國際高放廢物處置研發(fā)工作在花崗巖地區(qū)的進(jìn)展

徐國慶

（核工業(yè)北京地質(zhì)研究院，中核高放廢物地質(zhì)處置評價技術(shù)重點實驗室，北京100029）

國際高放廢物處置研發(fā)工作在花崗巖地區(qū)的進(jìn)展

徐國慶

（核工業(yè)北京地質(zhì)研究院，中核高放廢物地質(zhì)處置評價技術(shù)重點實驗室，北京100029）

論述了處置庫候選圍巖的巖石類型、花崗巖特征，以及一些國家在花崗巖地區(qū)開展高放廢物處置研發(fā)工作的進(jìn)展情況。經(jīng)過幾十年的工作，國外有些經(jīng)驗值得我們今后工作時參考：1）重視志愿者選址工作。國際上不少國家認(rèn)為這是地質(zhì)選址工作的先導(dǎo)，選址工作的成敗常與此項工作的進(jìn)展情況有關(guān)；2）近年來，單純處置高放廢物的處置庫，已逐漸發(fā)展成為多功能處置庫，即，它既處置高放廢物和乏燃料，同時還處置其他各類核廢物；3）由瑞典SKB開發(fā)的KBS-3高放廢物處置方案和處置工程的設(shè)計模式已被不少國家所接受；4）特定場址地下實驗室的工程設(shè)計完全與處置庫的工程設(shè)計融為一體，這樣既節(jié)省工程成本，又提高處置庫工程設(shè)計的可靠性；5）花崗巖具有良好的巖石力學(xué)性能，這對處置庫工程結(jié)構(gòu)的長期穩(wěn)定性和安全處置核廢物提供有效的物理保障和良好的物理隔絕性能。但在選址時要特別注意場址的區(qū)域地殼穩(wěn)定性、巖體的處置容量和埋藏深度，以及處置地段的構(gòu)造發(fā)育程度和巖石的含水性；6）處置后廢物的回取。

高放廢物處置；花崗巖；處置庫概念設(shè)計

近年來，國外特別是在北歐地區(qū)高放廢物處置的研發(fā)工作進(jìn)展十分迅速，因此，總結(jié)它們已有的經(jīng)驗，對我們起步較晚的國家來說是十分重要的。

我國將花崗巖和黏土巖作為處置庫的候選圍巖，由于目前工作較多的是花崗巖，因此將首個地下實驗室建在了花崗巖地區(qū)。因此，文章所討論的問題僅涉及與花崗巖有關(guān)的國外高放廢物處置研發(fā)工作的進(jìn)展情況。

1 高放廢物處置庫圍巖的巖石類型

高放廢物處置庫圍巖的巖石類型是處置庫選址中一個重要問題，它關(guān)系到處置庫工程的建造和處置庫系統(tǒng)的長期性能評價。自從1957年美國科學(xué)院提出高放廢物處置方案以來，經(jīng)過幾十年的實踐與研究，世人總結(jié)出作為處置庫有利圍巖的四大巖石類型：巖鹽、凝灰?guī)r、花崗巖和黏土巖。但之前在凝灰?guī)r地區(qū)工作的美國尤卡山項目，由于2010年3月3日能源部（DOE）已撤回它于2008年6月3日向核管會（NRC）提交的建造處置庫的申請報告而停止工作，因此，目前處置庫的有利圍巖只剩下表1中所列的3類［1］。

由表1可見，這3類巖石各有特點，選擇何種巖石類型作為處置庫圍巖，這要根據(jù)本國的具體地質(zhì)情況和處置庫場址選址導(dǎo)則的總體要求來決定。一般是天然屏障的某些缺陷可通過人工屏障而得到一定的彌補。

花崗巖的巖石力學(xué)性質(zhì)很好，因而它對處置工程的結(jié)構(gòu)能保持長期穩(wěn)定性，除構(gòu)造破碎帶外，一般都無需支護，所以在花崗巖中開挖的處置庫工程對被處置的核廢物具有很好的物理隔絕性能。

表13 種巖石類型特性對比Table 1Properties comparison of three kinds of rock

在花崗巖中選址時，根據(jù)國外已有經(jīng)驗，要特別關(guān)注以下問題：預(yù)選場址的區(qū)域地殼穩(wěn)定性；巖體的處置容積和埋藏深度（在這個深度內(nèi)地下水應(yīng)為還原環(huán)境）；巖體的完整性（巖體內(nèi)無明顯影響地下工程長期穩(wěn)定性和廢物處置安全性的構(gòu)造破碎帶），以及處置地段巖石的滲透率和地下水流速?？偟囊笫且业揭粋€適合于高放廢物安全處置的“安全島”。

