世界高放废物地质处置库选址研究概况及国内进展
高放废物处置产业的概况和现状
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度； ③初步选址地区的处置选择程序（ ３ 分 个阶段 ，即初步调查地区的登记 、 选定地区的 地下调查以及最终处置设施的建设） 还确定了高放废物要在稳固的地层 中处置 ， 等。 地下
深度大于 ３０ 。根据这一法律 ，作为实施处置的主体机构 ，成立了核环境配置机构 ， ０ｒ ｎ 其主要工作是处置场地点的选定、最终处置设施的建设与运营 、处置费用 的征收等 。 发电用核反应堆运营者要向核环境配置机构交纳经济产业大 臣确定的筹集金。为确 保管理的透明度 ，缴纳的基金 由 “ 团法人促进核能环境配备资金管理中心”管理 ，核 财 环境配置机构根据计划获得所需数额 。
废液转换成便于处理的固体 ，需要混合进玻璃原料 ， 在高温熔化后 ，在不锈钢容器中固 化（ 以下称作 “ 玻璃 固化”） 日 。 本在乏燃料后处理过程 中，将产生的废液和玻璃固化体
称作 “ 高放废物” 。在其他国家中，也有对乏燃料不再进行后处理的国家（ 如美 国） 乏燃 ， 料本身就是 “ 高放废物” 。 玻璃固化的发生量 ，取决于核发电量。例如 ，Ｉ０ ＭＷ 级核电站运行一年产生 的玻 Ｏ０ 璃 固化体为 ３ 个 ， １６ 年最初的商用核 电站运行开始至 ２ ０ 年 １ 月末产生的乏燃 ０ 从 ９６ ０３ ２ 料 ，换算为玻璃固化体相当于约 １， ０ 。预计到 ２２ 年可达 ４ ， ０ ７０个 ０ ００ ０ ０ 个。 ０ 玻璃固化体 的初期放射能和发热量都高 ，随时间的推移 ，放射能会衰减 ，发热量也 会减少。但数万年以上的长寿命放射能在今后还会还残存下来 。因此 ，必须长期与人类
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２０ ０ ７生
国
外
核
动
力
第 ２期
高放废物处置产 业的概 况和现状
全球与放射性废物管理系统市场现状及未来发展趋势
2023-11-06CATALOGUE目录•市场概述•全球放射性废物管理现状•地区放射性废物管理现状•放射性废物管理未来发展趋势•未来发展面临的挑战与解决方案•案例分析01市场概述放射性废物管理系统是针对处理、储存和处置放射性废物的一种系统，涉及多个领域，包括核能、医疗、科研等。
全球范围内，放射性废物管理系统市场在过去的几年中得到了快速发展，主要受益于核能产业的不断扩张以及医疗领域的日益增长。
定义与背景市场分类与分布根据处理阶段不同，放射性废物管理系统市场可分为前端处理、中间处理和后端处理三个部分。
前端处理主要包括废物的收集、整理和预处理；中间处理涉及废物的固化、整备和中间储存；后端处理涵盖了最终处置的选择与实施。
全球市场中，前端处理市场占比最大，其次是中间处理市场，后端处理市场占比最小。
然而，随着核能产业的不断发展以及废物处置难度的增加，中间处理市场有望实现快速增长。
近年来，全球放射性废物管理系统市场规模持续扩大，预计在未来几年中将继续保持增长态势。
未来几年，全球市场的增长将主要受到以下几个因素驱动：核能产业的持续扩张、医疗领域对放射性废物处理的需求增加、政府对废物管理政策的加强以及新技术在放射性废物处理中的应用等。
市场规模与增长02全球放射性废物管理现状全球放射性废物产生量核设施运营全球核设施数量持续增长，导致放射性废物产生量增加。
核能发电核能发电在全球范围内持续增长，导致放射性废物产生量增加。
核医学核医学技术的广泛应用也增加了放射性废物的产生量。
放射性废物处理全球范围内，放射性废物的处理技术多种多样，包括固化、压缩、包装等。
放射性废物储存全球放射性废物储存设施有限，且储存条件要求严格，储存成本高昂。
全球放射性废物处理与储存全球放射性废物管理政策与法规国际法规国际原子能机构（IAEA）等国际组织制定了放射性废物管理的国际法规。
国家政策各国政府制定了自己的放射性废物管理政策，包括许可证制度、监管机构设置等。
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。
放射性废物的处理与处置》11高放处置
美国尤卡山处置库正在建设
1983年在6个州选出9个预选场址,1989年 选定尤卡山；1998年完成可行性报 告,20##批准建设,计划2016年建成.
