中国高放废物处置库缓冲材料选择与基本性能

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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。

放射性废物处理与处置的模拟与仿真考核试卷

A.提高决策的透明度
B.增强决策的科学性
C.促进社会接受
D.提高安全性
20.以下哪些是放射性废物处理与处置的国际法规和标准：( )
A.国际原子能机构（IAEA）的标准
B.欧洲共同体（EURATOM）的指令
C.美国核管理委员会（NRC）的法规
D.联合国环境规划署（UNEP）的指导原则
三、填空题（本题共10小题，每小题2分，共20分，请将正确答案填到题目空白处）
4.模拟与仿真技术通过预测核素迁移、优化处理工艺等，为放射性废物管理提供科学依据，确保长期安全。
2.放射性废物处置场的选择主要取决于地质条件和地下水文条件。（√）
3.放射性废物处理与处置的模拟与仿真技术可以完全替代实地实验。（）
4.任何类型的放射性废物都可以采用焚烧处理。（）
5.放射性废物处置库的建设不会对周边环境造成任何影响。（）
6.放射性废物的半衰期越长，其放射性危害越大。（√）
7.放射性废物处置库的长期安全性完全取决于地质条件的稳定性。（）
12.以下哪些是放射性废物处理与处置中的关键安全指标：( )
A.辐射剂量率
B.放射性核素浓度
C.渗透率
D.稳定化程度
13.放射性废物处置场址选择时需要考虑的地质条件包括：( )
A.岩石类型
B.岩石渗透性
C.地下水流动方向
D.地震带分布
14.以下哪些技术可用于放射性废物处理与处置的监测：( )
A.地下水位监测
A.良好的地质条件
B.丰富的地下水资源
C.适当的气候条件
D.低的地震活动性
17.在放射性废物处理与处置的模拟与仿真中，哪种方法主要用于模拟放射性核素在环境中的迁移过程：( )
A.地下水流动模拟

高庙子膨润土的水理性能

高庙子膨润土的水理性能摘要：缓冲-回填材料是高放废物地质处置库多重屏障系统重要组成部分,经过全国范围内的比较和筛选，内蒙古兴河县高庙子膨润土矿床被确定为我国高放废物处置库缓冲材料的首选矿床。

针对缓冲回填材料的性能要求，对内蒙古高庙子膨润土的水理性质进行了系统的实验研究。

通过与其它各地的膨润土的水理性能比较，内蒙古高庙子膨润土在水中具有良好的膨胀性、分散性和水化能力。

关键字：高能废物;地质处置库；缓冲回填材料；水理性能1 前言高放废物的安全处置是一个世界性的科学与技术难题, 是一个与核安全同等重要的问题, 也是关系到我国国防军工和核能工业可持续发展、国土环境和公众安全的重要而紧迫的重大课题。

当前, 我国已经开展了高放废物地质处置选址和场址评价、处置工程和工程材料等重大科学问题的研究。

图1 高放废物深地质处置库多重屏障系统示意图1.1高庙子钠基膨润土的物质组成蒙脱石是TOT型二八面体层状结构硅酸盐矿物，结构层为两层硅氧四面体片夹一层Al-O(OH)八面体片配合而成。

硅氧四面体片和八面体片的厚度均为0.22 nm士，所构成的结构层约0.66nm士(图1)。

层间域与水化阳离子层的厚度约0.60 nm士(钠蒙脱石)和0.8 9n m 士(钙蒙脱石)。

每一结蒙脱石是 TOT型二八面体层状结构硅酸盐矿物，结构层为两层硅氧四面体片夹一层Al-O(OH)八面体片配合而成。

硅氧四面体片和八面体片的厚度均为0.22 n m 士，所构成的结构层约0.66构层与层间域(含水化阳离子层)构成一重复周期，这一重复周期即为蒙脱石的结构单元层(图2)，厚度为1.25 nm(钠蒙脱石)～l.5 nm(钙蒙脱石)。

