高放廢物地質(zhì)處置各屏障系統(tǒng)安全要求研究

李洪輝，王亮，余少青，趙帥維，毛亮，賈梅蘭，程偉，安鴻翔

（1.中國輻射防護研究院，中核高放廢物地質(zhì)處置評價技術(shù)重點實驗室，太原030006；2.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京100082）

高放廢物地質(zhì)處置各屏障系統(tǒng)安全要求研究

李洪輝1，王亮2，余少青2，趙帥維1，毛亮1，賈梅蘭1，程偉1，安鴻翔1

（1.中國輻射防護研究院，中核高放廢物地質(zhì)處置評價技術(shù)重點實驗室，太原030006；2.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京100082）

研究分析了處置庫各屏障系統(tǒng)應(yīng)具備的總體安全要求。針對屏障性能演化、地下水流和核素遷移等方面分析了工程屏障系統(tǒng)、天然屏障系統(tǒng)應(yīng)滿足的安全要求。

高放廢物；安全要求；地質(zhì)處置

高放廢物安全處置是放射性廢物管理的重點和難點問題之一。地質(zhì)處置被認為是最具有工程前景的處置方案，“地質(zhì)處置”也稱“深地質(zhì)處置”是指將放射性廢物放置在地下（通常在地表下數(shù)百米或更深）地質(zhì)體的設(shè)施中，采用工程屏障和天然屏障使高放廢物與人類生存環(huán)境隔離的處置。高放廢物處置設(shè)施在其關(guān)閉數(shù)萬年乃至數(shù)十萬年后，憑借其安全功能仍然可確保公眾健康和環(huán)境不受到可察覺的影響［1-4］。我國《放射性污染防治法》已明確規(guī)定，我國高放廢物實施集中的深地質(zhì)處置。

在調(diào)研、分析、綜合已公開報道的資料并基于目前認知水平的基礎(chǔ)上，提出處置庫應(yīng)具備的總體安全要求以及各屏障系統(tǒng)應(yīng)具備的基本安全要求；為初步建立我國處置庫安全指標框架體系提供基礎(chǔ)性建議；從安全角度為處置庫工程設(shè)計和預(yù)選區(qū)場址選擇提供技術(shù)參考。

1 對高放廢物地質(zhì)處置的總要求

1.1 處置系統(tǒng)關(guān)閉前的安全要求

1.1.1 選址階段場址特性調(diào)查的要求

1）應(yīng)對地質(zhì)處置設(shè)施的場址進行特性調(diào)查，其詳細程度應(yīng)既滿足全面了解的需要（包括其過去的演變，今后在安全關(guān)注時期內(nèi)與安全有關(guān)的自然演變），又滿足支持具體了解的需要（與場址和設(shè)施有關(guān)的特征、事件和過程對安全的影響）。

2）在安全評價中應(yīng)充分了解場址及其相關(guān)地質(zhì)情況。重點是對安全可能有影響并在與安全相關(guān)的文件，及其支持性安全評價中所涉及的與場址有關(guān)的特征、事件和過程。這方面應(yīng)包括證明場址有足夠的穩(wěn)定性、說明存在有利于安全的特征和過程，證明其他特征、事件和過程不會影響與安全相關(guān)的文件。

3）地質(zhì)方面的特性調(diào)查應(yīng)包括如下內(nèi)容：長期穩(wěn)定性、斷層規(guī)模、活動性和分布范圍、地震活動、火山作用、確定適合建造處置區(qū)的巖體規(guī)模、與設(shè)計有關(guān)的巖土參數(shù)、地下水條件、地球化學(xué)條件等。

1.1.2 地質(zhì)處置設(shè)施設(shè)計的要求

1）地質(zhì)處置設(shè)施及其工程屏障的設(shè)計應(yīng)能夠包容廢物及其相關(guān)危害，在物理學(xué)和化學(xué)上與地質(zhì)環(huán)境兼容，還要能為關(guān)閉后階段的安全提供除圍巖地質(zhì)環(huán)境以外的輔助保證措施。設(shè)施及其工程屏障的設(shè)計應(yīng)確保運行期間的安全。