奥克洛现象：西非加蓬##国的奥克洛天 然反应堆,在20亿年前发生链式反应,持续 约105～106年,"燃烧"了1000~2000t铀, 产生了大量裂变产物和锕系核素,估计产 生了4t钚,20亿年仅仅迁移几米远,证明地 质构造可以实现安全隔离放射性核素.
古老的核反应堆——奥克洛铀矿
青铜文物腐蚀层的研究
129I；特长寿命核素126Sn、79Se、36Cl、 107Pd、59Ni等.
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
核素迁移研究 分配系数Kd〔ml/g〕：表征平衡时放射
性核素在液相与固相分配特征. 扩散系数Da〔m2/s〕：扩散是由浓度差
引起的,遵循费克定律. 滞留因子Rf：Kd值越大说明固相滞留核
放射性废物处理与处置
第十一章 高放废物处置
不确定度分析和灵敏度分析 不确定度分析使一个系统的预测性能与真实性能
偏离的程度定量化. 不确定度主要来自两个方面：一是来自模式和参
数接近真实系统的程度；二是来自人类活动、地 质和气候变化及处置系统长期演变的不确定性. 灵敏度分析帮助找出对安全评价结果有重要影响 的那些参数和假定. 安全评价 数据库建设
放射性废物处理与处置
放射性废物处理与处置
内容提要 11、高放废物处置〔p244~275〕
11.1 高放废物地质处置 11.2 处置库的选址
11.3 处置库的设计建造 11.3 高放废物处置的研究开发活动
11.3 核素迁移研究 11.3 高放废物处置的国际现状
国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展
国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展徐国庆【摘要】论述了处置库候选围岩的岩石类型、花岗岩特征,以及一些国家在花岗岩地区开展高放废物处置研发工作的进展情况.经过几十年的工作,国外有些经验值得我们今后工作时参考:1)重视志愿者选址工作.国际上不少国家认为这是地质选址工作的先导,选址工作的成败常与此项工作的进展情况有关;2)近年来,单纯处置高放废物的处置库,已逐渐发展成为多功能处置库,即,它既处置高放废物和乏燃料,同时还处置其他各类核废物;3)由瑞典SKB开发的KBS-3高放废物处置方案和处置工程的设计模式已被不少国家所接受;4)特定场址地下实验室的工程设计完全与处置库的工程设计融为一体,这样既节省工程成本,又提高处置库工程设计的可靠性;5)花岗岩具有良好的岩石力学性能,这对处置库工程结构的长期稳定性和安全处置核废物提供有效的物理保障和良好的物理隔绝性能.但在选址时要特别注意场址的区域地壳稳定性、岩体的处置容量和埋藏深度,以及处置地段的构造发育程度和岩石的含水性;6)处置后废物的回取.【期刊名称】《世界核地质科学》【年(卷),期】2016(033)002【总页数】6页(P119-124)【关键词】高放废物处置;花岗岩;处置库概念设计【作者】徐国庆【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【正文语种】中文【中图分类】TL942近年来，国外特别是在北欧地区高放废物处置的研发工作进展十分迅速，因此，总结它们已有的经验，对我们起步较晚的国家来说是十分重要的。
我国将花岗岩和黏土岩作为处置库的候选围岩，由于目前工作较多的是花岗岩，因此将首个地下实验室建在了花岗岩地区。
因此，文章所讨论的问题仅涉及与花岗岩有关的国外高放废物处置研发工作的进展情况。
高放废物处置库围岩的岩石类型是处置库选址中一个重要问题，它关系到处置库工程的建造和处置库系统的长期性能评价。
自从1957年美国科学院提出高放废物处置方案以来，经过几十年的实践与研究，世人总结出作为处置库有利围岩的四大岩石类型：岩盐、凝灰岩、花岗岩和黏土岩。
高放废物地质处置进展和安全评价研究
累积了大量高放废物尚未得到地质处置ꎮ 基于国内外相关研究的分析与探讨ꎬ深入研究论述了高放废物地质
处置的若干关键科学问题ꎬ综述了高放废物地质处置库进展及其安全性能评价的特性ꎬ旨在为高放废物地质
处置安全评价研究的进一步发展提供建议与参考ꎮ
关键词 安全评价 高放废物 地质处置
Ｓｔｕｄｙ ｏｎ ｔｈｅ Ｐｒｏｇｒｅｓｓ ａｎｄ Ｓａｆｅｔｙ Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ ｏｆ ｔｈｅ Ｇｅｏｌｏｇｉｃａｌ Ｄｉｓｐｏｓａｌ ｏｆ Ｈｉｇｈ
４００ 多座ꎬ每年预计将产生 １ 万多吨的重金属乏燃
料ꎬ只有不足 １ / ３ 的乏燃料接受了循环处理ꎬ其余的
则会放置在中间储存设施中
的乏燃料约有 ２０ 万 ｔＨＭꎮ
[１－４]
ꎮ 目前全世界储存
