论文推荐我国高放废物地质处置概念研究

侯伟,杨球玉,王旭宏,等.我国高放废物地质处置概念研究[J].工业建筑,,50(9):1-7,11.

DOI：10./j.gyjzG

高放废物具有放射性强、毒性大、半衰期长等特点，其安全处置是关系到核能可持续发展、环境保护和子孙后代福祉的重大问题，地质处置是国际上公认的安全可靠、切实可行的处置方式[1]。年发布实施的《中华人民共和国放射性污染防治法》明确规定高放废物实行集中的深地质处置。年，国防科工委、科技部和国家环保总局共同发布的《高放废物地质处置研究开发规划指南》[2]明确了处置库研究开发及工程建设的三个重要阶段。

我国于年开始开展高放废物处置库的选址工作，研究确定甘肃北山(花岗岩岩体)为适宜最终处置高放废物的地区。我国对黏土岩地质高放废物处置库的研究尚处于初步调研阶段，目前尚没有筛选出可作为高放废物地质处置库合适的预选场址。

我国提出了在年建成首座高放废物处置地下实验室和年建成首座处置库的规划目标。但我国现阶段的处置工程相关技术和安全全过程系统分析研究相对滞后，已不能满足计划中的地下实验室处置工艺试验研究的进度要求。本文基于对国外地质处置技术先进国家地质处置工艺方案的深入研究，根据我国深地质处置废物源项情况和我国高放废物地质处置库预选场址的具体条件，提出我国高放废物深地质处置方案，为我国高放废物深地质处置提供参考和建议。

01

废物源项

根据我国法律规定和目前产生的废物现状，将我国需要进行深地质处置的对象设想如下[2]：

1)压水堆乏燃料。根据国家核电发展规划以及预计的后处理能力，压水堆乏燃料将有很大一部分需要直接处置。另外还有环铀氧化物混合(MOX)燃料和田湾核电站的水-水高能反应堆(VVER堆型)产生的乏燃料。

2)高放玻璃固化体。通过玻璃固化技术将乏燃料后处理过程中产生的高放废液转化成高放玻璃固化体，它们在地表暂存一段时间后(约40～50a)，也将运往处置库进行深地质处置。

3)高放固体废物。经过整备后进入地质处置库进行最终处置。

4)重水堆乏燃料。现贮存在水池中的秦山三期坎杜型重水堆的乏燃料，还没有后处理的计划，初步考虑将暂存的重水堆乏燃料直接进行深地质处置。

5)高温气冷堆乏燃料。球床模块式高温气冷堆产生的球状乏燃料，目前还没有管理计划。初步不考虑对该乏燃料进行后处理，经暂存一段时间后将运往处置库进行深地质处置。

6)快堆及其他反应堆乏燃料。计划建设的商用快堆、核研究单位建有的研究堆、军用反应堆等的运行均会产生乏燃料，种类较多，但数量较少，目前也没有后处理的计划，可能直接进行最终处置。

02

高放废物地质处置概念和安全策略

2.1地质处置概念

地质处置是指把固体放射性废物放入设在地下稳定地质层的处置设施中，以确保对废物的长期包容，实现废物与可达生物圈的长期隔离。

处置概念采用多重屏障系统的概念(图1)，充分发挥场址和设施的被动安全功能，保证处置系统整体性及其各组成部分的坚固性和稳定性，以实现一定时期内保证免除放射性核素迁移至生物圈，保护人类和环境免遭电离辐射的侵害。

图1处置库多重屏障示意

Fig.1Schematicdiagramsofmultiplebarriersfordisposalrepositories

2.2地质处置安全策略

2.2.1纵深防御，多重屏障

处置库多重屏障包括天然屏障和工程屏障(表1)，工程屏障由废物包装容器、处置容器和缓冲材料组成。工程屏障与由坚固稳定的岩土层构成的天然屏障共同发挥安全功能，保障长期安全。

表1处置库屏障系统安全功能

Table1Securityfunctionsofbarriersystemsfordisposalrepositories

处置库的安全将依靠多重安全功能(包括对放射性的包容、对放射性废物的隔离、对放射性核素迁移的限制作用等)提供。屏障系统作为一个有机整体，各组成部分的功能发挥不能对其他组成部分产生不利的影响，同时，屏障系统总体性能不过分依赖某个单一安全功能，并确保当一个安全功能没有如预期那样实现时，其他要素安全功能仍可保证处置系统的整体功能。同时，高放废物处置库对废物的包容、隔离总时间周期应不小于1万a。对放射性废物包容的时间周期不少于数千年，确保大多数短寿命放射性核素就地衰变至无害，对释热废物，尚应保证放射性衰变产生的热量容易扩散并形成较稳定的物理和化学环境。

