卷㊀第6期表2㊀国外涉及高放废物处置相关标准Tab.2㊀Foreign standards related to disposal management of high-level radioactive waste3㊀我国高放废物处理处置标准现状3.1㊀标准体系结构图㊀㊀标准体系是现有㊁应有和预计制/修订标准的蓝图,是开展标准体系建设的基础和前提,是开展标准制/修订工作的重要依据㊂我国现有的放射性废物管理标准体系是2000年由原国防科工委组织编制的,标准体系层级划分比较简单,远不能适应当前情况㊂近年来核工业标准化机构对放射性废物管理标准体系开展了顶层设计研究,初步提出了标准体系结构图㊂对于高放废物处理处置而言,标准体系结构按照序列结构划分,即废物的产生㊁分类㊁收集㊁处理㊁贮存㊁运输㊁处置等全寿命周期,示于图1㊂图1㊀高放废物处理处置标准体系框架图Fig.1㊀Framework of standard system for high level radioactive waste treatment and disposal㊃894㊃刘立坡等:高水平放射性废物处理处置标准分析㊀3.2㊀现有标准情况㊀㊀作为高放废物全寿期管理的有力抓手,加强高放废物处理处置标准的建设工作,重要性不言而喻㊂我国的法律法规,如‘中华人民共和国放射性污染防治法“㊁‘放射性废物安全管理条例“等法律法规都明确规定了高放废物的处理㊁整备㊁运输㊁贮存㊁处置在内的所有行政和技术活动都要符合严格的标准㊂而目前我国绝大多数的废物处理处置标准是针对低中放废物编制的,仅存在部分较为通用的标准和极少数针对性较强的标准适用于高放废物处理处置,具体情况列于表3㊂表3㊀我国高放废物处理处置标准现状Tab.3㊀Standards situation of high-level radioactive waste treatment and disposal in China3.3㊀标准现状分析3.3.1㊀标准缺项严重㊀㊀从表3中不难发现,目前我国只是针对高放废物处置前管理㊁α废物处置前管理㊁高放废液贮存等方面制定了针对性较强的标准,其他都是适用于高放废物处理处置的通用标准,远不能满足实践工作的需求㊂由于高放废物深地质处置库尚未建成,加强高放废物处置前管理(成份分析㊁整备㊁贮存等)以及高放废物处置概念设计㊁场址调查与特性评价和地下实验室建设等方面的标准建设已成当务之急㊂当前高放废物处理处置标准体系中,缺少高放废物处理处置工程经济㊁高放废液成份分析㊁高放废液固化体性能要求及检验方法㊁高放废液固化体包装贮存㊁高放废物深地质处置等方面的标准,不利于高放废物处理处置工作安全㊁经济地开展㊂3.3.2㊀部分标准内容陈旧㊀㊀随着新废物分类办法的颁布和高放废物处理处置水平的提升,部分标准的内容已不能完全适用,需要进行修订㊂如GB/T4960.8 2008‘核科学技术术语第8部分:放射性废物管理“,需要按照新的放射性废物分类办法以及放射性废物管理的最新技术发展情况进行修订,增加玻璃固化㊁深地质处置等方面的术语;EJ/T20012 2012‘高放㊃994㊃㊀辐射防护第41卷㊀第6期废物处置前管理技术规定“㊁GB11929 2011‘高水平放射性废液贮存厂房设计规定“,需要补充贮罐内设置冷却蛇管㊁空气搅拌,防止高放废液自沸和沉淀,采取防临界措施,方便检查大罐腐蚀程度的措施等要求;GB14500 2002‘放射性废物管理规定“,需要按照GB11806 2019‘放射性物品安全运输规程“修改废物转运㊁人员资质㊁应急措施等相关要求,增加近年来已得到广泛应用的技术要求(如玻璃固化技术),调整固体废物包贮存期和贮存环境要求,增加深地质处置库废物接收基本原则等内容㊂4㊀高放废物处理处置标准需求分析㊀㊀高放废物处理处置标准化的核心是规定高放废物处理处置各阶段各步骤的安全要求和具体的操作要求,规范高放废物成份分析㊁处理㊁整备㊁贮存㊁运输以及处置等活动,使相关活动在标准的要求下安全经济地进行㊂至于高放废物处理处置的责任㊁总体规划㊁经费筹措和资金支持机制等法规建设问题,在相关文献[4-5]中已分析过,本文重点分析高放废物处理处置标准需求,主要包括高放废液成份分析㊁高放废液固化体性能要求及检验方法㊁高放固体废物包装贮存㊁高放废物处理处置工程经济标准㊁高放废物深地质处置标准㊂4.1㊀高放废液成份分析标准㊀㊀高放废液具有强放射性㊁毒性高㊁含盐量高㊁化学成分复杂等特点,产生的高放废液暂存在高放废液暂存设施内,此类设施属于一级安全风险点,除了对储存罐及相关配套设施进行安全监护外,还需对高放废液中放射性核素进行分析,以确保设施的安全以及为玻璃固化提供准确的源项数据㊂高放废液中的化学组成及放射性核素组成直接或间接影响玻璃固化体的配比,是影响玻璃固化配方的一项重要指标㊂高放废液分析方法原理简单,但操作难度太大,应在试验验证所取得经验的基础上,按照难易程度分阶段开展高放废液中硝酸根㊁铁㊁磷㊁99Tc㊁总U㊁137Cs㊁90Sr㊁总α㊁总β㊁237Np㊁Pu同位素㊁241Am等核素分析方法系列标准的编制工作㊂4.2㊀高放废液固化体性能要求及检验方法标准㊀㊀高放废液固化工艺包括玻璃㊁岩石㊁陶瓷等,目前比较成熟并在工程中广泛应用的固化工艺为玻璃固化㊂玻璃固化体在漫长的地质处置过程中,如果与地下水接触而发生反应,将导致玻璃固化体中核素浸出,污染地下水㊂要使玻璃固化体能够长期包容和隔离高放废物,要求玻璃固化体有良好的化学稳定性㊁机械稳定性㊁热稳定性和辐照稳定性[6]㊂法国㊁日本等国都采用玻璃固化技术处理高放废液㊂我国自20世纪70年代开始就从事高放废液玻璃固化研究工作,到目前为止已开展了玻璃固化配方㊁工艺㊁设备㊁过程控制和固化体性能测试等方面的技术研究㊂2009年我国同德国正式签订高放废液玻璃固化工程技术引进合同,开始高放废液玻璃固化项目工程建设项目,目前正准备开展热试㊂高放废液玻璃固化工作迫在眉睫,但与之相对应的标准相对匮乏,尤其是缺少高放废物玻璃固化体性能要求标准,缺少玻璃固化体的性能要求和检验方法依据,给如何判断玻璃固化体是否合格,如何检验带来难题㊂4.3㊀高放固体废物包装贮存标准㊀㊀我国针对低中放废物,制定了‘低㊁中水平放射性固体废物容器钢桶“(EJ1042 2014)等近10项容器方面的标准,低中放废物容器标准基本健全㊂而在高放废物盛装容器方面,我国尚未制订任何的国家标准和行业标准(中核集团制订了企业标准),特别是在高放废物尚无处置出路的情况下,废物的贮存㊁运输的安全性暂无保障,亟需制订高放固体废物容器标准㊁高放废液玻璃固化体的包装容器标准,提升高放固体废物㊁玻璃固化体的贮存和运输的安全性㊂另外高放玻璃固化体在送往深地质处置场之前要进行暂存和充分冷却,这是一个必要的工艺过程,未来玻璃固化体暂存将有显著的需求㊂目前我国只有GB11929 2011一项标准,国外有关玻璃固化体中间暂存的标准也不完整,需要加强暂存库相关标准研制工作㊂4.4㊀高放废物处理处置工程经济标准㊀㊀上世纪90年代初,原中国核工业总公司组织建立起来的核工业费用标准体系(包括‘核工程专业预算定额(1990年)“(共四册)㊁‘核工业建筑安装工程概算定额(1993年)“(共六册)㊁‘核工程投资估算指标“(共二册)㊁‘核工业建筑安装工程费用定额(1995年)“和‘核工程建设概算编制暂行规定(1995年)“),在当时对于核工程的工程造价及费用控制工作发挥了重要作用[7]㊂近年来随着㊃005㊃刘立坡等:高水平放射性废物处理处置标准分析㊀工程建设的发展㊁国家相关政策及管理要求的变化,具体建设费用的组成及测算方法发生了较大的变化㊂原有的核工业费用标准体系,无论预算定额㊁概算定额㊁估算指标㊁其他费的划分取费等,均已不适应我国放射性废物处理处置建设项目的发展现状,尤其是高放废物处理处置工作㊂高放废物处理处置难度大,危险性高,投资规模大,费用的组成与一般固定资产投资项目有着很大的差异性,应提前开展放射性废物处理处置工程建设项目费用相关标准的预先研究㊂4.5㊀高放废物深地质处置标准㊀㊀我国高放废物深地质处置目前处于选址阶段,概念设计㊁场址调查与特性评价㊁地下实验室建设是重点工作㊂高放废物深地质处置标准目前只发布了少数几项企业标准,在深度㊁广度上都还无法满足高放废物深地质处置对标准的需求,该领域标准 基本空白 