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
高放废物模拟地质处置研究平台建立、运行及初期成果
高放废物模拟地质处置研究平台建立、运行及初期成果杨林月;张振涛;华小辉;王雷【摘要】高放废物的妥善处置是核能可持续发展的前提,在国际范围内受到高度重视,地质处置是普遍接受的方案.高放废物模拟地质处置研究平台由25套模拟多重屏障系统及其共用的低氧环境构成,可以模拟多种不同处置条件下的核素浸出情况.完成部分系统的装填运行.结果表明,多种元素的浸出受到了多重屏障的抑制,并随着时间的推移浸出浓度趋于稳定;不同的处置温度、玻璃体类型、围岩类型、膨润土含素玻璃粉均对重要核素的浸出有显著影响;多种包装材料的耐蚀性能差异显著.下一步实验中,根据现有的研究结果,对玻璃体、膨润土、包装材料等的装填进行优化,对取样系统进行改进,完善总体的实验方案,研究多种处置条件对元素的浸出影响.【期刊名称】《世界核地质科学》【年(卷),期】2017(034)001【总页数】9页(P54-62)【关键词】高放废物;地质处置;研究平台;浸出浓度【作者】杨林月;张振涛;华小辉;王雷【作者单位】中国原子能科学研究院,北京 102413;中国原子能科学研究院,北京102413;中国原子能科学研究院,北京 102413;中国原子能科学研究院,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL942高水平放射性废物（简称高放废物）主要产生于核燃料的后处理过程，尽管其体积占全部放射性废物的比例仅有3%，但其放射性活度超过总放射性活度的95%以上［1］。
高放废物放射性强，毒性高，释热率大，其妥善处理与处置对于核工业的可持续发展及环境安全至关重要，亦是一个世界性的难题。
对于高放废物的最终处置，曾经提出“太空处置”、“深海沟处置”、“冰盖处置”、“岩石熔融处置”等方案。
经过多年的研究和实践，目前普遍接受的可行方案是（深）地质处置，我国的《放射性污染防治法》中明确规定“高水平放射性固体废物实行集中的深地质处置”。
地质处置是将高放废物埋在地表以下深约500～1 000 m的稳定地质体中，使之在长时间内（10 000 a以上）与生物圈隔离。
高水平放射性废物深地质处置法规标准探讨
高水平放射性废物深地质处置法规标准探讨■ 刘立坡 李筱珍 吴 潜 靳立强 刘富贵（核工业标准化研究所）摘 要：基于我国高水平放射性废物深地质处置处于概念设计、选址和场址评价、安全评价、地下实验室建设阶段，需要相关的法规标准发挥引领和支撑作用，本文阐述了我国高水平放射性废物深地质处置法规标准的现状，对高水平放射性废物深地质处置法规标准存在的问题进行分析，重点提出了我国高水平放射性废物深地质处置法规标准建设的意见和建议。
关键词：高水平放射性废物，处置，法规，标准DOI编码：10.3969/j.issn.1002-5944.2021.18.010Discussion on Regulations and Standards for Deep Geological Disposal ofHigh-Level Radioactive WasteLIU Li-po LI Xiao-zhen WU Qian JIN Li-qiang LIU Fu-gui(Institute for Standardization of Nuclear Industry)Abstract: The deep geological disposal of high-level radioactive waste in China is still in the stage of conceptual design, site selection and evaluation, safety evaluation and underground laboratory construction, which needs the guidance and support of relevant regulations and standards. This paper described the status quo of regulations and standards for the deep geological disposal of high-level radioactive waste in China, analyzed existing problems, the and proposed comments and suggestions for the development of regulations and standards for the deep geological disposal of high-level radioactive waste in China.Keywords: high-level radioactive waste, disposal, regulations, standards学术研讨国际辐射防护委员会（ICRP）、国际原子能机构（IAEA）等国际组织针对高水平放射性废物（以下简称高放废物）深地质处置的安全要求和监管提出并发布了一系列安全标准和技术文件。
