高放废物处置库甘肃北山预选区水文地质特征方法学研究

总结了 1996年至 2000年开展的甘肃北山地区区域水文地质调查研究成果。研究中从北山地区水文地质、水文地球化学、地下水同位素、腐殖酸调查入手,重点评价了研究区的含水介质特征、水文地球化学及地下水同位素特征。在大量资料综合分析的基础上,综合论述了研究区分区水文地质条件、地下水循环交替特征、地下水动力学和化学特征,并通过地下水流动状态的计算机模拟,水文地球化学以及水-岩-核废物间相互作用的计算机模拟,首次综合评价了北山地区作为我国高放废物处置库场址的可行性。研究成果全面、深刻展示了北山地区弱含水、低渗透、低流速的水文地质特征及偏碱性、高矿化的地下水化学特征,为在该区预选最适宜的高放废物处置库场址提供了评价依据。     

关于东天山区域地壳稳定问题的讨论

从高放废物处置安全角度而言,区域地壳稳定性问题是高放废物处置库场址选择时首先要考虑的必要条件。笔者从地形地貌特点、区域断裂活动性与历史地震记录和地震烈度、现代地壳形变、区域地球物理场特征、地壳速度结构与岩石圈弹性厚度、大地热流与地热异常等6个方面来讨论此问题。结果表明东天山区域地壳稳定。     

高放废物处置库甘肃北山预选区综合水文地质研究

在野外水文地质调查基础上,开展了北山地区地下水系统特征、岩体渗透性能、地下水动态、水文地球化学、地下水同位素、地下水CFC以及地下水流场模拟等综合性水文地质研究。依据大量资料的科学分析,综合论述了研究区水文地质条件、地下水循环交替特征、地下水化学特征和动力学特征,并对北山地区作为高放废物处置库场址预选区的适宜性进行了评价。通过这些工作,不仅为我国高放废物地质处置库选址建立了系统的水文地质研究和评价方法,也为在该区筛选最适宜的高放废物处置库场址提供了重要的水文地质依据。     

新疆天山地区活动构造特征及区域地壳稳定性分析

区域地壳稳定性是高放废物处置库选址的重要指标之一。基于我国新疆天山地区的活动构造特征及其与地震空间分布关系的研究,对研究区地壳稳定性进行分析,选出相对稳定的"安全岛"地区,为高放废物处置库选址提供依据。     

对我国高放废物处置研发工作的几点建议

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。     

我国高放废物地质处置研究

文章提出我国高放废物地质处置拟采用处置库选址和场址评价-特定场址地下实验室-处置库“三步曲”式技术路线。计划目标是于2030∽2040年前后建成我国的高放废物地质处置库。处置对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料，处置库为竖井-坑道型，候选围岩为花岗岩，位于饱和带中。已初步选定甘肃北山地区为重点预选区。该区地处戈壁，地壳稳定，人烟稀少，地质条件和水文地质条件有利。现已试验获取预选区大量深部地质环境参数。确定使用膨润土作为处置库的回填材料，已获得一批放射性核素在花岗岩和膨润土中的吸附、扩散数据，建立了模拟处置库温度、压力和氧化还原条件的实验装置。高放废物地质处置场址评价、放射性核素地球化学行为、回填材料研究和环境评价研究正在深入进行，并与国际原子能机构等进行了卓有成效的合作。     

花岗岩中高放废物地质处置库系统分析方法研究

首先以甘肃北山预选区花岗岩场址为例,提出该场址中高放废物地质处置库概念设计和结构设计,然后以系统分析方法论为基础,描述处置库的系统功能、结构、环境及其演化过程.并以模拟软件GoldSim为工具,建立该处置库演化过程的计算机模型,最后以该计算机模型为模拟实验平台,模拟处置库中辐射毒性时空分布,分析模型中的参数灵敏度,优化设计参数,并预测和评价处置库性能.其研究成果可为合理配置资源和有效协调各研究项目之间关系提供技术支持.     

高放废物处置库野马泉预选场址地下水放射性同位素特征

甘肃北山野马泉地区是我国高放废物处置库预选场址之一.文章阐述高放废物处置库天然类比研究的主要内容,并阐述类比研究中涉及的地球化学问题.以野马泉岩体为例,研究地下水铀、钍含量及放射性特征、铀同位素特征.初步认为,在当地的地质、水文地质等环境条件下,铀的迁移能力有限,迁移距离较小.这一认识为预选场址评价提供了重要的信息和依据.?＃     

甘肃北山高放废物处置库预选场址远场环境影响模拟评价

以甘肃北山高放废物处置库预选场址为评价对象,收集该预选场址的环境资料,采用Ecolego软件对该场址远场环境进行评价。远场环境评价时考虑的公众受照途径为黑河流域水灌溉和饮用造成的公众辐射剂量。经评价,个人所受剂量在高放废物处置库关闭后随时间逐渐增大,在关闭后1.5×10~6 a左右达到剂量率峰值4.66×10~(-11) Sv/a,此时,关键核素为~(135)Cs,剂量贡献值为99.1%。     

