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核废物处置_图文

放射性废物的 地质处置

第一节

放射性废物地质处置的 多重屏障体系

在放射性废物管理中,屏障是指能迟滞或阻止放射 性核素从处置单元迁移到周围环境的工程设施或天然 物质放,射性废物安全处置的最主要威胁来自地下水。 阻滞和延缓放射性核素迁移的多重屏障,这些屏障 由近至远分别是:废物体、废物包装容器、回填材料 和地质体(其中废物体、废物包装容器和回填材料是人 工设置的屏障,故称人工屏障或工程屏障;岩石、土 壤、水等天然介质则被称作天然屏障。这样,在处置 条件下废物中的放射性核素,在地下水媒介中必须穿 越固化体、废物包装容器、回填材料、地质体四道屏 障,才能到达生态环境中。

对于高放废物的安全处置,曾经提出过“太空处置”、“ 深海沟处置”、“冰盖处置”、“岩石熔融处置”等多种 方案。但经过多年的研究和实践,目前认为,“深地质处 置”是唯一安全的、技术上可行的、能达到环保要求的方 案。各国均把深地质处置作为高放废物处置必需的和可行 的技术。高放废物深地质处置是把高放废物埋置在距离地 表500-1000米的地质体中,使之永久与人类的生存环境 隔离。埋藏高放废物的地下工程称为高放废物处置库。高 放废物处置库采用“多屏障系统”设计,从里至外依次由 废物固化体、废物容器、外包装、缓冲/回填材料、围岩组 成,如图所示。一般把废物固化体、废物容器、外包装、 缓冲/回填材料称为工程屏障,把周围岩体称为天然屏障。 缓冲/回填材料是一道重要的人工屏障,起着水力学屏障、 化学屏障、工程屏障、导热等多种作用,其材料的选择和 工程特性对于整个高放废物处置体系非常重要。

废物体
废物体是阻滞废物中放射性核素向外迁移
的第一道屏障。金属或混凝土废物容器是保

护放射性废物固化体不过早被侵蚀、破坏的
强有力机械屏障,包装容器中的混凝土、粘

土、沸石、铅金属等材料(衬填料),是阻滞
放射性核素迁移的化学屏障和物理屏障。

回填材料
回填材料是指在处置放射性废物时,在废 物容器之间和在废物容器与地质体(土壤、岩 石)之间等剩余空间内放置的某些矿物、岩石 碎料。常用的回填材料有膨润土、粘土、沸 石、蛭石、玄武岩、岩盐等碎块或粉末(掺入 一定数量的石英砂、石墨等)。 回填材料的优点:较强的抗风化能力;较 强的吸附能力;可作为机械支撑物以稳定废 物容器;是阻滞放射性核素迁移的化学屏障 和物理屏障。

地质体
地质体又称废物的贮存介质、处置介质等, 这是指放射性废物处置场(库)周围的土壤、岩 石及有关沉积物等。地质体是放射性废物处置 体系中最重要的一道屏障(天然屏障)。用于处 置低、中放废物的地质介质主要为上策及其他 近地表松散残积、坡积物;用于处置高放废物 的地质介质(又称处置主岩)有岩盐、花岗岩、 凝灰岩、粘土岩、玄武岩等岩石。地质体对阻 滞废物中放射性核素向生物圈迁移和屏蔽废物 的辐射线等起决定性作用。

第二节

工程回填

工程回填是指在放射性废物容器被埋置 于地下处置工程中时,在废物容器和地质体 间填进具有较强吸附性能的材料 ( 回填材料 ) 的过程。 目前国外采用的回填材料主要有;膨润 土 ( 富含蒙脱石的粘土 ) 、伊利石、沸石、高 岭石、凹凸棒土、石英砂 (10-230 目 ) 、粉碎 的岩石(岩盐、玄武岩、凝灰岩、页岩、蛇 纹岩等)、三合土和硬石膏等;其它曾被采 用和拟采用的回填材料还有:磷灰石、木炭、 泥炭、石墨??