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。
国防科工委关于做好军工企事业单位废弃厂址或生产线危险废物处理工作的通知
国防科工委关于做好军工企事业单位废弃厂址或生产线危险废物处理工作的通知文章属性•【制定机关】国防科学技术工业委员会(已撤销)•【公布日期】2004.03.03•【文号】科工安[2004]226号•【施行日期】2004.03.03•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】正文国防科工委关于做好军工企事业单位废弃厂址或生产线危险废物处理工作的通知（科工安[2004]226号2004年3月3日）各省、自治区、直辖市国防科工委（办），各军工集团公司：近年来，随着国防科技工业布局调整和改革脱困工作的深入，部分军工企事业单位实施了调整搬迁、重组、破产、关闭或生产线异地改建，其中一些火工品、火炸药和弹药研制生产单位和危险化学品使用单位搬迁或生产线异地改建后，废弃厂址或生产线中残留大量火炸药、剧毒危险化学品等危险废物，未进行必要的无害化处理，存在严重安全隐患。
为切实做好军工企事业单位废弃厂址或生产线危险废物的无害化处理（以下简称危险废物处理）工作，现将有关要求通知如下：一、军工企事业单位调整搬迁、重组、破产、关闭或异地改建后，废弃厂址或生产线残留易燃、易爆、剧毒危险化学品及放射性物质的，必须进行无害化处理。
各地国防科工委（办）、各军工集团公司及有关军工企事业单位要从维护社会稳定，保证人民生命安全的大局出发，高度重视上述问题，认真研究，落实责任，采取有效措施，做好危险废物处理工作，消除隐患，保障安全。
二、危险废物处理的主体按如下原则确定：单位调整搬迁、异地改建后，主体未发生变化的，由原单位负责组织处理；调整重组的，由重组后的新法人单位负责组织处理；破产关闭的，按照《国务院关于印发军工企改革脱困方案的通知》（国发［2002］7号）和国防科工委《濒临破产军工企业枪支弹药、爆炸物品等危险品处置工作实施意见》（科工二司［2004］93号）的要求，在进入破产程序前将积存的枪支弹药等危险物品安全处置完毕；原搬迁单位已不存在的，按照管理权限分别由原单位上级主管部门或单位（省、自治区、直辖市国防科工委（办）或军工集团公司）负责组织处理。
国防科工委关于印发《国防科技工业固定资产投资项目竣工验收实施细则》的通知
国防科工委关于印发《国防科技工业固定资产投资项目竣工验收实施细则》的通知文章属性•【制定机关】国防科学技术工业委员会(已撤销)•【公布日期】2001.10.31•【文号】科工法[2001]760号•【施行日期】2001.10.31•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】失效•【主题分类】革命烈士与抚恤优待正文*注：本篇法规已被：国防科技工业固定资产投资项目竣工验收实施细则(试行)（科工法[2011]536号）废止国防科工委关于印发《国防科技工业固定资产投资项目竣工验收实施细则》的通知（科工法[2001]760号）各省、自治区、直辖市国防科工委(办)，各军工集团公司，委管各单位：为了加强和规范国防科技工业固定资产投资项目竣工验收管理工作，现将《国防科技工业固定资产投资项目竣工验收实施细则》印发给你们，请遵照执行。
国防科工委2001年10月31日国防科技工业固定资产投资项目竣工验收实施细则第一条为加强和规范国防科技工业固定资产投资项目竣工验收管理工作，保证建设项目合格交付使用，发挥投资效益，根据《国防科技工业固定资产投资管理暂行规定》以及国家关于建设项目竣工验收有关规定，制订本细则。
第二条凡属国防科学技术工业委员会（以下简称国防科工委）审批的固定资产投资项目并按批准的设计文件内容建成、具备投产和使用条件、符合验收要求的，必须按照本办法的规定进行竣工验收。
第三条国防科工委负责国防科技工业固定资产投资项目竣工验收管理工作，制订项目竣工验收工作的有关规定，编制下达年度项目竣工验收计划，组织或委托国家及地方有关部门、军工集团公司对项目实施竣工验收工作并办理有关批复文件。
国家及地方有关部门、军工集团公司负责组织所属单位项目竣工验收的各项准备工作。