我国是全球第三大核电生产国ꎬ核电在建规模
世界第一ꎮ 按照目前的发展情况ꎬ 预计到 ２０２０ 年
热率( 如９０ Ｓｒ 和１３７ Ｃｓ) ꎮ 此外ꎬ高放废物会因自身的
包装容器、围岩扰动带、处置围岩、区域环境等多个
围岩内核素随地下水迁移这块ꎬ做出详细的安全评
价报告ꎮ
２. ２ 安全评价基本步骤
子系统ꎬ同时各个系统之间还有耦合作用ꎮ 如果分
对于准备建造的处置库ꎬ其安全评价必不可少ꎬ
别对其中的子系统实施安全特性研究和场址建模
其内容主要涉及多种不同环境下的安全评价和危害
ｏｆ ｔｈｅ ＨＬＷｓ. Ｉｎ ａｄｄｉｔｉｏｎꎬ ｉｔ ｗａｓ ｐｏｉｎｔｅｄ ｏｕｔ ｔｈｅ ｒｅｓｅａｒｃｈ ｄｉｒｅｃｔｉｏｎ ａｎｄ ｔｈｅ ｕｒｇｅｎｃｙ ｏｆ ｓａｆｅｔｙ ｅｖａｌｕａｔｉｏｎ ｉｎ ｔｈｅ ｎｅｘｔ
ｓｔｅｐ ｏｆ ｔｈｅ ｇｅｏｌｏｇｉｃａｌ ｄｉｓｐｏｓａｌ ｏｆ ｔｈｅ ＨＬＷｓ ｉｎ Ｃｈｉｎａ.
高放废物地质处置研究发展规划指南
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 (1)
二、国内外发展概况 (3)
2.1国外高放废物地质处置概况……………………………３
2.2国内研究与开发现状 (7)
三、总体思路 (10)
四、发展目标 (13)
五、研究开发规划纲要 (14)
5.1试验室研究与场址选择阶段（2006-2０２0年)………１4
5.2地下现场试验阶段(202１-2０40) (19)
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) (21)
六、“十一五”期间的主要任务与研究内容………………………2２
6.1“十一五”期间的主要任务 (22)
6.2“十一五”期间主要研究内容…………………………２3
七、政策与措施 (29)
7．1 加强研发资源配置 (29)
７．2 加强科技管理体制和机制建设……………………………2９。
国内外高放废物地质处置的介绍及国内进展
国内外高放废物地质处置的介绍及国内进展摘要：本文介绍了高放废物的类别、国内外高放废物地质处置的概念、及其主要技术问题的研究。
最后，简要介绍了国内在高放废物地质处置方面的规划、选址、进展情况。
关键词：高放废物；地质处置1引言核科学技术在给人类社会带来巨大能源的同时也产生了大量的放射性废物，核废物的安全处理与最终处置在很大程度上影响着核能产业的未来和生命力。
按照放射性水平的不同，核废物通常可分为高放废物（HLW）、中放废物（ILW）和低放废物（LLW），其中尤以高放废物的处理与处置最为困难。
按照美国核管会（NRC）1981年的定义，核电站高放废物主要包括下列两类：核电站卸出的不经处理的乏燃料高放废液的固化体在这两类高放废物中，其主要核素有锶、铯、钚、镅、镎等超铀元素。
由于这些超铀元素的半衰期长、放射性毒性大、放射性水平高、发热量大，需要把它们同人类生存环境长期、可靠地隔离。
世界上十多个国家对高放废物处置曾提出过多种方案，如太空处置、海洋处置、冰层处置及地质处置等等，多年来，通过分析和对比，许多发达国家对高放废物地质处置的安全性和现实性达成共识，我国也于2003年颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》规定对高放废物和α废物应当采用集中的深地质处置方法，这使得高放废物地质处置成为开发时间最长，也是目前最有希望投入应用的处置方案[1]。
本文将主要介绍国内外高放废物地质处置的理念和关键技术问题的研究开发进展，以及我国在这方面的规划、选址、进展情况。
2.高放废物地质处置的基本概念和基本方法2.1、高放废物地质处置的基本概念高放废物地质处置是一项将放射性核素包容、阻滞为核心内容，并设多重屏障为主要手段的复杂系统工程，它主要利用土壤、岩石等地质材料，采用地质手段及一整套设施将高放废物封闭在一个有限的地质空间内，在存贮数百年乃至上千年的时间段里，与人类生存环境长期或永久的隔离，不再取回。
目前国内外最为广泛且易接受的高放废物地质处置概念是三重屏障系统[2]，即高放废物存储容器、人工回填材料层[3]和天然屏障。
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的开题报告
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的开题报告研究背景与意义：高放废物是指放射性元素超过自然界背景水平的废物。
由于其具有长期危险性和极高的放射性，因此需要进行安全的处置。
地质处置被认为是目前最可行的方法之一，即将废物封存在地表以上1000米深的岩层内，形成高放废物地质处置库。
