原型處置庫

徐國慶

（核工業(yè)北京地質(zhì)研究院，北京100029）

原型處置庫

徐國慶

（核工業(yè)北京地質(zhì)研究院，北京100029）

論述高放廢物地質(zhì)處置研究中的原型處置庫的概念、建造目的和研究的主要內(nèi)容，以及它在處置庫系統(tǒng)性能評價中的作用。原型處置庫的研究工作，可以在普通地下實驗室中進行 （如瑞典的?sp?地下實驗室），也可以在特定場址地下實驗室中進行 （如美國尤卡山的ESF坑道），它是以往20多年前地下實驗室研究中演示階段的擴展和延伸，是高放廢物地質(zhì)處置研究中最終確認(rèn)處置庫場址的一個必不可少的研究步驟，同時也為處置庫地下工程的詳細(xì)設(shè)計提供最接近于當(dāng)?shù)亟◣鞂嶋H的各類技術(shù)參數(shù)。

高放廢物地質(zhì)處置；地下實驗室；原型處置庫

1 原型處置庫的概念和建造目的

原型處置庫的概念首先是由瑞典提出來的［1］，它并不是指處置庫本身，而是指為模擬處置庫條件而建造的地下實驗研究工程，它可以位于某些地下實驗室的特定部位，并且是地下實驗室有機組成部分，它以全尺寸實驗為特征，以驗證高放廢物處置方案的可行性、檢驗?zāi)Ｐ偷恼_性，以及測試和演示處置庫系統(tǒng)各重要部分的綜合功能為主要目的。通常原型處置庫的研究工作安排在整個地下實驗室研究工作的后期進行。它是以往地下實驗室研究工作中處置演示階段的擴展和延伸［2］。

這類原型處置庫的實驗，可以在普通地下實驗室中進行，如瑞典的?sp?地下實驗室，也可以在政府批準(zhǔn)了的建在處置庫正式場址上的特定場址地下實驗室中進行，如美國尤卡山場址的ESF坑道。

2 原型處置庫在處置庫系統(tǒng)性能評價中的作用

由于高放廢物的安全處置期極長（10 000 a以上），因此，這對處置庫系統(tǒng)的性能評價提出了更為嚴(yán)格的要求。這個問題如果僅從數(shù)學(xué)角度考慮，比較容易解決，因為現(xiàn)代大型計算機的運算速度可能不至于難以解決此類問題。性能評價的準(zhǔn)確度，在一定程度上依賴于各類模型的準(zhǔn)確度，但數(shù)學(xué)模型的準(zhǔn)確建立以準(zhǔn)確建立物理模型和準(zhǔn)確獲取模型參數(shù)為前提。物理模型的準(zhǔn)確建立，取決于人們對所研究客體的認(rèn)識程度，而要獲得準(zhǔn)確的建模參數(shù)則是本文要討論的問題。

建模所需參數(shù)的獲得，經(jīng)歷了一個漫長的發(fā)展過程，先從室內(nèi)實驗室，后又發(fā)展到野外現(xiàn)場。室內(nèi)實驗室研究是先從粉末到巖塊，繼而又從小巖塊（n×cm3）發(fā)展到大巖塊（≥1 m3）。20世紀(jì)70～80年代，人們大量使用巖石粉末樣品來測定吸附系數(shù)Kd和阻滯系數(shù)Rf等，這在當(dāng)時起到了一定作用，因為它們可以評價各類巖石對核素的相對吸附特性，但是這種粉末樣品破壞了巖石的原始狀態(tài)，同時大大地擴大了樣品的比表面積，所以由這類方法獲得的數(shù)據(jù)并不能代表原始狀態(tài)巖石的真實情況。隨后，人們用小塊巖石切片（n×cm2），繼而用小塊巖石，最后用大塊巖石來做這些實驗，這樣做所獲得的數(shù)據(jù)越來越接近野外巖石的實際情況。在加拿大的白殼（Whiteshell）實驗室和日本的有些實驗室都進行過這類大塊巖石的實驗。在加拿大的Lac du Bonnet地下實驗室中有一個坑道專門劃出一個地段用于做各類實驗研究，其實這可能是原型處置庫的雛形。原型處置庫進行全尺寸的實驗，其重要目的之一就是為獲得建模所需的更符合野外實際的各類參數(shù)（這里包括巖石熱學(xué)特性參數(shù)、水文地質(zhì)學(xué)參數(shù)、工程地質(zhì)和巖石力學(xué)參數(shù)、核素遷移參數(shù)，以及深部地質(zhì)環(huán)境的各類物理化學(xué)參數(shù)等）。當(dāng)然，野外現(xiàn)場不僅是地下坑道，同時還包括鉆孔，如水力學(xué)參數(shù)和彌散系數(shù)等都可通過鉆孔獲得，但不在本文討論之列。

