我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨

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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。

高放废物处置库预选场址包气带土壤渗透性研究

高放废物处置库预选场址包气带土壤渗透性研究李杰彪;苏锐;周志超;郭永海;季瑞利;张明【摘要】在高放废物地质处置库选址和性能评价过程中,水文地质条件是其中最要的因素之一,而包气带土壤渗透性又是水文地质研究中的核心问题之一.甘肃北山地区是我国高放废物地质处置库场址首选预选区,新场-向阳山地段是北山预选区的重点候选场址之一.为查明该地区包气带土壤渗透性特征,本文选用双环法和Guelph 入渗仪法两种试验方法开展包气带土壤渗透性的研究并综合分析了影响土壤渗透性的主要因素.结果表明:(1)区内包气带土壤渗透性能差异较大.总体来看,沟谷地带的土壤饱和渗透系数(Kfs)大于缓坡地带,缓坡地带Kfs大于平滩地带;(2)构造影响带Kfs很大,不同构造影响带Kfs存在一定的差异;(3)研究区包气带土壤渗透性的最主要影响因素是粒径＞ 0.5 mm的粗砂与粒径＜0.1 mm的极细砂、粉粒及黏粒含量,而粒径为0.5 ～ 0.1 mm的中砂、细砂含量影响最小.【期刊名称】《土壤学报》【年(卷),期】2015(052)006【总页数】10页(P1412-1421)【关键词】土壤渗透性;新场-向阳山预选场址;高放废物处置【作者】李杰彪;苏锐;周志超;郭永海;季瑞利;张明【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;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;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;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;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;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】S152.7高放废物具有放射性强、毒性大、核素半衰期长以及发热量大等特点［1］。

浅谈放射性废物

浅谈放射性废物随着核工业及核医学等的发展，越来越多的放射性物质在生产利用着，但也相应地也产生了越来越多的放射性废物。

放射性废物进入环境后造成大气、水和土壤污染并可能通过多种途径进入人体。

放射性元素产生的电离辐射能杀死生物体的细胞, 妨碍正常的细胞分裂和再生,并且引起细胞内遗传信息的突变。

受辐射的人在数年或数十年后, 可能出现白血病、恶性肿瘤、白内障、生长发育迟缓、生育力降低等远期躯体效应；还可能出现胎儿性别比例变化、先天性畸形、流产、死产等遗传效应。

所以，控制放射性废物十分重要。

一、放射性废物的定义（GB/T 4960.8- 1996）若废物中含有的放射性核素的量大于清洁解控水平则为放射性废物, 若小于或等于清洁解控水平则为免管废物亦即非放射性废物[1]。

该标准也适用于污染物料的再循环再利用。

清洁解控水平主要是建立在可忽略剂量水平(10μSv/a) 的科学基础上的, 对它的推算没有不可克服的困难；且国内正在制定等效采用国际标准的活度测量方法。

实际上需要通过准确测量来判定是否为放射性废物的情况主要发生在退役废物和城市放射性废物管理中, 其他废物则是在实施废物最少化时才有这种要求。

二、放射性废物的来源核废物的主要来源是核燃料循环中和核设施退役中的各主要环节，核试验、核科学研究及应用也要产生一些核废物。

核燃料循环包括铀矿开采、加工、燃料制造、使用、乏燃料的后处理等环节，乏燃料是指反应堆中的燃料元件和被辐射照过的靶[2]；核退役是指核设施在使用期满后，在充分考虑工作人员和公众的健康和安全以及保护环境的情况下，采取的退出服役的行动。

退役一般采取立即拆除、延缓拆除、就地埋葬三种策略。

由于企业倒闭或者原有的放射源被淘汰不能被企业等继续用作放射源，加上对这些的废源上不能有效管理，我国的停用和废放射源存在很大危险性[3-4]。

另外，在军事、科研、医疗和工业应用中也要产生一些放射性废物。

三、放射性废物的分类放射源的分类与废放射源处置基本标准强调了应根据所产生废物的放射性核素的种类、含量、半衰期、浓度以及废物的体积和其他物理与化学性质的差别,对不同类型的放射性废物进行分类收集和分别处理、整备、运输、贮存与处置,以利于废物管理的优化。

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
ＳｔｕｄｙｏｎｔｈｅＰｒｏｇｒｅｓｓａｎｄＳａｆｅｔｙＡｓｓｅｓｓｍｅｎｔｏｆｔｈｅＧｅｏｌｏｇｉｃａｌＤｉｓｐｏｓａｌｏｆＨｉｇｈ
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９０Ｓｒ和１３７Ｃｓ) 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
ｏｆｔｈｅＨＬＷｓ. Ｉｎａｄｄｉｔｉｏｎꎬ ｉｔｗａｓｐｏｉｎｔｅｄｏｕｔｔｈｅｒｅｓｅａｒｃｈｄｉｒｅｃｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｕｒｇｅｎｃｙｏｆｓａｆｅｔｙｅｖａｌｕａｔｉｏｎｉｎｔｈｅｎｅｘｔ
ｓｔｅｐｏｆｔｈｅｇｅｏｌｏｇｉｃａｌｄｉｓｐｏｓａｌｏｆｔｈｅＨＬＷｓｉｎＣｈｉｎａ.