然而，高放废物处置的安全性受到多种因素的影响，如地质条件、地质构造、深度等，因此需要对高放废物地质处置库进行系统的分析和评估。
研究对象及内容：本文以甘肃北山预选区花岗岩场址为例，对高放废物地质处置库系统进行分析方法研究。
研究内容包括以下几个方面：1.高放废物地质处置库系统构成分析：包括地质构造、岩石类型、水文地质等方面的分析，以建立高放废物地质处置库系统构成的分析体系。
2.高放废物地质处置库系统安全性评价方法：根据高放废物地质处置库系统构成的分析体系，建立相应的高放废物地质处置库系统安全性评价方法，包括系统可靠性分析、安全等级评估、灾害风险评估等。
3.风险因素分析：对高放废物地质处置库系统可能存在的风险因素进行分析，包括地震、泄漏、离子迁移等因素，以确定高放废物地质处置库的安全性。
研究方法：本文采取文献资料法、实地调查法、模拟实验法等研究方法，具体包括以下几个方面：1.文献资料法：分析国内外已有的高放废物地质处置库研究文献，了解现有的研究进展和存在的问题，为本研究提供理论支持。
2.实地调查法：通过实地考察和采样，获取甘肃北山预选区花岗岩场址的有关地质数据，并建立地质模型和地质图，为高放废物地质处置库系统分析提供基础数据。
3.模拟实验法：利用专业的模拟实验设备对高放废物地质处置库系统进行模拟实验，以验证系统的可行性和安全性。
研究意义：本研究将为高放废物地质处置库系统的安全性评价提供理论支持，为相关政策制定、建设和管理提供参考，具有重要的理论和实践意义。
同时，本研究也可推动高放废物地质处置库系统分析方法的研究，促进相关领域的学术进展。
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)7页word文档
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
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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。
希望以上资料对你有所帮助，附励志名言3条：
1、要接受自己行动所带来的责任而非自己成就所带来的荣耀。
2、每个人都必须发展两种重要的能力适应改变与动荡的能力以及为长期目标延缓享乐的能力。
3、将一付好牌打好没有什么了不起能将一付坏牌打好的人才值得钦佩。
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；
高水平放射性废物地质处置设施选址
附件2核安全导则 HAD 401/06-2013高水平放射性废物地质处置设施选址国家核安全局2013年5月24日批准发布国家核安全局—1—高水平放射性废物地质处置设施选址（2013年5月24日国家核安全局批准发布）本导则自2013年5月24日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。
在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。
—2—目 录1 引言 (4)1.1 目的 (4)1.2 范围 (4)2 选址目标、阶段划分 (4)2.1 选址目标 (4)2.2 选址阶段划分 (5)2.3 规划选址阶段 (5)2.4 区域调查阶段 (6)2.5 场址特性评价阶段 (6)2.6 场址确认阶段 (7)3 选址准则和所需资料 (8)3.1 总则 (8)3.2 地质条件 (8)3.3 未来自然变化 (9)3.4 水文地质 (10)3.5 地球化学 (10)3.6 人类活动 (11)3.7 建造和工程条件 (12)3.8 废物运输 (13)3.9 环境保护 (13)3.10 土地利用 (14)3.11 社会经济和人文条件 (14)4 质量保证 (15)名词解释 (15)—3—1 引言1.1 目的本导则的目的是为选择合适的高水平放射性废物地质处置设施场址提供指导。
1.2 范围1.2.1本导则提出了高水平放射性废物地质处置设施的选址目标、阶段划分、选址准则、所需资料的要求和质量保证要求。
1.2.2本导则适用于高水平放射性固体废物地质处置设施的选址，也适用于乏燃料、α放射性固体废物以及由国家监管部门批准的其他放射性废物地质处置设施的选址。
2 选址目标、阶段划分2.1 选址目标2.1.1选址的基本目标是选择出一个安全处置高水平放射性废物的场址。
在高水平放射性废物处置安全期内（地质处置设施关闭后至少1万年），该场址作为天然屏障，应当能够与处置设施的工程屏障一起，有效隔离放射性核素，并有效阻止其进入生物圈。
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 #""!
