核废物处置试验场环境地质研究综述

介绍了国外核废物处理试验场有关环境地质研究现状与进展。据核废物的放射性不同，目前或未来处置的方式不一样：中－低放射性废物（ＩＬＷ－ＬＬＷ）一般采用浅层处置，多置于粘土层或沉积岩层中；高放射性废物（ＨＬＷ）一般通过竖井或平巷处置于深部的花岗岩或岩盐中。根据母岩的类别不同，本文分花岗岩、岩盐、粘土及其它四部分，对不同的试验场的研究计划、内容、方法、进展等进行了评述。     

巴彦诺日公地段花岗岩微裂隙发育特征研究

花岗岩是高放射核废料地质处置库的主要围岩之一,其水力学特征优劣直接决定了花岗岩体能否有效地阻隔地下水对处置库中核废物的侵袭。围岩微裂隙结构和化学风化程度是水力学特征的直观表现,微裂隙结构量化和化学风化程度计算对高放射核废料地质处置库埋藏深度的比选有一定的科学意义。本文以阿拉善某600 m的花岗岩钻孔内不同深度的岩芯作为研究对象,得到大量的微裂隙显微照片;通过测网法和图像处理技术,获得岩芯数字化的裂隙空间分布图像,并从中提取了微裂隙特征参数（裂隙条数、隙宽、裂隙率、裂隙面密度参数等）;然后,对微裂隙特征参数进行了统计分析,描述了裂隙空间分布变异性。花岗岩样品的化学风化程度评价指标有:天然含水率、CIA。同时,利用SEM-EDS探测裂隙部位形貌特征及元素含量等数据。最后,对花岗岩完整性与核废料处置库适宜性进行综合评价。通过本研究,得到了以下结论:（1）研究区的花岗岩微裂隙发育情况随深度增大逐渐变弱。（2）花岗岩受外力作用后微裂隙首先发育在石英中,其次是在长石和黑云母中。（3）临近破碎带,裂隙率、平均隙宽、裂隙条数均增大,同时受后期热液填充的影响,CIA也会表现出高值。（4）破碎带的发育,对周边完整岩体的微观破裂影响距离可以超过10.6 m,后期热液对下方完整岩体的侵染蚀变影响距离可以超过50.27 m。（5）通过综合评价,来自该钻孔不同深度的7个样品中,取自地下598.8 m处的样品所代表的位置最适宜作为核废料处置库深埋区。     

某核电站废物初选处置场水文地球化学特征及与放射性元素迁移…

文章讨论了霜核电站低中放废物初选处置场区基本组分和特殊组分水文地球化学特征及水质动态特征，划分了两个水文地球化学带，分析了水质与放射性元素迁移的相关性，并认为风化壳表层强淋滤带对处置场不利，而深部水化学具阻滞性，适宜处置废物。     

某极低放废物填埋场备选场址的地质及水文地质特征

在核电站和核设施的运行过程中,会产生大量的低于低放(极低放)的放射性废物,尽管这些废物放射性强度较小,但也必须妥善处理,否则仍会产生较大的环境问题.在目前的极低放废物处置中,一般选择浅层掩埋,周围加固的方式进行[1-3].我国西部某单位是我国重要的与核有关的单位,经过长期运行,产生了较大规模的极低放废物需要处置.为了合理选择场址进行废物处置,必须进行备选场址的基础地质、水文地质调查,为场址的适宜性评价提供基础资料和参考.     

花岗岩介质中处置中低放核废料的热应力

花岗岩介质是核废料地下处置的理想介质之一。在“中低放核废料地下处置对围岩介质（花岗岩体）温度场的影响”一文基础上,进一步探讨花岗岩介质中处置中低放核废料热应力效应,旨在为核废料的地质处置作一有益的探索。     

国外核废料处置地质研究动向

笔者参加了第29届国际地质大会,现将会上了解到的关于核废料处置的一些研究动向介绍如下。大会设置的有关核废料处置的地质研究专题有“放射性和有害废料的地质处置”、“核废料处置研究计划”和“核废料处置地点特征及天然类比研究”。来自日本、法国、加拿大、芬兰、瑞典、比利时、俄罗斯、德国、英国和美国的代表在会议上交流了四十几篇论文。其中,法国和日本等核电大国代表的文章较多。从大会宣读和张贴的资料看,目前进行的核废料处置的地质研究工作主要有三个方面的内容。一是构造稳定性问题,其主要研究方向是放射性废料处置地点局部和区域上地质构造稳定程度的估价。二是地球化学问题,主要研究核废料中放射性有害物质在处置地点及其邻     