2.2.2充分发挥场址和设施的被动安全功能

被动安全功能是指处置场包容、隔离放射性废物和限制放射性核素向生物圈释放的固有安全特性，包括实体屏障(如工程屏障和天然屏障)、材料性能(天然或人工材料对核素的吸附性和低渗透性等)以及场址的有利特性(有利于处置场稳定性的地形、地质条件、气候条件、水文地质等)。通过充分发挥场址和设施的被动安全功能以确保运行安全和处置库关闭后的长期安全，并将处置库关闭后需要持续主动维护的必要性降至最低。

2.2.3保证处置系统整体性及其各组成部分的坚固性和稳定性

处置库在设计过程中应重点考虑处置系统的整体性及其各个组成部分的坚固性和稳定性，严格执行仅接收和处置符合国家标准和处置库接收准则的废物包，确保废物包装完好；采用耐腐蚀、足够强度和密封完好的处置容器。对巷道进行回填、封闭，确保处置库整体的稳定性、阻滞地下水接触处置包；对潜在不稳定的硐室进行支护，提高硐室稳定性。将处置硐室设置于足够深度的完整岩体中，使废物处于稳定的、变化缓慢的地质环境中。总之，通过多种措施提升处置库各组成部分的坚固性和稳定性，确保其在合理预期的干扰下，仍能继续执行预期的一项或多项安全功能。

03

我国高放废物地质处置概念

3.1工程屏障概念设计

3.1.1工程屏障系统的组成

依据我国处置库设计安全的要求和目前深地质处置高放废物源项的特点，结合目前重点考虑的两类处置库围岩(花岗岩和黏土岩)岩性，提出了相应的工程屏障系统概念设想。

初步设想我国花岗岩处置库工程屏障主要由高放废物体容器、处置容器和缓冲材料三部分组成，如图2[3-4]所示。在缓冲材料方面，要求缓冲材料具有良好的热传导性、较低的渗透率、稳定的化学性质、良好的机械性能、较强的吸附核素能力等特性。考虑到膨润土的主要成分为蒙脱石，具有较低的渗透率、较强的吸附核素能力和吸水膨胀性(自封闭性)，根据不同的处置对象和处置方式，处置材料将制作成不同的形状，如方块状、环状、圆形、颗粒状等，缓冲材料的密度将根据研究确定。

a—工程处置体系；b—竖直处置孔构造。

图2我国花岗岩处置库工程屏障系统

Fig.2EngineeringbarriersystemsofgranitedisposalrepositoriesinChina

黏土岩的主要成分与目前主要考虑的缓冲材料(膨润土)的矿物成分相似，能够发挥缓冲材料所要求的阻滞放射性核素迁移的功能，故黏土岩处置库工程屏障系统不需专门设置缓冲材料，即初步设想的我国黏土岩处置库工程屏障主要由高放废物体容器和处置容器构成[3]。

3.1.2处置容器

1)功能要求。为了保证处置容器包容核素的功能，需要从处置库运行期间的安全、关闭后长期的安全以及技术可行性等方面对处置容器的包容性、辐射屏蔽和防止临界等功能作出控制要求。此外，还应保证处置容器材料不会对其内部包容的废物体及其外部的缓冲材料产生显著的负面影响[3,5]。处置容器的具体功能要求包括：

