世界高放废物地质处置库选址研究概况及国内进展

在核燃料循环的过程中， 包括铀矿勘探、 采矿、 圈闭起来， 以防止或减缓放射性物质向生物圈迁移。 矿石提炼浓缩， 每一环节都有核废物产生， 但对高放 废物而言， 它主要来自化工后处理厂处理后的核废 物以及核电站的乏燃料。高放废物是一种特殊的污 染物， 其毒性大、 寿命长， 如果处置不当， 将严重危及 人类的生命和健康， 制约核能事业的发展， 所以高放 废物的处置已受到有核国家的高度重视。世界各国 对高放废物处置曾提出多种方案。如太空处置、 海 洋处置、 海岛处置、 冰层处置及地质处置等等。多年 来， 通过各种方案的分析和对比， 最终许多发达国家 对地质处置的安全性和现实性达成共识， 并在地质 处置研究中做了大量的工作。 一般选择地壳稳定性好、 含水性差、 远离人类活动区 的地区作为处置场址， 由地表打竖井至深部 （一般在 地表 %"" + 以下） ， 而后由竖井底部开凿水平坑道， 再在水平坑道中打竖井或支坑道， 作为废物的存放 场所， 地下处置库便是由这些坑道、 竖井构成的工程 设施。 高放废物地质处置一般采用 “多屏障系统” 的设 计。即设置一系列天然和人工屏障于废物本身和生 物圈之间， 以增强处置的可靠性和安全性。这些屏 障包括： 废物包装 （废物、 固化材料、 废物罐和可能的 外包装） 、 工程屏障 （处置库工程建筑物和回填材料） 和天然屏障 （主要指地质介质本身） 。 在这样的体系中， 地质介质起着双重作用。既 保护源项， 也保护生物圈。具体地说， 它保护人工屏 !"! 地质处置的基本概念 地质处置的目的是采用一整套设施将高放废物
也可以用它封闭处置库， 讲， 花岗岩、 粘土及粘土质岩石、 玄武岩和凝灰岩都 填在废物容器和围岩之间，
郭永海 王 驹 金远新 D 地学前缘 （E7)=F (9>G<9G H);<=>G).） （* ） !""* ， #
+!’
时向周围地质体扩散， 并对废物容器起支护作用， 防 止机械破坏和位移。 认为膨润土具有良好的隔水性和吸附性能， 是高放 废物处置库良好的回填材料。 !" 世纪 #" 年代末， 核工业北京地质研究院对不同 $% 值等条件下的常
第 , 卷第 # 期 #""! 年 - 月
地学前缘 （中国地质大学， 北京）
（ ;257/ <75=60:51> 9? @69:456746:， ./012 3456746 80971560: A65B57C）
D9E F , G9F # (H0 F #""!
! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! ! !
适合高放废物处置库的回填材料
［+］
。
虽然玻璃固化体中的核素封闭于多重屏障系统 内， 但不管该系统的设计多么完美， 也不能永远地阻 止核素向生物圈迁移。因为再坚固的设施也不可能 永远存在。一旦工程屏障损坏， 核素就将随地下水 一起向地质介质中迁移， 通过地质介质， 最终到达生 物圈。核素从处置库向生物圈迁移的过程可以设想 为： 首先， 虽然处置库一般建在地下水贫乏且渗透性 很低的岩体中， 但深度一般应在 5"" 6 * """ 1 的地 下深处， 这个深度一般均属于饱水带， 在处置库运行 的初期， 地下水将从周围压力较高的地区向处置硐
表! 部分岩石对某些放射性元素的滞留系数 598 :8;3:<3;=>? @>8AA=@=8?;0 >A 0>.8 :>@B0 A>: :3<=>?C@7=<8
玄武岩 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** 2* "** 凝灰岩 ,** 2 *** " *** "** 2** 2** 2 *** #* "** ,** 粘土及 粘土质岩石 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** ,** "** " *** 岩盐 "* " *** "** 2* "* 2* " *** ,* 2* ,**