2）地質(zhì)處置設(shè)施的設(shè)計會因廢物類型和地質(zhì)環(huán)境的不同而有所差別，目的就是要充分利用圍巖地質(zhì)環(huán)境所提供的安全特性。地質(zhì)處置設(shè)施設(shè)計應(yīng)具有的特征包括：不向場址引入不可接受的長期干擾，設(shè)施的安全由場址本身的特性來保障，工程屏障發(fā)揮輔助安全功能，通過合理布局使易裂變材料保持次臨界狀態(tài)等。總體布置設(shè)計應(yīng)使廢物放置在最合適的圍巖區(qū)，并保證井巷和密封等主要工程措施安排得當。所選用的材料應(yīng)保證在設(shè)施條件（如化學(xué)環(huán)境、溫度條件等）下性能不會下降，也不會妨礙地質(zhì)處置系統(tǒng)任何部分的安全功能。

3）地質(zhì)處置設(shè)施預(yù)期運行時間比一般工程應(yīng)用中通常考慮的時間長很多。對天然類似物質(zhì)在自然地質(zhì)環(huán)境中的行為方式進行研究，以及對古代人工制品和人造建筑隨時間變化的行為進行研究，都會有助于人們對長期性能評價建立信心。證明廢物容器的制造可行性，在地下實驗室中證明工程屏障建造的可行性，并對其特性進行驗證，這些對于使人們相信設(shè)施能達到性能要求是非常重要的。

1.1.3 地質(zhì)處置設(shè)施建造的要求

1）地質(zhì)處置設(shè)施應(yīng)按照已批準的與安全相關(guān)的文件和安全評價中的設(shè)計方案建造。地質(zhì)處置設(shè)施的建造應(yīng)保證其關(guān)閉后地質(zhì)屏障的安全功能能夠?qū)崿F(xiàn)，這些安全功能在與安全相關(guān)的文件已表述。建造工作的開展應(yīng)保證運行期間的安全。

2）地質(zhì)處置設(shè)施的建造會受到巖石條件以及地下開挖和建造技術(shù)的限制。在沒有完成足夠的特性調(diào)查之前，不應(yīng)開始建造工作。開挖和建造活動應(yīng)避免對地質(zhì)環(huán)境造成不必要干擾。在選用地下工程技術(shù)方面應(yīng)有充分的靈活性，可以隨著各種巖石條件或地下水狀況的變化而變化。

3）在部分設(shè)施開始運行和廢物包放置之后，仍可繼續(xù)進行地質(zhì)處置設(shè)施的建造工作。必須對交錯進行的建造和運行活動進行合理規(guī)劃，以確保運行和關(guān)閉后安全。

1.1.4 地質(zhì)處置設(shè)施運行的要求

1）地質(zhì)處置設(shè)施應(yīng)按照許可證條件和相關(guān)審管要求運行，保持運行期間的安全，并應(yīng)保證與安全相關(guān)的文件中所設(shè)想的關(guān)閉后安全功能能夠?qū)崿F(xiàn)。

2）所有對安全重要的操作和活動均應(yīng)按照文件中規(guī)定的限制、控制和操作程序進行，并應(yīng)具備文件記錄的應(yīng)急計劃。與安全相關(guān)的文件應(yīng)對設(shè)計方案和運行管理方案進行闡述，并證明其合理性。因為這兩種方案的實施可滿足安全目標和準則。此外，審管機構(gòu)或營運者可制定針對設(shè)施的具體準則。與安全相關(guān)的文件還應(yīng)包括關(guān)于在正常和異常運行工況下減少對工作人員和公眾成員危害的內(nèi)容。只要設(shè)施還未封閉，就應(yīng)一直保持主動的安全控制，這種控制包括在放置廢物之后和設(shè)施最終關(guān)閉之前的一段時間。

3）在管理易裂變材料并將其放置在地質(zhì)處置設(shè)施中時，應(yīng)保持次臨界布局狀態(tài)。這一點可通過多種途徑實現(xiàn)，包括在廢物整備期間對易裂變材料進行合理分布，對廢物包裝進行合理設(shè)計。應(yīng)對廢物放置后（包括關(guān)閉后階段）的核臨界危害的變化趨勢進行評價。

