高放废物地质处置：进展与挑战

随着我国核能事业的飞速发展,高水平放射性废物的处理和处置,即将成为一个重大的安全和环保问题。在介绍国内外进展的基础上,重点讨论了高放废物地质处置面临的挑战：处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下(中(高)温、应力作用、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等)深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为及处置系统的安全评价。     

高放废物地质处置安全评价研究

高放废物安全处置是放射性废物管理的重难点问题之一。目前全球拥有核工业的国家正在积极探索安全处置高放废物的高科技研究新课题,但至今尚无高放废物处置库投入运作。本文综述了国内外高放废物地质处置安全评价研究工作,介绍了我国高放废物地质处置库安全评价的一些进展,旨在为我国高放废物地质处置安全评价提供建议与参考。     

柯尔碱膨润土作为高放废物处置库回填材料可行性分析

回填材料作为深地质处置库工程屏障的重要组成部分,其选材和性能研究历来是高放废物处置技术研究关注的重点内容。通过对新疆柯尔碱膨润土的渗透性、对核素阻滞性、膨胀性及导热性等关键参数的分析,结果表明其渗透性和导热性满足IAEA推荐要求,对核素钚的分配系数优于日本高放废物处置库所选用回填材料,膨胀性优于我国高庙子膨润土,认为柯尔碱膨润土性能满足高放废物处置库对回填材料的要求,可作为我国高放废物处置库回填材料。     

高放废物地质处置的安全管理与策略

 高放废物在数千年的人类生存环境中仍然存在危害性，目前基于非能动安全所提出的地质处置方案是高放废物安全管理的首选策略，其安全评价的时间尺度高达万年，处置库场址的申请和建造的审批重点在于长期安全性的论证。因此，地质处置的安全评价系统需要简化，以便于计算和预测，从而提高安全评价结果的置信度。介绍了高放废物地质处置的研究进展、地质处置的非能动安全及核技术的安全管理启示。鉴于地质处置安全的不确定性，引入了安全监管的概念。     

花岗岩高放废物地质处置库选址与安全评价

安全评价是建立放射性废物地质处置安全信心的关键,也是处置库阶段性发展的重要支撑.针对花岗岩处置库,综述了高放废物地质处置库选址及其安全评价的特性,阐述了安全评价在场址比选及后续发展中的重要作用;以瑞典、芬兰的处置实践为例说明了选址阶段安全评价应用方式,并对我国选址阶段安全评价的需求进行了介绍.     

高放废物处置安全研究

高水平放射性废物(简称高放废物)能否安全处置是公众关注的问题,是影响核电发展的关键,世界有关科技人员正在为攻克这一堡垒而努力。本文从任务提出、解决途径、采取措施、现状和问题等方面作了分析和评论,并对我国应该采取的策略提出了建议。     

复合胶体作用于Sr在花岗岩裂隙填充物中吸附行为研究

放射性废物地质处置过程中,核素在固液界面的吸附行为对核废物安全处置具有重要影响。本文以高放废物处置场花岗岩裂隙填充物为研究对象,通过批实验和微观表征技术研究了复合胶体作用下Sr在花岗岩裂隙填充物中的吸附规律。结果表明:腐殖酸胶体与针铁矿胶体结合成为有机–无机复合胶体的方式,主要依靠针铁矿胶体中所含羟基与腐殖酸胶体中所含羧基发生配位体交换反应,复合胶体以针铁矿胶体为主导,腐殖酸附着在针铁矿胶体表面;pH和固液比对复合胶体体系对Sr的吸附行为影响较大;通过改变溶液中Sr离子初始浓度进行等温吸附方程的拟合表明,该吸附体系的吸附为单层吸附且反应更快。结果可为放射性废物处理场中Sr的吸附行为提供科学规律认识。      

内蒙古塔木素高放废物地质处置库三维地质建模研究

内蒙古塔木素地区是我国高放废物粘土岩处置库选址的重点研究区域,三维地质模型可直观、立体的展示地下深部结构空间的分布形态,是一种有效的场址评价手段。为确保地质模型的可靠性,融合了已有的地质平面图、12条浅层地震剖面,对塔木素地区进行三维地质建模研究。依据塔木素地区三维地质模型刻画的粘土岩目标层位、断裂构造空间分布特征,结合我国高放废物地质处置库选址标准,在预选地段东南处圈定了一处高放废物地质处置库的优选区域。     

流体包裹体研究在高放废物处置库场址评价中的应用——以新疆阿奇山1号岩体为例

流体包裹体是封存于矿物内的古流体,对裂隙充填脉体的流体包裹体研究可以揭示高放废物深地质处置库预选场址的深部热环境及古地下水热历史。以新疆阿奇山1号岩体为研究对象,通过测定1号岩体中不同期次热液脉体中包裹体的形成温度、盐度、成分等信息,结合该区的地质背景及其稳定同位素特征,综合分析阿奇山地段1号选址岩体热液流体性质及其活动的强度,为评价阿奇山地段候选场址的稳定性提供科学依据,为高放废物处置库场址的评价提供新的方法依据。     

