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摘 要本文介绍了高放废物的类别、国内外高放废物地质处置的概念、及其主要技术问题的研究。最后，简要介绍了国内在高放废物地质处置方面的规划、选址、进展情况。
关键词： 高放废物；地质处置
1引言
核科学技术在给人类社会带来巨大能源的同时也产生了大量的放射性废物，核废物的安全处理与最终处置在很大程度上影响着核能产业的未来和生命力。
按照放射性水平的不同，核废物通常可分为高放废物（HLW）、中放废物（ILW）和低放废物（LLW），其中尤以高放废物的处理与处置最为困难。按照美国核管会（NRC）1981年的定义，核电站高放废物主要包括下列两类：
核电站卸出的不经处理的乏燃料
高放废液的固化体
在这两类高放废物中，其主要核素有锶、铯、钚、镅、镎等超铀元素。由于这些超铀元素的半衰期长、放射性毒性大、放射性水平高、发热量大，需要把它们同人类生存环境长期、可靠地隔离。
世界上十多个国家对高放废物处置曾提出过多种方案，如太空处置、海洋处置、冰层处置及地质处置等等，多年来，通过分析和对比，许多发达国家对高放废物地质处置的安全性和现实性达成共识，我国也于2003年颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》规定对高放废物和α废物应当采用集中的深地质处置方法，这使得高放废物地质处置成为开发时间最长，也是目前最有希望投入应用的处置方案[1]。本文将主要介绍国内外高放废物地质处置的理念和关键技术问题的研究开发进展，以及我国在这方面的规划、选址、进展情况。
2.高放废物地质处置的基本概念和基本方法
2.1、高放废物地质处置的基本概念
高放废物地质处置是一项将放射性核素包容、阻滞为核心内容，并设多重屏障为主要手段的复杂系统工程，它主要利用土壤、岩石等地质材料，采用地质手段及一整套设施将高放废物封闭在一个有限的地质空间内，在存贮数百年乃至上千年的时间段里，与人类生存环境长期或永久的隔离，不再取回。
目前国内外最为广泛且易接受的高放废物地质处置概念是三重屏障系统[2]，即高放废物存储容器、人工回填材料层[3]和天然屏障。
2.2、高放废物地质处置的基本方法
目前国内外高放废物地质处置的基本方法是选择一处合适场址（该场址地壳稳定性好、含水性差、远离人类活动区），从地表打竖井至深部（一般500～1000m），而后由竖井底部开凿单层或多层的水平坑道，再在水平坑道中打洞室或支坑道，并将高放废物置于特殊的最终存储容器内并运送至预置位置，然后将洞室和支坑道回填缓冲材料，永久隔离。
3.高放废物地质处置的主要技术问题研究
3.1、选址相关问题研究和过程
高放废物地质处置场的选址问题是前期研究开发工作中最为重要的环节，它涉及到许多因素，IAEA建议选址的相关因素有地形、大地构造和地震、地质构造、地下条件、作为天然屏障的地质材料的物化性质，水文和水文地质、未来自然事件、地质和工程简略条件和社会条件等共计9个主要方面。
由此可见，选址过程是一个非常复杂的综合过程，通常选址程序是从大到小、由地表到深部，在众多的初选点中，筛选出几个较好的预选点，然后对这几个预选点进行场地特性评价，从中选出1个最合适的处置库场地。IAEA在1982年提出过一个四个阶段选址过程：
规划与总体研究。
区域勘察。
场址初选。
场址确定。
以上4个过程明确规定了各阶段的目的任务，但各国实际采用的选址阶段与各阶段的任务还是有所区别的，以美国Nevada州Yucca Mountain高放废物地质处置场选址为例，首先是鉴别可能场址；→鉴别一组适宜进行特性评价的场址；→推荐进行特性评价的场址；→场址特性评价并根据特性评价结果，选出建库场址。
特性评价的主要内容包括地质调查、钻探勘察、工程建造试验、大规模岩石加热实验（历时数年）、大范围渗透、放射性渗透试验、地下实验室研究等。Yucca Mountain场址仅在地表地质钻探勘察中就施工深钻孔（深度大于700m）40多个，浅钻孔100多个。整个特性评价工作共经过20多年才宣告完成，这也可以从另一个侧面反应高放废物地质处置库选址过程的困难性与复杂性。