3 ?sp?地下實驗室中的原型處置庫的實驗研究工作

3.1 ?sp?地下實驗室概況

該地下實驗室是瑞典繼Stripa地下實驗室之后的第2個地下實驗室。它位于瑞典東南部的?sp?小島上，在奧斯卡斯哈門核電站以北20 km處。瑞典人稱這個地下實驗室為?sp?硬巖實驗室 （?sp? hard rock laboratory，簡稱為?sp? HRL或?HRL）。在該地下實驗室建造初期，筆者曾對它的建造目的、工程布局和地面地質(zhì)情況作過粗略考查。

瑞典曾對Stripa地下實驗室（1976年開始運行，1992年關(guān)閉）進行大量實驗研究工作，取得了不少研究成果，這為世人所熟知［2］，那么為什么瑞典又在花崗巖地區(qū)建造第2個地下實驗室呢？原因是Stripa是個廢舊礦山，在礦山內(nèi)擁有巨大的自由空間，它改變了礦山開挖前礦山附近地質(zhì)體的地質(zhì)、水文和巖石的應(yīng)力狀態(tài)。 因此，在此基礎(chǔ)上建立的各種數(shù)學(xué)模型需要在一個未經(jīng)工程開挖的新地區(qū)和新建成的地下實驗室進行驗證。當(dāng)然，?sp?地下實驗室還要進行一些新實驗，如原型處置庫和廢物處置后的廢物回取實驗等。

?sp?小島主要巖性為中粒似斑狀黑云母花崗巖，其同位素年齡為1 700 Ma。島的南部和北部巖體完整，中部有一個寬120 m呈NE走向的糜棱巖帶穿過，富含水。

該地下實驗室是1990年10月1日開工，并于1995年夏竣工。工程深460 m，地面有4個入口：3個豎井（一個提升豎井，2個通風(fēng)豎井）和一個長約3 400 m、斷面為5 m×5.5 m的螺旋狀斜井。

該地下實驗室原定的主要研究任務(wù)為：（1）驗證場址研究方法；

（2）開發(fā)詳細(xì)研究方法學(xué)；

（3）檢驗描述圍巖屏障功能的模型；

（4）演示處置庫系統(tǒng)重要部分的功能。

在上述各項研究任務(wù)中，與本文主題有關(guān)的是第4項研究內(nèi)容，該項研究工作包括下列實驗工作：

（1）原型處置庫研究；

（2）回填和封堵（plug）試驗；

（3）廢物罐回收試驗；

（4）緩沖材料的長期性能試驗；

（5）開挖地段擾動研究。

由此可見，原型處置庫和廢物罐回取都是該研究項目的重要研究課題。

圖1為原型處置庫在?sp?地下實驗室中的位置 （在圖右側(cè)）。

3.2 ?sp?原型處置庫［3］

由于?sp?原型處置庫是瑞典高放廢物處置KBS-3處置方案的全尺寸試驗場地，因此：（1）瑞典建立原型處置庫的目的就是要驗證由SKB提出的KBS-3高放廢物處置方案的可行性；（2）采用的驗證方法是全尺寸實驗，這有別于一般地下實驗室的小尺寸實驗方法，這也是原型處置庫不同于其他普通地下實驗室的一個很大特點。

由于建造此原型處置庫是為了演示處置庫各個組成部分的綜合功能，并提供與模型和假定進行對比的全尺寸參照資料，其最終目的是檢驗瑞典處置高放廢物的KBS-3方案的可行性。因此，原型處置庫的實際環(huán)境應(yīng)盡可能模擬深部實際的處置庫系統(tǒng)。它的具體研究任務(wù)有4個方面：