a．封闭性。操作时防止放射性物质向外部环境泄漏，埋置后防止地下水渗入。

b．耐蚀性。关闭后，在设计期限内，封闭性不因腐蚀而受损。

c．可靠的力学性质。强度、韧性、弹塑性、蠕变等。

d.耐热性。不会因废物体的放热使容器的封闭性、耐蚀性以及耐压性降低。

e.导热性。保证废物体产生的热量向外快速传导，使废物体不会因热膨胀而损伤。

f．辐射屏蔽性能和耐受性能。经过容器的屏蔽，废物体的辐射不会导致缓冲材料和围岩特性发生显著的不利变化；容器本身不会因废物体的辐射而使物理力学性能受到影响。

g．化学缓冲性。当容器到达设计寿命后，容器自身的腐蚀能使废物体周围的地下水呈还原状态，抑制放射性核素的溶解和迁移。

h．可加工性。采用现有成熟的技术或在不远的将来可成熟的技术制造容器。

i．遥控操作的便利性。应便于容器远距离的操作，如废物体的装入、容器的封盖、转运、放置等。

j．有充足的空间。容器埋置后，废物体不因容器的变形和废物体的热膨胀而受到机械破损。

中国科学院金属研究所在“十一五”“十二五”期间，对低碳钢、耐蚀低合金钢、铜、钛等金属材料的腐蚀问题开展了相对深入的研究，研究结果表明：NiCu耐蚀低合金钢与其他候选材料相比在抗腐蚀性能、力学性能和成本，以及加工制造成厚壁处置容器的技术储备等方面具有明显优势，因此NiCu低合金钢是制作高放废物地质处置容器较为理想的材料。本处置概念方案中，初步考虑以NiCu低合金钢作为乏燃料和玻璃固化体处置容器的首选材料。

2)处置容器。我国当前主要压水堆机型包括M、VVER、CP、CPR、AP、EPR、华龙一号等，重水堆机型为CANDU[3]，相应的乏燃料组件参数见表2、表3。压水堆组件方形断面的长和宽介于～mm，六边形对边间距为mm；重水堆组件断面为圆形，直径和高分别为.3，.3mm，处置容器直径为1.2～1.3m，见表2、表3。

表2压水堆乏燃料组件参数和处置容器高度

Table2ParametersofPWRspentfuelassemblyandheightsofdisposalcontainers

表3重压水堆乏燃料组件参数和处置容器高度

Table3ParametersofSPRspentfuelassemblyandtheheightofthedisposalcontainer

由于我国乏燃料组件种类较多，尺寸也不尽相同，为了降低外部操作接口和制造成本，乏燃料处置容器的外径和壁厚应尽可能统一，容器高度和内部支架应根据燃料组件的尺寸进行调整。处置容器的厚度需要考虑一定的耐腐蚀年限，材料应采用低合金钢。容器内部应设置圆柱形支架以固定、支撑乏燃料组件，支架的材料为铸铁，支架内部宜开方形孔洞或圆形孔洞(图3)。重水堆乏燃料组件比较特殊，为多根燃料棒束，尺寸较小，如图4所示。

图3压水堆乏燃料处置容器

Fig.3DisposalcontainersforPWRspentfuels

图4重水堆处置容器

Fig.4DisposalcontainersforSPRspentfuels

3.2我国屏障系统功能时间要求

对于花岗岩，工程屏障主要由高放废物体容器、处置容器和缓冲材料三部分组成，对于黏土岩，工程屏障主要包括高放废物体容器和处置容器。屏障系统应满足的安全功能时间要求见表4。

表4屏障系统功能时间要求

Table4Timerequirementsforbarriersystemfunctions

3.3我国高放废物地质处置库

我国高放废物处置库包括地面设施和地下主体结构。地面设施由放射性设施区域、配套设施区域、公众设施区域、废石处置场四部分构成。地下主体结构主要包括处置库深度，进、出通道形式、处置库功能分区等内容[4-5]。

参考国外研究成果，同时考虑我国花岗岩处置库预选场址区特定地质条件，初步确定花岗岩处置库的深度为～m，黏土岩处置库深度为～m。结合我国处置库预选区场址条件、工程屏障系统概念设计方案，可采用竖井和螺旋坡道两种处置库进出通道形式。处置库地下设施主要由废物处置区、联系巷道、地下厂区、组装维修区、辅助系统等构成，见图5。在废物处置区，由于废物源项性质差异较大，为便于处置操作、节约成本，采用分区处置废物的方式，主要设置为乏燃料处置区、玻璃固化体处置区和高放固体废物处置区等。

图5我国竖井通道形式地质处置库三维示意

Fig.5A3-dimensionaldiagramofgeologicaldisposalrepositorieswithverticalshaftchannelsinChina