美国高强放射性废物处置计划概况

美国有西方国家中最大的核能规划。已有多个可运行的核反应堆,还有30个已允许兴建。目前每年核能生产要消耗2000t的燃料。美国能源部(USDOE)估计,到2000年将产生相当于60,000～110,000t铀(MTJ)的高强放射性废料(HLW)。目前,美国安全处置HLW的思想是:把HLW放进一个开过矿的地质处置系统(处置库),直到这些HLW对人类无害或在一定时间里可以挽回它们带来的损失为止。到这个世纪末,美国计划开始运行第一个处置库来安全处置达70,000MTU的商业和国防高强放射性废料。在美国,地质处置库的建设受控于法律以及有关的章程、标准和规范等一套联邦体     

两花岗岩体接触带铀系核素迁移的初步模拟

随着世界各国大力发展核电，放射性废料的安全处置已成为当今研究热点和前沿学科。高放废物深地质处置的安全性主要取决于处置库内放射性核素向生物圈的迁移程度。在侵入岩中，放射性核素主要是通过地下水沿岩石孔隙从处置库向生物圈迁移的。为了理解放射性核素在花岗岩体接触带的迁移行为，本文根据两花岗岩体接触带中样品的铀系核素放射性活度比值（^234U/^238U,^230Th/^234U,^226Ra/^230Th,^230Th/^238U)，利用 α-反冲（弹射）作用引起的放射性不平衡理论，计算了铀系核素子体^234U,^230Th,^226Ra在后期地下水的作用下在花岗岩体接触带及其裂隙内的迁出率、迁入率、并进行了质量平衡的计算。结果表明，经α-反冲作用进入流体的核素的迁出率要远大于因核素自然衰变的消亡率；裂隙充填物及裂隙能阻滞大量核素的迁移，其沉淀核素来自接触带花岗岩；花岗岩能强烈阻滞核素的迁移，可作为阻止放射性核素从核废料地下处置库向外迁移的有利天然屏障。     

国际原子能机构核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术 …

国际原子能机构于１９９９年８月３０日￣９月３日在韩国召开了“核燃料循环末端及核电站放射性废物管理技术国际研讨会”。会议交流了８５篇论文，包括放射性废物管理的技术路线，核电站放射性废物管理，中低放和高放废物的处理、整备和中间储存，中低放和高放废物处置技术，退役废物管理等内容。本文介绍会议概况以及韩国的放射性废物管理概况。     

花岗岩介质中处理中低放核废料的热应力

花岗岩介质是核废料地下处理的理想介质之一。在“中低放核废料地下处置对围岩介质（花岗岩体）温度场的影响”一文基础上,进一步探讨花岗岩介质中处置中低放核房料热应力效应,旨在为核废料的地质处置作一有效的探索。     

极低放废物近地表处置的环境安全评价方法研究

放射性废物处置是当前严峻的环保问题之一,从经济、安全和高效角度出发,将极低放废物从中、低放废物中分离出来单独处置,对核废物的管理与处置具有重要意义。本文以我国西南某极低放废物备选处置场为研究对象,系统分析了处置的相关技术方法,重点研究了屏障技术和环境安全评价方法及其应用。针对拟建在古泥石流体山区山顶上的处置场,选取核素90Sr作为处置对象,选用盆状屏障式处置库,估算产生的核素90Sr的总活度和比活度。选用筛分的颗粒d<1 mm的介质作为屏障材料,厚度为0.5 m,批试验结果显示上述材料对90Sr的吸附效果明显;模拟计算结果显示核素90Sr在50 a内被完全阻滞在包气带中,可以达到安全处置废物的要求。     

岩盐剪切破坏温度效应的实验研究

由于岩盐特殊的物理力学特性,被视为油气储备和核废物处置的理想场所.对在核废物辐射作用、岩体温度升高的情况下,岩盐的剪切变形与破坏特性做了实验研究.楔形剪切和直接剪切实验结果均表明,随温度的升高,岩盐的剪切强度均相应提高,由低温下的弹性变形、脆性破坏,逐步转变为高温下的塑性变形、韧性破坏,有利于核废料与外界生物圈的安全隔离.     

