高放废物地质处置及其若干关键科学问题
第25卷 第4期 岩石力学与工程学报 Vol.25 No.4 2006年4月 Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering April，2006
收稿日期：2005–10–30；修回日期：2005–12–27 作者简介：王 驹(1964–)，男，博士，1984年毕业于南京大学地质系放射性矿产地质专业，现任研究员、博士生导师、核工业北京地质研究院总工程师，主要从事高放废物地质处置方面的教学与研究工作。E-mail：radwaste@public.bta.net.cn
高放废物地质处置及其若干关键科学问题
王 驹，陈伟明，苏 锐，郭永海，金远新
(核工业北京地质研究院，北京 100029)
摘要：如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题。在介绍国内外最新研究进展的基础上，重点讨论高放废物地质处置的若干关键科学问题：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、地壳应力、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。同时，介绍了国外若干重大科研项目和若干研究热点问题。 关键词：高放废物；地质处置；地下实验室；关键科学问题 中图分类号：TL 942+.211 文献标识码：A 文章编号：1000–6915(2006)04–0801–12 GEOLOGICAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTE AND
ITS KEY SCIENTIFIC ISSUES
WANG Ju，CHEN Weiming，SU Rui，GUO Yonghai，JIN Yuanxin
(Beijing Research Institute of Uranium Geology，China National Nuclear Corporation，Beijing 100029，China)
Abstract：Safe disposal of high level radioactive waste is a challenging task facing the scientific and technological world. This paper introduces the latest progress of high level radioactive waste disposal programs in the world，and discusses the key scientific issues as follows：(1) the precise prediction of the evolution of a repository site；(2) the characteristics of deep geological environment；(3) the behaviour of deep rock mass，groundwater and engineering material under coupled conditions(intermediate to high temperatures，geostress，hydraulic，chemical，biological and radiation process，etc)；(4) the geochemical behaviour of transuranic radionuclides with low concentration and its movement with groundwater；and (5) the safety assessment of disposal system. Several large-scale research projects and several hot topics related with high-level waste disposal are also introduced. Key words：high-level radioactive waste；geological disposal；underground research laboratory；key scientific issues 1 引 言