图4 美国Yucca Mountain高放废物地质处置场模型
3.2、地质化学方面问题研究
在地质处置化学方面，德国，美国等发达国家从上世纪六、七十年代就开展了研究工作，主要目标是通过地质处置库深部环境条件相似处建立地下模拟实验室以研究相关处置方案的技术参数，主要进行实验的目的是找到尽可能减少关键核素向生物圈的迁移的最佳方法，已经开展的研究主要有核素形态、核素与地质材料的作用、特殊作用、地质材料的化学行为、高放废物处置技术和处置库建造、封闭技术实验研究。
国外地下实验室始建于1965年，迄今为止已经建成和在建的地下实验室已超过20个，如美国的Garlsbad（WIPP）地下实验室，德国的Konrad地下实验室，瑞士的Grimsel地下实验室等，我国的第一个地下实验室也将于2020年后开始建造。
3.3、岩石力学方面问题研究
由于高放废物地质处置场的地下部分通常由中央竖井大厅、竖井、坑道和处置室组成，因此与一般地下工程相比，它不仅要求在施工和运营期间保持稳定，而且要求在封闭填充后长时间受温度与辐射的影响不会发生功能性失效。故在建造前和运行阶段应主要开展以下问题的研究：
a. 岩石的负荷承受能力不会由于热应力在内的应力改变而受到削弱（不论是突然的岩崩还是缓慢的蠕动破坏）。
b. 挖掘作业期间或之后，不出现严重影响坑道使用性或地上建筑物安全性的变形率或蠕变率。 c. 热负荷产生的矿物分解的程度，必须不会危及主岩的完整性，现有研究表明，辐射对地质材料的热影响较大，可导致热膨胀、孔隙度和渗透性加大、矿物脱水、地下水热对流增强等负面作用。
d. 经过漫长的时期，周围岩石的完整性也不能因为地质应力改变、矿物分解、腐蚀作用而被破坏。
3.4、安全评价方面问题研究
为保证高放废物处置库的长期安全性，在建造前必须对处置库各系统组成部分的性能及各自作用有全面、深入的评价，每个环节逐一渐进，以美国Nevada州Yucca Mountain高放废物处置库为例，为获得向NSA申请最终建造许可证的资格，需逐一完成以下安全评价方面的报告：
可行性评价报告。
科学与工程报告。
场址适应性评价报告。
最终环境影响报告。
当然，根据每个国家的相关核安全法规，需完成的安全评价报告会各不相同，但其最终目的都是一样的，即通过科学研究及相关论证报告来保证高放废物地质处置在整个贮存期内是安全的。
4.我国在高放废物地质处置研究方面的进展
我国在高放废物地质处置研究的工作始于1985年，根据中国核工业总公司提出的“中国高放废物深地质处置研究发展计划”（DGD计划）及国家环境保护总局等部门在2006年2月提出的《高放废物地质处置研究开发规划指南》，我国将在本世纪中叶建成我国的高放废物地质处置库，主要阶段节点如下：
第一阶段：地质研究阶段和试验室研究开发、处置库选址阶段（1986～2020）。
第二阶段：地下试验阶段（2021-2040）。
第三阶段：原型处置库验证与处置库建设阶段（2041-本世纪中叶）。
从1986年选址工作开始至今，通过在地壳稳定性、地质构造架构、地震地质特征、水文地质条件和工程地质条件等方面的研究后，基本确定了我国西北地区的甘肃北山褶皱带南段的旧井、向阳山、野马泉地区作为重点预选场址，对这3处预选场址，将着重开展地球物理、钻孔勘探、孔内试验等相关研究，最后通过数据对比，最终确定我国第一个高放废物地质处置库的场址。
5.结束语
高放废物地质处置是一个十分重要和极其复杂的课题，需开展综合、交叉研究才可能有所突破，笔者认为，通过以下几个方面的规划、研究才能更有效、更快速的建成我国第一个高放废物地质处置库：
高放废物地质处置的规划、法规、标准的研究制定。
处置工程的研究——包括废物源项调查、地下实验室设计和处置库概念设计、工程屏障系统研究、处置工程系统优化、处置工程信息库建立和三维设计模型开发等。