的状况是我国高放废物深地质处置研发工作的瓶颈,高放废物深地质处置工作的安全性㊁经济性缺少法规标准的支撑㊂作为国家重大核环保工程项目,我国高放废物地质处置研发工作已经进入地下实验室工程建设准备的关键阶段,因此,形成一系列方法成熟㊁技术先进㊁成果数据可靠㊁操作性强的技术标准,支撑和指导后续科技研发工作的开展,从而为后续场址比选㊁特性评价和安全全过程系统分析提供依据已经迫在眉睫㊂5㊀高放废物处理处置标准化工作的建议5.1㊀率先完善高放废物处理处置标准体系表㊀㊀对高放废物处理处置标准体系结构图(初稿)进行细化,编制标准明细表㊂一是系统分析高放废物处理处置相关政策和技术路线,明确该领域标准体系建设的愿景㊁近期拟达到的目标㊂二是根据GB/T13016 2018‘标准体系构建原则和要求“等标准的要求,基于高放废物处理处置科研生产实践,细化该领域标准体系框架结构㊂三是开展标准需求分析,研究提出高放废物处理处置科研生产亟需㊁配套重大工程重大项目的技术标准,将与法律法规和强制性国家标准规定的要求相配套的技术标准纳入标准明细表㊂四是开展适用性分析,分析核工业标准㊁国内通用工业标准㊁以及ISO㊁IAEA㊁IEC㊁美国㊁法国㊁英国㊁日本等技术较为先进的国际标准和国外标准,研究其对高放废物处理处置标准的适用性,适用标准纳入标准明细表㊂5.2㊀及时修订不适用标准㊀㊀梳理分析与高放废物处理处置相关的政策法规变化以及新技术发展,分析提出技术内容落后或不适用的现有标准(如GB/T4960.8 2008㊁EJ/T20012 2012㊁GB11929 2011㊁GB14500 2002等),研究确定待修订(或需增加)的核心技术指标,分析这些核心指标涉及的标准以及标准之间的关系,尽快研究提出高放废物处理处置标准修订计划,并按照计划开展相关标准修订工作㊂5.3㊀优先编制高放废液成份分析标准㊀㊀开展高放废液中硝酸根㊁铁㊁磷㊁99Tc㊁总U㊁总β㊁137Cs㊁90Sr㊁总α㊁237Np㊁Pu㊁241Am等核素分析方法系列标准的编制工作,规定各类分析方法的试剂和材料㊁仪器和设备㊁取样规则㊁试验步骤㊁试验数据处理㊁精密度等要求,为分析工作的开展提供标准支撑㊂5.4㊀加快编制高放废液固化体性能要求及检验方法标准㊀㊀开展高放废液固化体性能要求及检验方法标准编制工作,规范玻璃固化体的物理性能㊁抗浸出性能㊁热性能㊁耐辐照性能㊁高温粘度㊁高温电阻率及相应的检验方法,确保产生的高放废液玻璃固化体满足贮存㊁运输㊁处置安全目标㊂5.5㊀提前布局高放废液固化体包装贮存标准㊀㊀开展高放固体废物容器标准㊁高放废液玻璃固化体的包装容器标准的编制工作,提升高放固体废物㊁玻璃固化体的贮存和运输的安全性㊂开展高放玻璃固化体中间贮存库设计标准的研究和制定,以便指导设计,明确设施选址㊁安全准则㊁安全分析和设计方法[7]㊂5.6㊀关注高放废物处理处置工程经济标准的预先研究㊀㊀开展放射性废物处理处置工程建设项目‘预算编制方法“㊁‘费用性质及项目划分规定“㊁‘其他费用编制规定“㊁‘预算定额“㊁‘概算定额“㊁‘估算指标“等真实地反映放射性废物处理处置建设项目费用需求的标准预先研究,为具体的标准制定工作奠定基础,以利于在建设期间更好地进行费用控制㊂㊃105㊃㊀辐射防护第41卷㊀第6期5.7㊀探索性开展高放废物深地质处置标准预先研究与编制㊀㊀为规范深地质处置活动,配套实施‘放射性废物安全管理条例“以及相应的法规导则,现阶段主要聚焦高放废物深地质处置安全要求㊁高放废物深地质处置库场址特性评价㊁高放废物处置地下实验室安全㊁高放废物地质处置工程设计以及地下实验室水文地质特征㊁地质处置缓冲材料㊁抗震设计等标准的研制工作㊂参考文献:[1]㊀环境保护部,工业和信息化部,国家国防科技工业局,第65号公告.放射性废物分类[Z].2017.[2]㊀核工业标准化研究所.高放废物处置前管理技术规定:EJ /T 20012 2012[S].北京:核工业标准化研究所,2013-01-04.[3]㊀中华人民共和国国务院.放射性废物安全管理条例[S].2011.[4]㊀魏方欣.高放废物地质处置安全法规建设探讨[C]//第四届废物地下处置学术研讨会论文集.2012:279-284.[5]㊀徐健,熊先祥,雷奇峰,等.我国高放废物地质处置法规体系的若干问题探讨[J].世界核地质科学,2014,31(4):601 606.[6]㊀罗上庚.放射性废物处理与处置[M].北京:中国环境科学出版社,2006:127-152.[7]㊀刘立坡,李国青,靳立强,等.我国核设施退役治理标准化现状及建议[J].辐射防护,2016,36(5):326-334.LIU Lipo,LI Guoqing,JIN Liqiang,et al.Standardization status and suggestions for decommissioning of nuclear facilitiesin China[J].Radiation Protection,2016,36(5):326-334.Analysis on standards for high level radioactive wastetreatment and disposalLIU Lipo,LI Xiaozhen,JIN Liqiang,LIU Fugui(Institute for Standardization of Nuclear Industry,Beijing 100037)Abstract :The importance of standards for high-level radioactive waste treatment and disposal in China wasdescribed in this paper.The current situation of standards for high-level radioactive waste treatment and disposalat home and abroad was described and analyzed.The standardization problem regarding high-level radioactivewaste treatment and disposal standard system,high-level radioactive liquid waste source term analysis,high-level radioactive liquid waste vitrified body performance requirements and test methods,engineering economy of high-level radioactive waste treatment and disposal,deep geological disposal of high-level radioactive wasteetc.,were studied and analyzed.Opinions and suggestions on standardization of high-level radioactive wastetreatment and disposal were put forward.Key words :high level radioactive waste;treatment;disposal;standard analysis㊃205㊃。
239Pu在膨润土中的吸附和迁移实验研究
１ 实验
１ ． １ 土样
本 文 选用 石 家庄 灵 寿 的天 然 漂 白土 、 钠 基 膨 润
土、 钙基膨润土和内蒙古高庙子膨润土四种土样为 研 究对 象 ， 其 氧化 物组 分如 表 １ 所示。
Ｐ ２ Ｏ ５ ０ ． ０ ６
０ ． ０ ２ ０ ． ０ ９
Ｃ ａ Ｏ ２ ５ ． ５ ５
６ ． ３ ０ ２ ９ ． ６ ９
Ｋ ２ Ｏ ２ ． ０ ０
２ ． ０ ７ １ ． ３ ４
Ｔ ｉ Ｏ ２ ０ ． １ ３
０ ． １ ６ ０ ． ２ ３
核废物与环境安全 国防重点学科 实验室 ， 西南科 技大学 ， 绵阳６ ２ １ ０ ０ ０ ）
摘
要
采用静 态吸附实验和 动态淋滤 实验 ， 研究 了天然漂 白土、 钠基膨 润土、 高庙子膨 润土 、 钙基膨 润土 四种膨 润土对 ” Ｐ ｕ
的吸附性能和迁 移的阻滞性能。实验结果表 明： 钙基膨润土吸附能力最强 ， 高达 ７ ． ８ ０ ８ ２×１ ０ ， 高庙子膨 润土次之 ， 天然漂 白土略低 于高庙子土、 钠基膨润土最弱 ， 为２ ． ８ ５ ４ ８×１ ０ 。 同时， 钙 基膨 润土 的渗水 性能最 强， 渗透 出的 Ｐ ｕ核 素 总量最 多， 淋 出率为 ６ ． １ ６ ６ ％ ｏ 。高庙子膨润土 的渗水性能 明显 弱于天然 漂 白土， 渗透 出的 Ｐ ｕ核 素总量也远 远低 于天然 漂 白土。 吸