与其他工业一样，核工业的生产、研究以及核
技术应用也会产生废物，即“核废物”，或称“放射
性废物”。按放射性水平分类，核废物可划分为低放
废物、中放废物和高放废物。目前，已有较成熟的
技术对低、中放废物进行最终安全处置。而对于高
放废物，由于其含有毒性极大、半衰期很长的放射性核素，对其安全处置是一个世界性难题。
世界各国有核国家都把安全处置高放废物提到
保证核能工业可持续发展、保护人民健康、保护环
境的高度来认识，这是一项长期的战略任务，应加
以重视，其具体表现如下：
(1) 需要最高决策机构(如国会、总统)来监管
这项工作；
(2) 有专门的实施机构承担此项任务；
(3) 有经过国家批准的高放废物处置研究计• 802 • 岩石力学与工程学报 2006年
划；
(4) 有专门的法律确保核废物安全处置；
(5) 有专门的研究经费和项目经费支持。
对于高放废物的最终处置，曾经有人提出“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部地质处置，即把高放废物埋
在距离地表深约500～1 000 m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”。
高放废物处置库采用的是“多重屏障系统”设
计思路，即把废物(乏燃料或玻璃固化块)贮存在废
物罐中、外面包裹缓冲材料，再向外为围岩(花岗岩、
凝灰岩、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“天
然屏障”。
各国根据地质条件的不同，选择了不同岩性作
为天然屏障，如瑞典、芬兰、加拿大、韩国、印度
选择花岗岩；美国选择凝灰岩；比利时由于可选岩
性有限，只能选择黏土岩；法国、瑞士尚未确定是
选择花岗岩还是黏土岩；德国原定选在岩盐之中，
但后来决定重新启动选址程序，至今未确定处置库
围岩类型。
考虑到处置库中的废物毒性大，半衰期长，因
而要求处置库的寿命至少要达到1×104 a。这一要求
是目前任何工程所没有的。因而，处置库的选址、
设计、建造、性能评价就极为复杂。
开发处置库是一个长期的系统化的过程，一般
需要经过基础研究，处置库选址场址评价，地下实
验室研究，处置库设计、建设和关闭等阶段。这些
阶段的任务不同，但在时间上有重叠，其中，地下
实验室是建设处置库不可缺少的重要阶段。各国在
进行选址和场址评价的同时还开展大量研究和开发
工作，比较重要的方面包括处置库的设计、性能评
价、核素迁移的实验室研究和现场试验、工程屏障
研究等。
2 国际进展
高放废物安全处置的复杂性一直受到世界的高
度关注，欧、美、日等有核国家和地区通过制定国
家政策、颁布法律法规、成立专门机构、拨付专门
经费、制定长期科技开发计划、建立专门的地下研
究设施和开展长期研究等方式，从政策、法规、机构、经费和科研等方面确保高放废物的安全处置。
其中，长期的科技攻关工作为掌握地质处置技术起
到了关键作用。例如，美国从1957年起开展这方面
的研究，并制定了长期的研究开发计划，在内华达
州尤卡山还花费近5亿美元建造地下研究设施——
ESF。美国的总研发费用达到65.8亿美元。经过近
45 a的基础研究和场址评价工作，美国总统布什最
终于2002年批准了尤卡山场址和建库计划，预计
美国将于2010年建成世界上首座高放废物处置库。
欧盟、瑞典、日本也制定了国家层次的研发计划，
并投入了巨资。瑞典、加拿大和日本的研发费用分
别达到44亿克朗、7亿加元和1.084×103亿日元。
欧盟在2003年启动的第六框架研究计划中，高放废
物地质处置技术研究开发也占有相当重要的位置。
自美国国家科学院1957年提出高放废物地质
处置的设想至今已有49 a的历史。49 a来，“地质
处置”已从原来的概念设想、基础研究、地下实验
室研究和示范，走到了今天大部分处置技术已基本
成形、部分处置库设计已基本完善，部分国家已确
定场址(芬兰于2001年确定了Okiluoto场址、美国
于2002年确定尤卡山场址)的地步，尤其是在过去
十几年之中取得了重要进展。各国在法规、选址、
场址评价、工程屏障、地下实验室、概念设计、性
能评价、处置库建造、公众接受等方面取得了重要
进展[1～11]。
2.1 高放废物各方面情况
(1) 法律法规
在国际原子能机构的支持下，有关国家之间签
订了针对放射性废物处置的“乏燃料安全管理与放
射性废物安全管理公约”；国际辐射防护委员会出版
了“固体放射性废物处置的辐射防护原则”(ICRP–
