我国高放废物深地质处置战略规划探讨
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。
香山科学会议：高水平放射性废物地质处置
1、高放废物处置是一个事关核事业可持续发展的重大高科技系统工程，关系到国家长期的环境和生态安全，需要法律法规保障，需要政府主导和国家层面上的宏观规划，需要有实施项目计划的执行单位，需要高强度的经费支撑，更需要有坚实的科学、技术和工程基础。
李焯芬院士在题为“高放废物地质处置中的关键工程科学问题”的主题总评述报告中深入讨论了建造高放废物地质处置库需考虑的各种工程因素。他将处置库工程分为可行性研究、选址、工程设计、施工、运行监测与核实及安全与环境评价等阶段，认为可行性研究、选址与安全及环境评价应同步进行，并提出了选址阶段、施工阶段及运行阶段需要解决的关键工程技术问题及解决方案。
多场耦合问题。鲜学福认为，高放废物地质处置的研究应区分为近场和远场来分析，多场耦合主要表现在近场。钱七虎认为，高放废物地质处置中的多场耦合应考虑空间条件来适度简化，工程扰动、温度的影响在一定范围内存在，远场可能主要是原状地质条件下的问题。李国敏认为THMC要进行简化，要结合工程实际进行模拟。蔡美峰教授认为处置库的“多场”中，应力场是个动态应力场，其中构造应力场很重要；在处置深度上应存在一个优化的问题。
4、针对目前我国高放废物地质处置的研究现状，为集中目标，突出重点，高效使用有限经费，亟待结合中国高放废物的类型、中国场址的地质特征，尽快完成高放废物处置的顶层设计和我国高放废物处置的概念设计，以便使各学科的研究和各单位的研究有一个“公共平台”，有一个讨论问题的共同基础。目前，可初步提出这一“公共平台”的要素为：以多重屏障为基本设计、以高放废物玻璃固化体为源项、以碳钢为废物罐材料、以内蒙古高庙子钠基膨润土为参考缓冲材料、以甘肃北山为参考场址、以花岗岩为主岩、处置库深度为500-1000米，位于饱和带中。
我国高放废物地质处置法规体系的若干问题探讨
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 。 ［ 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 ［ 中 图分 类号 ］Ｔ Ｌ ９ ４ ２ ［ 文 献 标 志 码 ］Ａ ［ 文章 编 号 ］１ ６ ７ ２ — ０ ６ ３ ６ （ ２ ０ １ ４ ） ０ ４ — ０ ６ ０ １ — ０ ６
Ｘ Ｕ Ｊ ｉ ａ ｎ ，Ｘ Ｉ Ｏ ＮＧ Ｘ ｉ ａ ｎ ｘ ｉ ａ ｎ ｇ ，Ｌ Ｅ Ｉ Ｑ ｉ ｆ ｅ ｎ ｇ ，ＷＵ Ｙ ｉ ｂ ｏ
（ Ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ Ｓ ｕ ｐ ｐ ｏ ｒ ｔ Ｃ ｅ ｎ ｔ ｅ ｒ ｏ ｆ Ｃ Ａ Ｅ Ａ，Ｂ ｅ ｉ ｊ ｉ ｎ ｇ １ ０ ０ ０ ３ ７ ，Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ） Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： ＨＬ Ｗ ｄ ｉ ｓ ｐ ｏ ｓ ａ ｌ ｉ ｓ ａ ｃ ｏ ｍｐ ｌ ｉ ｃ ａ ｔ ｅ ｄ ｐ ｒ ｏ ｊ ｅ ｃ ｔ ｗ ｉ ｔ ｈ ｔ ｈ ｅ ｆ ｅ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｓ ｏ ｆ ｈ ｉ ｇ ｈ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｒ ｅ ｑ ｕ ｉ ｒ ｅ ｍ ｅ ｎ ｔ ，ｈ ａ ｒ ｄ
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
高放废物地质处置：进展与挑战
是深部地质处置 ， 即把高放废物埋在距离地表深约 ５０— ０ ０ １ ０ｍ的地质体 中， ０ 使之永久与人类 的生存 环境隔离。埋葬高放废物的地下工程即称为“ 高放 废物处置库” 。高放废物处置库采用 的是“ 多重屏 障系统 ” 计 思 路 ， 把 废 物 （ 燃 料 或 玻 璃 固 化 设 即 乏 块） 贮存在废物罐中、 外面包裹缓冲材料 ， 向外为 再 围岩（ 花岗岩 、 凝灰岩 、 岩盐等） 。一般把废物体、 废 物罐和缓冲回填材料称为“ 工程屏障” 把周 围的地 ， 质 体称 为 “ 然屏 障 ” 天 。根 据地 质 条件 的不 同 ， 国 各 选 择 了不 同岩性 作 为天 然 屏 障 ， 瑞 典 、 兰 、 拿 如 芬 加 大、 韩国、 印度选择花 岗岩作为处置库 的天然屏 障；