我国放射性废物处置库场址预选的远景评价

一、概述随着我国核能的开发,与之相配套的放射性废物处置技术也进入了研究开发的阶段。在核工业部科技司的领导下,我们自1986年6月至1987年7月进行了“我国放射性废物处置库场址预选的远景评价”的研究。工作重点是处置库场址的区域筛选,为今后进一步完成场址筛选、工程地质、水文地质、核素迁移、安全评价等工作打下基础。     

国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展

论述了处置库候选围岩的岩石类型、花岗岩特征,以及一些国家在花岗岩地区开展高放废物处置研发工作的进展情况。经过几十年的工作,国外有些经验值得我们今后工作时参考:1)重视志愿者选址工作。国际上不少国家认为这是地质选址工作的先导,选址工作的成败常与此项工作的进展情况有关;2)近年来,单纯处置高放废物的处置库,已逐渐发展成为多功能处置库,即,它既处置高放废物和乏燃料,同时还处置其他各类核废物;3)由瑞典SKB开发的KBS-3高放废物处置方案和处置工程的设计模式已被不少国家所接受;4)特定场址地下实验室的工程设计完全与处置库的工程设计融为一体,这样既节省工程成本,又提高处置库工程设计的可靠性;5)花岗岩具有良好的岩石力学性能,这对处置库工程结构的长期稳定性和安全处置核废物提供有效的物理保障和良好的物理隔绝性能。但在选址时要特别注意场址的区域地壳稳定性、岩体的处置容量和埋藏深度,以及处置地段的构造发育程度和岩石的含水性;6)处置后废物的回取。     

高放废物处置库预选区新构造运动特征

新构造活动强烈程度是高放废物处置库场址评价的一个重要指标。本文阐述新构造研究的指导思想、方法及其在高放废物处置库选址中的应用。通过东天山地区南、北地段对比研究,选出了在新近纪时期构造环境相对稳定或新构造活动强度相对微弱的东天山南部地区,作为高放废物处置库基地。研究结果表明它对场址评价是有意义的。     

美国专家考察我国高放废物处置库甘肃北山预选场址

经国务院外国专家局批准,应中国核工业集团公司的邀请,美国国会下属的“美国核废物技术评审委员会”3位高级专家Richard Parizek博士(总统顾问、水文地质学家、核废处置专家)、Leon Reiter博士(地质学家、核废处置专家)和Paula Alford博士(核环境政策专家)一行3人于1999年10月2～13日来华讲学,实地考察了我国高放废物处置库甘肃北山预选场址,并在核工业北京地质研究院讲课,介绍了美国高放废物处置库尤卡山候选场址特性评价进展及     

高放废物处置库野马泉预选地段地下水铀存在形式及迁移特征

甘肃北山野马泉地区是我国高放废物处置库预选场址之一。本文以该预选场址为例,在地下水铀、钍含量及其同位素比值测试、分析基础上,计算了铀存在形式。结果表明,地下水中的铀主要以U(OH)₄(aq)形式存在。探讨了铀的迁移特征,认为在当地的地质、水文地质等环境条件下,铀的迁移能力很低。     

芬兰乏燃料最终地质处置研究历程及经验

对芬兰乏燃料地质处置库的选址、场址评价、地下实验室研究历程进行了介绍。芬兰在通过参与国际合作的基础上,提出了具本国特色的乏燃料地质处置技术路线,即“选址-特定场址地下实验室-处置库”方案。借鉴芬兰在乏燃料地质处置研究中积累的经验对我国高放废物处置场址的选择及其研究技术,作者提出了一些建议和具体的做法。     

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。     

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。     

8 模拟地下水与北山地下水的比较

在高放废物深地质处置的处置库场址确定及环境安全评价中，预选场场址地下水的作用是一个极其关键的因素。本工作通过对实验室制备的放置不同时间的模拟地下水和北山3号孔及4号孔地下水样品的数据分析和比较，评价模拟地下水和北山3号孔及4号孔地下水是否具有一定的代表性，以及3种水样之间的差别。结果表明：在惰气环境中经过5年的水岩作用，模拟地下水的化学成分基本稳定.     

IAEA高放废物地质处置参考生物圈建立方法及对我国的启示

高放废物地质处置的安全评价需要考虑长时间尺度下生物圈的演变和演化。本文介绍IAEA生物圈模拟与评价(BIOMASS)项目中参考生物圈的建立方法,其构建的“评价生物圈”可用于高放废物特定场址的评价。建议尽快开展我国北山高放废物处置库参考生物圈的建立。     

甘肃北山预选区旧井地段断裂的分形特征--中国高放废物处置的潜在场址

以甘肃北山旧井地段的断裂为研究对象,对其进行了分形特征研究。在对该区的TM遥感影像进行线性构造解译的基础上,利用线性构造分布图,使用Box Flex方法,计算了旧井地段断裂的分维值,结果表明,旧井地段断裂具有分形特征,且分维值为1．466,在工程岩体质量分级中属于“好”的级别。通过此项研究,初步建立了旧井地段断裂分形特征的研究方法,评价了该地段花岗岩的岩体工程质量,为高放废物处置库的选址和场址评价提供了基础资料。