处置地质的研究——包括地质研究、水文地质研究、工程地质研究、处置库新预选地区的选择和初步特性评价、处置库场址特性总体评价方法研究、地质模型和处置库预选场址地质学信息库的建立、预选区未来气候和地质变化趋势研究等。
处置安全评价研究——包括环境影响评价方法的研究、高放废物地质处置系统性能评价研究等。
地下试验研究——包括处置工程技术研究、处置地质研究、处置化学研究、处置安全评价研究、综合试验研究、论证及评价工作等。
原型处置库验证实验。
高放废物地质处置库施工建造研究。
秦山三期核电站乏燃料干式临时贮存设施已于2009年10月投入运行，它是我国第一个对乏燃料采用干式贮存的项目。该项目设计寿期为50年，即在2060年需将432000根乏燃料棒束进行最终处置。所以在国内建立高放废物地质处置库是时间紧迫、任务繁重的。根据我国核电的宏伟发展规划推算，到2020年底，我国产生的乏燃料组件累计将达到2000吨，此后，每年将产生约1000吨的乏燃料组件，希望国家能投入足够的人力、物力、财力有计划，有步骤的推动我国高放废物最终地质处置向前发展，实现对高放废物的最终安全处置。
参考文献：
[1] 徐国庆，《核废物地质处置研究现状》，国外铀金地质，1992。
[2] 钱七虎、周文斌等，《高放废物深地质处置及其研究概况》，岩石力学与工程学报，2004。
[3] 顾绮芳、杜志超等，《回填材料膨润土性质和某些工程性能研究》，国外铀金地质，1992。
[6] Chapman N A，《The geological disposal of high level radioactive waste》，London：John&Sons Ltd，1987.
[7] NRC，《Geoscience data base handbook for modeling a nuclear waste repository》，Washington：NRC， 1979。
[8] Kristina Glimelius， 《Final disposal of spent nuclear fuel in Sweden》，Stockholm： KASAM， 2005。
关键词： 高放废物；地质处置
1引言
核科学技术在给人类社会带来巨大能源的同时也产生了大量的放射性废物，核废物的安全处理与最终处置在很大程度上影响着核能产业的未来和生命力。
按照放射性水平的不同，核废物通常可分为高放废物（HLW）、中放废物（ILW）和低放废物（LLW），其中尤以高放废物的处理与处置最为困难。按照美国核管会（NRC）1981年的定义，核电站高放废物主要包括下列两类：
核电站卸出的不经处理的乏燃料
高放废液的固化体
在这两类高放废物中，其主要核素有锶、铯、钚、镅、镎等超铀元素。由于这些超铀元素的半衰期长、放射性毒性大、放射性水平高、发热量大，需要把它们同人类生存环境长期、可靠地隔离。
世界上十多个国家对高放废物处置曾提出过多种方案，如太空处置、海洋处置、冰层处置及地质处置等等，多年来，通过分析和对比，许多发达国家对高放废物地质处置的安全性和现实性达成共识，我国也于2003年颁布了《中华人民共和国放射性污染防治法》规定对高放废物和α废物应当采用集中的深地质处置方法，这使得高放废物地质处置成为开发时间最长，也是目前最有希望投入应用的处置方案[1]。本文将主要介绍国内外高放废物地质处置的理念和关键技术问题的研究开发进展，以及我国在这方面的规划、选址、进展情况。
2.高放废物地质处置的基本概念和基本方法
2.1、高放废物地质处置的基本概念
高放废物地质处置是一项将放射性核素包容、阻滞为核心内容，并设多重屏障为主要手段的复杂系统工程，它主要利用土壤、岩石等地质材料，采用地质手段及一整套设施将高放废物封闭在一个有限的地质空间内，在存贮数百年乃至上千年的时间段里，与人类生存环境长期或永久的隔离，不再取回。
目前国内外最为广泛且易接受的高放废物地质处置概念是三重屏障系统[2]，即高放废物存储容器、人工回填材料层[3]和天然屏障。