（1）除用電加熱器替代實際放射性廢物外，原型處置庫盡可能在幾何學(xué)、材料和巖石環(huán)境方面與KBS-3方案的深部處置庫一致；

（2）檢驗和演示處置庫各組成部分的綜合功能，并與以概念模型和理論模型為基礎(chǔ)所預(yù)測計算的結(jié)果進行對比；

（3）開發(fā)、檢驗和演示相應(yīng)的工程標(biāo)準(zhǔn)和質(zhì)量保證方法；

（4）模擬處置庫設(shè)計和建造過程。

圖1 原型處置庫在?sp?地下實驗室中的位置Fig.1 Location of prototype repository in ?sp? underground laboratory

原型處置庫的研究在460 m中段進行，實驗坑道長65 m，坑道內(nèi)共有6個處置孔，其直徑為1.75 m，深為8 m，處置孔之間的距離為6 m。實驗先后分兩個階段進行：第1階段工作是由4個全尺寸的處置孔組成。一個孔內(nèi)裝有電加熱器的銅制廢物罐與塊狀和丸狀的膨潤土緩沖材料；另一個孔內(nèi)只裝緩沖材料，第3和第4兩個孔內(nèi)只裝廢物罐。該項工作已于2001年完成。第2階段工作也是2個全尺寸處置孔，且也只裝廢物罐，該項工作已于2003年完成。這兩部分工作總共用了84個膨潤土塊，總重達130 t；而回填材料總重則達2 000多噸。

因為要獲得實際處置庫性能評價的長期經(jīng)驗，原型處置庫的整個實驗可能要持續(xù)20年之久。

?sp?原型處置庫的研發(fā)工作，由瑞典的SKB （Svensk K?rnbr?nslehantering AB） 負(fù)責(zé)，有 EC（European Commission）和其他一些國家的機構(gòu)參加。凡參加此項目的上述有關(guān)機構(gòu)都有各自的研究重點，如：

— 日本JNC：飽水帶與非飽水帶材料的理論和數(shù)值模擬，緩沖材料和回填材料行為的建模；

—西班牙ENRESA：工程屏障系統(tǒng)建模；

— 西班牙AITEMIN：提供和安裝測量廢物罐位移的設(shè)備，并獲取由此所監(jiān)測到的數(shù)據(jù)；

— 西班牙CIMNE：緩沖材料的數(shù)學(xué)建模；

— 德國GRS：緩沖材料、回填材料和巖石的水合作用；

—德國BRS：近場巖石H-M和T-H-M作用的程序開發(fā)；

—芬蘭POSIVA：工程屏障系統(tǒng)的化學(xué)作用及其建模；

— 芬蘭VTT：緩沖材料和回填材料的化學(xué)作用及其地球化學(xué)建模；

—法國ANDRA：提供法國在此領(lǐng)域的經(jīng)驗，特別是在緩沖材料研究方面。

根據(jù)已有資料，?sp?原型處置庫目前主要的研究內(nèi)容，可歸納為下列幾個方面：

（1）工程屏障系統(tǒng)材料的模型研究，主要是緩沖材料和回填材料；

（2）3D地學(xué)環(huán)境模型和大比例尺3D巖土力學(xué)模型；

（3）近場巖石的H-M、T-H-M等耦合作用；

（4）加熱試驗（研究熱、濕氣、氣體、溶質(zhì)在巖石中的運移和巖石中應(yīng)力/應(yīng)變狀態(tài)的變化）；

（5）水文地質(zhì)模型研究；

（6）核素遷移研究；

（7）構(gòu)造研究；

（8）工程開掘時的應(yīng)力變化。

由于瑞典采用礦山式處置方案最終處置高放廢物，因此，他們在前階段的原型處置庫實驗中側(cè)重在緩沖材料和回填材料方面。這與美國尤卡山側(cè)重在加熱實驗方面有所區(qū)別。

4 尤卡山場址的ESF［4-6］

尤卡山地下工程中的調(diào)查研究設(shè)施ESF（Exploration Studies Facility）， 以前也有人稱它為地下實驗室，但很少有人稱它為原型處置庫，然而就該地所進行的實驗內(nèi)容、實驗規(guī)模和實驗方法來判斷，ESF應(yīng)屬于原型處置庫。

歐洲人認(rèn)為原型處置庫的一個很重要特征是 full scale experiment，但美國人則用drift-scale test來表述，drift-scale test就是坑道規(guī)模的實驗，也就是全尺寸（1∶1）的實驗，其本質(zhì)兩者并無多大區(qū)別。筆者曾兩次有幸考查該設(shè)施。