结构层内为共价键与离子键联结，结构联结紧密，结构层之间为弱的离子键和氢键相联结。

结构层间具有可交换的水化阳离子层，其中的水分子可被其他与水分子类似的极性分子如有机极性分子所交换，而阳离子可被无机或有机阳离子所交换。

因而蒙脱石可通过钠化及有机化处理达到使蒙脱石结构分散剥离的目的。

塔木素地区高放废物黏土岩处置库建造工程条件

钢材
钢材是地下工程中不可或缺的工程材料之一，主要用于支撑结构、固定土壤和保护环境等方面。在塔木素地区高放废物黏土岩处置库建造工程中，应选择具有良好力学性能、耐腐蚀性和可焊接性的钢材。
工程设备条件
挖掘机
挖掘机是地下工程中常用的设备之一，主要用于挖掘和装载土壤、岩石等材料。在塔木素地区高放废物黏土岩处置库建造工程中，应选择具有良好挖掘性能和稳定性的挖掘机。
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道路状况良好
通往施工现场的道路状况良好，能够满足大型施工机械的通行需求。
运输距离适中
塔木素地区与周边城市距离适中，有助于施工物资的调配和运输。
施工用水用电条件
水源充足
塔木素地区水源较为丰富，为施工提供了充足的水源。
电力供应稳定
当地电力供应稳定，能够满足工程施工的用电需求。
防洪防涝措施得当
针对可能出现的洪涝灾害，已采取适当的防洪防涝措施，保障施工安全。
工程地质性质
由于该地区地层岩性复杂，工程地质性质较差，需要进行严格的工程地质勘察和设计。
地震与断裂
地震历史
该地区历史上曾多次发生过大地震，其中最大的一次发生在
19世纪末期。
地震烈度
根据历史地震资料和地震危险性分析，该地区地震烈度约为6
度。
断层活动
该地区存在多条断裂带，其中最大的一条位于塔木素河的下
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施工条件
施工场地条件
施工场地开阔
塔木素地区地势平坦，施工场地开阔，适合大型施工机械作业。
地质条件稳定
黏土岩具有良好的地质稳定性，能够有效承载处置库的结构重量。
气候条件适宜
塔木素地区气候干燥，有利于工程的施工和建设。