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’" *+, !/* !+, !+’ 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。
高放废物地下处置技术进展
芬兰2.8坑道已完成
6. 德国高放废物处置的研究进展
早采用废矿井处置法； 德国高放废物的地质处置库的选址工作始于60年 代早期； 高放废物拟处置在戈勒本岩丘陵废盐矿处置库中， 已与1986年进行勘探工作； 与高放废物处置有关的实验工作也已经完成; 2000年10月，由于场址评价工作进展不顺利，停 止处置库的勘探工作3到10年； 德国高放废物的处置受到技术、政治和环境保护 方面的影响，2004年核法律修正案强调采用深地 质处置方法。
致谢
对于本次设计，我查阅了大量的书籍，文献， 期刊资料，终于如期完成。在此感谢我的指导老 师****!同时也感谢帮助我的老师、同学！谢谢你 们对我的支持与鼓励。 在此还要感谢今天来参加我毕业答辩的评委 老师，谢谢，您们辛苦了！ 谢谢大家！
3. 中国高放废物处施方案，即：处置库选址和 场价——场址地下实验室——处置库； 甘肃北山为高放废物处置库重点预选区； 高放废物关键核素的化学行为研究也取得进展（Np、 Pu 、Tc ）； 1999年起与国际原子能机构开展了选址和场址评价 技术合作项目，极大的提高了我们的技术水平；
2015年左右确定处置库 和地下实验室的场址， 并开始建造地下实验室； 2025建成地下实验室； 2040年建成处置库。
北山日出——中国甘肃
4. 美国高放废物处置的研究进展
1957美国国家科学院提出采用深地质处置方法； 2002年7月确定内华达州的尤卡山为最终场址， 计划2016年建成； 目前世界上只有美国进入了场地特性评价阶段； 美国已完成了地表地质调查、钻探勘察、地下实 验室研究等工作； 现已建成特定场址地下实验室ESF 美国已在新墨西哥州的地下岩盐层中建了超铀废 物处置库（Wipp）。
我国高放废物地质处置概念研究
高放废物具有放射性强、毒性大、半衰期长等特点，其安全处置是关系到核能可持续发展、环境保护和子孙后代福祉的重大问题，地质处置是国际上公认的安全可靠、切实可行的处置方式[1]。
2003年发布实施的《中华人民共和国放射性污染防治法》明确规定高放废物实行集中的深地质处置。
2006年，国防科工委、科技部和国家环保总局共同发布的《高放废物地质处置研究开发规划指南》[2]明确了处置库研究开发及工程建设的三个重要阶段。
我国于1985年开始开展高放废物处置库的选址工作，研究确定甘肃北山(花岗岩岩体)为适宜最终处置高放废物的地区。
我国对黏土岩地质高放废物处置库的研究尚处于初步调研阶段，目前尚没有筛选出可作为高放废物地质处置库合适的预选场址。
我国提出了在2020年建成首座高放废物处置地下实验室和2050年建成首座处置库的规划目标。
但我国现阶段的处置工程相关技术和安全全过程系统分析研究相对滞后，已不能满足计划中的地下实验室处置工艺试验研究的进度要求。
本文基于对国外地质处置技术先进国家地质处置工艺方案的深入研究，根据我国深地质处置废物源项情况和我国高放废物地质处置库预选场址的具体条件，提出我国高放废物深地质处置方案，为我国高放废物深地质处置提供参考和建议。
01废物源项根据我国法律规定和目前产生的废物现状，将我国需要进行深地质处置的对象设想如下[2]：1)压水堆乏燃料。
根据国家核电发展规划以及预计的后处理能力，压水堆乏燃料将有很大一部分需要直接处置。
另外还有环铀氧化物混合(MOX)燃料和田湾核电站的水-水高能反应堆(VVER堆型)产生的乏燃料。
2)高放玻璃固化体。
通过玻璃固化技术将乏燃料后处理过程中产生的高放废液转化成高放玻璃固化体，它们在地表暂存一段时间后(约40～50 a)，也将运往处置库进行深地质处置。
3)高放固体废物。
经过整备后进入地质处置库进行最终处置。
4)重水堆乏燃料。
现贮存在水池中的秦山三期坎杜型重水堆的乏燃料，还没有后处理的计划，初步考虑将暂存的重水堆乏燃料直接进行深地质处置。
高放废物地质处置研究发展规划指南
高放废物地质处置研究发展规划指南
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 (1)
二、国内外发展概况 (3)
2.1国外高放废物地质处置概况……………………………３
2.2国内研究与开发现状 (7)
三、总体思路 (10)
四、发展目标 (13)
五、研究开发规划纲要 (14)
5.1试验室研究与场址选择阶段（2006-2０２0年)………１4 5.2地下现场试验阶段(202１-2０40) (19)
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) (21)
六、“十一五”期间的主要任务与研究内容………………………2２
6.1“十一五”期间的主要任务 (22)
6.2“十一五”期间主要研究内容…………………………２3
七、政策与措施 (29)
7．1 加强研发资源配置 (29)