4.1 尤卡山場址概況

尤卡山場址位于內(nèi)華達州的奈伊縣境內(nèi)，在拉斯維加斯西北約160 km處，位于經(jīng)過900多次核試驗的內(nèi)華達試驗場的西南部。本區(qū)為一沙漠地區(qū)，周圍無人煙，氣候干燥，平均降雨量為150 mm/a。

該地為火山巖，主要為熔結(jié)凝灰?guī)r，也有少量凝灰角礫巖，當(dāng)?shù)亟y(tǒng)稱為Topopah Springs建造，同位素年齡為12.8 Ma。

尤卡山場址從1982年開始工作，到2002年經(jīng)政府批準(zhǔn)確認(rèn)后，成為美國高放廢物處置庫的正式場址。這里只介紹與本文主題有關(guān)的該場址的地下工程和有關(guān)的實驗研究工作。圖2為尤卡山場址處置庫工程的設(shè)計方案。由該圖可見，處置區(qū)工程為一個長方形，是由一系列處置坑道組成的地段，東西兩側(cè)有主坑道，其南、北方向與南、北斜井相接。在處置區(qū)的中間坑道兩端附近各有一個通風(fēng)豎井，其中一個是進氣井，另一個是排氣井。該處置工程位于飽氣帶，離地表300 m，與下伏的地下水位相距300～400 m（地下水位離地表600～700 m）。這是世界上惟一在空間上不在飽水帶中的處置庫場址。它的高放廢物處置在水平坑道中，但廢物罐周圍不堆放緩沖材料和回填材料，考慮300 a后對廢物進行回取。

圖2 尤卡山場址處置庫工程的設(shè)計方案Fig.2 Design scheme on repository project at Yucca Mountain site

4.2 ESF原型處置庫

ESF的建造工作始于1994年10月，完工于1997年4月。它呈U字形展布，向西傾斜，南北各有一個出口?，F(xiàn)在施工進出口主要是北口，南口只作通風(fēng)用。北口的坑道斷面寬9 m，高10 m，以保證全斷面掘進機進入坑道內(nèi)掘進 （掘進機寬7.6 m，鉆頭直徑7.62 m）。在坑口60 m以內(nèi)地段，用普通打眼放炮方式掘進，坑壁用混凝土襯護，60 m以外地段用掘進機掘進。ESF主坑道長8 km，內(nèi)有多個實驗用的凹室和硐室。

由于未來的尤卡山廢物的處置采用廢物回取的方案，不需要緩沖材料和回填材料，因此，目前這個原型處置庫的研究內(nèi)容與?sp?略有不同。瑞典的主導(dǎo)處置方案是KBS-3，是廢物的最終處置方案，而廢物回取方案現(xiàn)只在?sp?地下實驗室中作些方法學(xué)研究，以證明其可行性。因此，在瑞典很重視緩沖材料和回填材料的研究，因為它是工程屏障系統(tǒng)的重要組成部分。這與尤卡山未確定廢物回取處置方案前的情況十分相似，當(dāng)時美國在緩沖材料和回填材料方面也做過大量研究工作，國際上著名的膨潤土MX-80就產(chǎn)在美國。

據(jù)了解，該原型處置庫主要進行加熱試驗，其次是水文地質(zhì)試驗、地球化學(xué)試驗和斷裂研究。

加熱試驗的坑道不是在ESF的主坑道里，而是在其東側(cè)的另一個專門為加熱試驗而設(shè)計的坑道里（圖3）。對加熱坑道的坑口進行封閉，以使與其他實驗凹室隔離。在加熱坑道的坑壁也都用防腐蝕的鉛皮密封，使加熱后巖石中的濕氣不向坑內(nèi)逸散，而只在坑外巖石中遷移。

加熱實驗，有的地段用單個電加熱器，有的地段是用多個電加熱器。為了模擬廢物罐的發(fā)熱情況，有9個空的廢物罐作加熱用，每個廢物罐內(nèi)裝30個電加熱器，加熱到193.3℃。在加熱實驗的廢物罐附近，設(shè)有各項加熱參數(shù)的控制面板。加熱實驗的各項參數(shù)由遙控錄像及紅外相機監(jiān)控。