高水平放射性废物处理处置标准分析

第41卷㊀第6期2021年㊀11月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.6㊀㊀Nov.2021㊃辐射防护标准与规定㊃高水平放射性废物处理处置标准分析刘立坡,李筱珍,靳立强,刘富贵(核工业标准化研究所,北京100037)㊀摘㊀要:本文阐述了我国高水平放射性废物处理处置标准的重要性,对国内外高水平放射性废物处理处置标准现状进行了阐述和分析,针对高放废物处理处置标准体系㊁高水平放射性废液成份分析㊁高放废液固化体性能要求及检验方法㊁高放废物处理处置工程经济及深地质处置等方面的标准化问题进行了研究分析,提出了开展高水平放射性废物处理处置标准化工作的意见和建议㊂关键词:高水平放射性废物;处理;处置;标准分析中图分类号:TL94文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-04-28作者简介:刘立坡(1982 ),男,2008年毕业于东华理工大学核技术及应用专业,获硕士学位,高级工程师㊂E -mail:lipoliu@㊀㊀高水平放射性废物(以下简称高放废物 )指活度浓度高于4ˑ1011Bq /kg,或释热率大于2kW /m 3,需要更高程度的包容和隔离,应采取深地质处置方式处置的废物[1]㊂高放废物主要包括高水平放射性废液(以下简称高放废液 )和高水平放射性固体废物(以下简称高放固体废物)㊂高放废液主要指处理乏燃料的去污分离循环产生的含大部分裂变产物和少量锕系元素的废液㊂高放固体废物主要来源于乏燃料处理设施运行㊁退役产生的废结构料㊁废包壳等[2]㊂高放废液目前可采用三级蒸发等方式进行处理,蒸残液经暂存后最终进行玻璃固化㊂高放固体废物经解体㊁干燥㊁装桶㊁焊封后转运至暂存库暂存,将来进行深地质处置[3]㊂有关这两种高放废物的处理处置标准是国际国内放射性废物管理的重要内容㊂1㊀高放废物处理处置标准的重要性高放废物中含有镎㊁钚㊁镅㊁锝等放射性核素和大量裂变产物,具有放射性强㊁毒性大㊁半衰期长㊁酸性强和腐蚀性大等特点,一旦进入人类生存环境,危害极大且难以消除,可持续到上万年甚至百万年,涉及代际公平和长期安全,与核事故并列为影响核能发展的两大主要安全问题㊂高放废物的处理处置是一项系统工程,需要利用系统思维建立以高放废物处置为目的的全寿期管理机制,进而规范化管理高放废物的处理处置工作㊂标准作为高放废物全寿期管理的有力抓手,是科研生产经验的凝练和结晶,代表着最新科学技术水平,是开展高放废物处理㊁整备㊁贮存㊁处置等工作的技术依据㊂按照标准开展高放废物处理处置工作,是实现人员防护㊁环境保护以及良好经济性的重要保障,可以避免一事一议㊁走弯路等情况,可有效的促进高放废物处理处置工作科学化㊁规范化开展㊂例如,高放废液分析方法标准是在实践经验的基础上,经实验室间比对形成的,是进行废液中镎㊁钚等核素分析工作的技术依据㊂按照标准的方法开展取样和分析工作,获得的源项数据才是准确的㊁可靠的,才能满足贮存和处理的要求㊂否则源项数据将不可信,为贮存及后续的处理带来极大的不确定性㊂2㊀国外高放废物处理处置标准现状国际原子能机构(IAEA)是制定放射性废物安全标准的主要国际组织,其制定的标准在世界范围内得到广泛采纳㊂IAEA 专门成立了废物安全标准顾问委员会,组织编制和审评废物安全标准㊂目前IAEA 已经制定和正在制定的废物安全标准和相关文件有上百项,其中与高放废物处理处置相关的主要标准和技术文件涉及处置前管理基本要求㊁高放废液固化㊁固化体性能要求及相关㊃694㊃刘立坡等:高水平放射性废物处理处置标准分析㊀检验方法㊁固体废物接收㊁回取㊁贮存以及深地质处置等㊂美国也制定了比较全面的放射性废物管理标准及大量文件㊂其中美国能源部(DOE)是美国制定放射性废物管理法规和标准最多的政府机构,制定的与高放废物处置前管理相关的主要标准涉及高放废物处置前管理㊁处置容器设计㊁处置场所适宜性评价等要求㊂另外国际标准化组织(ISO)也制定了2项高放废液固化相关标准㊂高放废物处置前管理相关标准清单列于表1,处置相关标准清单列于表2㊂表1㊀国外涉及高放废物处置前管理相关标准Tab.1㊀Foreign standards related to predisposal management of high-level radioactive waste㊀㊀国际上先进标准的体系性和延续性一直保持较好状态,通过技术委员会或专门的机构对标准进行分类㊁分级管理,并通过有效的相互引用机制,进一步加强了标准的执行力㊂我国高放废物处理处置工作起步较晚,在科研生产中积极参考使用国际/国外先进标准,特别是IAEA安全标准,在我国采用率非常高㊂随着我国核领域相关标准化委员会㊁专业标准化机构的成立,我国陆续将部分国际/国外标准转化为我国的核安全导则和标准,以达到与国际接轨和适应国内情况的双重目标㊂如编制HAD401/06 2013‘高水平放射性废物地质处置设施选址“参考了IAEA.SSR-5(2011);编制HAD 401/10 2020‘放射性废物地质处置设施“参考了IAEA.SSG-14(2011);编制NNSA-HAJ-0001 2020‘放射性废物处置安全全过程系统分析“参考了IAEA.SSG-23(2012);编制EJ/T20012 