称取 四种 土样各 ０ ． ０ ８ ｇ放人 １ ０ ｍＬ离 心 管 中 ，
添加 ５ ｍ Ｌ蒸馏水 ， 静置 ２ ４ ｈ后。再加人 ２ ０ Ｐ ｕ 标液 （ １ ６ ０ ０ Ｂ ｑ ／ ｍ Ｌ ） 。将 离 心 管 置 于振 荡 器 中震
高放废物深地质处置 (2)可修改文字
四、高放废物深地质处置选址要求
(4)地质环境和水文地质环境的物理－化学特征 和地球化学特征应有助于限制放射性核素由处置 设施向周围环境的释放； (5)场址及其附近的现有的和未来的人类活动会 影响处置系统隔离能力和导致不可接受的严重后 果，这种活动的可能性应该减少到最低程度。
五、地下实验室建设
地下研究实验室是开发最终处置库必不可少的关 键设施,在开发过程中起到下列作用: a. 了解深部地质环境和地应力状况,获取深部岩石 和水样品,为其他研究提供数据和试验样品; b. 开展1∶1工程尺度验证试验,在真实的深部地质环 境中考验工程屏障的长期性能; c. 开发处置库施工、建造、回填和封闭技术,完善概 念设计,优化工程设计方案,全面掌握处置技术,并估 算建库的各种费用; d. 开发特定的场址评价技术及相应的仪器设备,并验 证其可靠性;
3、废物处置系统应能提供足够长的安全隔离期。中、 低放废物的隔离期不应少于 300年；高放废物和超铀 废物的隔离期不应少于 10 000年。
高水平废物处置方案
• 地表或近地表工程贮存 • 地质处置场 • 深井处置 • 海床底层处理 • 冰盖处置 • 宇宙处置 • 废物分离
–将经济上有用的核素回收再生 –对长寿命核素进行分离与嬗变
核工业十一五发展规划》，到2020年，我国核电装 机容量将达到4000万千瓦，全国一年产生的中低放 废物将达到4000立方米，高放废物将达1000吨。
放射性废物安全处置原则
1、废物处置设施的设计应贯彻多重屏障原则（由两 道或两道以上独立屏障组成的系统，将废物与人类环 境相隔离。它包括废物体、容器、其他工程屏障、安 放介质及其环境。）
法国处置库概念设计图
比利时处置库概念设计图
七、我国处置库研究进展
内蒙古高庙子膨润土基本性能研究STUDYONTHEBASIC
目前，国际上对缓冲/回填材料的研究发展趋势是：由室内实验室研究转向野外地下 实验室的现场研究，这种研究的目的在于验证实验室研究时所获得的各种模式；研究对 象逐步扩大，由早先的岩石粉末经过小岩块（几立方厘米）到大体积岩块（约 1 m3）， 现在在地下实验室做实验的岩块体积更大（＞1 m3），进行了 1 : 1 尺度现场实验，这样
CNIC-01552 BRIUG-0054
内蒙古高庙子膨润土基本性能研究 STUDY ON THE BASIC PROPERTY OF GAOMIAOZI
BENTONITE, INNER MONGOLIA
(In Chinese)
中国核情报中心 China Nuclear Information Centre
1
Study on the Basic Property of Gaomiaozi Bentonite, Inner Mongolia
(In Chinese)
LIU Yuemiao XU Guoqing LIU Shufen CHEN Zhangru (Beijing Research Institute of Uranium Geology, Beijing, 100029)
CNIC-0基本性能研究
刘月妙 徐国庆 刘淑芬 陈璋如 （核工业北京地质研究院，100029）
摘要
缓冲/回填材料是高放废物深地质处置库中的一道重要的人工 屏障。文章简要介绍了内蒙古高庙子膨润土矿床概况，并对主要矿 层进行了物质成分、化学性能、基本物理和水理性能、工艺成型性、 基本力学性能和压实膨润土的膨胀性、渗透性等方面的测试研究。 研究结果表明，高庙子膨润土的蒙脱石含量较高，化学性能与基本 物理和水理性质较好，具有良好的机械性能和不透水性。所以，内 蒙古高庙子膨润土矿床作为我国高放废物处置库缓冲/回填材料的 供给基地是合适的。
高庙子膨润土作为缓冲／回填材料的研究进展
处环境等因素综合考虑 ， 冲／ 缓 回填材料需满足的条 件为¨ ： Ｊ长斯稳 定性 、 学 性 、 胀 性 、 透 水性 、 力 膨 低 核
素迁移 的迟滞性 、 热传 导性 、 耐辐 射性 和经 济性 。通 过多年 的研 究发 现 ， 蒙脱 石 为 主 要 成 分 的高 压 实 以 钠基膨 润土是最合 适 的高放 射性 核废 料深 地质处 置 缓 冲／ 回填 材料 ， 它具有 以下 优 点 ［ ： １ 低渗 透性 ， ２ （） １
膨润 土作 为缓 冲／ 回填 材 料 的可 行 性 。本 文 主要 对
由高放废物固化体 、 人工屏障和天然屏障组成 ， 高放 废物 固化体外 面 的包 装 容 器 和缓 冲／ 回填 材 料统 称
为人 工屏 障。从高放 射性 废物 的性 质 以及处 置库所
高庙子膨润土作 为缓 冲／ 回填材料 的研究进展作了
１ 矿 物组 成 、 观 结 构 及 其 变化特 征 微
膨 润 土的矿物 组 成和微 观结 构决定 了膨润 土的
性质 。膨润 土 中的蒙 脱石含 量越 多 ， 亲水性越强 ， 其 胀缩性 越 大 。微 观结 构决定 膨润 土 的膨 胀与收缩性 以及强 度特性 。因此 ， 研究 膨润 土 的矿 物组成 、 微观
刘月妙… 等人 对未经提纯处理 的天然高庙子
膨 润土样 品 ， 进行 了 ｘ 射 线 衍 射 分 析 、 外 光谱 分 红 析、 化学全 分析 、 ｘ射 线 荧 光 稀 土元 素 分析 等 ， 结果 显示 ： 高庙 子膨 润 土主要 矿物 为蒙脱 石 ， 为方石 其次 英， 丝光沸 石 和正 长 石 。高 庙 子 膨润 土 蒙脱 石含 量 较 高 ， ６ ．７ ～８ ． ２ 。 化 学 成 分 以 ＳＯ 、 为 ３７％ ０ ９％ ｉ，
高放废物地质处置库预选缓冲材料压缩性能研究
［ 键 词 ］ 高 放 废 物 ；深 地 质 处 置 ；钠 基 膨 润 土 ；压 实 成 型性 ；抗 压 强 度 关 ［ 章 编 号 ］ １ ０—６ ８ ２ ０ ） ２０ ９－５ 文 ０ ００ ５ （０ ７０ —０ １０ ［ 图 分 类 号 ］ Ｘ ９ 中 ５１ ［ 文献 标 识 码 ］ Ａ
（ ． 京科 技 大 学 土 木 与 环 境 工 程 学 院 ，北 京 １ ０ ８ ；２ １北 ０ ０ ３ ．核工 业 北 京 地 质 研 究 院 ，北 京 １ ０ ２ ） ０ ０ ９
［ 要 ］缓 冲 材 料 是 高 放 废 物 深 地 质 处 置 多重 屏 障 系 统 中 非 常 重 要 的 一 道 人 工 屏 障 ， 内 蒙 古 高 庙 摘 子 钠 基 膨 润 土 被 确 定 为 我 国 高 放 废 物 深 地 质 处 置 缓 冲 材 料 的 首 选 基 料 。通 过 研 究 该 钠 基 膨 润 土
２ ，预 定 压 实 干 密 度 分 别 为 １ ４ １ ６和 Ｏ ．、 ．
１ ８ ｇ ｅ 。 ． ／ ｒ 。 ａ
试验 表 明 ，压 制 预 定 密 度 的 样 品所 需 的
膨润土在高碱环境中的反应变化特征
膨润土在高碱环境中的反应变化特征
陈宝;陈萍
【期刊名称】《低温建筑技术》
【年(卷),期】2010(032)012
【摘要】膨润土具有高膨胀性、低渗透性以及优良的核素吸附能力,被选为高放废物处置库的缓冲回填材料.然而,作为处置库主要建造材料的混凝土会随着时间衰退分解产生高碱性溶解物,与地下水形成高碱性孔隙水,膨润土会与之反应,使得孔隙结构和性能发生较大的变化而影响处置库的封闭性.本文分析了膨润土和高碱性孔隙水的反应过程以及两者之间反应的主要影响因素,总结出高碱性环境中膨润土的反应变化特征.
【总页数】3页(P8-10)
【作者】陈宝;陈萍
【作者单位】同济大学,岩土工程重点实验室,上海,200092;同济大学,地下建筑与工程系,上海,200092;同济大学,地下建筑与工程系,上海,200092
【正文语种】中文
【中图分类】TU443
【相关文献】
1.高砂膨润土碱融水热合成P型沸石的实验研究 [J], 孔德顺;李志;吴红;连明磊;陈坤
2.掺入高含量粉煤灰在控制混凝土由碱：集料反应引起膨胀中的作用 [J], 许贤敏
3.高碱环境中黄铁矿表面反应的腐蚀电化学研究 [J], 孙伟;胡岳华;邱冠周;覃文庆;刘运才
4.掺入高含量粉煤灰在控制砼由碱骨料反应引起膨胀中的应用 [J], 张珍秀