回填材料对安全处置放射性 废物的主要作用有:
1.回填材料致密,透水性较差,能阻止和延缓 地下水向废物容器渗透、流动,同时,也能 吸收部分从岩石中渗出的地下水。
2.吸附从放射性废物中泄漏出的核素。 3.回填材料及掺入其中的还原性物质可在一定 程度上改变处置库及其附近地下水的性质和 成分,由氧化性变为弱还原性,从而减弱地 下水对废物容器的侵蚀强度。

4.回填材料具有可塑性,它不仅可充填刚性废物 容器和岩石之间的工程空隙,而且是良好的缓冲 材料,使废物容器更稳妥地被堆置在处置孔或处 置室中。 5.传导和散失放射性废物的衰变热,回填材料中 的石英砂、铁质矿物等,增大了它的导热速度。 6.由于地下水的参与,回填材料与废物容器金属 材料能起化学作用,在容器金属材料表面生成硅 酸铁等化学保护层,后者能抵御、减弱地下水对 容器材料的侵蚀速度。 7.减弱、消散岩石因热膨胀、变形等造成的对废 物容器的应力,对废物容器提供机械屏障。

第三节 适合于处置放射性废物 的岩土种类
地质处置介质阻滞放射性核素迁移的功能主要表 现为: 1. 岩石中的长石、黑云母、绿泥石、高岭石、伊 利石、沸石等矿物,对有些放射性核素具有较强的 吸附能力和离子交换能力。 2.废物处置库主岩一般致密少裂隙,深处置库废 物中的放射性核素经岩石中迂回曲折的显微裂隙、 矿物粒间空隙迁移至生物圈,约需穿越数十公里甚 至数百公里。这期间、高放废物中的大部分放射性 核素和低、中放废物中的几乎全部放射性核素,已 衰变至无害水平。

放射性废物地质处置介质特征
1.岩石孔隙度较小,含水量较少,水渗透率较小,这是 地质处置介质应具备的最重要性质。危及放射性废物安 全的主要因素,是地下水在岩石、土壤中的渗透、扩散 乃至流动。 2.裂隙较少。岩石中的节理、裂隙会随应力和温度的变 化而张合,影响地下水流速。

较理想的放射性废物地质处置介质,必须具备以下特性:

3.具有较强的离子交换能力和吸附能力。
4.具有良好的导热性、抗辐射性,随时传导、散失废物 的衰变热。

废矿井处置
将低、中放废物处置在地下废矿井中,是 一种较安全的处置方法。
废矿井处置法的优点是:①不占用大片 土地;②可充分利用矿山原有的竖井、地下采 空区等,处置成本较低;③处置空间大;④处 置深度较大,安全性较好。

深岩硐处置
? 低、中放废物的深岩硐处置法,又称矿山地质
处置法,是将该类核废物处置在埋深超过 300 ~ 500 m的地下人工岩硐中。 ? 低、中放废物的深岩硐处置方法、处置库构式等 与高放废物深岩洞处置法的相似

国内外低、中放废物地质处置现状
目前,国外低、中放废物处置方式主要有以下六类:

第五节 高放废物的地质处置
高放废物的产生数量仅为低、中放废物的1/10~1/ 100。高放废物含有较多长寿命α 辐射体,并具有较大的 放射性比活度和较多的衰变热。所以,对高放废物的处置 要求与处置低、中放废物的不同处在于: ①隔离时间需超过105a(低、中放废物仅为300一500 a); ②处置介质一般选用透水性较差的岩石; ③处置深度一般为500~1000m(低、中放废物处置深度大 多不超过100 m)。

高放废物的地质处置
高放废物的处置方法可分为①地质处置法和②非地质 处置法两类。

地质处置法有深岩硐处置法、废矿井处置法、深钻孔 处置法。岩石熔融处置法和深海床处置法。
非地质处置法有冰层处置法、太空处置法和核嬗变处 理法等。

一、深岩硐处置
高放废物的深岩硐处置是将固化高放废物 处置于地下(>500 m)人工深岩硐中。该类深 处置库一般可分为①地面设施和②地下处置库 两部分;地面实施包括:办公大楼、废物容器 包装工厂、废物存储库、车库、其它废物处理 实施、竖升降机操作室、通风系统、污水处理 系统、供水供电系统和电视检测控制中心等; 地下处置库主要由①中央竖井大厅;②巷道; ③处置室; ④竖井这四部分组成。

七、国外高放废物地质处置动向
世界上第一个高放废物深岩硐处置库,原拟 于2003年在美国建成并投入运行(现推迟至2010 年) 。 美国从1957 年起开展这方面的研究,并制定 了长期的研究开发计划,在内华达州尤卡山还花 费近5 亿美元建造地下研究设施——ESF。美国 的总研发费用达到65.8 亿美元。经过近45 a 的基 础研究和场址评价工作,美国总统布什最终于 2002 年批准了尤卡山场址和建库计划,预计美国 将于2010 年建成世界上首座高放废物处置库。欧 盟、瑞典、日本也制定了国家层次的研发计划, 并投入了巨资。