2012‘高放废物处置前管理技术规定“参考了WS-G-2.6(现已并入GSR Part5)㊁DOE M435.1-1㊁DOE G 435.1-1等文件;编制我国现行的废物分类办法参考了IAEA.GSG-1(2009)等㊂㊃794㊃㊀辐射防护第41卷㊀第6期表2㊀国外涉及高放废物处置相关标准Tab.2㊀Foreign standards related to disposal management of high-level radioactive waste3㊀我国高放废物处理处置标准现状3.1㊀标准体系结构图㊀㊀标准体系是现有㊁应有和预计制/修订标准的蓝图,是开展标准体系建设的基础和前提,是开展标准制/修订工作的重要依据㊂我国现有的放射性废物管理标准体系是2000年由原国防科工委组织编制的,标准体系层级划分比较简单,远不能适应当前情况㊂近年来核工业标准化机构对放射性废物管理标准体系开展了顶层设计研究,初步提出了标准体系结构图㊂对于高放废物处理处置而言,标准体系结构按照序列结构划分,即废物的产生㊁分类㊁收集㊁处理㊁贮存㊁运输㊁处置等全寿命周期,示于图1㊂图1㊀高放废物处理处置标准体系框架图Fig.1㊀Framework of standard system for high level radioactive waste treatment and disposal㊃894㊃刘立坡等:高水平放射性废物处理处置标准分析㊀3.2㊀现有标准情况㊀㊀作为高放废物全寿期管理的有力抓手,加强高放废物处理处置标准的建设工作,重要性不言而喻㊂我国的法律法规,如‘中华人民共和国放射性污染防治法“㊁‘放射性废物安全管理条例“等法律法规都明确规定了高放废物的处理㊁整备㊁运输㊁贮存㊁处置在内的所有行政和技术活动都要符合严格的标准㊂而目前我国绝大多数的废物处理处置标准是针对低中放废物编制的,仅存在部分较为通用的标准和极少数针对性较强的标准适用于高放废物处理处置,具体情况列于表3㊂表3㊀我国高放废物处理处置标准现状Tab.3㊀Standards situation of high-level radioactive waste treatment and disposal in China3.3㊀标准现状分析3.3.1㊀标准缺项严重㊀㊀从表3中不难发现,目前我国只是针对高放废物处置前管理㊁α废物处置前管理㊁高放废液贮存等方面制定了针对性较强的标准,其他都是适用于高放废物处理处置的通用标准,远不能满足实践工作的需求㊂由于高放废物深地质处置库尚未建成,加强高放废物处置前管理(成份分析㊁整备㊁贮存等)以及高放废物处置概念设计㊁场址调查与特性评价和地下实验室建设等方面的标准建设已成当务之急㊂当前高放废物处理处置标准体系中,缺少高放废物处理处置工程经济㊁高放废液成份分析㊁高放废液固化体性能要求及检验方法㊁高放废液固化体包装贮存㊁高放废物深地质处置等方面的标准,不利于高放废物处理处置工作安全㊁经济地开展㊂3.3.2㊀部分标准内容陈旧㊀㊀随着新废物分类办法的颁布和高放废物处理处置水平的提升,部分标准的内容已不能完全适用,需要进行修订㊂如GB/T4960.8 2008‘核科学技术术语第8部分:放射性废物管理“,需要按照新的放射性废物分类办法以及放射性废物管理的最新技术发展情况进行修订,增加玻璃固化㊁深地质处置等方面的术语;EJ/T20012 2012‘高放㊃994㊃㊀辐射防护第41卷㊀第6期废物处置前管理技术规定“㊁GB11929 2011‘高水平放射性废液贮存厂房设计规定“,需要补充贮罐内设置冷却蛇管㊁空气搅拌,防止高放废液自沸和沉淀,采取防临界措施,方便检查大罐腐蚀程度的措施等要求;GB14500 2002‘放射性废物管理规定“,需要按照GB11806 2019‘放射性物品安全运输规程“修改废物转运㊁人员资质㊁应急措施等相关要求,增加近年来已得到广泛应用的技术要求(如玻璃固化技术),调整固体废物包贮存期和贮存环境要求,增加深地质处置库废物接收基本原则等内容㊂4㊀高放废物处理处置标准需求分析㊀㊀高放废物处理处置标准化的核心是规定高放废物处理处置各阶段各步骤的安全要求和具体的操作要求,规范高放废物成份分析㊁处理㊁整备㊁贮存㊁运输以及处置等活动,使相关活动在标准的要求下安全经济地进行㊂至于高放废物处理处置的责任㊁总体规划㊁经费筹措和资金支持机制等法规建设问题,在相关文献[4-5]中已分析过,本文重点分析高放废物处理处置标准需求,主要包括高放废液成份分析㊁高放废液固化体性能要求及检验方法㊁高放固体废物包装贮存㊁高放废物处理处置工程经济标准㊁高放废物深地质处置标准㊂4.1㊀高放废液成份分析标准㊀㊀高放废液具有强放射性㊁毒性高㊁含盐量高㊁化学成分复杂等特点,产生的高放废液暂存在高放废液暂存设施内,此类设施属于一级安全风险点,除了对储存罐及相关配套设施进行安全监护外,还需对高放废液中放射性核素进行分析,以确保设施的安全以及为玻璃固化提供准确的源项数据㊂高放废液中的化学组成及放射性核素组成直接或间接影响玻璃固化体的配比,是影响玻璃固化配方的一项重要指标㊂高放废液分析方法原理简单,但操作难度太大,应在试验验证所取得经验的基础上,按照难易程度分阶段开展高放废液中硝酸根㊁铁㊁磷㊁99Tc㊁总U㊁137Cs㊁90Sr㊁总α㊁总β㊁237Np㊁Pu同位素㊁241Am等核素分析方法系列标准的编制工作㊂4.2㊀高放废液固化