用于建立参考生物圈的BIOMASS方法

国际原子能机构生物圈模拟与评价（B10MASS）项目专题1中提出了适用于放射性废物处置库长期安全评价的“参考生物圈”的概念以及BIOMASS方法。本文介绍参考生物圈的概念,用于建立参考生物圈的BIOMASS方法,以及采用BIOMASS方法建立的一系列参考生物圈样例。     

高放废物地质处置库安全特性研究

高水平放射性废物(简称高放废物)是一种放射性强、毒性大、含有长半衰期核素且发热的特殊废物,对其进行最终处置难度极大,面临一系列的科学、技术、工程及社会学的挑战。高放废物安全处置的核心是,要确保在数万年甚至更长时间内,将高放废物与生物圈进行有效隔离。我国核武器研制和生产过程中,已经积累了一批亟待地质处置的高放废物,急需开展技术研发,并建设处置库对其进行最终地质处置。另外,我国核电站乏燃料后处理产生的高放废物以及某些不宜后处理的乏燃料,也需进行最终地质处置。本文针对高放废物安全处置的要求,对高放废物处置库的工程屏障(玻璃固化体、废物罐、缓冲材料等)和天然屏障(处置库围岩)的安全特性进行了研究,介绍了我国高放废物地质处置库选址、工程屏障和安全评价的进展。     

高放废物地质处置性能评价

为建立我国高放废物地质处置性能评价方法而系统地介绍了性能评价的研究目的、研究内容、研究方法、国内外研究现状；以此为基础，提出了关于开展我国性能评价的若干建议。性能评价方法的建立将有利于我国高放废物地质处置事业的协调发展。     

中国高放废物地质处置研究进展:1985～2004

如何安全处置高放废物是核工业可持续发展面临的挑战性问题。我国的高放废物深地质处置研究从1985年开始，提出的计划目标是：于21世纪中叶建成我国高放废物地质处置库，处置的对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料，处置库为竖井一坑道型，候选围岩为花岗岩，位于饱和带中。在1985～2004的20a中，我国高放废物地质处置研究取得了进展，已确定我国高放废物最终处置走“深地质处置”，并且是“三步曲”式的技术路线，即处置库选址和场址评价一地下实验室一处置库。经过全国筛选对比，已初步选定甘肃北山地区为重点预选区，该区地处戈壁，地壳结构完整，地壳稳定，人烟稀少，地质条件和水文地质条件均有利。20世纪90年代初期，开展了地下实验室的选址工作，初步选择了北京郊区2处地点为我国高放废物地质处置“普通地下实验室”的场址。已确定使用膨润土作为处置库的回填材料，并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。对膨润土的矿物学、岩土力学、物理力学性质和热学性质进行了研究。已获得一批放射性核素(主要是Np、Pu、Tc)在北山花岗岩和膨润土上的吸附分配比、扩散系数和弥散系数等参数，建立了低氧手套箱和模拟处置库温度、压力和氧化一还原条件的小型实验装置。高放废物中的关键核素的化学行为研究也取得进展。花岗岩接触带核素迁移、铀矿床中超铀元素迁移、青铜器腐蚀等天然类比研究取得了成果。还开展了高放废物地质处置系统总性能评价源项和生物圈模式的调研。概念设计研究仅在20世纪90年代初开展了部分研究。从1999年开始，与国际原子能机构开展了2期高放废物地质处置技术合作项目，极大地提高了我们的技术水平。20a的科研工作为我国在21世纪完成高放废物地质处置奠定了一定基础。     

高放废物地质处置库预选场址水文地质研究进展

深地质处置是目前国际上普遍接受的高放废物最终处置方案。对于这种处置方案而言，最有可能使处置库系统中放射性核素释放并进入生物圈的机制是地下水的作用。本文阐述了这种地下水的作用，包括地下水与工程屏障的相互作用、地下水在地质屏障中的核素迁移作用及核素滞留作用；介绍了处置库场址评价中水文地质研究的国际进展和动向；重点介绍了我国高放废物处置库预选场址水文地质研究进程和概况。     

高放废物地质处置中的工程材料

凡人类从事于与核材料有关的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物.高放废物由于具有放射性水平高、发热量大、核素寿命长等特点,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.借鉴已有研究成果,我国采用多重工程屏障系统(包括废物固化体、废物罐及其外包装和缓冲/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.参照国际上该领域的研究成果,结合我国处置概念,本文就高放废物地质处置中的工程材料(废物固化体、废物罐、外包装、缓冲材料、回填材料),以及其材料选择、设计要求和研究重点等进行了总结.     