七、国外高放废物地质处置动向
在此之前,世界各国均无高放废物正式处置活 动,一些国家的已固化高放废物均暂存在地面或 地下废物库中。 高放废物处置是一个耗资大、周期长、对社 会影响大。技术复杂的高科技工程项目,其研究 已超越国界。目前,各国家、地区间的合作研究 十分活跃。例如德国和丹麦联合研究在盐层中处 置高放废物,比利时和意大利共同研究在粘土岩 中处置高放废物,英国和法国共同研究在花岗岩 中处置高放废物等。

七、国外高放废物地质处置动向
瑞典是世界上研究核废物处置技术最 积极的国家之一,计划将本国产生的低、 中放废物处置在斯堪的纳微亚结晶岩 中。…... 瑞士在80年代初便详细拟定了各类核 废物深部地质处置计划。…… 俄罗斯拟对高放核废物不锈钢容器进行 钢筋混凝土外包装后,处置在深井中, 1979年,曾将高放废液处置入中深钻孔中 (350~500m,1500m)

七、国外高放废物地质处置动向
波兰从1982年开始研究将高放核废物 处置在本国东部、北部二叠系岩盐中的可 能性。 日本对高放核废物拟采用深海床处置 和深岩硐处置方案,计划选用的深处置地 质主岩为花岗岩、泥岩-页岩-砂岩层系;已 在相应废矿井和一个花岗岩地下实验室中 进行实验研究;对深海床处置海域已进行 选址研究。

七、国外高放废物地质处置动向
意大利拟采用深钻孔处置中、高放废物,处 置地点初步选在普里奥波莱以东的塑性粘土层中; 曾在西西里粘土岩中建造了一个地下实验室,以 研究全规模深处置技术。 芬兰从1986年开始对乏燃料处置库址进行野 外地质调查,在3年中共预选了101处远景库址, 计划在1992年前选出其中10处作预选库址,到 2000年从其中确定一处作为正式建库库址;预计 第一个高放废物处置库在2020年建成并投入使用。 现在,芬兰的乏燃料运往独联体作暂时储存。

七、国外高放废物地质处置动向

德国的高放废物拟处置在戈勒本盐丘 陵废盐矿处置库中,该处置库原来只处置 低、中放废物,为了扩建成高放废物处置 库,已于1986年进行勘探工作,于1995年 开始建造,计划在2008年建成并投入运行。 丹麦是世界上最早试行深钻孔处置高放 废物的国家之一,1982年便已对该研究计 划进行论证,只待实施。

七、国外高放废物地质处置动向
阿根廷从70年代后期便开始研究高放废物处 置技术,至1987年,阿根廷已产生3000个高放废 物容器,计划在花岗岩中建造第一个深岩硐处置 库,现已在7个地区进行选址研究(包括钻探)。 比利时莫尔粘土岩中地下试验室在完成试验 任务后,将用于本国高放废物的地质处置。 加拿大待处置的高放废物为不予后处理的乏 燃料,拟在安大略省花岗岩中建成处置库和地下 室。加拿大第一个高放废物处置库拟于2010年建 成并使用。

七、国外高放废物地质处置动向
印度在片麻岩和花岗岩内确定了4个高放废 物处置库址,建立了1个废矿井中的地下实验室。 深海床处置技术可能成为今后某些国家处 置高放废物方法之一,从1973年起,美、英、 法、日、加、荷、比、德等国联合制定了高放 废物深海床处置研究计划,在太平洋、大西洋 预选了若干海域,拟作为今后高放废物深海床 处置场。但是这一计划仅当这些国家提供的科 学论证足以证明深海床处置对人类和海洋不造 成严重影响时,才能准予付诸实施。

八、国内高放废物地质处置动向
我国对高放废物拟采用深岩硐处置方案,花岗 岩最可能成为我国第一个深处置库和第一个地下实 验室的主岩。 我国从1985年开始开展了高放废物地质处置跟 踪性研究,已初步提出处置库开发“三步曲”式的 技术路线,开展了高放废物地质处置研究工作。目 前已初步确定甘肃北山为高放废物处置库的重点预 选区,并正在该区的旧井、野马泉和向阳山地段开 展场址评价方法学研究,并已确定内蒙古高庙子钠 基膨润土为处置库候选回填材料,其他工作也取得 了一定的进展。