5.膨润土与碱反应的初步研究 [J], 曹吉林;章永洁;李琳;邸立辉;张丽静;宋宝俊因版权原因，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
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；
高放废物处置库缓冲回填材料热-水-力耦合研究进展
第35卷第20期甘肃科技Vol.35No.20 2019 年 10 月Gansu Science and Technology Oct. 2019高放废物处置库缓冲回填材料热-水-力耦合研究进展+赵亮、刘平1△，焦大丁\杨鸿锐\王家杰1 (1兰州大学土木工程与力学学院，甘肃兰州730000; 2西部灾害与环境力学教育部重点实验室(兰州大学),甘肃兰州730000)摘要：用于高放废物处置库中的缓冲回填材料，在处置库运行期间产生的热-水-力耦合作用下，其性状发生改 变，这将对缓冲回填材料的防护性能产生重要影响，进而引发一系列安全稳定性问题。
因此，关于缓冲回填材料热- 水-力耦合研究愈来愈受到广泛关注。
在总结和分析国内外有关膨润土热-水-力耦合作用研究的基础上，从温度 场、应力场和变形场等方面对当前的研究成果进行了归纳和总结，在此基础上指出，基于室内试验及数值模拟研究 成果，开展深层地下现场试验研究是该领域当前发展的重要趋势，相关研究可为处置库运行时热-水-力耦合行为 预测及处置库的规划、设计及建造提供理论参考。
关键词：高放废物；缓冲回填材料；热-水-力耦合；温度场中图分类号:TU4431概述随着核工业的发展，核废料的安全处置受到世 界范围内的广泛重视。
深地质处置法是国际上广泛 采用的处置方法叱即把高放废物深埋于距地表500~1000m的稳定地层中，并采用多重屏障体系进 行阻隔，从内向外依次是：废物固化体，废物包装容 器，缓冲/回填材料以及围岩。
经过国内外大量研究，认为膨润土是理想的缓冲/回填材料M。
通过对比分 析，内蒙古兴和县高庙子膨润土被确定为我国首选 高放废物处置库缓冲/回填材料'由于高庙子膨润土蒙脱石含量较高，影响其导热性能I故向膨润土 中添加一定比例的石英砂，在不显著影响膨润土自 身性能的前提下，提高其导热性能，降低温度对材料 性能的影响。
处置库封闭后，高放废物长期衰变放 热，导致缓冲/回填材料及围岩温度升高产生热应 力；温度场及应力场重新分布，使地下水流方向发生 变化，膨润土吸水膨胀，产生膨胀应力；地下水流动 影响温度变化，而温度变化又影响地下水流动，膨润 土受热应力及水压力共同作用，形成复杂的热-水- 力耦合现象。
高放废物粘土岩地质处置库预选区围岩物理特性及力学性质
高放废物粘土岩地质处置库预选区围岩物理特性及力学性质摘要：高放废物(高水平放射性废物)的安全处置问题变得日益紧迫，目前国际认可的处置方法是深地质处置，即通过地质屏障(围岩)与工程屏障相结合的多重屏障系统实现永久隔离放射性废物，从而达到保障人类生命健康和环境安全的目的。
因此对高放废物地质处置库的围岩研究成为安全处置废物的重要评价指标之一。
关键词：高放废物;黏土岩;物理特征;力学性质引言采用单一纤维对水泥基材料进行改性时，可采取增加纤维掺量、增大纤维直径或长度的方式提高水泥基材料的强度和韧性。
但此类方法受到一定的制约，如基于纤维三维乱向分布增强水泥基复合材料，纤维掺量过大时，不能均匀地分布在基体里，反而会影响材料强度与韧性；采用合适长径比的纤维能够提高水泥基材料的韧性，而纤维直径太小时，纤维与水化产物之间的粘结性能较差，导致基体韧性提升效果较差；纤维长度太长时，不能在混凝土中均匀分布，且搅拌时会出现结团现象，影响纤维性能的发挥。
采用混在纤维对水泥基材料进行改性，可以充分发挥每种纤维的优势，实现强化的目的。
高延性低干缩的混杂纤维增强延性水泥基复合材料具有较高的韧性，为此，本文以混杂纤维为例，分析不同条件下混杂纤维增强延性水泥基复合材料的吸声性能。
1研究区概况塔木素位于中国内蒙古高原西部，地势总体呈现西高东低，平均海拔约为1300m。
北部有巴彦诺尔至额济纳旗的铁路，交通较为便利，且人烟稀少，经济相对落后(主要依靠畜牧业和周边的矿产业)，常年干旱少雨，蒸发强烈，区内水系不发育，从运输和经济人文角度评价适合作为高放废物地质处置选址区域;预选区地处巴音戈壁盆地内，属天山地槽褶皱系和华北地台的过渡区域，南临狼山-白云鄂博台缘坳陷带及华北地台阿拉善台隆，北部为天山地槽褶皱系中北山晚期华力西褶皱带。
盆地呈近东西向展布，以宗乃山-沙拉扎山隆起为界分为南北两个拗陷，北部拗陷包括查干德勒苏拗陷、苏红图拗陷和拐子湖拗陷，南部拗陷包括银根拗陷和因格井拗陷，且构造多属控盆构造，从地质角度看没明显活动构造，满足安全处置的基本要求。
高放废物地质处置及其若干关键科学问题
第25卷 第4期岩石力学与工程学报 V ol.25 No.42006年4月 Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering April ，2006收稿日期：2005–10–30；修回日期：2005–12–27作者简介：王 驹(1964–)，男，博士，1984年毕业于南京大学地质系放射性矿产地质专业，现任研究员、博士生导师、核工业北京地质研究院总工高放废物地质处置及其若干关键科学问题王 驹，陈伟明，苏 锐，郭永海，金远新(核工业北京地质研究院，北京 100029)摘要：如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题。
在介绍国内外最新研究进展的基础上，重点讨论高放废物地质处置的若干关键科学问题：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、地壳应力、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。
同时，介绍了国外若干重大科研项目和若干研究热点问题。
关键词：高放废物；地质处置；地下实验室；关键科学问题中图分类号：TL 942+.211 文献标识码：A 文章编号：1000–6915(2006)04–0801–12GEOLOGICAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTE ANDITS KEY SCIENTIFIC ISSUESWANG Ju ，CHEN Weiming ，SU Rui ，GUO Yonghai ，JIN Yuanxin(Beijing Research Institute of Uranium Geology ，China National Nuclear Corporation ，Beijing 100029，China )Abstract ：Safe disposal of high level radioactive waste is a challenging task facing the scientific and technological world. This paper introduces the latest progress of high level radioactive waste disposal programs in the world ，and discusses the key scientific issues as follows ：(1) the precise prediction of the evolution of a repository site ；(2) the characteristics of deep geological environment ；(3) the behaviour of deep rock mass ，groundwater and engineering material under coupled conditions(intermediate to high temperatures ，geostress ，hydraulic ，chemical ，biological and radiation process ，etc)；(4) the geochemical behaviour of transuranic radionuclides with low concentration and its movement with groundwater ；and (5) the safety assessment of disposal system. Several large-scale research projects and several hot topics related with high-level waste disposal are also introduced.Key words ：high-level radioactive waste ；geological disposal ；underground research laboratory ；key scientific issues1 引 言与其他工业一样，核工业的生产、研究以及核技术应用也会产生废物，即“核废物”，或称“放射性废物”。