高放废物处置库系统性能评价内容及方法

高放废物处置库系统性能评价研究对确保高放废物处置库的长期安全运行具有重要意义,本文介绍了高放废物处置库系统性能评价的内容及方法。     

中国高放废物地质处置21世纪进展

21世纪近20年，我国高放废物深地质处置进入了一稳步发展的新阶段，在法律法规、技术标准、战略规划、选址和场址评价、工程屏障研究、处置库和地下实验室概念设计、核素迁移和安全评价研究等方面取得了显著进展。其主要亮点包括颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》和《中华人民共和国核安全法》，制定了《高放废物地质处置研究开发规划指南》，颁布了《高放废物地质处置设施选址》核安全导则，确定了2020年前开工建设地下实验室、2050年建成高放废物处置库的目标，甘肃北山预选区被确定为我国高放废物地质处置库首选预选区，建立了场址评价方法技术体系，确定了内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料，建立了我国首台缓冲回填材料热 水-力-化学耦合条件下特性研究大型实验台架（China-Mock-Up），获得了一批关键放射性核素的迁移行为数据，开展了初步的安全评价，完成了地下实验室安全技术研究。确定甘肃北山的新场为我国高放废物地质处置地下实验室的场址。2019年5月6日，国家国防科工局批复中国北山高放废物地质处置地下实验室工程建设立项建议书，标志着我国高放废物地质处置正式进入地下实验室阶段。这一系列工作进展和取得的成绩为我国2020年开工建设地下实验室、掌握高放废物地质处置技术奠定了坚实的基础。     

Am在花岗岩中的吸附行为

高放废物中的一些核素（^237Np、^99Tc、^239Pu、^241Am等）毒性大、半衰期长，处置不当将会严重危害人类生存环境。采用深地质处置，随着时间的延长，由于地下水的侵蚀以及不可预见情况的发生，废物库以及废物包装体的完整性将会被破坏，高放废物中的各种放射性核素将随着地下水而迁移到生物圈中，危害到人类的安全。     

高放废物地质处置FEPs清单筛选与景象开发初步研究

景象开发是高放废物地质处置安全评价中必不可少的关键步骤,景象开发过程中首先要考虑所有可能影响将来处置库性能的特征、事件和过程(FEPs),并对所有的FEPs进行分类、筛选分组,形成景象。介绍了国际上景象开发过程中的FEPs建立与筛选方法以及FEPs清单开发的实践;为我国高放废物地质处置规划选址阶段的FEPs清单建立与筛选以及景象分析提供参考。     

Chapter 8: Transport Accident Risk

Abstract

On their way to the waste disposal site, waste transporters can become involved in accidents. In certain circumstances the waste containers may not be able to withstand the accident forces, thus causing radioactive material to be released into the environment. Depending on the radioactive materials held in the waste containers concerned and the amount released into the environment, the radiological consequences — such as radiation exposure of individuals and contamination of the biosphere — vary over a wide range.     

Efficiency analyses of the CANDU spent fuel repository using modified disposal canisters for a deep geological disposal system design

Deep geological disposal concept is considered to be the most preferable for isolating high-level radioactive waste (HLW), including nuclear spent fuels, from the biosphere in a safe manner. The purpose of deep geological disposal of HLW is to isolate radioactive waste and to inhibit its release of for a long time, so that its toxicity does not affect the human beings and the biosphere. One of the most important requirements of HLW repository design for a deep geological disposal system is to keep the buffer temperature below 100 °C in order to maintain the integrity of the engineered barrier system. In this study, a reference disposal concept for spent nuclear fuels in Korea has been reviewed, and based on this concept, efficient alternative concepts that consider modified CANDU spent fuels disposal canister, were developed. To meet the thermal requirement of the disposal system, the spacing of the disposal tunnels and that of the disposal pits for each alternative concept, were drawn following heat transfer analyses. From the result of the thermal analyses, the disposal efficiency of the alternative concepts was reviewed and the most effective concept suggested. The results of these analyses can be used for a deep geological repository design and detailed analyses, based on exact site characteristics data, will reduce the uncertainty of the results.     