体性能要求及检验方法标准㊀㊀高放废液固化工艺包括玻璃㊁岩石㊁陶瓷等,目前比较成熟并在工程中广泛应用的固化工艺为玻璃固化㊂玻璃固化体在漫长的地质处置过程中,如果与地下水接触而发生反应,将导致玻璃固化体中核素浸出,污染地下水㊂要使玻璃固化体能够长期包容和隔离高放废物,要求玻璃固化体有良好的化学稳定性㊁机械稳定性㊁热稳定性和辐照稳定性[6]㊂法国㊁日本等国都采用玻璃固化技术处理高放废液㊂我国自20世纪70年代开始就从事高放废液玻璃固化研究工作,到目前为止已开展了玻璃固化配方㊁工艺㊁设备㊁过程控制和固化体性能测试等方面的技术研究㊂2009年我国同德国正式签订高放废液玻璃固化工程技术引进合同,开始高放废液玻璃固化项目工程建设项目,目前正准备开展热试㊂高放废液玻璃固化工作迫在眉睫,但与之相对应的标准相对匮乏,尤其是缺少高放废物玻璃固化体性能要求标准,缺少玻璃固化体的性能要求和检验方法依据,给如何判断玻璃固化体是否合格,如何检验带来难题㊂4.3㊀高放固体废物包装贮存标准㊀㊀我国针对低中放废物,制定了‘低㊁中水平放射性固体废物容器钢桶“(EJ1042 2014)等近10项容器方面的标准,低中放废物容器标准基本健全㊂而在高放废物盛装容器方面,我国尚未制订任何的国家标准和行业标准(中核集团制订了企业标准),特别是在高放废物尚无处置出路的情况下,废物的贮存㊁运输的安全性暂无保障,亟需制订高放固体废物容器标准㊁高放废液玻璃固化体的包装容器标准,提升高放固体废物㊁玻璃固化体的贮存和运输的安全性㊂另外高放玻璃固化体在送往深地质处置场之前要进行暂存和充分冷却,这是一个必要的工艺过程,未来玻璃固化体暂存将有显著的需求㊂目前我国只有GB11929 2011一项标准,国外有关玻璃固化体中间暂存的标准也不完整,需要加强暂存库相关标准研制工作㊂4.4㊀高放废物处理处置工程经济标准㊀㊀上世纪90年代初,原中国核工业总公司组织建立起来的核工业费用标准体系(包括‘核工程专业预算定额(1990年)“(共四册)㊁‘核工业建筑安装工程概算定额(1993年)“(共六册)㊁‘核工程投资估算指标“(共二册)㊁‘核工业建筑安装工程费用定额(1995年)“和‘核工程建设概算编制暂行规定(1995年)“),在当时对于核工程的工程造价及费用控制工作发挥了重要作用[7]㊂近年来随着㊃005㊃刘立坡等:高水平放射性废物处理处置标准分析㊀工程建设的发展㊁国家相关政策及管理要求的变化,具体建设费用的组成及测算方法发生了较大的变化㊂原有的核工业费用标准体系,无论预算定额㊁概算定额㊁估算指标㊁其他费的划分取费等,均已不适应我国放射性废物处理处置建设项目的发展现状,尤其是高放废物处理处置工作㊂高放废物处理处置难度大,危险性高,投资规模大,费用的组成与一般固定资产投资项目有着很大的差异性,应提前开展放射性废物处理处置工程建设项目费用相关标准的预先研究㊂4.5㊀高放废物深地质处置标准㊀㊀我国高放废物深地质处置目前处于选址阶段,概念设计㊁场址调查与特性评价㊁地下实验室建设是重点工作㊂高放废物深地质处置标准目前只发布了少数几项企业标准,在深度㊁广度上都还无法满足高放废物深地质处置对标准的需求,该领域标准基本空白的状况是我国高放废物深地质处置研发工作的瓶颈,高放废物深地质处置工作的安全性㊁经济性缺少法规标准的支撑㊂作为国家重大核环保工程项目,我国高放废物地质处置研发工作已经进入地下实验室工程建设准备的关键阶段,因此,形成一系列方法成熟㊁技术先进㊁成果数据可靠㊁操作性强的技术标准,支撑和指导后续科技研发工作的开展,从而为后续场址比选㊁特性评价和安全全过程系统分析提供依据已经迫在眉睫㊂5㊀高放废物处理处置标准化工作的建议5.1㊀率先完善高放废物处理处置标准体系表㊀㊀对高放废物处理处置标准体系结构图(初稿)进行细化,编制标准明细表㊂一是系统分析高放废物处理处置相关政策和技术路线,明确该领域标准体系建设的愿景㊁近期拟达到的目标㊂二是根据GB/T13016 2018‘标准体系构建原则和要求“等标准的要求,基于高放废物处理处置科研生产实践,细化该领域标准体系框架结构㊂三是开展标准需求分析,研究提出高放废物处理处置科研生产亟需㊁配套重大工程重大项目的技术标准,将与法律法规和强制性国家标准规定的要求相配套的技术标准纳入标准明细表㊂四是开展适用性分析,分析核工业标准㊁国内通用工业标准㊁以及ISO㊁IAEA㊁IEC㊁美国㊁法国㊁英国㊁日本等技术较为先进的国际标准和国外标准,研究其对高放废物处理处置标准的适用性,适用标准纳入标准明细表㊂5.2㊀及时修订不适用标准㊀㊀梳理分析与高放废物处理处置相关的政策法规变化以及新技术发展,分析提出技术内容落后或不适用的现有标准(如GB/T4960.8 2008㊁EJ/T20012 2012㊁GB11929 2011㊁GB14500 