高放废料地质处置缓冲材料砌块制备设备研
高放废料地质处置缓冲材料砌块制备设备研随着工业得的大力发展，环境问题日益严重，能源匮乏问题也日益突出，核能作为一种良好的替代能源，得到了广泛的发展。
然而核工业所生产出的高放废料却对环境有着极其严重的危害，如何安全有效地处理这些核废料就成为了一个十分重要的问题。
目前为各国所广泛接受并进行研究的可行的方案是深层地质处置法，作为关键的回填缓冲材料——膨润土，其所具有的特殊性质使以其为主要材料的砌块的制备有着不同于一般砌块制备的工艺与条件。
本文主要对膨润土砌块的制备工艺及设备的研究进展作简要的综述。
关键词：高放废料；深层地质处置；膨润土-砂混合物；制备设备第一章绪论1.1 研究背景核科学起源于20世纪前半叶，至今已发展了半个多世纪，随着其不断发展，核科学技术不仅在国防科技上有所应用，在工业、农业、医疗等领域也有着广泛的应用。
随着工业化的进一步扩大，传统能源日益匮乏，对于稳定而强大的替代能源的需求日益迫切，核能因技术相对成熟，能量巨大，经济性好而成为应用广泛的新型能源。
然而核工业在带来好处的同时，产生的核废料也带来一系列环境问题。
按放射性大小不同，核废料可分为低放废料，中放废料和高放废料。
高放废料指放射性核素的含量或浓度高，释放的热量大，操作和运输过程中需要特殊屏蔽的放射性废物。
高放废料的体积虽然只有核燃料所产生废料的1%，但其放射性却占所有废料的99%，而且高放废料中的放射性核素如镎、钚、镅、锝、碘、锶、铯等，半衰期长达万年。
因此如何将其安全有效地与生物圈隔离，并持续足够长的时间成为一大难题。
世界各国对高放废料的处置提出过很多想法，如海洋处置、海岛处置、冰盖处置、岩石熔化处置、深地质处置等，经过大量研究，目前为国际社会广泛接受的方法是深层地质处置法。
高放废料深层地质处置法是指将高放废料埋藏在距地表500至1000米的岩层中，使之与地表生态环境完全隔离，并永久封存。
埋藏高放废料的地下设施称为高放废物深地质处置库，它是一个多重屏障体系[5]，从内往外依次是固体废弃物、金属罐、缓冲回填材料、岩层。
高放废物处置库热问题研究进展_潘小青
江西理工大学学报ＪｏｕｒｎａｌｏｆＪｉａｎｇｘｉＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙｏｆＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ第35卷第5期2014年10月Vol.35,No.5Oct.20140引言根据世界核协会（WNA ）网站提供的资料，截至2013年6月1日，全球共有30个国家运行着434台核电机组，总净装机容量为373.892GWe ；13个国家正在建设67台核电机组，总装机容量为69.709GWe ；27个国家计划建设159台核电机组，总装机容量为174.34GWe ；37个国家拟建设318台核电[1]，由此带来放射性废物的处理和处置也成了重大的安全和环保问题.尤其是高放废物因放射性核素含量高、释热量大、毒性大及半衰期长等因素，其安全处置是核能可持续发展的重要保障.目前国际上通用的做法是对高放废物进行深部地质处置，即将高放废物经过处理后放置于地下深部地质体中，通过构建工程屏障和天然屏障一起实现高放废物与人类以及生态环境的长久隔离[2].处置库工程屏障包括废物体构成、包装容器、收稿日期：２０１４－０９－０８基金项目：江西省教育厅科技资助项目（GJJ11467）作者简介：潘小青（1966-），女，教授，主要从事计算物理、力学等方面的研究，E-mail:panxqecit@.文章编号：2095-3046（2014）05-0023-05DOI:10.13265/ki.jxlgdxxb.2014.05.005高放废物处置库热问题研究进展潘小青，李玉晓，魏望和（江西理工大学理学院，江西赣州341000）摘要：高放废物处置库有最高温度限制，影响处置库最高温度的条件包括处置库布局、处置单元参数、缓冲回填材料和围岩的热参数.以KBS-3处置库为例，讨论了废物罐组成、热功率、罐表面材料热容和热导率，给出了缓冲材料膨润土的热导率变化特点，花岗岩的热物理性质及热演化过程的研究结果.根据KBS-3处置库布局，分别总结了数值法和解析法求解处置库温度场的计算结果，以及结果的不确定性，最后介绍了我国高放废物处置库热问题研究的最新成果.关键词：高放废物处置库；温度场；热性质；解析法中图分类号：X771文献标志码：ADevelopment of thermal problem research in HLW repositoryPAN Xiaoqing,LI Yuxiao ，WEI Wanghe(School of Science,Jiangxi University of Science and Technology,Ganzhou 341000,China)Abstract:The maximum temperature in HLW repository is limited.The maximum temperature is influenced by the repository layout,the geometric dimention of the disposal unit and the thermal parameters of buffer and backfill and the host rock.Construction of the canister,heat released power,thermal conductivity and capacity of the canister is given in KBS-3.The property that thermal conductivity of Bentonite as the buffer changes with saturation and the thermal parameter of the host rock are discussed.The temperature field calculated by means of numerical calculation and the analytical solution in KBS-3repository is introduced.The uncertainty of the temperature analysis is given.The recent research on thermal problem in China HLW repository is surveyed.Key words:HLW repository;temperature field;thermal property;analytical solution缓冲回填材料、处置巷道、处置硐室，天然屏障为场址围岩，如盐岩、硬岩或粘土.由于高放废物自发衰变放出大量热量，热传输将引起处置库工程中的工程屏障和天然屏障内部温度升高，温度升高的幅度与处置库的结构形式、处置巷道间距、废物体放置密度及废物体放热量、工程材料和围岩的热参数等因素有关，因此高放废物处置库结构设计中需要对处置库热量传输及温度场问题进行研究.1高放废物处置库热物理性质1.1处置库最高温度限制每个废物罐因核废物的放射性衰变而放热，放出的热量随时间按指数规律衰减，所有废物罐释放出的总热量在处置库内部和周围形成一个三维的随时间变化的温度场.处置库温度的升高和逐渐冷却会引起岩石热体积变化，从而改变处置范围内岩石的应力分布.岩石受热后，高温岩体热膨胀量大，低温岩体热膨胀量小，因而约束了高温岩体的膨胀，从而产生热应力.由于岩体工程内部各部分温度分布不均匀，造成内部温差，产生热应变，进而影响处置库力学的稳定性.大范围的温度场会影响岩石间隙和裂隙中水的运动，同时造成热应力场.