2 國外花崗巖地區(qū)高放廢物處置的研發(fā)工作

2.1 概況

根據(jù)國外高放廢物處置在花崗巖地區(qū)的研發(fā)情況，對有高放廢物處置計劃的國家，按其研發(fā)程度的不同，可分為如下3類情況：1）將花崗巖視為處置庫的多種候選圍巖之一。這些國家有阿根廷、亞美尼亞、白俄羅斯、斯洛伐克、羅馬尼亞、南非、印度、日本、立陶宛、西班牙、烏克蘭、英國和美國等。中國現(xiàn)也位于此列。2）已決定將花崗巖選為處置庫圍巖。這些國家有加拿大、俄羅斯、保加利亞、捷克和韓國等。3）不但選定花崗巖為處置庫圍巖，而且已進(jìn)入申請?zhí)幹脦旖ㄔ祀A段。這些國家有芬蘭和瑞典。它們將是現(xiàn)今世界上最早建成高放廢物處置庫的國家。

但并不是國外所有產(chǎn)生核廢物的國家都擁有高放廢物的處置計劃，因為它們的核廢物不是來自核電，而是來自醫(yī)療部門、有關(guān)工業(yè)部門和核研究設(shè)施等，如澳大利亞、塞浦路斯、丹麥、愛沙尼亞、希臘、愛爾蘭、盧森堡、馬耳他和葡萄牙等就是如此［2］。

隨著處置庫圍巖選擇工作的進(jìn)行，還相繼開展了花崗巖地區(qū)的地下實驗室研究工作，其目的是驗證該類巖石作為處置庫圍巖的適宜性，收集處置庫設(shè)計、建造、運行和關(guān)閉的有關(guān)資料，驗證處置方案的可行性和最后確認(rèn)場址［3］。

2.2 一些國家研發(fā)工作的現(xiàn)狀

2.2.1 韓國

韓國現(xiàn)在運行的核電反應(yīng)堆有21座，在建的7座，計劃的4座。2011年，韓國核電的發(fā)電量占全國總發(fā)電量的30.3%，估計到2020年可達(dá)46%，到2030年可達(dá)59%。

韓國2011年乏燃料產(chǎn)生量為11 964 t，按照它的高放廢物研發(fā)計劃（圖1），韓國將于2045年建造處置庫，2050年處置庫運行，并計劃于當(dāng)年處置CANDU乏燃料，2070年處置壓水堆乏燃料［4］。

韓國的處置庫圍巖為花崗巖，現(xiàn)有1個KAERI地下研究坑道在工作（圖2），并將通過它進(jìn)行深部地質(zhì)與水文地質(zhì)研究（利用500 m深的鉆孔，與美國桑廸亞國家實驗室SNL合作）［5］。韓國高放廢物處置庫概念設(shè)計（圖3）［5-6］的入口工程是采用加拿大的豎井方案。

2.2.2 日本

日本有17個核電站，共有54個反應(yīng)堆。在2011年大地震前，日本核電的發(fā)電量占全國總發(fā)電量的30%。日本的乏燃料送往英國或法國進(jìn)行后處理，返回的高放廢物玻璃固化體貯存在Rokkasho場址的暫存庫中。由日本核循環(huán)開發(fā)研究院（JNC）產(chǎn)生的乏燃料也進(jìn)行后處理。

2013年，日本約有廢物罐30 000個，預(yù)計到2020年約有廢物罐40 000個（每罐含150 L玻璃固化體）［6］。

目前日本有5個地下實驗室，其中在花崗巖中的有釜石（鐵銅礦山）、瑞浪（在建）和明廷。

圖1 韓國高放廢物的管理規(guī)劃Fig.1Korean planning for high-level radioactive waste management

圖2 韓國KAERI地下研究坑道略圖Fig.2Sketch map of Korean KAERI underground research tunnel

圖3 韓國A-KRS處置庫概念設(shè)計Fig.3Korean conceptual design of A-KRS repository

在沉積巖中的有東濃（鈾礦山、砂巖）和幌延（沉積巖、在建）［3］。

日本在高放廢物處置庫選址方面，多年來一直強調(diào)自愿選址原則并作為地質(zhì)選址工作的先導(dǎo)（表2、圖4）［6］，其選址效果卻不如歐洲一些國家那樣明顯，至今還未選定1個處置庫場址。

在高放廢物處置庫設(shè)計方面，日本與美國、法國一樣，也考慮處置后廢物的回取問題。按照日本處置庫的研發(fā)計劃（表2）［6］，日本處置庫將于21世紀(jì)30年代末開始運行。

圖5為2000年時JNC在H12報告中提出的處置庫設(shè)計方案，其處置庫的工程結(jié)構(gòu)，與瑞典KBS-3的方案頗為相似［7］。

2.2.3 俄羅斯

俄羅斯現(xiàn)有31座核電反應(yīng)堆，發(fā)電量占全國總發(fā)電量的16%。

表2 日本處置庫研發(fā)計劃Table 2R&D program of repository in Japan

圖4 日本處置庫設(shè)計方案與場址條件的關(guān)系Fig.4Relationship between the repository design options and site conditions in Japan