64)和“放射性废物处置的辐射防护政策”(ICRP–
77)；国际原子能机构也颁发了一系列国际认同的非
强制性放射性废物安全标准(RAWASS)。
(2) 处置方法
深部地质处置已成为公认的高放废物永久处置
方法。尽管早期探讨过海床处置、深钻孔处置和太
空处置等方案，但就费用、风险和法规要求而言，
这些方案实施的可能性不大。
(3) 燃料循环技术路线
英、法、德、日、俄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、瑞典、芬兰和瑞士则对乏燃料直接
进行处置。目前，美国暂采取乏燃料直接处置方案，第25卷 第4期 王 驹等. 高放废物地质处置及其若干关键科学问题 • 803 •
但其方案中考虑了在100 a之内还能从处置库中回
取乏燃料，美国处置库中还同时处置军工高放废液
的玻璃固化块。
(4) 地质处置技术路线
在通过大规模的基础研究和地下实验室研究，
获得了丰富的经验和掌握技术之后，越来越多的国
家高放废物地质处置今后的技术路线是：处置库选
址和场址评价→特定场址地下实验室→处置库建
造。
(5) 地质处置规划
美国已明确将于2010年建成尤卡山高放废物
处置库；芬兰将于2020年建成乏燃料处置库；瑞典
将于2006年确定场址，随后开始建库；法国经过
15 a的大规模研究，将于2006年提交建造高放废物
库的可行性报告。欧盟已于2002年通过导则，敦促
其成员国必须于2008年制定选址计划，并于2018
年确定各国最终场址。
(6) 处置技术
就整体而言，地质处置所必须的技术(废物整
备、处置库设计和工程技术)已经具备，但某些技术
及其施工经验尚缺乏。鉴于处置技术的难度，地质
处置库的设计越来越趋向考虑核废物的可回取性。
(7) 选址工作
此方面的工作取得了突破性进展，芬兰于2001
年5月确定了Olkiluoto为高放废物处置库场址；美
国于2002年7月确定了内华达州的尤卡山为最终场
址；瑞典选出2处最终场址(Forsmark和Oskarshamn
场址)，并将于2006年确定最终场址；而日本则于
2002年启动了处置库的选址工作。
(8) 场址特性评价
在天然系统研究、场址评价方法、现场测试方
地质屏障在高放废物处置中的初步研究
第３７卷第２０期 ２ ０ １ １年７月 山 西 建 筑 ＳＨＡＮＸＩ ＡＲＣＨＩＴＥＣＴＵＲＥ Ｖ０１．３７ Ｎｏ．２０ Ｊｕ１． ２０１１ ・２１３・
文章编号：１００９—６８２５【２０１ １ ｌ ２０—０２１３—０２ 地质屏障在高放废物处置中的初步研究
吴晓东 许小薇 摘要：简述了地质屏障对延缓核素迁移所起到的作用和一些国家对围岩类型的选择，介绍了地质屏障中核素迁移机理 以及迁移对地质屏障的影响，对高放废物的处置有着现实指导意义。 关键词：地质屏障，核素迁移，单裂隙，高放废物 中图分类号：ＴＶ２１１ 文献标识码：Ａ ０ 引言 高放废物地质处置系统是人类利用自然地质环境而设计、构 造的由工程屏障（ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ ｂａｒｒｉｅｒ）和地质屏障（ｇｅｏｓｐｈｅｒｅ ｂａｌｉ－ ｅｒ）所组成的复合屏障系统（ｍｕｈｉｂａｒｒｉｅｒ ｓｙｓｔｅｍ），其目的是尽可能 长时间地阻隔放射性核素在系统内的迁移。一般来说，高放废物 地质处置系统由处置库、地质环境及地质环境与生物圈的接触界 面三个子系统构成…，其中，处置库内的工程屏障及处置库周围 的地质体所构成的地质屏障是阻止核素迁移的两道主要屏障。 在这样的体系中，地质屏障起着双重作用。既保护源项，也保护 生物圈。具体地说，它保护着工程屏障不被人类闯入，免受风化 作用；在相当长的地质时期内为工程屏障提供和保持稳定的物理 和化学环境；对高放废物向生物圈迁移起滞留和稀释作用 。同 时，地质屏障也是阻止高放废物和生物圈直接接触的最重要的屏 障，其作用和重要性是不言而喻的。在高放废物地质处置系统 中，各屏障之间具有相互加强的作用，其中地质屏障对于放射性 核素长期圈闭的作用至关重要。 １ 地质屏障的作用 当工程屏障失效后，在近场地下水中存在高浓度的核素，这 样必然存在浓度梯度，核素在水力梯度的作用下向周围的地质介 质中迁移和扩散。由于地下水化学性质的差异和流经岩性的不 同，将发生不同程度的物理、化学作用，主要有沉淀作用、吸附作 用、稀释作用等。 １．１ 对放射性核素的沉淀作用 在地质屏障中的物化界面会伴随着次生矿物的生成，放射性 核素将在那里产生沉淀，这些沉淀也可阻塞孔隙，减小岩石的渗 透率，从而对核素起到滞留作用。 １．２对放射性核素的吸附作用 围岩的主要成分在水溶液中羟基化，随溶液的ｐＨ值的不同， 固体表面上带的Ｈ 或ＯＨ一量也不同，当各种裂片核素的粒子随 地下水流经围岩孔隙时，便与之进行程度不同的离子交换，形成 岩石孔隙表面对核素的吸附。 １．３对放射性核素的稀释作用 由于弥散作用使得一部分核素向岩体中迁移，使得含有放射 性核素的地下水溶液浓度降低，从而起到稀释的作用。 ２ 放射性核素在地质屏障中的迁移机理 ２．１ 分子扩散 分子扩散是由于地下水中所含放射性核素浓度的不均匀而 引起的一种溶质迁移现象，即由浓度较高的近场向浓度较低的远 场迁移。当温度、压力一定时，可用斐克浓度梯度定律来描述， 即： ，仉＝一Ｄ ・ｇｒａｄＣ。 其中，，ｍ为扩散量；ｇｒａｄ为梯度；Ｃ为溶液中核素的浓度；Ｄ 为分子扩散系数。 ２．２机械弥散 当含有放射性核素的地下水溶液在裂隙介质中迁移时，固相 与液相之间的相互作用是非常复杂的，而由于孔隙系统的存在， 使得任意孔隙横断面上的流速分布，其大小和方向都是不同的， 一般可分为以下三种情况：
论高放废物地质处置库围岩
第２３卷第４期 ２００６年１２月 世界核地质科学 Ｗｏｒｌｄ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｇｅｏｓｃｉｅｎｃｅ Ｖｏ１．２３．Ｎｏ．４ ＤｅＣ．２００６
论高放废物地质处置库围岩
王 驹，徐国庆，金远新 （核工业北京地质研究院，北京 １０００２９）
［摘要］介绍了各国高放废物处置库的围岩类型，讨论了花岗岩、黏土岩、塑性黏土、凝灰岩和 岩盐的基本特征及其工程特性。综合对比了各类围岩的有利条件和不足。研究表明，以花岗岩和黏土 岩为围岩的处置库均能满足长期安全要求。针对中国花岗岩、黏土岩、凝灰岩、岩盐和黄土的分布特 点，提出中国宜选择花岗岩为主攻方向，同时也可探讨选择产状平缓、厚度稳定的黏土岩的可行性。 ［关键词］围岩；高放废物；地质处置；花岗岩；黏土岩；岩盐 ［中图分类号】Ｘ７７１；Ｘ１４１；Ｐ６４ ［文献标识码】Ａ ［文章编号】１６７２－０６３６（２００６）Ｏ４－ｏ２２２—１Ｏ
如何安全处置高放废物是核工业可持续 发展和环境保护面临的挑战性问题。经过多 年的研究和实践，目前普遍可接受的可行方 案是把高放废物深埋于地质处置库之中。地 质处置库采用的是多重屏障设计，包括工程 屏障和天然屏障，后者主要是指处置库周围 的地质体，也称为围岩（ｈｏｓｔ ｒｏｃｋ）。 围岩是高放废物中的有害放射性核素进 入环境的最后一道屏障，选择合适围岩是保 证高放废物处置库安全的重要前提。作为高 放废物处置库的围岩，应当具有以下基本性 质…：（１）岩石孑Ｌ隙度小、水渗透率小；（２）裂隙 较少；（３）具有较好的导热性、抗辐射性； （４）具有较强的离子交换能力和吸附能力； （５）具有一定的机械强度；（６）具有足够大的体 积。具备以上特性，可以作为处置库围岩的 岩石包括结晶岩（花岗岩、闪长岩、片麻岩、 辉长岩）、黏土岩（包括塑性黏土）、岩盐、凝 灰岩、玄武岩、流纹岩等。 目前国际上主要针对花岗岩、黏土岩、 塑性黏土、凝灰岩和岩盐开展研究，在这些 岩石中建造了地下实验室，对这些岩石的工 程特性进行了十分详细的研究 。本文介绍 了国际上各类围岩研究的最新进展，探讨了 我国高放废物处置库围岩选择的若干问题。
高放废物地质处置地下实验室新场候选场址三维地质建模
高放废物地质处置地下实验室新场候选场址三维地质建模
罗辉;王驹;蒋实;陈伟明;赵宏刚;金远新
【摘 要】Based on the analysis and interpretation of data available in
Xinchang area,models of pluton units and faults have been set up
separately.By combing this two models together and preforming
interpolating calculation,a 3D geological model of the candidate
underground research laboratory (URL) site for High-level Radioactive
Waste Disposal has been built,which can reveal underground