2002等),研究确定待修订(或需增加)的核心技术指标,分析这些核心指标涉及的标准以及标准之间的关系,尽快研究提出高放废物处理处置标准修订计划,并按照计划开展相关标准修订工作㊂5.3㊀优先编制高放废液成份分析标准㊀㊀开展高放废液中硝酸根㊁铁㊁磷㊁99Tc㊁总U㊁总β㊁137Cs㊁90Sr㊁总α㊁237Np㊁Pu㊁241Am等核素分析方法系列标准的编制工作,规定各类分析方法的试剂和材料㊁仪器和设备㊁取样规则㊁试验步骤㊁试验数据处理㊁精密度等要求,为分析工作的开展提供标准支撑㊂5.4㊀加快编制高放废液固化体性能要求及检验方法标准㊀㊀开展高放废液固化体性能要求及检验方法标准编制工作,规范玻璃固化体的物理性能㊁抗浸出性能㊁热性能㊁耐辐照性能㊁高温粘度㊁高温电阻率及相应的检验方法,确保产生的高放废液玻璃固化体满足贮存㊁运输㊁处置安全目标㊂5.5㊀提前布局高放废液固化体包装贮存标准㊀㊀开展高放固体废物容器标准㊁高放废液玻璃固化体的包装容器标准的编制工作,提升高放固体废物㊁玻璃固化体的贮存和运输的安全性㊂开展高放玻璃固化体中间贮存库设计标准的研究和制定,以便指导设计,明确设施选址㊁安全准则㊁安全分析和设计方法[7]㊂5.6㊀关注高放废物处理处置工程经济标准的预先研究㊀㊀开展放射性废物处理处置工程建设项目‘预算编制方法“㊁‘费用性质及项目划分规定“㊁‘其他费用编制规定“㊁‘预算定额“㊁‘概算定额“㊁‘估算指标“等真实地反映放射性废物处理处置建设项目费用需求的标准预先研究,为具体的标准制定工作奠定基础,以利于在建设期间更好地进行费用控制㊂㊃105㊃㊀辐射防护第41卷㊀第6期5.7㊀探索性开展高放废物深地质处置标准预先研究与编制㊀㊀为规范深地质处置活动,配套实施‘放射性废物安全管理条例“以及相应的法规导则,现阶段主要聚焦高放废物深地质处置安全要求㊁高放废物深地质处置库场址特性评价㊁高放废物处置地下实验室安全㊁高放废物地质处置工程设计以及地下实验室水文地质特征㊁地质处置缓冲材料㊁抗震设计等标准的研制工作㊂参考文献:[1]㊀环境保护部,工业和信息化部,国家国防科技工业局,第65号公告.放射性废物分类[Z].2017.[2]㊀核工业标准化研究所.高放废物处置前管理技术规定:EJ /T 20012 2012[S].北京:核工业标准化研究所,2013-01-04.[3]㊀中华人民共和国国务院.放射性废物安全管理条例[S].2011.[4]㊀魏方欣.高放废物地质处置安全法规建设探讨[C]//第四届废物地下处置学术研讨会论文集.2012:279-284.[5]㊀徐健,熊先祥,雷奇峰,等.我国高放废物地质处置法规体系的若干问题探讨[J].世界核地质科学,2014,31(4):601 606.[6]㊀罗上庚.放射性废物处理与处置[M].北京:中国环境科学出版社,2006:127-152.[7]㊀刘立坡,李国青,靳立强,等.我国核设施退役治理标准化现状及建议[J].辐射防护,2016,36(5):326-334.LIU Lipo,LI Guoqing,JIN Liqiang,et al.Standardization status and suggestions for decommissioning of nuclear facilitiesin China[J].Radiation Protection,2016,36(5):326-334.Analysis on standards for high level radioactive wastetreatment and disposalLIU Lipo,LI Xiaozhen,JIN Liqiang,LIU Fugui(Institute for Standardization of Nuclear Industry,Beijing 100037)Abstract :The importance of standards for high-level radioactive waste treatment and disposal in China wasdescribed in this paper.The current situation of standards for high-level radioactive waste treatment and disposalat home and abroad was described and analyzed.The standardization problem regarding high-level radioactivewaste treatment and disposal standard system,high-level radioactive liquid waste source term analysis,high-level radioactive liquid waste vitrified body performance requirements and test methods,engineering economy of high-level radioactive waste treatment and disposal,deep geological disposal of high-level radioactive wasteetc.,were studied and analyzed.Opinions and suggestions on standardization of high-level radioactive wastetreatment and disposal were put forward.Key words :high level radioactive waste;treatment;disposal;standard analysis㊃205㊃。