地下水的运动由于温度产生的热梯度以及潜在的岩石结构断裂而受影响.热应力可改变流体密度、粘度及工程屏障系统的材料的成分和孔隙性质等.核素在地质介质中的运移规律是放射性废物处置的核心问题，处置库温度的升高会对放射性核素迁移产生重要影响.温度在很多化学、生物和物理过程中都是重要的参数，微生物环境也受温度的强烈影响[3-4].总之处置库内部温度场变化应控制在一个相对的温度范围内，使温度不至于太高或太低，重要的变化只能出现在极端的温度，在处置库深处应避免极端温度的出现.废物罐附近的温度是一个重要的设计参数，尤其是最高温度.欧洲和加拿大提出的废物体表面许可温度为100℃；日本提出废物体的限制温度为500℃;瑞典规定废物体表面最高温度为100℃，实际设计时采用80℃；美国处置库中的温度范围在废物体表面为85～160℃.一般采用缓冲回填材料的处置库，废物体表面最高温度限制在100℃以内[5].1.2处置库温度场的影响因素热量传输的模式主要是热辐射、热传导和热对流，在处置库中则主要是废物罐自发热辐射、热量通过热传导传播.热传导由岩石的热导率、密度和热容决定.这些参数随空间变化，这种变化在远场大范围内是较小的，因而可看作均匀的.但在废物罐附近由于包装材料、缓冲回填材料及岩石和间隙等空间变化会引起温度明显的不同.单个废物罐的热输出依赖于如废物体的数量和组成、暂存时间、衰变热功率和衰变常数，也与所选的封装策略、封装方法有关.处置库的温度变化还依赖于处置罐的放置密度、放置方式、工程屏障的热性质、间隙和孔洞的大小、地质围岩的基础温度和热性质.处置库温度场分布所需参数包括处置库布局、处置单元几何参数及热参数三部分.1）处置库布局：主要是处置库的深度、处置库库容、处置库面积、处置区域、处置巷道截面、巷道长度、巷道间距等.2）处置单元参数：包括处置坑直径、处置坑高度;废物罐直径、高度、胴部厚度;缓冲回填材料厚度、废物罐和缓冲回填材料间隙宽度、缓冲回填材料和处置主岩之间的间隙宽度等.3）热参数：包括废物体的热功率、热流量;废物罐、缓冲回填材料及处置主岩的导热系数、体积热容、初始温度、热边界条件/温度梯度等.2处置库工程材料热物理性质高放废物深地质处置库热问题研究成果国际公认最好的是瑞典的KBS-3处置库.瑞典核燃料与废物管理公司科研人员对乏燃料组成、热功率、热衰变模式、废物罐材料结构、形状、热参数、缓冲材料热力水耦合研究、围岩热力水耦合性能、各种间隙对热传输和温度场的影响进行了大量理论研究并取得一系列原型实验结果，文中对此进行概述.2.1废物罐热物理性质瑞典的核燃料一般运行25～40年后退役，退役后的乏燃料经过平均30年的暂存再进行封装和地质处置.KBS用热量计对乏燃料组件的热功率进行了准确测定[6]，从而使核废物的热功率值更加合理.废物体的热功率随时间按指数规律衰减，对暂存40年的废物体，其表达式为[7]：Q0（t）=1547·（0.070e-0.05t+0.713e-0.02t-0.051e-0.005t+0.231e-0.002t+0.024e-0.0005t-0.009e-0.002t+0.022e-0.00005t）公式中热量Q0单位为瓦特，时间t以年计，式中各江西理工大学学报2014年10月24项为乏燃料中不同成分的衰变热功率.公式适用于处置3000年内的热量计算，如果处置1000年只需考虑前4项即可.当研究的暂存年限不太长时，废物体热功率随时间没有明显的变化.如暂存30年与暂存40年的废物罐相比其表面温度仅相差1°C ，因此废物罐热功率根据暂存时间可设为相应的常量[7].废物罐内衬铸钢，外面为铜包装，每个罐作为独立的热源其热导率390W/（m ·K ），体积热容2.40MJ/(m 3·K)，由于金属的热导率远大于缓冲材料和岩石的热导率，因此可认为废物罐热量均匀分布[8]，废物罐表面中心处的热流是平均表面热流的92%.当处置时间较长时，根据叠加原理总的温度变化等于废物罐内各部分热源产生的温度变化之和.若设Q 1和Q 2分别表示总热源中任两个成分，分别引起的温度为T 1和T 2，则由Q =Q 1+Q 2产生的温度为T 1+T 2[9].2.2缓冲材料热物理性质膨润土作为缓冲材料填充在废物罐与围岩之间，它的作用在于：其一可固定废物罐在处置硐室的中心位置，其二可在岩石出现破坏时从力学上保护废物罐体，其三可防止地下水和腐蚀性物质进入废物体，其四可有效吸附废物体释放的放射性核素[10].在处置库热分析中膨润土的热导率对温度场产生很大影响.多项研究表明膨润土的导热系数与矿物种类即化学组成、孔隙比、含水饱和度等有关，可通过模型实验得到，膨润土热导率具体数值已总结出很多经验公式[11-13].干燥的膨润土热导率较小，含水饱和度越高热导率越大，完全饱和的膨润土热导率1.35W/（m ·K ）.饱和度相同的膨润土其热导率随孔隙比的变化在0.1～0.3W/（m ·K ）之间，具体改变量与饱和度有关.实验研究表明，在膨润土中主要的导热方式是热扩散，因而处置库中热导率不同的膨润土在处置过程中的最高温度变化很大.热导率1.35W/（m ·K ）的完全饱和膨润土中的温度可比热导率1.0W/（m ·K ）的膨润土中的温度低10°C ，而相对干燥的饱和度为10%的膨润土其热导率0.75W/（m ·K ），处置过程中的最高温度可达80°C 以上[14-15].膨润土所处的岩石结构不同会使地下水渗流特性不同，膨润土达到完全饱和的时间不同，分别处在完整岩石和稀疏破碎的岩石中膨润土的最高温度会相差15°C [16].2.3围岩热物理性质高放废物地质处置库选择的天然屏障一般为盐岩、花岗岩或粘土，作为处置库工程的最后一道屏障，其受热源影响产生温度的升高和降低会使岩石的力学性质发生变化从而影响其力学稳定性.大多数国家选择花岗岩为地质围岩，SKB 在Forsmark 地区的花岗岩的地质调查中测量了岩石温度从地表到处置区深度的地温梯度，地下500m 深处岩石的原始温度为11.6°C.实验发现，花岗岩的热导率会随温度变化，当温度由20°C 上升到100°C 其热导率会减小10%到15%，平均有效热导率在最高温度50°C 时约减小0.1（W/m ·K ）.花岗岩的导热系数也随岩石类型不同而有差异，从3.2W/（m ·K ）到4.0W/（m ·K ）不等，通常取3.6W/（m ·K ）.花岗岩的体积热容为2.1MJ/（m 3·K ）[17-19].3处置库热分析3.1瑞典KBS-3概念库结构瑞典共有12个核反应堆，运行25年和40年分别产生6500t （26800根沸水堆组件和3100根压水堆组件）和9500t 乏燃料（39500根沸水堆组件和4900根压水堆组件）.处置罐由铸铁内衬和铜外壳组成，放置12根沸水堆组件或4根压水堆组件时总重约25t ，内含燃料约2t.瑞典的高放废物概念处置库分为KBS-3V 和KBS-3H 两种处置模式.KBS-3V 为垂直处置模式，如图1所示，整个处置库为长2L 宽2B 面积约1km 2（6.25×6000m 2）的矩形区域.处置的废物罐埋放于地下500m 深度，处置罐高度4.8m ，直径1.05m ，废物罐将放于宽度D =6m 的平行巷道下方的垂直孔洞中，巷道间距D ′=25m.处置孔深度8m 、直径1.75m.在废物罐与岩石之间填充0.35m 厚的膨润土为缓冲材料，在处置期罐与膨润土间存在5～10mm 的间隙，膨润土与岩石之间间隙约30～50mm [19].KBS-3H 为水平处置模式.废物罐放置于巷道第35卷第5期潘小青，等：高放废物处置库热问题研究进展图1KBS-3V 处置库结构（右图为左图虚框放大细节）2L2BD ′D25两侧的水平钻孔中，设置的巷道直径为1.85m，废物罐用膨润土包裹依次放置在圆柱形钢筒内，平行放置的废物罐中间放膨润土定距块加以隔离.钢筒容器外半径1.765m，与岩石间隙42.5mm.钢筒上打有孔洞以利于膨润土吸收间隙中的液态或汽态水达到饱和.水平处置模式同一巷道放置的废物体数量是竖直处置模式的两倍，但处置巷道间距的尺寸都比KBS-3V的大[20].3.2处置库热演化模型处置库内热源为暂存30～50年的废物罐，由于处置时废物罐表面与缓冲回填材料及围岩之间的初始温差，热量传递的方式包括热辐射、热传导和热对流.地下深处流体进入处置区域引起对流传热可以忽略不计，当废物罐、缓冲材料、岩石间间隙较大时，热辐射的影响将需考虑.而主要的传热方式是热传导，热传导形成的热梯度诱发周围介质的热应力和热应变（T→M耦合），温度的升高会改变水的粘度和流动性，导致膨润土内地下水流动（T→H耦合），同时潮湿度的改变引起膨润土的膨胀或收缩上使之产生力学变形（H→M耦合），而变形引起的裂隙和孔隙变化反过来影响地下水的流动性（M→H耦合）[21].3.3KBS处置库温度场3.3.1温度场数值计算根据高放废物处置库的温度限制及热传递特性，工程屏障几何参数设计都是基于热问题中最高温度设计要求，采用不同的研究方法得到温度场从而判定各种间距的可行性.