项目建设单位负责项目竣工验收资料档案的整理和准备工作，在所在地行政主管部门办理环保、消防、人防和劳动安全卫生等同意验收使用的批复手续，在所在地工程质量监督部门办理工程质量（建筑、安装）评定意见，并经国家及地方有关部门、军工集团公司向国防科工委提出项目竣工验收申请报告。
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
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。
我国高放废物地质处置库围岩的选择
我国高放废物地质处置库围岩的选择
陈璋如
【期刊名称】《世界核地质科学》
【年(卷),期】1992(000)0S1
【摘要】高放废物地质处置所涉及的问题很复杂,研究的内容很广泛,所研究的对象经历的时间又很长,从现代自然界的人类活动和地质作用到预言未来一万年以至十万年后的地质事件。
从根本上看,就是将高放射性废物置于深地质建造(至少距地表500m深)中,与生物圈隔绝万年之久。
一旦废物同化体中的放射性核素
【总页数】7页(P45-51)
【作者】陈璋如
【作者单位】
【正文语种】中文
【中图分类】TL2
【相关文献】
1.我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨 [J], 苏锐;程琦福;王驹;赵宏刚;郭永海;陈伟明;金远新
2.高放废物地质处置黏土岩处置库围岩研究现状 [J], 王长轩;刘晓东;刘平辉
3.论高放废物地质处置库围岩 [J], 王驹;徐国庆;金远新
4.多级温度及荷载条件下高放废物地质处置库花岗岩围岩蠕变特性研究 [J], 王春萍;陈亮;刘建锋;刘健
5.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
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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。
我国高放废物地质处置法规体系的若干问题探讨
我国高放废物地质处置法规体系的若干问题探讨徐健;熊先祥;雷奇峰;武以博【摘要】高放废物处置安全要求高、技术难度大、研发周期长、公众敏感性强,其研究开发、工程实施、长期管理等不单纯是技术问题,更多的关系到社会和经济,乃至政治.结合核设施退役与放射性废物治理专项项目“我国高放废物地质处置法规标准体系研究”,全面调研了国内高放废物地质处置法规体系建设方面近年来的进展,对核工业行业涉及的主要政府部门所颁布的各类有关高放废物地质处置的政策文件进行了认真研究和分析;结合我国实际情况和工作进展,在总结经验和对比世界核能先进国家在高放废物地质处置法规体系建设方面的经验基础上,从法律法规、部门规章和标准导则等3个层次,分类理出我国在高放废物地质处置领域法规标准体系的建设现状和存在问题,并提出了解决上述问题的若干思路,为管理部门决策提供相关参考.【期刊名称】《世界核地质科学》【年(卷),期】2014(031)004【总页数】6页(P601-606)【关键词】高放废物地质处置;法律和法规;部门规章;导则和标准【作者】徐健;熊先祥;雷奇峰;武以博【作者单位】国防科工局核技术支持中心,北京100037;国防科工局核技术支持中心,北京100037;国防科工局核技术支持中心,北京100037;国防科工局核技术支持中心,北京100037【正文语种】中文【中图分类】TL942以核设施退役与放射性废物治理专项项目,“我国高放废物地质处置法规标准体系研究”为依托，全面调研了我国在高放废物地质处置领域的法规标准体系建设方面已有的政策文件，分析了我国现有的高放废物地质处置法规与标准体系框架，对比国外先进核能国家的经验，提出了我国高放废物地质处置法规标准体系建设的思路。
1 主要研究内容1）调研我国在高放废物地质处置法规、标准体系建设方面的国家立法、标准体系建设方面的现状和进展。
2）就上述调研结果进行全面分析。
3）对比世界核能先进国家在该领域的工作思路和具体做法。
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；
对我国高放废物处置研发工作的几点建议
对我国高放废物处置研发工作的几点建议
徐国庆
【期刊名称】《世界核地质科学》
【年(卷),期】2012(029)004
【摘要】论述了高放废物处置库与一般地下工程设施的区别,以及处置库场址的选址工作与低中放废物处置场和核电站场址的选址工作异同点.强调要高度重视高放废物处置的安全性,这是由于高放废物毒性大、半衰期长、安全处置期长；由于处置库堆放的废物总比活度大,且高放废物处置在地下深处,因而,如果一旦处置库系统遭受破坏,就难以进行人工干预.笔者认为,在区域预选和地区(地段)预选阶段,查明场址区域地壳稳定性问题是其首要任务.文章就处置方案等若干问题进行了讨论.【总页数】5页(P227-231)