2.2、高放废物地质处置的基本方法
目前国内外高放废物地质处置的基本方法是选择一处合适场址（该场址地壳稳定性好、含水性差、远离人类活动区），从地表打竖井至深部（一般500～1000m），而后由竖井底部开凿单层或多层的水平坑道，再在水平坑道中打洞室或支坑道，并将高放废物置于特殊的最终存储容器内并运送至预置位置，然后将洞室和支坑道回填缓冲材料，永久隔离。
3.高放废物地质处置的主要技术问题研究
3.1、选址相关问题研究和过程
高放废物地质处置场的选址问题是前期研究开发工作中最为重要的环节，它涉及到许多因素，IAEA建议选址的相关因素有地形、大地构造和地震、地质构造、地下条件、作为天然屏障的地质材料的物化性质，水文和水文地质、未来自然事件、地质和工程简略条件和社会条件等共计9个主要方面。
由此可见，选址过程是一个非常复杂的综合过程，通常选址程序是从大到小、由地表到深部，在众多的初选点中，筛选出几个较好的预选点，然后对这几个预选点进行场地特性评价，从中选出1个最合适的处置库场地。IAEA在1982年提出过一个四个阶段选址过程：
规划与总体研究。
区域勘察。
场址初选。
场址确定。
以上4个过程明确规定了各阶段的目的任务，但各国实际采用的选址阶段与各阶段的任务还是有所区别的，以美国Nevada州Yucca Mountain高放废物地质处置场选址为例，首先是鉴别可能场址；→鉴别一组适宜进行特性评价的场址；→推荐进行特性评价的场址；→场址特性评价并根据特性评价结果，选出建库场址。
特性评价的主要内容包括地质调查、钻探勘察、工程建造试验、大规模岩石加热实验（历时数年）、大范围渗透、放射性渗透试验、地下实验室研究等。Yucca Mountain场址仅在地表地质钻探勘察中就施工深钻孔（深度大于700m）40多个，浅钻孔100多个。整个特性评价工作共经过20多年才宣告完成，这也可以从另一个侧面反应高放废物地质处置库选址过程的困难性与复杂性。
图4 美国Yucca Mountain高放废物地质处置场模型
3.2、地质化学方面问题研究
在地质处置化学方面，德国，美国等发达国家从上世纪六、七十年代就开展了研究工作，主要目标是通过地质处置库深部环境条件相似处建立地下模拟实验室以研究相关处置方案的技术参数，主要进行实验的目的是找到尽可能减少关键核素向生物圈的迁移的最佳方法，已经开展的研究主要有核素形态、核素与地质材料的作用、特殊作用、地质材料的化学行为、高放废物处置技术和处置库建造、封闭技术实验研究。
国外地下实验室始建于1965年，迄今为止已经建成和在建的地下实验室已超过20个，如美国的Garlsbad（WIPP）地下实验室，德国的Konrad地下实验室，瑞士的Grimsel地下实验室等，我国的第一个地下实验室也将于2020年后开始建造。
3.3、岩石力学方面问题研究
由于高放废物地质处置场的地下部分通常由中央竖井大厅、竖井、坑道和处置室组成，因此与一般地下工程相比，它不仅要求在施工和运营期间保持稳定，而且要求在封闭填充后长时间受温度与辐射的影响不会发生功能性失效。故在建造前和运行阶段应主要开展以下问题的研究：
a. 岩石的负荷承受能力不会由于热应力在内的应力改变而受到削弱（不论是突然的岩崩还是缓慢的蠕动破坏）。
b. 挖掘作业期间或之后，不出现严重影响坑道使用性或地上建筑物安全性的变形率或蠕变率。 c. 热负荷产生的矿物分解的程度，必须不会危及主岩的完整性，现有研究表明，辐射对地质材料的热影响较大，可导致热膨胀、孔隙度和渗透性加大、矿物脱水、地下水热对流增强等负面作用。
d. 经过漫长的时期，周围岩石的完整性也不能因为地质应力改变、矿物分解、腐蚀作用而被破坏。
3.4、安全评价方面问题研究
为保证高放废物处置库的长期安全性，在建造前必须对处置库各系统组成部分的性能及各自作用有全面、深入的评价，每个环节逐一渐进，以美国Nevada州Yucca Mountain高放废物处置库为例，为获得向NSA申请最终建造许可证的资格，需逐一完成以下安全评价方面的报告：