04

花岗岩处置库

4.1乏燃料或高放玻璃固化体

4.1.1竖直孔处置

竖直孔处置方案为处置乏燃料或玻璃固化体的首选方案。该方案见图6～图8，技术要点为：

图6乏燃料或玻璃固化体废物处置区

Fig.6Disposalzonesforspentfuelsorglasssolidifiedwastes

图7竖直处置孔断面m

Fig.7Asectionofverticaldisposalholes

图8缓冲-回填材料

Fig.8Bufferandbackfillmaterials

1)在处置巷道内开挖一系列平行的竖直孔，处置孔深度为6～10m，直径为1.6～2.0m，其中，处置玻璃固化体取小值，处置乏燃料取大值。孔内暂按放置1个处置包考虑。

2)处置包顶部到处置巷道以下约0.5～1.0m、处置包顶部到处置巷道底部之间、处置包与处置孔壁之间的空隙用膨润土等缓冲材料填充，处置孔顶部0.5～1.0m用密实缓冲材料塞封堵。

3)竖直孔的间距通过热学计算确定。

4)处置巷道选取拱形断面，宽为4～5m，高为5～6m，处置巷道主要采用锚喷支护方式保持硐室的稳定。处置巷道用膨润土加碎石或混凝土等材料回填密封，与联系巷道连接端用水泥封塞密封[6]。

5)多条平行的处置巷道构成处置单元，处置巷道间距由热学计算和硐室稳定性要求共同确定。

4.1.2小断面水平处置巷道

由于小断面圆形水平巷道开挖施工难度大、处置包和砌块放置难度大、处置包回取困难，因此该方案仅作为备选方案(图9)，其技术要点为：

图9小断面水平处置巷道m

Fig.9Small-sectiondisposaldrifts

1)在岩体里开挖一系列平行的小断面圆形水平巷道，巷道长度几十至百余米，只有一端与联系巷道相连。

2)水平巷道直径暂定为2.0～2.6m，处置玻璃固化体取小值，处置乏燃料取大值。

3)巷道内放置多个处置包，处置包与处置包之间用1个或几个隔离包分开(隔离包的外形尺寸与处置包一致，内装膨润土；隔离包的数量根据热学计算确定)；处置包与处置巷道壁之间的空隙用膨润土等填充。

4)为了保持处置巷道的稳定和便于安装缓冲-回填材料砌块，暂考虑用钢套管支护(内衬为花管)，缓冲材料砌块中间为钢套管，处置包和隔离包放置在钢套管内，以方便处置包和隔离包的放置和回取。

5)处置巷道与联系巷道连接端设置一定长度的密封段，用回填材料、水泥塞密封。

6)多条平行的处置巷道构成处置单元，处置巷道间距由热学计算确定。

7)一个或多个处置单元构成处置区；处置巷道、处置单元、处置区之间通过联系巷道连接。

4.2高放固体废物

处置方案(图10)的要点如下：

图10巷道处置断面示意

Fig.10Aschematicsectionofdisposaldrifts

1)处置巷道、处置单元、处置区之间通过联系巷道连接。多条平行的处置巷道构成处置单元，一个或多个处置单元构成处置区。

2)处置巷道采用直墙拱形断面，净宽为8～16m，高为7～10m。采用锚喷支护或钢筋混凝土衬砌支护。

3)处置包堆码在巷道内，最高不超过5层，处置包周围回填颗粒膨润土。

05

黏土岩处置库

为了保证处置库关闭后的长期安全，处置库上、下黏土岩应有一定的厚度，以有效限制地下水流动和核素的迁移。当岩体厚度超过80m时，可优先选用竖直孔处置方案；当黏土岩层的厚度有限、平面分布稳定、面积足够大时，可优先采用小断面水平巷道处置方案；岩体规模介于两者之间时，处置方案需根据安全全过程系统分析确定。