甘肃北山预选区地质处置系统初步FEPs分析

特征、事件和过程(简称FEPs)分析是高放废物地质处置性能评价中的一个至关重要的步骤,基于瑞典SKB FEPs数据库,论文利用特征、事件和过程分析方法,结合我国甘肃北山地区实际情况,修正、排除和增加了FEPs,列举了适合于北山高放废物处置库系统的FEPs,对我国高放废物处置系统性能评价具有重要参考意义.     

放射性废物处置中的地质学问题及研究现状

放射性废物地质处置是一个涉及放射性化学、原子物理、水文地质学、水文地球化学、构造地质学、土木工程学多学科的复杂的系统工程，其中由于处置库建设的主体工程是地质工程，因此地质工作在放射性废物地质处置中占有重要的地位。在分析国内外有关资料基础上，结合放射性废物地质处置工作中的经验，指出了低中放射性废物和高放射性废物地质处置工程中地质工作的研究内容、研究范围及国内外研究现状，并强调了地质构造、水文地质、水文地球化学、地球物理、矿物岩石、岩土工程和地质灾害等地质工作在放射性废物地质处置中的作用。     

高放废物处置库因格井预选区水化学—同位素分析

因格井坳陷是中国高放废物地质处置库黏土岩重要预选场址之一。选取研究区19组水样作为研究对象,利用Piper三线图和Gibbs图等方法,探讨该区域的地下水化学特征和氢氧同位素特征,主要结论是:研究区的地表水和地下水的水化学类型主要是Cl-SO_4-Na-Ca型或Cl-SO_4-Na型,水化学类型差别不大;pH大多落在7~9之间,TDS值均小于100 g·L~(-1),两者符合中国黏土岩选址的基本标准;地下水主要接受大气降水的补给,地表水的补给作用不明显,初步认为,就水文地质条件而言,因格井坳陷预选区适合建造高放废物处置库。     

放射性废物处置某场址地球化学工程屏障研究

针对某放射性废物处置场址的天然屏障性能差,提出建造折叠式"之"字形地球化学工程屏障,将处置物释放出的核素垂向固定在场址范围内。屏障的机理是,核素铀、锶的迁移形式分别为:UO2(CO3)22-和Sr2+,而性能相反,且处置层为表生强氧化带,降水入渗强烈,不宜建还原性屏障;故对铀和锶依次建造:阴离子吸附屏障和阳离子吸附屏障,形成可连续渗流的双重屏障。屏障的砂土物料取自场址附近,成本极低。经室内模拟实验结果表明,铀和锶等核素通过其屏障时的分配系数值都在103量级。     

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的关系

文章讨论了某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。     

甘肃省陇东地区粘土岩基本特性研究

高放废物地质处置库围岩的选择至关重要,各有核国家都对处置库可能的围岩进行了系统研究.从国外经验和国内前期研究成果来看,我国粘土岩是高放废物地质处置库建设中重要的候选围岩之一.对陇东地区进行了地质调查,介绍了该地区的区域构造和区域地质特征,重点对该地区的粘土岩的基本性质进行研究.研究结果结果表明,该地区的粘土岩真密度在2...     

高放射性核废料地质处置中铜腐蚀行为研究进展

 随着核工业的飞速发展,高放射性废物的处置成为重大安全和环保问题,而深地质处置是普遍接受的方案。在处置库花岗岩环境及无氧还原条件下,更适合的处置罐材料为高纯铜。本文从处置库的地质环境、铜处置罐的腐蚀、铜处置罐的寿命预测等方面,综述处置库环境下纯铜的腐蚀电化学行为的研究进展,以更好地评估纯铜在处置库环境下的耐蚀性能及预测处置罐的寿命。     

低水平放射性废物水泥固化体的测试与评价

选取有代表性的低放废物淤泥及废树脂制备水泥固化体样品，进行了样品游离液体、抗压强度、抗冲击性、抗浸泡性、抗冻融性和^238U核素抗浸出性的试验测试与评价。结果证明，两种水泥固化体均满足低放废物浅地层处置国家标准的相关要求。     

用于核废料处理的岩盐溶腔力学特性

综合各国研究成果,分析岩盐的蠕变、渗透、防辐射力学效应、盐腔内卤水的热膨胀等力学特性、以及盐层倾角、岩盐溶腔围岩的应力和应变,溶腔的几何形状和溶腔顶板稳定性等影响岩盐溶腔稳定的主要因素,可知岩盐溶腔用于核废料处置是安全的并具有较好的应用前景.