environmental character around the candidate site in detail.A series of
practical visualization analysis have been carried out based on the 3D
geological model,such as model-cutting,model-excavating,drilling design
and so on.Finally,an area (R=1 km) was selected to act as candidate URL
site.The conclusion can provide an useful reference and technical support
for the further geological analysis and engineering design of the high level
高放废物地质处置场址安全要求
第２３卷第２期 ２００６年６月 世界核地质科学 Ｗｏｒｌｄ Ｎｕｅｌｅａｒ Ｇｅｏｓｃｉｅｎｃｅ Ｖ０１．２３．Ｎｏ．２ Ｊｕｎ．２００６
高放废物地质处置场址安全要求
陈伟明，王驹 （核工业北京地质研究院，北京１０００２９）
［摘要］概述了国际原子能机构、美国、法国、瑞典、芬兰和日本的高放废物地质处置场址安全 要求的内容、现状和发展趋势。场址安全要求主要从水文地质、地球化学、岩石特征、气候变化、人 类干扰等方面来阐述场址的有利条件、不利条件以及潜在的有利与不利条件。以系统科学为指导，初 步探讨了我国场址安全要求的研究框架和实施步骤。 ［关键词】高放废物；处置库；场址安全要求；系统科学 ［中图分类号】ＴＬ９４２．２ ［文献标识码】Ａ ［文章编号】１６７２－０６３６（２００６）０２－０１００－０７
高放废物处置库场址的筛选（简称选址） 是高放废物地质处置的主体内容之一。场址 安全要求是选址的主要依据，也是审管机构 监督和评价选址工作的主要依据。因此，场 址安全要求是选址的前提条件。场址安全要 求是与场址有关的、对安全可能有影响并在 安全案例及其辅助安全评价中所涉及的特征、 事件和过程的安全要求。它是处置库选址标 准的重要组成部分，主要用于判断在某些潜 在场址上建造处置库的适宜性。由此，场址 安全要求在总体决策中可以为决策者提供有 力的依据，但是不能作为严格的先决条件。 在评价某一处置系统是否达到其安全指标时， 需要把地质屏障和工程屏障作为一个整体来 考虑Ｉ１１。也正因为如此，场址安全要求往往是 一些定性的和指导性的要求。 从２Ｏ世纪８Ｏ年代开始，国际原子能机 构（ＩＡＥＡ）、美国、法国、瑞典、芬兰和日本 等国际组织和国家相继提出自己的场址安全 要求，并不断进行完善。芬兰和美国的处置 库场址分别在２ｏ０１年和２Ｏｏ２年获得各自政 府的批准，这就意味着他们的场址安全要求 已经完成它们的历史使命。因为场址选定以 后，判断场址是否最后符合安全指标，并不 取决于场址安全要求，而是取决于场址和工 程屏障的整体性能是否达到其安全指标。换 句话说，场址选定以后，场址安全要求不再 独立起作用，而是融合到场址安全评价之中。 我国高放废物地质处置：［作虽然起步于 １９８５年，但是由于种种原因，目前仍处于以 调研和方法学研究为主的水平。至今尚未制 定处置库场址安全要求。
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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试论高放废物地质处置库水文地质条件
试论高放废物地质处置库水文地质条件
摘要：本文通过建立模型的目的，指出处置库场址的重要水文地质参数，野外调查与实验室工作以及模型与模拟几个方面的探讨。
关键词：高放废物；地质处置库；水文地质条件
Abstract: this paper through the establishment of the purpose of the model, and
points out that the repository site important hydrogeology parameters, the field
investigation and laboratory work, and model, and the simulation of the several
aspects are discussed.