圖5 JNC在H12報告中提出的處置庫設(shè)計方案Fig.5Option of repository design suggested by JNC in H12 report

2001年，在暫存庫中的乏燃料已超過25 000 t［8］。

在20世紀(jì)90年代，俄羅斯制定了處置庫研發(fā)工作計劃，想在烏拉爾地區(qū)的波·馬雅克聯(lián)合企業(yè)和西伯利亞地區(qū)的礦山-化工聯(lián)合企業(yè)附近建造2個區(qū)域性高放廢物處置庫，并已選定Zheleznogosk地區(qū)的Nizhnekanskiy花崗巖雜巖體作為預(yù)選巖體。

該巖體在地表出露面積為1 500 km2，其成巖年齡為（910±60）Ma，先后有3期巖漿活動：1）早期形成閃長巖類巖石：閃長巖、石英閃長巖、英云閃長巖和花崗閃長巖；2）中期形成花崗巖類巖石：黑云母花崗巖、淺色花崗巖、白崗巖；3）晚期形成脈巖［9］。

在該巖體中共篩選出7個預(yù)選場址（圖6）［10］，其中對Itatskiy和Kamennyi兩個預(yù)選場址（每個場址面積為15～20 km2，離礦山-化工聯(lián)合企業(yè)25～30 km）先進(jìn)行了工作，然后對Yeniseyskiy預(yù)選場址也進(jìn)行了研究。此外，俄羅斯在此還選好一個地下實驗室場址。工程深450～475 m，欲在硐室中模擬貯存低釋熱的長壽命高放和低中放廢物，在鉆井中貯存高釋熱的裝有玻璃固化體的廢物罐。

為了圈定上述預(yù)選場址內(nèi)構(gòu)造最不發(fā)育和地下水滲透系數(shù)最低的地段，首先進(jìn)行1∶5萬和1∶10萬地表地質(zhì)填圖，隨后是開展物探工作。同時在1998—1999年期間，在2個地區(qū)施工了大量淺孔（10～15 m）和4個深孔（300、500、500和700 m）。今后還計劃施工孔深為2～3 km的深孔。

根據(jù)巖心和測井資料顯示，證實在2個預(yù)選場址區(qū)內(nèi)都存在構(gòu)造不發(fā)育和低飽水度的二長閃長巖類巖石。

對該巖體巖石進(jìn)行核素遷移試驗，實驗結(jié)果表明，這些巖石對Cs、Pu、Am和伴生礦物對Pu、Am、Cm都有很好的吸附性。

2002—2008年，俄-德簽訂了關(guān)于在Nizhnekansk花崗巖巖體中Yeniseysky預(yù)選場址的研究合同。其研究內(nèi)容主要是場址評價的方法學(xué)、處置庫概念設(shè)計、研發(fā)成本估算、研發(fā)工作的時間表和預(yù)選場址的性能評價等［10］。

（待續(xù)）

Abroad progress in R&D work on high-level radioactive waste disposal in granite areas

XU Guoqing

（CNNC Key Laboratory on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste，Beijing Research Institute of Uranium Geology，Beijing 100029，China）

The rock-types of candidate host rocks of repository，properties of granite，and current status of R&D work abroad on high-level radioactive waste disposal in granite areas are stated.After decades of study，the following experiences from the abroad may be useful for our future work：1）More attention must be paid to volunteer site selection than before and many foreign countries think it is in the van of geological site selection.The success or failure of site selection is often closely related to the progress with this work；2）In recent years，the single repository only for the disposal of highlevel radioactive waste and spent fuel is going to turn into a repository for disposal of different kinds of radioactive waste（multi-function repository）；3）The disposal option KBS-3 developed by SKB in Swede and the structure design model of repository engineering are being accepted by many countries；4）The design of site-specific underground research laboratory is integrated with that of repository.The repository construction cost will be reduced and the reliability of repository engineering design will be increased；5）Granitic rocks have a good rock mechanical property.They are in favor of physical isolation from radioactive waste and provide a physical protection for long-term stability of repository engineering structure.Special attention has to be paid to the investigation on regional crustal stability of candidate site，disposal volume and buried depth of pluton，density of fractures and permeability of rocks during site selection in granite areas；6）Retrieval of waste disposed.

high-level radioactive waste disposal；granite；repository conceptual design

TL942

A

1672-0636（2016）02-0119-06

10．3969/j．issn．1672-0636．2016．02．010

2014-09-11

徐國慶（1932—），男，浙江舟山人，高級工程師（研究員級），主要從事輻射環(huán)境保護與評價工作。E-mail：xugq@126.com