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。     

美国高放废物地质处置的管理与进展

本文简要介绍了美国高放废物地质处置的管理，以及尤卡山场址特性评价工作的进展，介绍了美国高放废物处置工作中的经验教训，并对我国有关工作的开展提出了一些不成熟的建议。     

高放废物地质处置地下实验室研究国际合作的有关进展

1　前言国际原子能机构 ( IAEA)于 2 0 0 0年 4月 5～ 7日在维也纳召开了“推进高放废物地质处置地下实验室研究和示范项目国际合作专家咨询会议”,来自中国、美国、加拿大、法国、瑞典、比利时、巴西、捷克、匈牙利和乌克兰等 1 0个国家的 1 1位代表参加了本次会议。此次会议反映了高放废物地质处置地下实验室研究国际合作的进展情况 ,会议的主要任务是 :( 1 )讨论地下实验室研究国际合作对推进高放废物地质处置所起的作用 ;( 2 )确定在地下实验室研究中应开展国际合作的几个关键领域或项目 ;( 3 )讨论IAEA在地下实验室研究国际合作方…     

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。     

高放废物地质处置安全评价准则研究

本文从安全评价的原则和目标出发,研究分析了地质处置安全评价工作开展的步骤和方法,提出了安全评价准则指南建议。     

我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨

绿合对比瑞典、加拿大、芬兰和美国等国高放废物地质处置场址筛选技术思路,分析国外高放废物地质处置库场址筛选过程中取得的经验、教训,总结了我国处置库选址工作取得的成果和存在的问题.在综合研究基础上,分析提出我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路,包括应遵循的原则、工作范围、目标和总体技术步骤等,以利于今后处置库选址工作更系统、规范和统一.     

一些国家高放废物地质处置安全评价介绍

本文介绍了高放废物地质处置的安全目标及其准则，并介绍了比利时ＢＯＯＭ粘土高放废物处置性能和安全评价，以及美国玄武岩高放废物处置安全评价的方法和瑞典花岗岩高放废物ＷＰＣ处置方案的安全分析。对我国高放废物地质处置安全评价工作提出了一些建议     

高放固体废物地质处置安全目标值探讨

安全目标值是高放固体废物地质处置安全评价和审管的基准。通过总结国际上高放固体废物地质处置安全目标值的开发现状,从科学、技术和理念三个层面分析不同国家安全目标值的确定方法,深入探讨安全目标值存在的差异及其深层原因,在此基础上针对我国高放固体废物处置安全标准的研发现状和存在的问题,从安全目标值的选择、适用时间、对无意闯入者的防护等方面提出我国高放固体废物处置安全目标值开发的建议。     

国外几例高放废物地质处置设施选址探讨

根据《高放废物地质处置中长期研发规划指南》所提出的“三步走” 战略, 我国高放废物地质处置项目正处在试验与选址阶段。本文通过总结国外高放废物地质处置项目的建设过程, 总结正反两方面的经验, 认为我国高放废物地质处置项目应采用分阶段决策的选址方案, 健全法律法规, 明确政府、监管方、实施者及公众的角色, 各方保持持续沟通和对话。     

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。     

核废料地质处置天然类似物研究及其意义

深地层埋藏是目前首先的核废料处置方案。由于放射性核素的长半衰期和辐照导致的某些不可预见性因素，我们需要根据天然类似物研究的成果与理论分析和实验结果综合评估和预测核废料处置场的安全性。铜、铁等自然金属类似物的研究指出，壁厚１０ｃｍ的铜质包装在几十万年内都不会破裂；一定厚度的铁质容器至少也能保证核废料在１０００年内不与地下水接触。由于膨润土具有遇水即胀的特点和吸附阳离子的能力，因此是一种常用的核废料回     

核废物处置场环境影响评价中存在的若干问题

核废物处置场环境影响评价中有几个值得注意的问题,这些问题对评价结果可能会产生一定的影响。本文结合作者在实际工作中的若干体会,对这些问题进行了探讨,指出要使环境影响评价结果更切合实际,一定要处理好这些问题。     

西北处置场低、中放固体废物处置实践

介绍了我国西北处置场的基本情况,西北处置场低、中放固体废物接收、处置的组织机构及管理体系,工艺技术,辐射防护及环境监测,以期为我国放射性废物处置工程提供借鉴和支持。     

Parametric Survey for Benefit of Partitioning and Transmutation Technology in Terms of High-level Radioactive Waste Disposal

Benefit of implementing Partitioning and Transmutation (P&T) technology was parametrically surveyed in terms of high-level radioactive waste (HLW) disposal by discussing possible reduction of the geological repository area. First, the amount and characteristics of HLWs caused from UO₂ and MOX spent fuels of light-water reactors (LWR) were evaluated for various reprocessing schemes and cooling periods. The emplacement area in the repository site required for the disposal of these HLWs was then estimated with considering the temperature constrain in the repository. The results showed that, by recycling minor actinides (MA), the emplacement area could be reduced by 17–29% in the case of UO₂-LWR and by 63–85% in the case of MOX-LWR in comparison with the conventional PUREX reprocessing. This significant impact in MOX fuel was caused by the recycle of 241Am which was a long-term heat source. Further 70–80% reduction of the emplacement area in comparison with the MA-recovery case could be expected by partitioning the fission products (FP) into several groups for both fuel types. To achieve this benefit of P&T, however, it is necessary to confirm the engineering feasibility of these unconventional disposal concepts.     

高放废物玻璃固化体的辐照效应研究进展

本文概述了国内外针对玻璃辐照效应所开展的研究及其进展。介绍了α、β、γ射线在玻璃中产生的微观缺陷类型、相对应的表征手段、不同微观损伤与吸收剂量的关系及其在不同温度条件下的稳定性。介绍了玻璃宏观性质随辐照剂量的改变以及饱和现象,提出了宏观性质的改变和无序度的联系来解释实验结果。最后,介绍了玻璃固化体研究所面临的问题和挑战。