1.1.5 地質(zhì)處置設(shè)施關(guān)閉的要求

1）地質(zhì)處置設(shè)施關(guān)閉時，應(yīng)確保與安全相關(guān)的文件所提到的對關(guān)閉后階段非常重要的安全功能仍然存在。關(guān)閉（包括從設(shè)施的主動管理到關(guān)閉的過渡階段）計劃應(yīng)明確且切實可行，以便能夠在適當?shù)臅r間安全地進行關(guān)閉。

2）地質(zhì)處置設(shè)施關(guān)閉后的安全取決于許多活動，其中可包括地質(zhì)處置設(shè)施的回填和封閉。在設(shè)施最初的設(shè)計階段就應(yīng)考慮關(guān)閉問題，并隨著設(shè)施設(shè)計的進展不斷更新關(guān)閉計劃和封閉設(shè)計。在建造活動開始之前，應(yīng)有充分的證據(jù)證明回填和封閉性能的有效性。

3）地質(zhì)處置設(shè)施的關(guān)閉應(yīng)符合審管部門在設(shè)施許可證中規(guī)定的關(guān)閉條件，并應(yīng)特別考慮在這一階段可能發(fā)生的任何責(zé)任變更情況。據(jù)此，回填作業(yè)可與廢物放置作業(yè)同步進行。在完成廢物放置后可以延遲一段時間再進行封閉，例如能夠進行監(jiān)測，對與關(guān)閉后安全有關(guān)的問題進行評價，或者出于公眾接受方面的原因。如果廢物放置完成后的一段時間仍不能實施封閉，則應(yīng)在與安全相關(guān)的文件中考慮其對運行安全和關(guān)閉后安全的影響。

4）營運者應(yīng)確保落實和保障關(guān)閉所需的技術(shù)和財政資源。這些安排及任何變更均應(yīng)得到審管部門或其他政府部門的批準。

1.2 處置系統(tǒng)關(guān)閉后的安全要求

關(guān)閉后的安全是通過建立一個處置系統(tǒng)來實現(xiàn)的。在這一系統(tǒng)中，各組成部分協(xié)同發(fā)揮作用以提供和保證達到所需防護水平。這種方案為地質(zhì)處置設(shè)施的設(shè)計人員提供了一定的靈活性，使其能夠調(diào)整設(shè)施布局和工程屏障，以利用圍巖地質(zhì)建造的天然特性和屏障能力。運行安全保障也十分必要，它需要考慮一些復(fù)雜的問題，包括運行對地質(zhì)處置設(shè)施關(guān)閉后階段性能的影響。

IAEA認為地質(zhì)處置需要滿足以下要求［5］：1）包容廢物，直至大部分放射性尤其是與短壽命放射性核素有關(guān)的放射性已經(jīng)衰變；2）將廢物與生物圈隔離，并極大地降低人員無意闖入廢物環(huán)境的可能性；3）延遲放射性核素向生物圈的任何明顯遷移，直至遙遠將來大量放射性已經(jīng)衰變；4）確保最終到達生物圈的放射性核素今后可能產(chǎn)生的放射性影響都處于可接受的低水平。

一般地高放廢物地質(zhì)處置系統(tǒng)對廢物體中所含的放射性核素具有隔離、包容、阻滯和稀釋等安全功能，這些安全功能通過某些有助于安全的物理或化學(xué)性質(zhì)或過程提供，如對水流的不滲透性，抗腐蝕，分解，浸出和溶解。這些物理或化學(xué)過程與處置系統(tǒng)各組成部分的內(nèi)在屬性或性能特征相關(guān)，從而建立了安全功能與物質(zhì)實體（屏障體系，包括廢物體）性能特征之間的聯(lián)系。這是構(gòu)建處置系統(tǒng)安全概念的目的，也是安全評價的科學(xué)基礎(chǔ)（物質(zhì)的性能特征可以通過實驗和理論研究獲得相關(guān)信息，由此分析處置系統(tǒng)的安全水平）。

美國能源部（DOE）認為，處置庫的設(shè)計是一個不斷發(fā)展的過程，這一過程始于主要設(shè)計目標的確定：在處置庫運行期間保護工作人員和公眾的健康與安全，最大限度地減小最終進入人類環(huán)境的放射性物質(zhì)的量，將造價控制在可接受的水平之下。對公眾最為關(guān)心的處置庫長期性能問題，可以通過改善處置庫工程屏障關(guān)鍵組成的設(shè)計、采用設(shè)計余量和縱深防御的方法提高處置庫性能的置信度。