239Pu在膨润土中的吸附和迁移实验研究

此，国内外均把膨润土作为高放废物处置库中理想的缓冲材料。本文探讨了Ｐｕ在几种膨润土中的
１实验
１．１土样
本文选用石家庄灵寿的天然漂白土、钠基膨润
土、钙基膨润土和内蒙古高庙子膨润土四种土样为研究对象，其氧化物组分如表１所示。
Ｐ２Ｏ５０．０６
０．０２０．０９
ＣａＯ２５．５５
６．３０２９．６９
Ｋ２Ｏ２．００
２．０７１．３４
ＴｉＯ２０．１３
０．１６０．２３
核废物与环境安全国防重点学科实验室，西南科技大学，绵阳６２１０００）
摘
要
采用静态吸附实验和动态淋滤实验，研究了天然漂白土、钠基膨润土、高庙子膨润土、钙基膨润土四种膨润土对 ” Ｐｕ
的吸附性能和迁移的阻滞性能。实验结果表明：钙基膨润土吸附能力最强，高达７．８０８２×１０，高庙子膨润土次之，天然漂白土略低于高庙子土、钠基膨润土最弱，为２．８５４８×１０。同时，钙基膨润土的渗水性能最强，渗透出的Ｐｕ核素总量最多，淋出率为６．１６６％ｏ。高庙子膨润土的渗水性能明显弱于天然漂白土，渗透出的Ｐｕ核素总量也远远低于天然漂白土。吸
称取四种土样各０．０８ｇ放人１０ｍＬ离心管中，
添加５ｍＬ蒸馏水，静置２４ｈ后。再加人２０Ｐｕ标液（１６００Ｂｑ／ｍＬ）。将离心管置于振荡器中震