放射性高盐废液干燥成盐技术研究

放射性废物处理中，放射性废液的体积和所含放射性总量在“三废”中占比较大，为使废物最小化，本研究围绕放射性高盐废液干燥成盐技术开展技术路线论证、工艺设计，研制放射性高盐废液微波干燥成盐工程样机，并完成样机加工制造、安装调试及性能验证。工程样机验证实验结果表明，装置运行过程稳定，干燥速率约6～8 L/h,产物不含游离水，桶内及桶壁温度最高约100℃,桶内压力在1～2 kPa之间。本研究结果可为放射性高盐废液干燥成盐技术及专用工装设计提供参考，并为后续工程应用奠定基础。     

EDF Waste Packages Transport and Compliance with Regulations: Prediction of Retention of Radionuclides by Cementitious Materials

Abstract

Different concrete waste packages have been designed by Electricite de France (EDF) for the long-term storage of radioactive Low Level Waste (LLW). Their main function is to confine radionuclides from the biosphere for three hundred years in a near-surface disposal. According to the transport regulation, a Type B package is needed for some waste like water filters. The water filters from EDF nuclear power plants are encapsulated in mortar and placed in a concrete container. Transport regulations for these containers have required the development of a methodology for safety assessment. The reference scenario of container degradation during transport considers a 9 m drop and a 800°C fire for 30 min. First, the different chemical and physical processes involved in the containment of radionuclides are analysed. In particular, the radionuclide transport mechanisms in cement-based materials have been reviewed. Secondly, the effects of a container drop on the mortar and concrete retention are discussed. Thirdly, in order to prove compliance with the regulations, a simplified model is proposed to predict the radionuclides release with time. It is concluded that cement-based materials offer high performance as a mechanical and chemical barrier to radionuclide releases for Type B packages.     

高放废液煅烧工艺的研究现状

高放废液安全有效的处理与处置是世界各国关注的重要课题。常采用煅烧技术对高放废液进行预处理，达到实现减少高放废物的产生量、降低高放废物处置的风险的目的。本文主要以常见的几种预处理煅烧工艺技术（罐式煅烧法、喷雾煅烧法、流化床煅烧法和回转煅烧法等）为研究对象，分别从煅烧机理、研究现状及优缺点等多个方面进行较系统的分析探讨。     

安全评价软件Ecolego解法器选取研究

Ecolego软件已广泛应用于放射性废物处置场的安全评价中,其提供了十余种解法器供用户使用,但不同解法器的性能相差较大,在安全评价中如何选取适宜的解法器给用户造成了困扰。本研究在对各解法器特点进行论述的基础上,利用Ecolego 6.5提供的解法器对瑞典高放废物处置安全评价模型进行测试,结果表明NDF解法器在地质圈及总模型计算耗时最少,BDF及RADAU5解法器分别在近场模型及生物圈模型耗时最少;Rosenbrock与TR-BDF2解法器计算结果稳定。综合计算耗时与求解精度考虑,在类似瑞典高放废物处置场地的安全评价模拟中,推荐使用TR-BDF2解法器。     

对法国高放废物处置安全审评的分析研究

介绍了法国高放废物处置研究现状和规划，对法国高放处置场的审评技术单位法国核与辐射安全研究院（IRSN）所开展的高放处置安全研究和审评工作及其提出的审评原则和审评要点进行了分析研究，并对我国的高放处置安全审评工作提出了建议。     

高放废物地质处置库花岗岩体预选研究

简要介绍了应用遥感技术结合地质研究,优选高放废物地质处置库花岗岩体的思路和方法.以北山外围地区为例,通过遥感数据处理,遥感影像解译,岩体地质特征分析,岩体预选准则的建立,在野外勘查的基础上,预选了若干有利的花岗岩体.为优选高放废物地质处置库场址提供决策依据.