日本核廢物管理組織（NUMO）認為：一個精心設(shè)計與選址的處置庫，應(yīng)保證在任何時候——不管是高放廢物衰變到制造核燃料的天然鈾礦的放射性水平之前還是之后——從處置庫中緩慢釋放到自然環(huán)境中的放射性物質(zhì)，對公眾造成的輻照量不能超過天然本底的輻照量。

我國《放射性廢物安全管理條例》規(guī)定高放廢物地質(zhì)處置的安全隔離期不得少于1萬年，也就是說高放廢物地質(zhì)處置系統(tǒng)最少應(yīng)通過各屏障系統(tǒng)將高放廢物安全隔離最少1萬年。

1.3 地質(zhì)處置總要求小結(jié)

地質(zhì)處置系統(tǒng)在關(guān)閉后，在未來的不同時間內(nèi)發(fā)揮不同的作用：1）與近地表過程隔離：將廢物與近地表環(huán)境隔離，保護廢物免受近地表活動過程的影響。2）保護生物圈：對生物圈進行屏蔽和保護，使其免受廢物放射性傷害，廢物放射性在處置的最初幾百年內(nèi)處于峰值階段。3）與人類活動隔離：廢物的深部處置使得由未來人類活動所引發(fā)的直接的（挖掘廢物）或間接的（通過廢物組分的遷移）放射性受照極不可能發(fā)生。4）早期包容：在數(shù)百年或數(shù)千年內(nèi)，將短壽命放射性核素持續(xù)完全包容在處置庫的工程屏障中。5）限制釋放：放射性核素從逐漸退化的工程屏障“（EBS）”中釋出至地質(zhì)環(huán)境，并最終傳輸至生物圈，因此要延遲和限制這一釋出速率和濃度?？衫梦锢砗突瘜W(xué)的組合機理來達到這一目的，它可以限制地下水與廢物的接觸、以及地下水從處置庫至生物圈的流量，并且可以限制放射性核素的溶解度、將它們逆向地或固定地或吸附或過濾在巖石表面和EBS上。另外，放射性衰變過程逐漸減少了處置系統(tǒng)中的放射性核素量。6）彌散和稀釋：長壽命放射性核素經(jīng)過地質(zhì)屏障巖石的流動是三維彌散，并且發(fā)生在不同的地下水環(huán)境中。在一些概念和一些特定推薦場址中，釋出物將接觸到深部或更靠近地表的主要的地下水體，或者接觸到相似大小的地表水體。這將產(chǎn)生另一功能，即全面稀釋釋放出的放射性核素，使最初進入生物圈的核素濃度得到了降低。

為了達到上文所述的安全功能，地質(zhì)處置系統(tǒng)整體應(yīng)具備如下的安全要求［5-10］：1）對于主要地質(zhì)活動和變形、斷層、地震和熱流而言，具有長期（數(shù)百萬年）地質(zhì)穩(wěn)定性；2）在處置庫深度，地下水含量低和流量小，在至少數(shù)萬年內(nèi)是穩(wěn)定的；3）在此深度具有穩(wěn)定的地球化學(xué)和水文化學(xué)條件，主要為還原性環(huán)境、其組成由水和巖石構(gòu)成礦物間的平衡所控制；4）具有良好的工程性能，易于建造處置庫和允許運行數(shù)十年。

一個精心選擇的地質(zhì)環(huán)境就象處置庫EBS的防護層，保護它免受來自物理應(yīng)力、水流和水質(zhì)化學(xué)的劇烈波動的影響。這些性能的大的波動一般產(chǎn)生于巖石圈的活動區(qū)域的狀態(tài)變化，例如構(gòu)造活動區(qū)和中等深度巖石和地下水系統(tǒng)，地下水系統(tǒng)容易且迅速地受到不可避免的氣候變化和不可預(yù)計的土地使用變化的影響。深度越深，巖石越不受這些效應(yīng)的影響；增加深度就加強了對近地表干擾的緩沖，并及時削弱了近地表干擾的強度。這是地質(zhì)屏障的一個極其重要的功能，因為“邊界條件”中的長期穩(wěn)定性使得處置系統(tǒng)中的惟一可真正設(shè)計和優(yōu)化的部分（即EBS）在長時間內(nèi)可預(yù)測地發(fā)揮作用。