Keywords: high level radioactive waste; Geological repository; Hydrogeology
conditions
地下水运动是高放废物包装罐最终腐蚀失效后,淋滤核废物、使之迁移并进入人类环境的主要自然作用。所以，对于处置库预选区和处置库场址的水文地质条件要有充分地了解和认识，这在处置库性能评价过程中是尤为重要的。地下水流速、流向、流量和水动力特征都是在研究中的内容，在对区地下水的水量和水化学成分进行研究的过程中，后者会产生一定的影响。
在处置库地质环境中，地下水系统发挥着重要的作用，处置库中所存在的放射性核素通过地下水可以移出来，并且在人类的生活环境中也会产生一定的影响。在核素中，研究地下水的运移作用，不仅对于原生水文地质环境要引起一定的重视，对于处置库的建造和放置核废物的时候可以对原生环境带来什么样的影响都也需要作为重点考虑的内容。在建造处置库的时候，要将地下巷道和硐室作为重点开挖的对象，从而地下水的运动方式就会得以改变。被放置的处置库的高放废物就会有很多的热能释放出来，这样的话，局部地热场就会发生很大的变化，地下水运动也可能会遭受到严重的影响。
高放废物处置库天然类比及其有关的地球化学问题
高放废物处置库天然类比及其有关的地球化学问题
郭永海;王驹;王志明;刘淑芬;宗自华;周佳
【摘 要】介绍了高放废物处置库天然类比研究的主要内容,重点阐述了类比研究中涉及的地球化学问题,包括核素溶解度和化学形态研究、核素迁移速率研究、核素迁移影响因素研究,并总结相关问题研究取得的成果和认识.
【期刊名称】《物探与化探》
【年(卷),期】2008(032)005
【总页数】4页(P574-577)
【关键词】高放废物处置库;天然类比;核素;迁移和阻滞
【作 者】郭永海;王驹;王志明;刘淑芬;宗自华;周佳
【作者单位】核工业北京地质研究院,北京,100029;核工业北京地质研究院,北京,100029;核工业北京地质研究院,北京,100029;核工业北京地质研究院,北京,100029;核工业北京地质研究院,北京,100029;核工业北京地质研究院,北京,100029
【正文语种】中 文
【中图分类】P632
世界先进国家核能发展历史表明，放射性废物的安全处置，尤其是高放废物，已成为制约核工业可持续发展的关键因素之一，已引起国际社会的广泛关注。我国国防工业和核能事业50年的发展，已经积累了一定数量的高放废物。当前，我国核电进入了一个新的快速发展阶段，高放废物将随之大量增加，为保证我国核工业的持续发展，保护人类生存环境，必须解决高放废物安全处置问题。
通过诸多处置方案的对比，目前，深地质处置以其安全性和现实性成为世界各国的首选方案，对于这种方案而言，处置库场址的选择是问题的关键。一个适宜的场址，必须具备有效圈闭和阻止核素迁移的性能，实际上，在选址过程中所开展的各项地质、地球化学、水文地质等工作，归根结底就是提供可靠的背景资料来描述、评价和预测核素在未来处置库系统中的迁移行为，为场址性能评价提供依据。随着高放废物处置库选址工作的不断深入，处置库天然类比研究在选址和场址性能评价中的作用也越来越受到关注。
所谓高放废物处置库天然类比，就是对天然环境中存在的与高放废物处置库系统功能及其核素释放、迁移过程相似的地质系统进行相关研究，并直接与处置库系统进行比较，以阐明处置库系统核素可能的释放途径、迁移行为等，论证高放废物地质处置的合理性、可行性。
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。
高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展
第25卷 第4期 岩石力学与工程学报 Vol.25 No.4 2006年4月 Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering April，2006
收稿日期：2005–08–30；修回日期：2005–11–07 作者简介：崔玉军(1962–)，男，博士，1993年于法国路桥大学获博士学位，现任法国路桥大学岩土力学教育与研究中心教授、主任研究员，主要从事非饱和土力学方面的教学与研究工作。E-mail：cui@cermes.enpc.fr 高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展 崔玉军1，陈 宝2，3 (1. 国立路桥大学 岩土力学教育与研究中心，法国 巴黎； 2. 同济大学 地下建筑与工程系，上海 200092；3. 同济大学 岩土工程重点实验室，上海 200092) 摘要：中国对该课题的研究始于1985年，但是长期以来未能引起足够的关注，相关研究项目也非常有限。近年来，随着中国经济的快速增长，能源短缺问题越来越严重，发展和利用核能已作为一种主要的解决方案，因此核废物的安全处置则成为现实的重要课题。中国在利用膨润土作为工程隔绝材料方面的研究工作，主要限于选择合适的膨润土，而高庙子膨润土作为最终选择的缓冲材料，其基本物理–化学特性已得到确定，但有关热–水–力耦合的试验尚未开展，相关课题的研究也尚需努力。