在廢物罐周圍的圍巖中安裝有約4 000個傳感器，以監(jiān)測加熱效應(yīng)，其加熱面積約10 000 m3。這個實驗是從1997年開始的，大約進行了10 a之久。

坑道規(guī)模的加熱實驗是分階段進行的：預(yù)加熱階段（1997年 1～12月）、加熱階段（1997年12～2001年12月）、冷卻階段 （2001年12月～2005年1月）、加熱后階段（2005年1月～2006年9月30日），其中以加熱和冷卻兩個階段持續(xù)時間較長。

由于加熱，巖石中的氣、水和其中的溶質(zhì)發(fā)生運移，并引起巖石的水力學(xué)參數(shù)、巖石的應(yīng)力和形變、巖石的力學(xué)性質(zhì)和水-巖之間反應(yīng)等的改變。因此，在加熱地段附近打了不少小口徑鉆孔，目的是除了測量巖石加熱后的熱效應(yīng)外，還收集建模和驗證模型所需的其他各類參數(shù)，以便為今后處置庫系統(tǒng)進行更有效的性能評價。

圖3 ESF加熱試驗的坑道位置圖Fig.3 Location map on tunnel in heating test in ESF

1999～2008 年進行了演示實驗，并論證了處置方案可行性坑道內(nèi)的全尺寸實驗。這項類似于原型處置庫的研究工作，今后還將會在不少國家的地下實驗室中進行，諸如比利時的Mol地下實驗室和法國的Meuse/Haute-Marne地下實驗室等，因為它是高放廢物地質(zhì)處置研究中最終確認(rèn)處置庫場地的一個必不可少的研究步驟和能提供為處置庫詳細(xì)設(shè)計所需的最接近于實際的各類技術(shù)參數(shù)。

［1］Lundqvist Berit.The Swedish program for spent-fuel management［C］ //Witherspoon P A,Bodvarsson G S.GeologicalChallengesin Radioactive Waste Isolation： Third Worldwide Review.Berkeley：Earth Sciences Division， Ernest Orlando Lawrence Berkeley National Laboratory， University of California， 2001： 259-268.

［2］徐國慶.核廢物的模擬處置庫-地下實驗室［J］.國外鈾金地質(zhì)（現(xiàn)名：世界核地質(zhì)科學(xué)），1992（增刊）： 57-69.

［3］Johannesson Lars-Erik， B?rgesson L， Goudazi R，et al.Prototype repository： A full scale experiment at ?sp? HRL ［C］//Aranyossy J-F.Clay in Natural and Engineered Barriers for Radioactive Waste Confinement（Part 1）.Tours:ANDRA， 2007:58-76.

［4］OCRWM， DOE.Draft environmental impaction statement for a geologic repository for the disposal of spent nuclear fuel and high-level radioactive waste at Yucca Mountain， Nye County， Nevada［R］.Washington： OCRWM， DOE， 1999.

［5］OCRWM， DOE.Heatingtestshelp scientists predict rock’s behavior［C］//Why are scientists studying Yucca Mountain （Yucca Mountain Project）.Washington： OCRWM， DOE.1997.

［6］OCRWM，DOE.The exploratory studies facility［C］//Why are scientists studying Yucca Mountain（Yucca Mountain Project）.Washington： OCRWM，DOE.1997.

Prototype repository

XU Guo-qing
（Beijing Research Institute of Uranium Geology， Beijing 100029， China）

This paper deals with the concept on prototype repository， the construction purpose， the main investigation subjects and the function related to the performance assessment on repository system in high-level radioactive waste disposal.This kind of research work can be done in the generic underground research laboratories （such as ?sp? hard rock laboratory， Sweden） or in the site-specific underground research laboratories （such as ESF， Yucca Mountain， USA）.They are an enlargement and an extension of demonstration stage described before in the underground laboratory investigations.It is a necessary step for final confirmation of repository site in the research on high-level waste disposal and offers different kinds of technical data approaching to practical need for the design of underground facility of repository.

geological disposal of high-level radioactive waste； underground research laboratory；prototype repository

A

1672-0636（2010）01-0041-06

10.3969/j.issn.1672-0636.2010.01.008

2009-09-24

徐國慶（1932—），男，浙江舟山人，高級工程師（研究員級），主要從事鈾礦地質(zhì)包體及核廢物處置研究工作。E-mail：xuguoqing@126.com