適宜長壽命放射性廢物處置的地質(zhì)環(huán)境廣泛存在于世界各地。它們在性質(zhì)上明顯不同，因此，以不同的組合方式并在不同的程度上提供的上述所需特征。通常，適宜環(huán)境可存在于：

1）滲透性極低的巖石，其中根本沒有平流地下水流動。這些巖石包括大的蒸發(fā)沉積巖，例如鹽丘和大的層狀鹽巖建造，以及一些塑性黏土和泥巖建造。在此類圍巖中，如果地質(zhì)穩(wěn)定性得到維持，除了通過孔隙水體和沿著晶體邊界進行的極其緩慢的擴散外，就沒有水載放射性核素釋放到周圍地質(zhì)建造中的天然機理，除非處置庫本身的存在對圍巖穩(wěn)定性產(chǎn)生了不利影響。然而，因為存在這種可能性，在評價潛在處置庫場址的此類圍巖時還要考慮周圍更廣的、可能出現(xiàn)平流流動的地質(zhì)環(huán)境（例如上覆層和/或臨近含水層）。

2）在數(shù)十萬年或更長時間內(nèi)表現(xiàn)出穩(wěn)定的、天然平流量極低的的深層地下水系統(tǒng)。通常，此類系統(tǒng)中的地下水可能是鹽水、甚至可能是濃鹽水，這是地下水系統(tǒng)大部分停滯的結(jié)果，地下水與大量的新鮮水補給相隔離。它還會具有化學(xué)還原性，降低許多放射性核素的遷移和傳輸潛能。

3）具有低流量地下水系統(tǒng)、并且從處置區(qū)至周圍地下水系統(tǒng)或生物圈的傳輸路徑較長。此類環(huán)境可表現(xiàn)為較厚的（數(shù)百米）、穩(wěn)定的不飽和區(qū)（在潛水面之上的區(qū)域），和在深層地下水體中有緩慢的、較長的遷移路徑。它們還可能出現(xiàn)在一些海岸區(qū)域或大面積沉積盆地的飽和巖石中，在這種巖石中，入滲地下水在最終排出前向深地層緩慢移動，或許在近地表水體中得到顯著的混合和充分的稀釋。

2 高放廢物深地質(zhì)處置設(shè)施

2.1 高放廢物處置庫概念設(shè)計

圖1為我國北山高放廢物深地質(zhì)處置設(shè)施概念設(shè)計［6］。由圖1可見，高放廢物地質(zhì)處置系統(tǒng)各屏障主要包括：玻璃固化體、廢物罐、緩沖/回填材料（膨潤土）和圍巖。

圖1 北山高放廢物地質(zhì)處置庫概念設(shè)計示意圖Fig.1The concept design of Beishan HLW geologic disposal facility

2.2 天然屏障和工程屏障概念

高放廢物地質(zhì)處置采用多重屏障系統(tǒng)。按實體可以將其劃分為天然屏障與工程屏障。天然屏障含主巖和外圍地質(zhì)介質(zhì)，工程屏障含廢物體、包裝容器和緩沖、回填、密封材料。按性能則可劃分為隔水屏障（使廢物與地下水隔離）、滯留屏障（減緩核素的釋放和遷移）和抗侵擾屏障（處置庫深度、工程硬件和管理控制措施）。高放廢物地質(zhì)處置各屏障的構(gòu)成見表1。

表1 高放廢物地質(zhì)處置的屏障構(gòu)成Table 1The barrier system of HLW geologic disposal

3 各屏障系統(tǒng)的安全要求

地質(zhì)處置的安全要求是，為了實現(xiàn)既定的安全目標，必須滿足規(guī)定的管理要求和技術(shù)安全要求，包括地質(zhì)處置設(shè)施的選址、建造、運行、關(guān)閉和關(guān)閉后監(jiān)護的要求，其中特別需要強調(diào)的是政府、審管機構(gòu)和執(zhí)行機構(gòu)的責(zé)任要求，處置庫場址安全要求，工程屏障安全要求，以及安全評價和與之相關(guān)的安全案例的要求［1］。