5.1乏燃料或高放玻璃固化体

5.1.1竖直孔处置

竖直孔处置方案(图11)技术要点为：

图11黏土岩竖直处置孔

Fig.11Verticaldisposalholesinclayrock

1)在处置巷道内开挖一系列平行的竖直孔[7]，处置孔深度为6～10m，直径为0.95～1.35m，其中，处置玻璃固化体取小值，处置乏燃料取大值。

2)为提高处置孔稳定性、减小处置包和缓冲材料的放置难度，特别是减小处置包的回取难度，孔内放置钢套管(花管)支护，套管内放置1个处置包。

3)处置包与套管之间、套管与处置孔壁之间用膨润土小球填充，处置包顶部到处置巷道以下约0.5～1.0m范围用缓冲材料填充，处置孔顶部0.5～1.0m用水泥塞封堵。

4)竖直孔的间距通过热学计算确定。

5)巷道断面和回填方式与花岗岩处置库相同，巷道全断面采用钢筋混凝土支护保持硐室的稳定。

5.1.2小断面水平巷道处置

小断面水平巷道处置方案(图12)的技术要点如下：

图12黏土岩小断面水平处置巷道m

Fig.12Smallsectiondisposaldriftsinclayrock

1)水平巷道直径暂定为0.95～1.35m，处置玻璃固化体取小值，处置乏燃料取大值。

2)为了保持处置巷道的稳定、便于放置和回取处置包和隔离包，全断面用钢套管支护，处置包和隔离包放置在钢套管内，处置包和隔离包的外径与套管内径相差不超过10mm。

3)巷道内放置多个处置包，处置包与处置包之间用1个或几个隔离包分开，隔离包的外形尺寸与处置包一致，内装膨润土，隔离包的数量根据热学计算确定[7]。

4)处置巷道与联系巷道连接端设置一定长度的密封段，用回填材料、水泥塞密封[7]。

5.2高放固体废物

黏土岩中高放固体废物处置方案与花岗岩基本相同，但由于黏土岩的强度较低，处置巷道支护要求应高于花岗岩。

06

高放废物地质处置相关研究

为了保证高放废物地质处置工程顺利实施以及地质处置长期安全评价的要求，需要开展以下研究工作：

1)开展多重屏障系统以及各组成部分的功能要求研究。

2)对于废物体(乏燃料、玻璃固化体等)，应主要开展放射性核素衰变规律、释热演化规律的研究；开展废物体结构演化、废物体高温条件下与水相互作用的研究；开展在高温和地下水条件下与其他屏障相互作用的研究等。

3)对于处置容器，应开展容器材料性质(腐蚀、导热、强度、韧性、辐照等)、容器结构设计(材料、构造、尺寸、厚度等)、容器制造(铸造、锻造和焊接等)、容器性能验证等的研究。

4)对缓冲和回填材料，应开展缓冲和回填材料的导热性、渗透性的研究；开展高温条件下与水相互作用(物理、化学)的研究；开展高温和地下水条件下与其他屏障相互作用的研究；开展材料阻滞核素迁移的研究等。

5)在场址选择上，应开展选址技术和场址适宜性研究，不同处置库围岩(花岗岩和黏土岩)岩性对比研究；开展处置库开挖对周围围岩的应力场、位移场和渗流场影响的研究；开展支护结构和地下设施的结构性能改变和材料劣化的研究；开展高温和地下水条件下与其他屏障相互作用的研究；开展阻滞核素迁移的研究等；开展主要地质事件影响的研究等。

6)对处置库设计方案，应开展处置库力学稳定性和温度影响的研究，开展处置库进出通道、不同废物处置单元布置、处置单元或处置孔断面、间距等设计方案的研究；地面设施布置方案、建筑结构、公用系统等设计方案的研究。

7)在处置工艺和处置机具的研究方面，主要进行包括接收、倒装、转运、放置等工艺过程的研究；缓冲和回填材料制备及吊装和安装机具、转运设备、巷道和处置孔开挖设备、处置容器安装和回取设备、巷道回填设备等的研究。

8)开展安全评价方法研究，开展不确定影响因素的研究。

9)开展地质处置设施相关技术标准的研究。

10)开展不同处置方案和地质处置设施相关工程经济性的研究。

11)开展运行和关闭后(一定时期)监测和监视要求的研究等。

07

结束语

根据我国处置库的概念设计要求和深地质处置废物源项特性，开展了高放废物地质处置概念初步研究，主要包括：

1)提出了我国高放废物屏障系统以及功能时间要求。

2)提出了我国高放废物处置容器方案设想。

3)提出了我国高放废物地质处置库的深度、分区设置和进出通道形式等概念设想。

4)基于围岩类型，系统提出了高放废物处置概念设想。

5)提出了我国高放废物地质处置相关研究的方向或课题，为我国高放废物的地质处置相关研究和设计提供参考。

参考文献

[1]潘自强，钱七虎.高放废物地质处置战略研究[M].北京：原子能出版社,9.

[2]国防科学技术工业委员会，科学技术部，国家环境保护总局.高放废物地质处置研究开发规划指南[EB/OL].

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