【作者】徐国庆
【作者单位】核工业北京地质研究院,中核集团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
【相关文献】
1.我国高放废物处置库粘土岩场址研究现状 [J], 张耀东
2.国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展 [J], 徐国庆
3.国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展(续) [J], 徐国庆
4.我国高放废物处置库的选址与能动断层研究 [J], 李愿军
5.瑞典高放废物处置水化学研究现状及对我国借鉴意义 [J], 李亚楠; 苏锐; 陈亮; 周志超; 郭永海
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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。
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。
基于高放废物深地质处置的溶质运移研究的开题报告
基于高放废物深地质处置的溶质运移研究的开题报告一、选题背景随着核能的发展，高放废物（High-Level Waste，HLW）的处理和处置问题成为越来越重要的问题。
深地质处置被认为是最安全的处理和处置方式之一，可以保证高放废物在长时间内不会对人类健康和环境造成影响。
但是，深地质处置涉及复杂的地质、水文地质等问题，其中溶质运移问题尤为重要。
针对高放废物深地质处置中的溶质运移问题，需要开展深入的研究，以避免可能存在的潜在风险。
二、研究目的与意义本课题旨在开展高放废物深地质处置中溶质运移问题的研究，对研究成果进行分析和评价，旨在：1.探究高放废物深地质处置中溶质运移的规律和特点。
2.分析有关深地质溶质运移的实验研究成果，总结深地质处置过程中可能存在的溶质运移机理。
3.针对高放废物深地质处置中可能存在的问题进行模拟分析，并推测可能存在的风险和影响，从而提供实用建议。
4.为我国高放废物深地质处置技术和标准的制定提供科学依据。
三、研究内容本课题的主要研究内容包括：1.对高放废物深地质处置过程中可能存在的溶质运移机理进行分析。
2.建立高放废物深地质处置中的溶质运移模型。
3.模拟高放废物深地质处置中的溶质运移过程，并对可能存在的风险进行推测。
4.分析高放废物深地质处置中可能出现的问题，并提供相应的解决方案。
四、研究方法本课题主要采用实验与数值模拟相结合的方法，具体研究方法包括：1.收集高放废物深地质处置溶质运移的实验数据，并进行分析总结。
2.采用水文地质和数值模拟方法，建立高放废物深地质处置中的溶质运移模型。
3.对模型进行测试和验证，并通过模拟得到高放废物深地质处置中的溶质运移规律和特点。
4.分析模拟结果，推测可能存在的风险和影响，并提出相应的预防和应对措施。
五、预期成果本课题研究预期取得如下成果：1.探究高放废物深地质处置过程中可能存在的溶质运移机理。
2.建立高放废物深地质处置中的溶质运移模型，揭示溶质运移规律和特点。
国防科工委关于颁布《低、中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处理》等192项行业标准的通知
国防科工委关于颁布《低、中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处理》等192项行业标准的通知文章属性•【制定机关】国防科学技术工业委员会(已撤销)•【公布日期】2002.11.20•【文号】科工技[2002]904号•【施行日期】2003.02.01•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】标准化正文国防科工委关于颁布《低、中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处理》等192项行业标准的通知(科工技[2002]904号)各军工集团公司，各省、自治区、直辖市国防科工委(办)：经审核，批准《低、中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处置》等21项标准为核行业标准；批准《固体火箭发动机振动试验方法》等31项标准为航天行业标准；批准《燕尾形榫头、榫槽尺寸标注与技术要求》等53项标准为航空行业标准；批准《船用柴油机喷油泵总成技术条件》等36项标准为船舶行业标准；批准《弹用粘合剂规范》等51项标准为兵器行业标准。