工程地质方法在高放废物处置场建设中的应用

本文介绍了高放废物处置场的基本结构并着重阐述了工程地质方法在高放废物处置场建设中的应用,应用主要包括以下几个方面(1)处置场场区围岩稳定性评价;(2)处置场场区岩体力学性质参数的测量;(3)建立处置场场区工程地质模型。     

核素迁移的示踪试验研究综述

按地下实验室或处置库的不同主岩,简述了以花岗岩,岩盐,粘土岩和凝灰岩等作处置库主岩的核素迁移示踪试验的研究现状,重点介绍了以花岗岩作高效废物处置库主岩的示踪试验方法和进展。     

核废料处置库近场温度半解析研究

核废料处置库的温度场演化规律是处置库设计和安全评估的重要依据,根据处置库的概念化设计,建立了单个核废料废物罐的分层热传导模型。对膨润土区和围岩区热传导方程组进行Laplace变换,联立求解得到了在不同内外边界条件组合情况下变换域内的温度场半解析解。采用Crump方法对半解析解进行数值反演,获得废物罐近场时间-空间域的温度分布,最后分析了不同参数条件下单个废物罐表面温度的变化规律。结果表明,核废料的燃烧值越高,冷却时间越短,废物罐表面温度越高;采用有限外边界条件计算得到的废物罐表面温度要高于无限外边界条件;膨润土的导热系数越大,废物罐表面温度越低,膨润土土层厚度越厚,越不利于内部温度的扩散。研究成果可用于评价不同条件下废物罐近场温度的演化规律。     

同位素方法在某中放废物处置场地水文地质特征研究中的应用

在某中放废物处置场补充勘查工作中,采用环境同位素和放射性同位素对处置场地的地下水渗流速度、年龄以及深层承压水与泉水之间的水力联系等进行了研究,并对深层承压水的成因和补给来源进行了分析,揭示并获取了场地相关水文地质特征及参数。     

核废料处置库近场温度半解析研究

核废料处置库的温度场演化规律是处置库设计和安全评估的重要依据, 根据处置库的概念化设计,建立了单个核废料废物罐的分层热传导模型。对膨润土区和围岩区热传导方程组进行Laplace变换,联立求解得到了在不同内外边界条件组合情况下变换域内的温度场半解析解。采用Crump方法对半解析解进行数值反演,获得废物罐近场时间-空间域的温度分布,最后分析了不同参数条件下单个废物罐表面温度的变化规律。结果表明,核废料的燃烧值越高,冷却时间越短,废物罐表面温度越高;采用有限外边界条件计算得到的废物罐表面温度要高于无限外边界条件;膨润土的导热系数越大,废物罐表面温度越低,膨润土土层厚度越厚,越不利于内部温度的扩散。研究成果可用于评价不同条件下废物罐近场温度的演化规律。     

西北某干旱区多级储水洼地地下水数值模拟

西北某放射性废物处置场预选区,区域地下水系统包含多级独立第四系储水洼地,洼地出口以泉水排泄地下水,继而回渗补给下级洼地。根据含水层底板起伏特征,利用GMS模拟软件中的排水沟模块与溪流模块概化了泉水,通过泉流量校准与监测孔水位拟合,校正了研究区渗透系数、给水度、和储水率等水文地质参数,计算了地下水流速、流向以及地下水资源量。结果显示,研究区地下水由南向北东径流,东北部为最终排泄洼地,地下水流速缓慢,水资源相对匮乏,有利于放射性废物处置的安全。     

地球物理勘查技术在广东核电站废料处置场选址中的应用

论述了在核电站废料处置场选址中地球物理的勘查的重要性和作用,并着重阐明对此类重点工程选址中的物探工作技术及应用效果。     

南加利福尼亚的固体废物处置

固体废物填埋处置,实际上是在选定的适宜场地上采用工程原理设计,将废物分层碾压填埋,以最大限度地和生物圈相隔离,即给固体废物寻求一个合适的最终归宿。处置场选址及场地岩土工程设计,必须和拟处置的废物的污染能力相适应。南加利福尼亚管理法规规定,废物按其污染能力分为三组,相应的处置场主要按水文地质条件分为三级8类。本文介绍了上述分类的具体细节要求,以期对我国刚刚开始的固体废物处置研究与实践有所帮助。