研究温度场的主要方法有两种———数值法和解析法.Thunvik和Braester[22]应用数值计算讨论了不同巷道间距和废物罐间距时的处置罐表面最高温度.结果表明，巷道间距每减小10m，罐的最高温度上升约7°C;而在巷道间距保持30m时废物罐间距由6.2m减小到5m，罐的最高温度可上升约18°C.通过有限元程序ANSYS对处置库及周围的热传输过程进行模拟计算[23-24]，当考虑环境参数和燃料数据、各种间隙的影响造成温度的不确定性，可将废物罐表面最高温度设置为80℃;瑞典的三个处置库处置的废物罐数量随地质环境不同，平均暂存年限30年.计算结果表明废物罐最小允许间距为6.0m，另外处置时间1000年时废物罐热量很少到达地表，这时岩石的峰值温度早已过去，废物罐表面温度在处置10～20年间达到最高.当将废物罐、缓冲材料膨润土间隙10mm及膨润土与岩石间隙50mm列入计算过程中，分三种不同情况：空气间隙、湿空气、水间隙模拟计算温度场，并设每个罐原始热输出1800W，得到位于中心的罐表面温度最高，且间隙为干燥空气填充时在处置4.5年时温度最高达90.3°C，而间隙为水填充的在处置第5年罐表面达到最高温度为79.5°C.为湿空气填充的在处置第2年达最高温度85.8°C，且在第5年下降到79.5°C，这表明湿空气间隙在2年后慢慢变成与水间隙相同[25].3.3.2温度场解析求解温度场的解析解将处置库的温度场看成原温度场与由废物罐放热而产生的温度场叠加而成，即原始岩石温度+处置孔洞温度增量+废物罐与岩石间隙的热流和热传输造成的附加温度.用解析法可得到KBS-3竖直处置库废物罐表面最高温度，用解析法和数值法相结合可计算KBS-3水平处置概念库的废物罐表面温度[26-28].解析法求解附加温度可将罐作线源处理，它的值与处置罐半径、岩壁半径、二者间距及罐中心辐射热通量及岩壁与罐之间的有效热导率有关.通过数据计算，KBS-3H库罐-膨润土之间空气间隙会造成11～13°C的温度升高，KBS-3V库内部间隙则引起9～13°C的温升.KBS-3V罐表面温度大约在15～30年间达到峰值.Harald H觟kmark和Billy F覿lth[19]应用修正的解析表达式计算的罐表面温度与数值法的结果偏差0.2°C，Harald H觟kmark和Johan Claesson[6]应用温度场解析解计算了围岩的温度，计算用时间仅数分钟，计算速率远大于数值法.3.3.3温度场的不确定性废物罐的位置不在巷道中心，无论基于轴对称模型的数值法还是解析法最高温度估计会偏离2°C.间隙中热对流的忽略最多不超过3.5°C的温度偏离.罐表面与膨润土间隙中的热辐射相抵可造成7.5°C的温度偏差.膨润土热导率的过高预期大约造成2°C的温度偏离.岩石热容的高估可能造成1°C的温度偏离，而岩石热导率非线性最大会造成5°C的误差[19].4中国高放废物处置库热问题研究概况中国高放废物地质处置以甘肃北山为处置库预选场址，高放废物为玻璃固化体废物罐，废物罐的材料为低碳钢.通过钻孔测量地下500m深处地温为19°C，地温梯度为2.2°C/100m.通过岩心实江西理工大学学报2014年10月26第35卷第5期潘小青，等：高放废物处置库热问题研究进展验测量岩石的导热系数随温度增加面减小，平均2.6W/（m·K）.膨润土块的导热系数完全饱和时为1.52W/（m·K），完全干燥时为0.1～0.3W/（m·K）[29-30].刘文岗等[31]对在一定废物罐热源功率下处置库罐间距及温度进行了模拟计算.赵宏刚等[30]对处置库进行了热分析，问题设定高放废物处置库的库容为82630个废物罐，处置库的最小面积为10km2，处置区域分为4个，每个处置区域具有300对处置巷道，每对处置巷道长度为900m，处置巷道间距为9.5m，每对处置巷道处置80个废物罐，废物罐的间距为9.5m[30].设定废物罐最高温度为100°C，分别用数值法和解析法进行了温度场计算，表明废物罐表面最高温度受废物罐热功率影响最大，与工程材料和围岩的热性质、间距、工程布局以及内部间隙等相关[31-32].参考文献：[1]伍浩松,王海丹,郭志峰.世界核电现状[J].国外核新闻,2013(6):1-5.[2]潘自强，钱七虎.高放废物地质处置战略研究[M].北京:原子能出版社，2009.[3]Johan Andersson,Karl-erik Almen,Lars O Ericsson,et al.Parameters of importance to determine during geoscientific site investigation[R].SKB TR98-02,1998.[4]刘月妙，王驹，蔡美峰，等.热-力耦合条件下高放废物处置室间距研究[J].铀矿地质，2009，25(6)：373-379.[5]罗嗣海，钱七虎，赖敏慧，等.高放废物处置库的工程设计[J].岩石力学与工程学报，2007，26(增2):3904-3911.[6]Harald H觟kmark,Johan e of an analytical solution forcalculating temperatures in repository host rock[J].Engineering Geology,2005,81(3):353-364.[7]Lars Ageskog,Patrik Jansson.Heat propagation in and around thedeep repository-thermal calculations applied to three hypothetical sites:Aberg,Beberg and Ceberg[R].SKB TR-99-02,1999.[8]Kari Ikonen,VTT Processes.Thermal condition of open KBS-3Htunnel[R].SKB R08-24,2008.[9]Jhan Claesson,Thomas Probert.Temperature field due to time-dependent heat sources in a large rectangular grid-Derivation of analytical solution[R].SKB TR96-12,1996.[10]Svensk K覿rnbr覿nslehantering AB.SR97Waste,repository designand sites[R].SKB TR99-08,1999.[11]Lennart B觟rgesson,Anders Fredrikson,Lars-Erik Johannesson.Heat conductivity of buffer materials[R].SKB TR-94-29,1994.[12]Roland Pusch.The Buffer and Backfill Handbook-Part3:Modelsfor calculation of processes and behaviour[R].SKB TR-03-07,2003.[13]Mattias魡kesson.Temperature buffer test[R].SKB TR-12-04,2012.[14]Johan Claesson.Drying and resaturation of the bentonite barrier ina nuclear waste repository[J].Elsevier Geo-Engineering BookSeries,2004(2):335-340.[15]Svensk K覿rnbr覿nslehantering AB.Design,production and initialstate of the buffer[R].SKB TR-10-15,2010.[16]Thanh Son Nguyen,Lennart B觟rgesson,Masakazu Chijimatsu,et al.A case study on the influence of THM coupling on the near fieldsafety of a spent fuel repository in sparsely fractured granite[J].Environ Geol,2009,57(7):1239-1254.