现将上述标准予以颁布，并自2003年2月1日起实施。
附件：1．21项核行业标准名称目录2．31项航天行业标准名称目录3．53项航空行业标准名称目录4．36项船舶行业标准名称目录5．51项兵器行业标准名称目录国防科工委二00二年十一月二十日附件一21项核行业标准名称目录序号标准编号标准名称备注1EJ 1109.2-2002低.中水平放射性废物近地表处置设施设计规定岩洞型处置2EJ/T 525.1-2002核电厂用铅酸蓄电池第一部分：容量确定(代替EJ/T 641-1992)3EJ/T 560-2002轻水冷却反应堆压力容器辐照监督(代替EJ/T 560-1991)4EJ/T 712-2002压水堆核电厂反应堆压力容器及其相关设备安装要求(代替EJ/T 712-1992)5EJ/T 1140-2002地浸砂岩型铀矿钻探规范6EJ/T 1141-2002铀三硅二-铝燃料板包壳厚度测量相敏涡流法7EJ/T 1142-2002核燃料后处理厂乏燃料溶解系统安全设计准则8EJ/T 1143-2002核电厂控制室设计功能分析与分配9EJ/T 1147-2002核级二氧化钚粉末技术条件10EJ/T 1152-2002研究堆技术规格书编写要求11EJ/T 1154-2002后处理三氧化铀粉末技术条件12EJ/T 1155-2002洗衣房用固定式放射性污染监测仪13EJ/T 1157-2002地浸砂岩型铀矿地质勘查规范14EJ/T 1158-2002地浸砂岩型铀矿取样规范15EJ/T 1159-2002地浸砂岩型铀矿钻探工程地质物探原始编录规范16EJ/T 1160-20021：250000地浸砂岩型铀资源区域评价规范17EJ/T 1161-20021：500000地浸砂岩型铀资源区域评价规范18EJ/T 1162-2002地浸砂岩型铀矿地球物理测井规范19EJ/T 1163-2002e(188)W-e(188)Re色层发生器20EJ/T 1164-2002二氧化铀粉末中硫的测定感应炉燃烧红外吸收法21EJ/T 1165-2002核工业产品质量与可靠性信息分类与编码要求附件二31项航天行业标准名称目录序号标准编号标准名称备注1QJ 1135A-2002固体火箭发动机振动试验方法(代替QJ1135-1987)2QJ 1136A-2002固体火箭发动机振动试验方法(代替QJ1136-1987)3QJ 2338A-2002固体火箭发动机贮存试验方法(代替QJ2338-1992)4QJ 3144-2002复合固体推进剂厂房危险等级和安全距离的确定5QJ 3145-2002航天产品“三化”数据库建库指南6QJ 3146.1-2002普通螺母和开槽螺母第1部分：通用规范7QJ 3146.2-2002普通螺母和开槽螺母第2部分：六角螺母8QJ 3146.3-2002普通螺母和开槽螺母第3部分：六角薄螺母9QJ 3146.4-2002普通螺母和开槽螺母第4部分：六角开槽螺母10QJ 3146.5-2002普通螺母和开槽螺母第5部分：六角开槽薄螺母11QJ 3147.1-2002平垫圈第1部分：通过规范12QJ 3147.2-2002平垫圈第2部分：普通平垫圈13QJ 3147.3-2002平垫圈第3部分：带倒角平垫圈14QJ 3148-2002钢环槽铆钉铆接技术要求(代替QJ200-1980.QJ527-1983.QJ529-1985.QJ1224-1987.QJ1727-1989)15QJ 3149-2002液体火箭发动机吊装安全规定16QJ 3150-2002地球观测卫星对遥感地面站技术要求17QJ 3151-2002航天系统发射.着陆和回收场地地面保障设备通用要求18QJ 3152-2002航天新型电子元器件管理要求19QJ 3153-2002导弹贮存可靠性设计技术指南20QJ 3154-2002计算机辅助设计电气制图基本规定及管理要求21QJ 3155-2002航天电子产品调试工艺编写规定22QJ 3156-2002导弹地面设备大型结构应力测试方法23QJ 3157-2002航天产品结构件数控加工工艺规范24QJ 3158-2002地(舰)面用红外位标器通用规范25QJ 3159.1-2002弹用涡轮喷气发动机试验数据处理方法第1部分：台架试验26QJ 3159.2-2002弹用涡轮喷气发动机试验数据处理方法第2部分：高空模拟试验27QJ 3159.3-2002弹用涡轮喷气发动机试验数据处理方法第3部分：飞行试验28QJ 3160-2002固体火箭发动机铁路运输试验方法29QJ 3161-2002地(舰)空导弹武器系统冗余设计指南30QJ 3162-2002战术导弹装配工艺规范31QJ 3163-2002反舰导弹武器系统总体设计要求附件三53项航空行业标准名称目录序号标准编号标准名称备注1HB 5964-2002燕尾形榫头.