3.1 天然屏障（圍巖）安全要求

3.1.1 作為處置庫圍巖的基本要求［7-9］

作為處置庫圍巖要滿足下列基本要求：1）巖石所處周圍的區(qū)域構(gòu)造環(huán)境要穩(wěn)定；2）巖石工程力學(xué)性質(zhì)好，巖石穩(wěn)定性好；3）巖石構(gòu)造裂隙不發(fā)育，滲透性低，熱傳導(dǎo)性好；4）巖石對核素的吸附性能好；5）巖石對變價元素具有較好的還原能力，因為在還原環(huán)境下核素的遷移速率較慢；6）巖石有足夠體積，能滿足處置庫容積及建造各類地下設(shè)施所需。

3.1.2 花崗巖

對適宜于處置放射性廢物的花崗巖的主要要求如下：1）分布廣，巖體規(guī)模較大，質(zhì)地均一，應(yīng)具有足夠的深度和體積，以便建造處置庫；2）巖體孔隙度較小，水滲透系數(shù)較?。?）含水量較??；4）巖體中化學(xué)元素和同位素體系基本上保持封閉狀態(tài)；5）機械強度大，有利于構(gòu)筑地下處置工程；6）導(dǎo)熱性能好（平均熱導(dǎo)率為2.5 W/m·K），熱穩(wěn)定性能要好（花崗巖的形成溫度一般高于570℃，高放廢物的衰變熱（＜300℃）對其影響甚?。?；7）抗輻射性能較好，受到高劑量輻射作用后，巖石性質(zhì)不變；8）對放射性核素具有較好的阻滯性能［7-8］。

3.1.3 黏土巖

黏土巖（包括塑性黏土）是一類分布廣泛的沉積巖，包括泥巖、頁巖、泥板巖和尚未完全成巖的塑性黏土等，屬于陸源細屑沉積巖類，主要由粒徑＜0.003 9 mm的黏土顆粒組成［7-8］。對適宜于處置放射性廢物的黏土巖的主要要求有：水力傳導(dǎo)系數(shù)??；良好的單一孔隙結(jié)構(gòu)和自封閉能力；為核素遷移提供堅實的屏障；為工程屏障體系提供適宜的環(huán)境。

3.2 工程屏障應(yīng)具備的安全要求

3.2.1 廢物體

我國核行業(yè)標準《放射性廢物體和廢物包的特性鑒定》規(guī)定了高放廢液玻璃固化體的性能要求。

3.2.1.1 化學(xué)組成

在確定玻璃固化體的化學(xué)組成時，應(yīng)綜合考慮高放廢液組成、基礎(chǔ)玻璃組成和廢物包容量，考慮對組分的控制值，及其對固化工藝和玻璃性能的影響。如為了控制玻璃熔制過程中出現(xiàn)黃相，玻璃體中硫酸根離子的質(zhì)量分數(shù)必須小于1%，鉻酸根離子質(zhì)量分數(shù)需小于2%；為了避免固化體化學(xué)耐久性的降低，氧化鈉的質(zhì)量分數(shù)要不超過12%，氧化鋰的質(zhì)量分數(shù)不超過4%；為了避免析晶的增加，要嚴格控制氧化鋁的質(zhì)量分數(shù)小于18%，氧化鈾的質(zhì)量分數(shù)小于12%等。

3.2.1.2 抗浸出性

一般規(guī)定，玻璃固化體在S/V比（表示樣品表面積與浸泡劑體積之比）為（10±0.5）m-1條件下，在（90±1）℃去離子水中，靜態(tài)浸泡28 d的單位表面積總失重應(yīng)小于15 g·m-2，Si、B、Na、Cs和U的歸一化元素浸出率應(yīng)小于1 g/（m2·d）。