鉴于国际上已对多种其他备选膨润土进行过大量研究，有关成果可望用于指导即将在中国进行的高庙子膨润土试验研究。此文的主要目的就是为中国核废物的地质处置研究提供一些有益的经验。首先，介绍使用基于膨润土的工程隔绝核废物地质处置方法，这一方法已为广泛接受；然后，介绍膨润土的选择标准，地质–化学特性、热–水–力性态(包括微观结构、宏观性态、接缝性态和数值分析)，以及在放射性废物处置过程中产生的气体对工程隔绝层的影响等，通过不同实例来展示试验原理和主要结果；最后，对近期国内外研究成果和未来发展前景进行总结。 关键词：高放废物；地质处置；工程屏障；膨润土 中图分类号：TL 942+.21 文献标识码：A 文章编号：1000–6915(2006)04–0842–06 RECENT ADVANCES IN RESEARCH ON ENGINEERED BARRIER FOR GEOLOGICAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE NUCLEAR WASTE CUI Yujun1，CHEN Bao2，3 (1. CERMES，L′Ecole Nationale des Ponts et Chaussées，Paris，France； 2. Department of Geotechnical Engineering，Tongji University，Shanghai 200092，China； 3. Key Laboratory of Geotechnical Engineering，Tongji University，Shanghai 200092，China) Abstract：In China，the issue of nuclear waste disposal was started in 1985，but without paying significant attention and therefore the progress has been quite limited. Recently，with the impressive economic boom in China，energy shortage has become a more and more serious problem. In this study，nuclear energy is considered as one of the alternative solutions. Obviously，the issue on nuclear waste disposal becomes important actuality. In this paper，the research state in China about the bentonite as engineered barrier material was first presented. As a whole，the selection of Gaomiaozhi(GMZ) bentonite as buffer material has been performed，and its physicochemical characteristics have been identified. No thermo-hydro-mechanical(THM) tests have been carried out yet. Considering that significant work has been performed over the world on other candidate bentonites，it seems to be of benefit to have an overview on the recent advances in order to better orientate the future research 第25卷 第4期 崔玉军等. 高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展 • 843 •
高放核废物的深层地质处置
高放核废物的深层地质处置
文孝
【期刊名称】《国外铀金地质》
【年(卷),期】1992(000)003
【摘 要】核废物的安全处置工作,是所有利用核能源国家都不能回避的问题。各国对核废物尤其是高放废物,都分别采取了相应的对策,深层地质处置是目前研究最多的核废物处置方法。本文对地质处置系统的构成和安全分析方面的要求,作了简要介绍。
【总页数】8页(P71-78)
【作 者】文孝
【作者单位】无
【正文语种】中 文
【中图分类】TL942.21
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5.高放废物地质处置的岩体深部结构面特征研究——以甘肃北山高放废物地质处置地下实验室工程为例 [J], 王锡勇;李冬伟;成功;罗鹏程 因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买