榫槽尺寸标注与技术要求(代替HB 5964-1986)2HB 5965-2002枞树形榫头.榫槽尺寸标注与技术要求(代替HB 5965-1986)3HB 6444-2002铆钉通用规范(代替HB 6444-1990)4HB 6502-2002飞机结构刚度试验通用要求(代替HB 6502-1991)5HB 7708-2002飞机滑油系统安装和试验要求6HB 7709-2002飞机复合材料结构机械连接设计要求7HB 7710-2002飞机座舱盖加温加载疲劳试验要求8HB 7711-2002航空轮胎与相邻飞机结构的间隙设计要求9HB 7712-2002飞机燃气涡轮发动机空气起动机控制活门通用规范10HB 7713-2002飞机结构静强度试验通用要求11HB 7714-2002飞机结构疲劳试验通用要求12HB 7715-2002桶形自锁螺母13HB 7716.1-2002钛合金化学成分光谱分析方法第1部分：火焰原子吸收光谱法测定铝含量14HB 7716.2-2002钛合金化学成分光谱分析方法第2部分：火焰原子吸收光谱法测定钒含量15HB 7716.3-2002钛合金化学成分光谱分析方法第3部分：火焰原子吸收光谱法测定铬含量16HB 7716.4-2002钛合金化学成分光谱分析方法第4部分：火焰原子吸收光谱法测定钼含量17HB 7716.5-2002钛合金化学成分光谱分析方法第5部分：火焰原子吸收光谱法测定微量钼含量18HB 7716.6-2002钛合金化学成分光谱分析方法第6部分：火焰原子吸收光谱法测定锡含量19HB 7716.7-2002钛合金化学成分光谱分析方法第7部分：火焰原子吸收光谱法测定铜含量20HB 7716.8-2002钛合金化学成分光谱分析方法第8部分：火焰原子吸收光谱法测定微量铜含量21HB 7716.9-2002钛合金化学成分光谱分析方法第9部分：火焰原子吸收光谱法测定锰含量22HB 7716.10-2002钛合金化学成分光谱分析方法第10部分：火焰原子吸收光谱法测定微量锰含量23HB 7716.11-2002钛合金化学成分光谱分析方法第11部分：火焰原子吸收光谱法测定铁含量24HB 7716.12-2002钛合金化学成分光谱分析方法第12部分：火焰原子吸收光谱法测定硅含量25HB 7716.13-2002钛合金化学成分光谱分析方法第13部分：电感耦合等离子体原子发射光谱法测定铝.铬.铜.钼.锰.钕.锡.钒.锆含量26HB 7716.14-2002钛合金化学成分光谱分析方法第14部分：电感耦合等离子体原子发射光谱法测定微量钇含量27HB 7717-2002航空钢制件磨削烧伤酸浸蚀检查28HB 7718.1-2002碳纤维复合材料层合板湿热环境下层间断裂韧性试验方法第1部分：Ⅰ型层间断裂韧性试验方法29HB 7718.2-2002碳纤维复合材料层合板湿热环境下层间断裂韧性试验方法第2部分：Ⅱ型层间断裂韧性试验方法30HB 7719-2002航空发动机减速器通用规范31HB 7720-2002机械锁紧鼓包型抽芯铆钉通用规范32HB 7721-2002机械锁紧鼓包型平圆头铝抽芯铆钉33HB 7722-2002机械锁紧鼓包型100。
美国公布国防高放废物单独处置报告
美国公布国防高放废物单独处置报告
伍浩松
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2015(0)4
【摘要】【本刊2015年4月综合报道】美国能源部（DOE）2015年3月公布了《国防高放废物单独处置报告》，介绍了有关是否有必要对国防活动产生的高放废物进行单独处置的研究成果。
【总页数】3页(P28-30)
【关键词】美国能源部;高放废物;处置;国防;研究成果
【作者】伍浩松
【作者单位】
【正文语种】中文
【中图分类】TL94
【相关文献】
1.美国能源部公布乏燃料与高放废物管理和处置战略 [J], 伍浩松;郭志锋;王海丹;
2.国际社会已确定3个核废物处置试验场区/美国高放废物玻璃固化设施正在更换熔炉/美国拆除圣奥诺弗雷1号机组的反应堆压力容器 [J],
3.美国众议院通过在尤卡山建造最终处置库的决议/俄罗斯选定新地岛作为放射性废物掩埋场/美国萨里核电厂的放射性废物可能被运往内华达州/阿格玻璃固化高放废物的运输 [J],
4.日本高放废物处置研究现状--中国高放废物处置安全评价访日团考察报告 [J],
贾明;马吉增
5.美国能源部公布高放废物和乏燃料处置方案评估报告 [J], 伍浩松;王海丹
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二○○六年六月
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