3.2.1.3 密度

玻璃固化體在室溫下的密度應(yīng)不小于2.50 g·cm-2。

3.2.1.4 均勻性

光學(xué)顯微鏡下觀察，玻璃體內(nèi)應(yīng)無異常物（黃相）、夾雜物（不熔顆粒）。玻璃體內(nèi)允許含有釕、鈀和銠等貴金屬。

3.2.1.5 導(dǎo)熱性能

玻璃固化體的導(dǎo)熱系數(shù)應(yīng)不小于0.4 W/（cm·℃）。

3.2.1.6 轉(zhuǎn)化溫度

玻璃固化體的轉(zhuǎn)化溫度應(yīng)在500～600℃范圍內(nèi)。

3.2.1.7 玻璃固化體的液相溫度

玻璃固化體的液相溫度應(yīng)小于950℃，確保澆注入廢物容器時沒有析晶相。

3.2.1.8 析晶溫度

玻璃固化體的析晶溫度應(yīng)在700～750℃。3.2.1.9析晶率

澆注后的玻璃固化體冷卻至室溫后的析晶率應(yīng)小于體積分數(shù)的5%。

3.2.1.10 抗沖擊性能

用重錘自由落體法測得的SA/E（破碎后樣品表面積與所用能量之比）應(yīng)不大于12 cm2·J-1。

3.2.1.11 耐輻照性能

玻璃固化體試樣輻照至108Gy后，在光學(xué)顯微鏡下觀測無裂縫，浸出率增加不大于5倍。

3.2.2 容器

3.2.2.1 總的要求

1）出現(xiàn)初始缺陷的概率保持在可接受的低水平，這要求工程屏障系統(tǒng)的工程技術(shù)特性經(jīng)過檢驗和證明；

2）廢物罐保持長期（數(shù)百年至上千年）完整，這需要對廢物罐有利的處置庫近場條件（水文、化學(xué)等條件）。

3.2.2.2 材料選用要求

在考慮選用容器材料時，除了考慮包容核素要求外，還要保證它不會對其內(nèi)的廢物體和其外的緩沖材料造成負面影響，而且還要考慮處置容器的制造和安裝可行性。

1）包容放射性核素

“包容放射性核素”意味著處置容器必須采用密封結(jié)構(gòu)，為此，需選擇焊接性良好的焊接材料，且設(shè)計合理的焊接接頭。要充分了解容器材料在處置環(huán)境下的腐蝕機理和腐蝕速率，合理預(yù)測出容器的壽命。

處置容器必須具有足夠的機械強度和合適的外形，以保證容器安放在處置庫后，不會由于緩沖材料的膨脹壓力而被損壞，例如壓裂、剪切等。因此在設(shè)計容器時，須考慮容器材料的強度及容器的抗壓外形。

處置容器需要有耐熱性來保證容器的包容性不會因為其內(nèi)部的廢物體產(chǎn)生的熱量而受到破壞。

2）不對其他工程屏障造成顯著影響

由于EBS要作為一個系統(tǒng)來發(fā)揮作用，因此在設(shè)計處置容器時有必要考慮處置容器在處置環(huán)境中是否對工程屏障和天然屏障的性能造成負面影響。

處置容器與其內(nèi)的廢物桶之間應(yīng)有的一定空隙以防止廢物桶由于容器所受外力而受到損壞。

處置容器應(yīng)有足夠的傳熱性能來保證將廢物桶內(nèi)的熱量充分地傳輸出去。熱量要穿過工程屏障，擴散至環(huán)境中，將工程屏障的溫度保持在設(shè)計限值之內(nèi)，避免緩沖材料的變化或廢物體的再結(jié)晶。

如果緩沖材料的性能（例如滲透性或核素吸附性）在廢物體的輻射下會退化，則處置容器的設(shè)計還需要考慮輻射屏蔽功能。

3）制造/安裝的技術(shù)可行性

在制造/安裝的技術(shù)可行性方面，有必要考慮處置容器的制造工藝，包括焊接、封蓋、最終放置。

處置容器通常由筒體和頂蓋組成，筒體和頂蓋將在工廠內(nèi)制造而成，然后運至處置庫的地面設(shè)施內(nèi)。

在處置庫的地面設(shè)施內(nèi)，廢物桶要裝入處置容器內(nèi)，然后焊上頂蓋，隨后對焊接接頭進行檢查。由于焊接和檢查是在放射性環(huán)境下進行，因此需要“遠距離操作”。