７．2 加强科技管理体制和机制建设……………………………2９。
高放废物深地质处置
中、低放废物可采用浅埋的方式或在岩洞中进 行处置。中、低放废物应采取区域处置方针，即根 据废物的来源和数量，在考虑经济和社会因素的条 件下设置若干处置场，使中、低放废物得到相对集 中的处置。
放射性废物安全处置原则
④作用因素上,处置库不仅要经历开挖和运营期间的 力学扰动,更重要的是还将长时间受放射性辐射和衰 变热的作用以及地球内营力的作用；
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；
二、高放废物深地质处置基本概念
把高放废物埋在距离地表500－1000m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。
高放废物深地质处置库一般采用“多重屏障 系统”设计，即把废物（乏燃料或玻璃固化 块）储藏在废物罐中、外面包裹缓冲材料， 再向外为围岩（花岗岩、凝灰岩、盐岩等）。 通常把地下设施、废物容器和回填材料称为 工程屏障，把周围的地质体称为天然屏障。
–凝灰岩下面是沉积碳酸岩 •贮存库层位于“未饱和区”， 大约地表以下300米，地下水位 以上300-500米 •尤卡山下的饱和区有两个主要 含水层，一个在凝灰岩里，一个
在碳酸岩里。
美国尤卡山高放废物地质处置库
地下处置库主要由斜井和水平巷道组成,废物由暂存 地运至地面处理设施,经处理后通过斜井运送至地下 处置库；废物放置于水平巷道中并用平板架托起。
主要岩石力学问题
1. 处置库主岩的基本力学特性研究，包括：抗拉强 度、抗压强度、抗剪强度、泊松比、弹性模量、 剪切模量、体积模量、孔隙度、渗透率等基本参 数的试验研究。
国外几例高放废物地质处置设施选址探讨
第38卷第1期(总第223期)辐射防护通讯2018年2月•进展与评述•国外几例高放废物地质处置设施选址探讨杨策明田浩天（国核示范电站有限责任公司，山东荣成，264312)摘要根据《高放废物地质处置中长期研发规划指南》所提出的“三步走”战略，我国高放废物地质处置项目正处 在试验与选址阶段。
本文通过总结国外髙放废物地质处置项目的建设过程，总结正反两方面的经验，认为我国髙放 废物地质处置项目应采用分阶段决策的选址方案，健全法律法规，明确政府、监管方、实施者及公众的角色,各方保 持持续沟迪和对话。
关键词：高放废物；地质处置；选址中图分类号：TL942 文献标识码：A文章编号：10016356(2018)01-0008-06随着核能和核技术的不断发展，人类开发利 用核裂变能产生了大量高放固体废物。
乏燃料后 处理产生的高放废液固化体和核电站卸出的一次 通过准备直接处置的乏燃料等都属于高放固体废 物，其显著特点是放射性强、发热量大、毒性大、半 衰期长，需要将其与人类生存环境长期、可靠地隔 离。
在众多处置方案中，高放废物地质处置是开 发时间最长，也是目前最有希望投人应用的处置 方案。
高放废物地质处置是把高放废物储存距离 地面约1 000 m的地质体中（称为高放废物地质处置库，GDF),使它永久与人类生存环境隔离。
由于核能与核技术的敏感性，以及公众对于 核废料的天然恐惧心理,GDF的选址始终是各国 均面临的难题。
国际上一些国家取得了积极的进 展，甚至已经进入工程建设阶段，而另一些国家的 研发计划或工程实施遭受挫折，出现停滞和反复 的情况。
1芬兰1.1安克罗废物处置库芬兰奥基陆托核电厂业主Teollisuuden Voima Oyj(TVO)公司于1983年开始对建造GDF的潜在厂址地区进行调查，于1987年选定了 5个备选地 区开展进一步的调研，于1992年选定了其中的4 个厂址。
1995年，TV0公司联合FPH公司（另一家核电业主)共同成立了联合公司Posiva，专门致 力于GDF的选址、建造和运行。
高放废物深地质处置及其研究概况
第23卷 第5期岩石力学与工程学报 23(5)：831～8382004年3月 Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering March ，20042002年5月8日收到初稿，2002年7月2日收到修改稿。
作者 罗嗣海 简介：男，38岁，1985年毕业于东华理工学院水文地质专业，2000年于浙江大学获岩土工程专业博士学位，现任教授，主要从事岩土工程方面的教学与研究工作。
Email ：drsoil@ 。
高放废物深地质处置及其研究概况罗嗣海1，2钱七虎1周文斌2 李金轩2 易萍华2(1解放军理工大学工程兵工程学院人防工程系 南京 210007) ( 2东华理工学院岩土工程研究所 抚州 344000)摘要 简要介绍了高放废物深地质处置的概念及其关键技术问题、高放废物工程屏障及其研究概况、高放废物处置库的选址因素及选址过程、处置库的主要岩石力学问题与候选主岩、地下实验室核素迁移示踪研究概况，最后，简要介绍了美、法、俄、韩、中等国在高放废物处置方面的研究计划与进展。