工程屏障 如上所述， 处置库的地下设施、 废物容器及回填
它与周围的地质介质一起阻 对花岗岩、 粘土、 岩盐的适宜性达成了共识。当然， 材料统称为工程屏障， 一个国家最终选择什么样的岩石作为处置库围岩， 止核素迁移。 还要根据本国的地质条件和国情而定， 如美国选择 废物容器是防止放射性核素从工程屏障中释放 世界各国在废物容器的 内华达州的凝灰岩、 德克萨斯州的岩盐和华盛顿州 出去的第一道防线。目前， 所选用材料多为耐热性、 抗腐蚀性 的玄武岩作为高放废物处置库的围岩， 并进行了大 设计上大同小异， 量的研究。 能良好的不锈钢材料。为了寻求更优质的材料， 氧 选择高放废物处置库围岩要考虑很多因素， 主 化锆等陶瓷材料和其他合金材料也都在研究中。容 一般认为。容器保持完好的 要包括围岩的矿物组成、 化学成分； 岩石的水力学性 器的形状多为圆柱体， 能； 岩石的力学和热学性能。围岩的矿物组成和化 时间可持续千年以上。 学成分对滞留放射性核素起关键作用。从这方面 是很好的围岩类型， 表 " 给出了部分岩石对某些放 射性元素的滞留系数实验结果。围岩在水力学方面 应具有低孔隙和低渗透特征， 以降低核素随地下水 的迁移速度。以上 # 种岩石的孔隙度和渗透率都是 较低 的， 花 岗 岩 分 别 为 "$%& 和 ’$( ) "* ,$’ ) +粘土及粘土质岩石分别为 *$(’& 和 ,$1 ) "* . / 0；
’" *+, !/* !+, !+’ 见核素 &， ()， -.， 01， 2$， 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。
综合、 有效地发挥其功 在过去的 !" 余年间， 许多国家通过研究对比， 究如何把他们作为整体系统，
来自百度文库
室低压区运动， 而地下水最先接触的将是回填材料。 *’5, 年提出来的。地质处置计划由能源部负责执 穿过回填层的水随后将与废物容器接触， 一旦容器 行。目前内华达州 84997 :;4<=7>< 是惟一的候选场 破损或腐蚀， 地下水便直接与玻璃固化体接触， 于是 水与固化体间的相互作用便开始了。固化体中的核 素或溶于地下水， 或以微粒的形态转移到水中。与 址， 开展研究的时间已近 !" 7， 现已完成场址可行性 评 价 报 告 及 环 境 影 响 评 价 报 告 的 初 稿。 84997
［!］ 用等， 限制放射性核素向生物圈迁移 。
圈闭系统中的三重屏障之间具有相互加强的作 用， 其中天然屏障对长期圈闭起至关重要的作用。
1,-
郭永海 王 驹 金远新 / 地学前缘 （L3:;9 D@=8?@8 M:>?;=8:0） （" ） ,**" ， -
下面对天然屏障和人工屏障的特点和功能作一较详 细的阐述。 !!" 天然屏障 高放废物地表处置所以被否决， 原因在于目前 地表能建造的建筑物， 其服役年限都远远小于长寿 命放射性核素的半衰期。而在深部地质介质中建造 的处置库能够保证放射性核素的长期圈闭， 并且能 够适宜于高放废物长期圈闭的地质介质在地壳中的 分布十分广泛。 深部地质介质之所以具备长期圈闭的功能， 原 因之一是这种介质本身就构成了阻止核素迁移的天 然屏障， 它既可以有效地限制核素的迁移， 又可以避 免人类闯入。说到屏障， 它不仅是良好的物理屏障， 而且也是有效的化学屏障。因为核素在随地下水流 动的过程中， 将与介质发生各种作用， 如吸附作用， 沉淀作用等等， 这种作用可以有效地降低核素的迁 移速度。 其次， 深部地质介质的演化十分缓慢， 只要避开 某些地区， 如现代火山地区和强烈构造活动地区等， 就能够保证放射性核素在限定期内有效圈闭。 此外， 建造处置库所开凿的岩体体积只占整个 岩体体积的很小部分， 这就是说， 处置库的建造不会 严重影响围岩的整体圈闭功能。 处置库的岩石类型是关系到处置库能否长期安
收稿日期： #""! ") #% 基金项目： 国防科工委资助项目 “高放废物处置前期工程研究” 作者简介： 郭永海 （!$%’— ） ， 男， 研究员级高级工程师， 水文地 质学专业， 主要从事放射性废物处置研究。
!