可行性评价报告。
科学与工程报告。
场址适应性评价报告。
最终环境影响报告。
当然，根据每个国家的相关核安全法规，需完成的安全评价报告会各不相同，但其最终目的都是一样的，即通过科学研究及相关论证报告来保证高放废物地质处置在整个贮存期内是安全的。
4.我国在高放废物地质处置研究方面的进展
我国在高放废物地质处置研究的工作始于1985年，根据中国核工业总公司提出的“中国高放废物深地质处置研究发展计划”（DGD计划）及国家环境保护总局等部门在2006年2月提出的《高放废物地质处置研究开发规划指南》，我国将在本世纪中叶建成我国的高放废物地质处置库，主要阶段节点如下：
第一阶段：地质研究阶段和试验室研究开发、处置库选址阶段（1986～2020）。
第二阶段：地下试验阶段（2021-2040）。
第三阶段：原型处置库验证与处置库建设阶段（2041-本世纪中叶）。
从1986年选址工作开始至今，通过在地壳稳定性、地质构造架构、地震地质特征、水文地质条件和工程地质条件等方面的研究后，基本确定了我国西北地区的甘肃北山褶皱带南段的旧井、向阳山、野马泉地区作为重点预选场址，对这3处预选场址，将着重开展地球物理、钻孔勘探、孔内试验等相关研究，最后通过数据对比，最终确定我国第一个高放废物地质处置库的场址。
5.结束语
高放废物地质处置是一个十分重要和极其复杂的课题，需开展综合、交叉研究才可能有所突破，笔者认为，通过以下几个方面的规划、研究才能更有效、更快速的建成我国第一个高放废物地质处置库：
高放废物地质处置的规划、法规、标准的研究制定。
处置工程的研究——包括废物源项调查、地下实验室设计和处置库概念设计、工程屏障系统研究、处置工程系统优化、处置工程信息库建立和三维设计模型开发等。
处置地质的研究——包括地质研究、水文地质研究、工程地质研究、处置库新预选地区的选择和初步特性评价、处置库场址特性总体评价方法研究、地质模型和处置库预选场址地质学信息库的建立、预选区未来气候和地质变化趋势研究等。
处置安全评价研究——包括环境影响评价方法的研究、高放废物地质处置系统性能评价研究等。
地下试验研究——包括处置工程技术研究、处置地质研究、处置化学研究、处置安全评价研究、综合试验研究、论证及评价工作等。
原型处置库验证实验。
高放废物地质处置库施工建造研究。
秦山三期核电站乏燃料干式临时贮存设施已于2009年10月投入运行，它是我国第一个对乏燃料采用干式贮存的项目。该项目设计寿期为50年，即在2060年需将432000根乏燃料棒束进行最终处置。所以在国内建立高放废物地质处置库是时间紧迫、任务繁重的。根据我国核电的宏伟发展规划推算，到2020年底，我国产生的乏燃料组件累计将达到2000吨，此后，每年将产生约1000吨的乏燃料组件，希望国家能投入足够的人力、物力、财力有计划，有步骤的推动我国高放废物最终地质处置向前发展，实现对高放废物的最终安全处置。
参考文献：
[1] 徐国庆，《核废物地质处置研究现状》，国外铀金地质，1992。
[2] 钱七虎、周文斌等，《高放废物深地质处置及其研究概况》，岩石力学与工程学报，2004。
[3] 顾绮芳、杜志超等，《回填材料膨润土性质和某些工程性能研究》，国外铀金地质，1992。
[6] Chapman N A，《The geological disposal of high level radioactive waste》，London：John&Sons Ltd，1987.
[7] NRC，《Geoscience data base handbook for modeling a nuclear waste repository》，Washington：NRC， 1979。
[8] Kristina Glimelius， 《Final disposal of spent nuclear fuel in Sweden》，Stockholm： KASAM， 2005。