关键词 高放废物，深地质处置，工程屏障，岩石力学，地下实验室分类号 X 771 文献标识码 A 文章编号 1000-6915(2004)05-0831-08DEEP GEOLOGICAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL NUCLEAR WASTE AND ITS RESEARCH OUTLINESLuo Sihai1，2，Qian Qihu 1，Zhou Wenbin 2，Li Jinxuan 2，Yi Pinghua 2(1Department of Civil Defence Engineering ，Engineering Institute ，PLA University of Science and T echnology ， Nanjing 210007 China )(2 Division of Geotechnical Engineering ，East China Institute of Technology ， Fuzhou 344000 China )Abstract Some aspects related to deep geological disposal of high-level nuclear waste and their research are outlined ，including basic concept and key technical issues of deep geological disposal ，engineering barrier ，site location factors and selection processes. The rock mechanics issues and choice for host rock masses ，and nuclide tracer testing are reviewed. The research plan and progress in USA ，France ，Russia ，Korea and China are introduced briefly.Key words high-level nuclear waste ，deep geological disposal ，engineering barrier ，rock mechanics ，underground experiment laboratory1 引 言核工业带来了各种形式的核废物。
国外放射性废物深地质处置研究的一些进展
项模式、 一维地质圈核素迁移网络模式和生物圈模式组成的综合程序 ， 计算采用了确定性和概 率 计 算两 种方 法 ， 使 用 了概率 分布 函数 来处 理 各种 参数 。 到 的主要 结论 是 １废 物桶 的物 还 得 （）
理 屏 蔽可 以在 １０ ０ａ内有 效 地 阻滞 Ｎｉ” ｒ”ｃ ０ Ｈ、 、 ｓ 、 Ｐ ｕ和 Ｐ ｕ的迁 移 。（ ） ２ 近场 的化学
行 了合理 解释 该项 技术 对高放 废物 处置 库场址 特性评 价具 有重要 的作 用
在高放废物处置库特性评价中地下水模拟技术已广泛应用 特别是近 １ 多年来地下水模 ０ 型的开发与应用在广度和深度上都取得了进展。在高放废物处置方面不仅需要开发和应用解 译模 型 （ 于分 析地 下 水 系统 的特 征 ， 别水 文 地质 条 件 ） 而 且更 需 要 开发 和应 用 预测 模 型 用 识 ，
维普资讯
·３ ０· ２
辐 射 防护
第１ ８卷
第 ４期
ｂｌｙＳ ｆｔ Ａ ｓｓ ｎ ） ｉｔ ａｅｙ ｓｅｓ ｔ的评 价模式 软 件 ， 将考 虑与 时 间有关 的现象 如环 境改 变 的影 响 、 ｉ ｍｅ 它 人
类闯入等， 其设计将使用“ 面向对象”Ｏ ｊ ｔ ｒ ｎｅ） （ ｂ ｃ Ｏ ｉ ｔ 软件工程技术 ， ｅ ｅ ｄ 并使用户界面非常友好 ２ 量管 理程序 （ ．质 ＱＭＰ 是 采 用标准 科学 方法执 行数 据采集 控制 系统 的文 件化管理 程 序 ， ） 它在 高放 废物 处置 库场址 勘察 、 预评估 及场 址特性 评 价等 各阶段 中都 是非 常重要 的 。 量保证 质 计划 （ Ａ ） Ｑ Ｐ 包括： 从事研究和施工 的人员的个人资格认 定及培训、 科学调查和设计控制 ， 软 件、 数据 评估 和认 可 ， 数据 懈释 、 测量 和测 试仪 器控 制以 及各类记 录 的管理 和审核 等 ， 目的是 其 在研究和生产的各个环节中实施全面的质量保证体系， 确保高放废物处置库场址特性评价中 各 项工作 的质量 。
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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
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
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；
第 , 卷第 # 期 #""! 年 - 月
地学前缘 （中国地质大学， 北京）