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

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ｅｆｃｉｅｗｙｔａｅｙｄｓｏｉｇｈｇ —ｅｅａｉａｔｅｗｓｅｎｔｅｗｒｄｈｏｃｐｕｌｍｏｅｆｆｔａｏｓｆｌｉｐｓｎｉｈｌｖｌｒｄｏｃｉａｔｓｉｈｏｌ．Ｔｅｃｎｅｔａｄｌｏｅｖｖｇｏｏｉａｉｐｓｌｉｈｎｓｂｓｄｏｌ — ａｒｅｙｔｍｈｔｃｍｂｎｓａｓｌｔｇｇｏｏｉａｅｌｇｃｌｄｓｏａｎＣｉａｉａｅｎａｍｕｔｂｒｉｒｓｓｅｔａｏｉｅｎｉｏａｉｅｌｇｃｌｉｎｅｖｒｎｎｔｎｅｇｎｅｅａｒｒｓｓｅｎｉｍｅｔｗｉａｎｉｅｒｄｂｒｉｙｔｍ．Ｔｅｂｆｒｉｎｆｔｅｍａｎｅｇｎｅｅａｉｒｏｏｈｅｈｕｆｓｏｅｏｈｉｎｉｅｒｄｂｒｅｓｆｒｅ
ｆｒＣｈｎ ’ ｕｆｒｍａｅｉｌｔｄ．ｏｉａＳｂｆｔｒｕｙｅａｓ
Ｋｅｙｗｏｒ：ＧａｍｉｏｉＮａ— ｅｔｎｔｄｓｏａｚｂｎｏｉｅ；ｂｆｒｍａｅａ；ｂｓｃｐｏｅｙ；ｎｃｅｒｗａｔｓｏａｕｆｅｔｒｌａｉｒｐｒｉｔｕｌａｓｅｄｉｐｓｌ
全有效处置具有重要意义。
［键词］高庙子钠基膨润土；缓冲材料；基本性能；核废物处置关
ｈｉｈｅｅａｏｃｉｅｗａｔｅｓｔｒｇｌｖｌｒｄｉａｔｖｓｅｒｐｏｉｏｙ
ＷＥｈ— ａＮＺｉｉｎｊ
（ｅｉｇＲｓａｃｓｔｔｏｒｎｕｅｌｇ，Ｂｉｎ０９ｈｎ）ＢｉｎｅｅｒｈＩｔｕｅｆａｉｍＧｏｙｅｉｇ１０２，ＣｉａｊｎｉＵｏｊ０
ａｎｄＧＭＺ一１，ｗｈｃｓＮａ— ｎｏｉｅｐｒｄｃｄｆｏＧＭＺｄｐｏｉｓｓｌｃｅｓｔｅｒｆｒｎｃｔｒａｉｈｉｂｅｔｎｔｏｕｅｒｍｅｓｔｉｅｅｔｄａｈｅｅｅｅｍａｅｌｉ
ＡｂｔａｔＲａｉａｔｅｗａｔｓａｓｎｒｍｅｒｎｅｏｕｎａｔｉｅｒｎｍａｙｄｆｒｎｓｒｃ：ｄｏｃｉｓｅｒｉｇｆｏａｗｉａｇｆｈｍａｃｉｔｓａｅｉｎｉｅｅｔｖｉｄｖｉｆｐｙｉａｎｈｍｉａｒ，ｃｎａｎｔｄｗｉａｙｎａｉａｔｉ．Ｔｅｒｃｍｍｏｅｔｒｓａｅｔｅｈｓｌａｄｃｅｃｌｆｍｓｏｔｍｉａｅｔｖｒｉｇｒｄｏｃｉｔｈｉｏｃｏｈｖｙｎｆａｕｅｒｈ
Байду номын сангаас
该文发表于ＡｔＧｏｇａＳｎｃＥｇｉｄｔｎ．０８８（）ｌ００１５；ＳＩ索。ｃａｅｌｉｉｉａ（ｎｌｈＥｉｏ）２０，２５：５－５被Ｃ检ｏｃｓｉ０
ＳｌｃｉｎａｄｂｓｃｐｏｅｔｆＣｈｎＳｂｆｅｔｒａｏｅｅｔｎａｉｒｐｒｙｏｉａ’ ｕｒｍａｅｉｌｆｒｏ
第２７卷第２期
２１００年６月
，Ｉ。＿。一。。卜一、
世界核地质科学
ＷｏｌＮｕｌａＧｅｓｉｎｅｒｄｃｅｒｏｃｅｃ
Ｖ０＿７．．ｌ２Ｎｏ２
Ｊｎ２１ｕ．００
｛文摘；
＋。＋＋一＋＋＋＋．
ｄｐｓｓｓｌｃｅｓｔｅｃｎｉａｅｓｐｌｒｆｒＣｉａＳｂｆｒｍａｅａｆｈｇｅｅａｉａｔｅｗｓｅｅｏｉｉｅｅｔｄａｈａｄｄｔｕｐｉｈｎｕｆｔｒｌｏｉｈｌｖｌｒｄｏｃｉａｔｔｅｏｅｉｖｒｐｓｔｒ．ＴｉｐｐｒｐｅｅｔｔｅｇｏｏｉａｅｔｒｓｏｈｅｏｉｙｏｈｓａｅｒｓｎｓｈｅｌｇｃｆａｕｅｆｔｅＧＭＺｄｐｓｔａｄｂｓｃｐｏｅｔｓｏｅｌｅｏｉｎａｉｒｐｒｅｆｔｉｈ
中国高放废物处置库缓冲材料选择与基本性能
温志坚
（工业北京地质研究院，核北京１０２）００９
［要］人类的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物。其中高放废物由于具有摘放射性水平高，发热量大，并含有对生物极有害的放射性的长寿命核素等特点，其安全处置倍受全球科学家和广大公众所重视。目前深地质处置被国际上公认为处置高放废物的最有效可行的方法。借鉴国外成熟的技术和经验，我国采用多重工程屏障系统（括废物固化体、废物容器及其外包装和缓包冲／回填材料）和适宜的地质围岩地质体共同作用来确保高放废物与生物圈的安全隔离。膨润土由于具有极低的渗透性和优良的核素吸附等性能而被国际上选作缓冲材料的基础材料。经过全国膨润土矿床筛选，高庙子膨润土矿床被选作我国缓冲材料供应基地，我国高放废物深地质处置库缓冲材料的研究以产自该矿床的深部钠基膨润土作为基本组成材料。本文介绍了高庙子膨润土矿床的地质特征以及高庙子钠基膨润土的基本特征。该膨润土与国外同类型材料相比具有蒙脱石含量高（５７％左右），杂质矿物相对较少的特点，这对系统和深入研究该材料以开发我国缓冲回填材料技术，确保高放废物的安
ｐｔｎｉｌｈｚｒｓｏｉｔｄｗｉｈｔｉａｉａｔｖｔｎｈｅｏｍａａｅｔｍｎｓｃｙａｏｏｅｔａａａｄａｓｃａｅｔｈｅｒｒｄｏｃｉｉｙａｄｔｅｎｅｄｔｎｇｈｅｉｕｈａｗａｓｔｐｏｅｔｈｈｍａｅｖｒｎｎｔｒｔｃｔｅｕｎｎｉｏｍｅ．Ｔｈｇｏｏｉａｄｓｓｉｒｇｒｅａｔｅｅｅｌｇｃｌｉｐｏａｓｅａｄｄｓｈｍｏｔｅｓｎｂｅｎｄｌｓｒａｏａｌａ
ＨＬｅｏｉｏ．ＩｓｅｐｃｅｏＷｒｐｓｔｒｙｔｉｘｅｔｄｔｍａｎｔｉｔｌｗｔｒｐｒａｉｉｉａｎｉｓｏｗａｅｅｍｅｂｌｔｙ，ｓｌ— ｅｌｇｐｏｒｙ，ｒｄｏｅｆｓａｉｒｐｅｔｎａｉｎｌｄｓｄｏｐｉｎｎｒｔｒａｉｎｒｐｒｉｓｔｅｍａｃｎｕｔｖｔｕｃｉｅａｓｒｔｏａｄｅａｄｔｏｐｏｅｔｅ，ｈｒｌｏｄｃｉｉｙ，ｃｅｃｂｆｅｎｒｐｒｙ，ｈｍｉａｕｆｒｇｐｏｅｌｉｔｃｎｓｅｕｏｔｎｏｅｔａｉｔｒｓｐｐｒｉｇｐｒｐｒｙ，ａｄｔｅｓｂｆｒｎｇｐｏｒｙｖｒａｌｎｅｏｏｉ．Ｂｅｏｉｅｓｎｓｒｓｕｆｅｉｒｐｅｏｅｏｇｐｒｄｆｔｍｅｔｉｎｔｎｔｉｓｌｃｅｓｔｉｏｔｎｔｏｕｆｒｍａｅａｈｔｃｎｓｔｓｙｔｂｖｅｕｒｍｅｔ．ＴｈｏａｚｅｅｔｄａｈｅｍａｎｃｎｅｆｂｆｅｔｒｌｔａａａｉｆｈｅａｏｅｒｑｉｅｎｓｉｅＧａｍｉｏｉ
Ｇａｂｎｏｉ．ｔｓａｓｐｒｌｒｅｄｐｓｉｉｏｔｎｏｏｔｏｉｏｉａｏｔ５，ＭＺＮ — ｅｔｎｔＩｉｕｅ—ａｅｏｉｗｔａｈｇｃｎｅｔｆｍｎｍｒｌｎｅ（ｂｕ７％）ｅｇｔｈｈｌｔ