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。

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。

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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
ＢｉｎｅｅｒｈＩｓｔｔｏｒｎｕＧｏｏｙｅｉｇ１０２，ＣｉａｅｉｇＲｓａｃｔｕｅｆａｉｍｅｌ，Ｂｉｎ００９ｈｎ；ｊｎｉＵｇｊ
２ＣｉａＮｔｎｌｕｌａｏｏａｉｎｅｉｇ１０２，Ｃｉａ．ｈｎａｏａＮｃｒＣｐｒｔ，Ｂｉｎ０８２ｈｎ）ｉｅｏｊ
Ａｂｔａｔｈｏａｉｎｏｅｈｉａｉｅｓｈｓｂｅ０ｒｈｎｉｅｙｍａｅｉｉｓｌｃｉｎｆｓｒｃ：ＴｅｃｍｐｒｏｆｔｃｎｃｌｄａａｅｎｃｍｐｅｅｓｌｄｎｓｔｅｅｔｏｓＶｅｏ
［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．ｈａｉｆｃｍｐｅｅｓｖｅｅｒｈ，ｔｃｎｃｌｉｅｓｏｉｅｅｔｎｏｅｌｇｃｌｒｕｒｚｄＯｎｔｅｂｓｓｏｏｒｈｎｉｅｒｓａｃｅｈｉａｄａｆｓｔｓｌｃｉｆｇｏｏｉａｅｏ
ｒｐｓｔｒｏｉｈ—ｅｅａｉａｔｖｓｅｉｉａｅｏｉｙｆｒｈｇ・ｖｌｒｄｏｃｉｅｗａｔｎＣｈｎｏｌ
Ｓｕ，ＣＥＧＱ — ＵＲｉＨＮｉｆ，ＷＡＧＪＨｎ —ａｇ，ｕＮｕ，ＺＡＯＨｏｇｇｎ
’
一
我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨
苏锐，程琦福，王驹，赵宏刚，
郭永海，陈伟明，金远新
（．１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，北京１０２；００９２中国核工业集团公司，北京．１０２）０８２
ｇｏｏｉａｉｐｓｌｒｐｓｔｒｏｉｈｌｖｌｒｄｏｃｉｅｗａｔｎｓｃｏｎｒｅｓＳｄｎ，Ｃｎｄ，ｅｌｇｃｌｄｓｏａｅｏｉｙｆｒｈｇ —ｅｅａｉａｔｓｅｉｕｈｃｕｔｉｓａｗｅｅｏｖａａａＦｎａｄａｄＵＳＴｅｅｉａｇｏｎｅｓａｄｎｎｎｌｓｓｏｘｅｉｎｅａｄｌｓｏｓｔｋｎｂｅｅｉｌｎｎＡ．ｈｒｓｏｄｕｄｒｔｎｉｇａｄａａｙｉｎｅｐｒｅｃｎｅｓｎａｅｙｔｓｈｃｕｔｅｎｔｅｐｏｅｓｏｉｅｅｔｎｏｅｌｇｃｌｄｓｏａｅｏｉｒ．Ｔｅｒｓｌ，ａｈｅｅｎｓｏｎｒｓｉｈｒｃｓｆｓｔｓｌｃｉｆｇｏｏｉａｉｐｓｌｒｐｓｔｙｉｅｏｏｈｅｕｔｓｃｉｖｍｅｔ
。
一
０
［关键词］高放废物；地质处置；场址筛选；技术思路
［中图分类号］Ｔ９２［Ｌ４文献标志码］Ａ［文章编号］１７ — ６６２１）１ｏ４：％￣６２０３（００一ｏ５，ｂ１ｏ
ＤｉｃｓｉｎｏｔｃｉｃｌｉａｆｓｔｅｅｔｏｆｇｏｏｉａｉｐＯａｓｕｓｏｎｅｈｒａｄｅｓｏｉｅｓｌｃｉｎｏｅｌｇｃｌｄｓｓｌｉ
第２８卷第１期２１０１年３月
世界核地质科学
ＷｏｌＮｕｌａＧｅｓｉｎｅｒｄｃｅｒｏｃｅｃ
Ｖｏ．Ｎｏ１１２８，．Ｍａ．０１ｒ２１
ＤＯｈ１．９９ｊｓｎ１７－６６２１．１０９０６／ｉ．６２０３．０１．０３．ｓ０
ａｏｌｍｓｉｉｅｓｌｃｉｎｏｅｌｇｃｌｄｓｏａｅｏｉｏｒｈｉｈ—ｅｅａｉａｔｅｗａｔｎＣｈｎｎｄｐｒｂｅｎｓｔｅｅｔｆｇｏｏｉａｉｐｓｌｒｐｓｔｒｆｇｌｖｌｒｄｏｃｉｓｅｉｉａｏｙｏｖ
ＧＵＯＹｏｇｈｉ，ＣＨＥＷｅ — ｎＩａ — ｉｎ — ａＮｉｍｉｇ，ＪＮＹｕｎｘｎ
（．１ＣＮＮＣＫｅａｏａｏｙＯｏｏｉａｓｏａｆＨｉｈｌｖｌＲａｉａｔｅＷａｔ，ｙＬｂｒｔｒｎＧｅｌｇｃｌＤｉｓｌｇ —ｅｅｄｏｃｉｓｅｐｏｖ