[17]Svensk K覿rnbr覿nslehantering AB.Long-term safety for the finalrepository for spent nuclear fuel at Forsmark-Main report of the SR-Site project[R].SKB TR11-01,2011.[18]Svensk K覿rnbr覿nslehantering AB.Buffer and backfill processreport for the safety assessment SR-Can[R].SKB TR-06-18,2006.[19]Harald H觟kmark,Billy F觟lth.Thermal dimensioning of the deeprepository[R].SKB TR-03-09,2003.[20]Thomas Probert,Jhan Claesson.Temperature field due to time-dependent heat sources in a large rectangular grid-Application for the KBS-3repository[R].SKB TR97-27,1997.[21]Darius Justinavicius,Arunas Sirvydas,Povilas Poskas.Thermalanalysis of reference repository for RBMK-1500spent nuclear fuel in crystalline rocks[J/OL].Journal of Thermal Analysis and Calorimetry,2014./article/10.1007/s10973-014-3919-8[22]Thunvik R,Braester C.Heat propagation from a radioactive wasterepository[R].SKB TR91-6,1991.[23]Johan Claesson,Thomas Probert.Thermoelastic stress due to arectangular heat source in a semi-infinite medium[J].Engineering Geology,1998,49(3/4):223-229.[24]Patrik Jansson,Mikael Koukkanen.Finite element analyses ofheat transfer and temperature distribution in buffer and rock[R].SKB IPR-01-07,2001.[25]Fredrik Sturek,Lennart Agrenius.Clab-measurements of decayheat in spent nuclear fuel assemblies[R].SKB R05-62,2005. [26]John Claesson,Thomas Probert.Thermoelastic stress due to arectangular heat source in a semi-infinite medium-derivation of an analytical solution[R].SKB TR-96-13,1996.[27]Thomas Probert,Jhan Claesson.Thermoelastic stress due torectangular heat sources in a semi-infinite medium-application for the KBS-3repository[R].SKB TR97-26,1997.[28]Thanh Son Nguyen,Lennart B觟rgesson,Masakazu Chijimatsu,etal.A case study on the influence of THM coupling on the near field safety of a spent fuel repository in sparsely fractured granite [J].Environ Geol,2009,57:1239-1254.[29]Ju Wang.High-level radioactive waste diposal in China:update2010[J].Joural of Rock Mechanics and Geotechnical Engineering, 2010,2(1):1-11.[30]赵宏刚，王驹，刘月妙，等.HLW竖直处置热分析[J].世界核地质科学，2013，30(1):44-51.[31]刘文岗，王驹，周宏伟，等.高放废物处置库花岗岩热-力耦合模拟研究[J].岩石力学与工程学报，2009，28(增1):2875-2883.[32]叶为民，王琼，潘虹，等.高压实高庙子膨润土的热传导性能[J].岩土工程学报，2010，32(6):821-826.27。
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全 有 效处 置 具 有 重要 意 义 。
［ 键 词 ］高 庙 子 钠基 膨 润 土 ；缓 冲材 料 ；基 本 性 能 ；核 废 物 处置 关
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第２ ７卷第 ２期
２１ ０ ０年 ６月
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世 界 核 地 质 科 学
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Ｖ０ ＿７． ． ｌ ２ Ｎｏ２
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｛ 文 摘 ；
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中国高放废物处置库缓冲材料选择与基本性能
温 志 坚
（ 工业 北 京 地 质 研究 院 ， 核 北京 １０ ２ ） ０ ０ ９
［ 要 ］人 类 的许 多 生 产 、生 活 活 动 均可 能产 生 不 同 活度 的放 射 性 废 物 。其 中 高放 废 物 由于 具 有 摘 放射 性 水 平 高 ，发 热 量 大 ，并 含 有 对 生 物极 有 害 的 放 射 性 的 长寿 命 核 素 等特 点 ，其 安 全 处 置倍 受 全 球 科 学 家 和广 大公 众 所 重视 。 目前 深地 质 处 置 被 国 际 上公 认 为 处 置 高放 废 物 的最 有 效 可 行 的 方法 。借 鉴 国外 成 熟 的技 术 和 经验 ，我 国采 用 多重 工 程 屏 障 系统 （ 括 废 物 固化 体 、废 物 容 器 及 其外 包 装 和 缓 包 冲／ 回填 材料 ） 和适 宜 的地 质 围 岩 地 质 体 共 同 作 用 来 确 保 高 放 废 物 与 生 物 圈 的 安 全 隔 离 。膨 润 土 由于 具 有 极 低 的渗 透 性 和优 良 的核 素 吸 附等 性 能 而 被 国 际上 选 作缓 冲材 料 的基 础 材 料 。 经 过 全 国膨 润 土 矿 床 筛 选 ，高庙 子 膨 润土 矿 床 被 选 作 我 国缓 冲 材料 供 应 基 地 ，我 国高 放 废 物 深 地 质 处 置库 缓 冲材 料 的研 究 以 产 自该 矿 床 的 深部 钠 基 膨 润 土作 为 基 本 组成 材 料 。本 文介 绍 了 高庙 子 膨 润 土 矿 床 的地 质 特 征 以及 高 庙 子 钠 基 膨 润 土 的基 本 特 征 。该 膨 润 土 与 国外 同类 型 材 料 相 比具 有 蒙 脱石 含量 高 （５ ７ ％左右 ） ，杂 质 矿 物 相对 较 少 的特 点 ，这 对 系 统 和深 入 研 究 该材 料 以开 发 我 国缓 冲 回填 材 料 技 术 ，确保 高 放 废 物 的 安
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