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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).） （* ） !""* ， #
+!’Leabharlann 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 $% 值等条件下的常
室低压区运动， 而地下水最先接触的将是回填材料。 *’5, 年提出来的。地质处置计划由能源部负责执 穿过回填层的水随后将与废物容器接触， 一旦容器 行。目前内华达州 84997 :;4<=7>< 是惟一的候选场 破损或腐蚀， 地下水便直接与玻璃固化体接触， 于是 水与固化体间的相互作用便开始了。固化体中的核 素或溶于地下水， 或以微粒的形态转移到水中。与 址， 开展研究的时间已近 !" 7， 现已完成场址可行性 评 价 报 告 及 环 境 影 响 评 价 报 告 的 初 稿。 84997
适合高放废物处置库的回填材料
［+］
。
虽然玻璃固化体中的核素封闭于多重屏障系统 内， 但不管该系统的设计多么完美， 也不能永远地阻 止核素向生物圈迁移。因为再坚固的设施也不可能 永远存在。一旦工程屏障损坏， 核素就将随地下水 一起向地质介质中迁移， 通过地质介质， 最终到达生 物圈。核素从处置库向生物圈迁移的过程可以设想 为： 首先， 虽然处置库一般建在地下水贫乏且渗透性 很低的岩体中， 但深度一般应在 5"" 6 * """ 1 的地 下深处， 这个深度一般均属于饱水带， 在处置库运行 的初期， 地下水将从周围压力较高的地区向处置硐
53678 "
元素 D: E: D? D6 F0 G3 59 H IJ 花岗岩 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** 2* "**
KC ,** 2** 据参考文献 ［,］ 。
全运行及有效隔离核废物的关键。多年来， 世界各 ! ! # 国对处置库的可能围岩进行了详细研究， 通过对比，
!
［/］ 国外处置库场地研究概况
在发达国家， 高放废物地质处置研究已有几十 年的历史， 但由于问题的复杂性， 至今还没有一个国 家真正建成高放废物处置库， 目前大都处于场址预 选或场地性能评价阶段。目前世界上高放废物地质 处置库场地工作进展最快的国家当数美国和法国， 地下实验室研究工作已进行多年， 获得了大量的数 据。现正在进行大规模详细的场址性能评价工作， 其它国家如加拿大、 法国、 英国、 瑞典、 瑞士、 比利时 等国家也都相继开展了地下实验室的研究工作。现 将有关各国的主要研究进展情况介绍如下： （*） 美国高放废物地质处置研究进展 美国高放废物地质处置的建议是由美国科学院
表! 部分岩石对某些放射性元素的滞留系数 598 :8;3:<3;=>? @>8AA=@=8?;0 >A 0>.8 :>@B0 A>: :3<=>?C@7=<8
玄武岩 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** 2* "** 凝灰岩 ,** 2 *** " *** "** 2** 2** 2 *** #* "** ,** 粘土及 粘土质岩石 ,** 2 *** " *** "** " *** 2** 2 *** ,** "** " *** 岩盐 "* " *** "** 2* "* 2* " *** ,* 2* ,**
［!］ 用等， 限制放射性核素向生物圈迁移 。
圈闭系统中的三重屏障之间具有相互加强的作 用， 其中天然屏障对长期圈闭起至关重要的作用。
1,-
郭永海 王 驹 金远新 / 地学前缘 （L3:;9 D@=8?@8 M:>?;=8:0） （" ） ,**" ， -
下面对天然屏障和人工屏障的特点和功能作一较详 细的阐述。 !!" 天然屏障 高放废物地表处置所以被否决， 原因在于目前 地表能建造的建筑物， 其服役年限都远远小于长寿 命放射性核素的半衰期。而在深部地质介质中建造 的处置库能够保证放射性核素的长期圈闭， 并且能 够适宜于高放废物长期圈闭的地质介质在地壳中的 分布十分广泛。 深部地质介质之所以具备长期圈闭的功能， 原 因之一是这种介质本身就构成了阻止核素迁移的天 然屏障， 它既可以有效地限制核素的迁移， 又可以避 免人类闯入。说到屏障， 它不仅是良好的物理屏障， 而且也是有效的化学屏障。因为核素在随地下水流 动的过程中， 将与介质发生各种作用， 如吸附作用， 沉淀作用等等， 这种作用可以有效地降低核素的迁 移速度。 其次， 深部地质介质的演化十分缓慢， 只要避开 某些地区， 如现代火山地区和强烈构造活动地区等， 就能够保证放射性核素在限定期内有效圈闭。 此外， 建造处置库所开凿的岩体体积只占整个 岩体体积的很小部分， 这就是说， 处置库的建造不会 严重影响围岩的整体圈闭功能。 处置库的岩石类型是关系到处置库能否长期安
’" *+, !/* !+, !+’ 见核素 &， ()， -.， 01， 2$， 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。