何为高放废物地质处置？
障不使人类闯入， 免受风化作用； 在相当长的地质时 期内工程屏障提供稳定的物理和化学环境； 通过一 系列物理化学作用， 如吸附作用、 生物作用、 稀释作
53678 "
元素 D: E: D? D6 F0 G3 59 H IJ 花岗岩 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** 2* "**
KC ,** 2** 据参考文献 ［,］ 。
全运行及有效隔离核废物的关键。多年来， 世界各 ! ! # 国对处置库的可能围岩进行了详细研究， 通过对比，
+ "*
回填材料作为高放废物处置库中的工程屏障充 充填岩石的裂隙， 对地下处置系统的安全起着保护 作用。回填材料应具备的性能是： 对放射性核素具 有强烈的吸附能力， 阻止和减缓放射性核素向外泄 漏； 具有良好的隔水功能， 延缓地下水接触废物容器 的时间， 降低核素向外泄漏的速度； 同时应具有良好 的导热性和机械性能， 以便使高放废物衰变热量及
!
［/］ 国外处置库场地研究概况
在发达国家， 高放废物地质处置研究已有几十 年的历史， 但由于问题的复杂性， 至今还没有一个国 家真正建成高放废物处置库， 目前大都处于场址预 选或场地性能评价阶段。目前世界上高放废物地质 处置库场地工作进展最快的国家当数美国和法国， 地下实验室研究工作已进行多年， 获得了大量的数 据。现正在进行大规模详细的场址性能评价工作， 其它国家如加拿大、 法国、 英国、 瑞典、 瑞士、 比利时 等国家也都相继开展了地下实验室的研究工作。现 将有关各国的主要研究进展情况介绍如下： （*） 美国高放废物地质处置研究进展 美国高放废物地质处置的建议是由美国科学院
玄武岩分别为 #$,& 和 "$*( ) "* + "*%$’ ) "* + "* . / 0； + "" + "" 凝灰岩分别为 *$12& 和 2$" ) "* #$* ) "* . / 0； "* + ""-$2 ) "* + "" . / 0。岩石的力学性质决定了处置 库的稳定性， 其力学参数应有利于处置库的施工建 造及安全运行。岩石的热学性能主要由热导率表 示。高放废物核素的衰变要产生辐射热， 据理论计 算， 高放废物在处置库中放置 2 3 以后， 近场温度可 高达 2** 4 ， 由于热应力的作用能使围岩产生破裂 而降低处置库系统的稳定性， 因此要求围岩具有一 定的导热能力。
世界高放废物地质处置库选址 研究概况及国内进展
郭永海， 王 驹， 金远新
（核工业北京地质研究院， 北京 !"""#$）
摘
要： 高放废物是核能事业发展的必然产物。它的安全处置是核能事业持续发展的前提， 已受到世界各
国的高度重视。文中阐述了高放废物深地质处置的一般概念。同时重点介绍了世界上一些国家处置库选 址研究的主要内容和研究进展， 例如， 美国把处置库建造过程分为场地推荐、 场地的特征评价、 处置库场地 的选择和批准、 领取场地执照和处置库建造设计的审批、 处置库的建造 % 个阶段； 德国的选址研究工作包括 地电和地热研究， 重力、 地震、 地球化学、 水文地质、 同位素地球化学及微生物研究等； 瑞典在花岗岩中建成 了地下实验室， 并制定了实验室的总体研究目标等等。另外也介绍了中国在甘肃省北山进行的高放废物 地质处置库选址工作的情况， 研究表明北山地区为一地壳稳定区， 也是地下水贫水区且地下水流速缓慢， 有 利于处置库的建造， 进一步的地面地质、 水文地质勘察工作及钻探工程工作正在进行中。伴随着这些工作 的完成， 中国将大大缩短在高放废物地质处置研究方面与发达国家的距离。 关键词： 高放废物； 处置库； 深地质处置 中图分类号： &’’! 文献标识码： （#""!） ( 文章编号： !""% #)#! "# ")#’ "*