３ ）燃 料 循 环 技 术 路 线 。英 国 、 国 、 国 、 法 德 日
本、 俄罗斯和印度等 国采取对乏燃料进行后处理、 玻
璃 固化 、 暂存 和 最终 处 置 的技 术 路 线 。 而加 拿 大 、 瑞
置库 中的废物毒性大 ， 半衰期长 ， 因而要求处置库的 安全评价期限至少要达 到 １ ０ ａ 这一要求是 目 ×１ ，
学工作 ， Ｅ—ｍａ ： ｄ ａｔ＠ ｐ ｂｉ．ｔ． ｅ．ｌ ｉｒ ｗｓ ｌａ ｅ ｕ ｌ ｂａ ｎｔｅ ｃ ｌ
５ 中 国 工程 科 学 ８
维普资讯
土岩 ； 国原 定选 在 岩盐 之 中 ， 后来 决定 重 新启 动 德 但 选址 程序 ， 今 未 确 定处 置 库 围 岩类 型 。考 虑 到 处 至
前任 何 工程 所 没 有 的 。 因而 ， 处置 库 的选 址 、 计 、 设 建造 、 能评 价 就极 为 复杂 。 性 开 发处 置库 是 一 个 长 期 的系 统 化 的过 程 ， 般 一 需 要经 过基 础研 究 ， 处置 库 选址 场址 评 价 ， 地下 实验
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
Ｂ ｉｎ ｅｅｒｈＩｓ ｔｔ ｏ ｒｎｕ Ｇ ｏｏｙ ｅ ｉｇ１ ０ ２ ，Ｃ ｉａ ｅ ｉｇＲ ｓａｃ ｔｕｅ ｆ ａ ｉｍ ｅ ｌ ，Ｂ ｉｎ ０ ０ ９ ｈｎ ； ｊ ｎｉ Ｕ ｇ ｊ
２ Ｃ ｉａＮ ｔ ｎ ｌ ｕ ｌａ ｏ ｏａｉｎ ｅ ｉｇ１ ０ ２ ，Ｃ ｉａ ． ｈｎ ａ ｏ ａ Ｎ ｃ ｒＣ ｐ ｒｔ ，Ｂ ｉｎ ０ ８ ２ ｈｎ ） ｉ ｅ ｏ ｊ
Ａｂ ｔａ ｔ ｈ ｏ ａ ｉ ｎ ｏ ｅ ｈ ｉａ ｉｅ ｓ ｈ ｓ ｂ ｅ ０ ｒｈ ｎ ｉｅｙ ｍａ ｅ ｉ ｉ ｓ ｌｃｉｎ ｆ ｓｒ ｃ：Ｔ ｅ ｃ ｍｐ ｒ ｏ ｆ ｔｃ ｎ ｃ ｌ ｄ ａ ａ ｅ ｎ ｃ ｍｐ ｅ ｅ ｓ ｌ ｄ ｎ ｓｔ ｅｅ ｔ ｏ ｓ Ｖ ｅ ｏ
［ 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 ． ｈ ａ ｉ ｆｃ ｍｐ ｅ ｅ ｓｖ ｅ ｅ ｒ ｈ， ｔｃ ｎ ｃ ｌｉ ｅ ｓ ｏ ｉ ｅ ｅ ｔ ｎ ｏ ｅ ｌ ｇ ｃ ｌ ｒ ｕ ｒｚ ｄ Ｏｎ ｔ ｅ ｂ ｓｓ ｏ ｏ ｒ ｈ ｎ ｉｅ ｒ ｓ ａ ｃ ｅ ｈ ｉ ａ ｄ ａ ｆｓｔ ｓ ｌ ｃ ｉ ｆｇ ｏ ｏ ｉａ ｅ ｏ
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。
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我国高放废物深地质处置战略规划探讨
王驹
【期刊名称】《铀矿地质》
【年(卷),期】2004(020)004
【摘要】本文探讨我国高放废物地质处置的战略规划,提出我国高放废物处置库的开发可参考采用"三步曲"式的技术路线,即处置库选址和场址评价-特定场址地下实验室研究-处置库建设.处置库的选址和场址评价工作可与地下实验室研究的相关工作结合.以2040年前后建成处置库为目标,把工作划分为4个阶段,即选址和场址评价阶段、场址确认和地下实验室建设阶段、现场实验和示范处置阶段及处置库建设阶段,规划出各阶段的工作目标和工作内容.论证各项工作内容之间的逻辑关系,指出选址和场址评价是基础、基础研究和地下实验室研究是支撑、性能评价是"指挥棒"、设计并建造出符合标准的处置库是目标.将选址工作划分为预选地段对比、预选场
址对比和场址确认3个阶段.按此规划设想,我国将在2015年以前确定处置库和地
下实验室的场址,并开始建造地下实验室.2025年左右建成地下实验室,2040年建成处置库.
【总页数】10页(P196-204,212)
【作者】王驹
【作者单位】核工业北京地质研究院,北京,100029
【正文语种】中文
【中图分类】P574.1+2
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2.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
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4.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
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