3.2.3 緩沖材料

緩沖材料總的功能就是在容器和巖石之間起到擴散屏障的作用。為了達到這個目的，緩沖材料的導(dǎo)水率應(yīng)該低；能夠保證容器在處置孔內(nèi)長期處于中間位置；必須能夠使黏土中產(chǎn)生的小裂紋“自愈合”“（self-healing）”。因此，對緩沖材料的長期安全要求如下：1）導(dǎo)水率不大于10-11m·s-1；2）密度足夠大；3）膨脹壓力足夠大。

3.2.4 回填材料

1）導(dǎo)水率不能超過圍巖的平均導(dǎo)水率；2）膨脹壓力至少達到0.1 MPa以支撐隧道周圍的巖石；3）回填材料還要能夠防止緩沖材料膨脹時向隧道凸出；4）回填材料由膨潤土和碎石等材料組成。

3.2.5 緩沖/回填材料應(yīng)具備的安全要求

緩沖/回填材料應(yīng)具備的要求如下：1）長期穩(wěn)定性。HLW中含有半衰期在數(shù)萬年以上的長壽命核素，這些核素衰變將發(fā)射各種射線及釋放熱量，因而緩沖材料要有長期的熱穩(wěn)定性和耐輻射性；2）力學(xué)性。要支撐和固定高放廢物容器，就需要穩(wěn)定的力學(xué)強度，以均化圍巖應(yīng)力（有良好的形變能力，可以保證應(yīng)力在處置系統(tǒng)中充分消散），防止容器發(fā)生機械破壞；3）膨脹收縮性。膨脹性是為了堵塞廢物罐與緩沖材料之間的空隙及圍巖的裂隙，并降低處置坑內(nèi)緩沖材料的孔隙度進而降低其滲透性；低收縮性是防止處置庫溫度升高引起的干裂以及處置庫降溫過程中收縮而引起緩沖材料和圍巖的裂隙；4）熱傳導(dǎo)性和熱擴散性。核素衰變將釋放大量的熱，而當緩沖材料溫度升高到一定程度，可能會影響其特性，如膨脹性、低滲水性等，因而需要良好的熱傳導(dǎo)性和擴散性；5）低滲水性。阻止和延緩地下水向廢物包裝容器滲透流動，進而減緩地下水對包裝容器的侵蝕以及核素在水中的遷移；6）核素遷移的遲滯性。核素在緩沖材料間隙水中遷移時，由于緩沖材料的吸附性和核素沉淀的形成，它比水的遷移速度慢，稱之為核素的延遲性，要求緩沖材料有較大的吸附容量，當核素從廢物罐中泄漏，在一定厚度的緩沖回填材料阻隔下，減少核素向生物圈遷移量或核素向生物圈遷移過程中有足夠長的時間讓其衰變，進入生物圈時衰變到可接受的水平。工程屏障應(yīng)具備的具體要求小結(jié)見表2［10-15］。

4 結(jié)語

處置系統(tǒng)采用多重屏障系統(tǒng)，多重屏障系統(tǒng)的要求是冗余性、功能獨立性和運行機理的獨立性，只有這樣才能達到縱深防御的目的。從對放射性廢物的包容、隔離、阻滯和延遲等安全功能出發(fā)，研究分析了處置庫廢物體、包裝容器、緩沖/回填材料、圍巖和環(huán)境等屏障系統(tǒng)應(yīng)具備的基本安全要求。

應(yīng)制定地質(zhì)處置安全要求的詳細要求計劃，開展單項安全要求研究，主要內(nèi)容包括：玻璃固化體安全要求、廢物體驗收要求、容器設(shè)計、制造安全要求、安全評價要求、安全案例要求等等。

表2 工程屏障應(yīng)具備的安全要求小結(jié)Table 2Summary of safety requirement for barrier system of the disposal system

［1］王駒，范顯華，徐國慶，等.中國高放廢物地質(zhì)處置十年進展［M］.北京：原子能出版社，2004.

［2］國防科學(xué)技術(shù)工業(yè)委員會，科學(xué)技術(shù)部，國家環(huán)境保護總局.高放廢物地質(zhì)處置研究開發(fā)規(guī)劃指南［S］.北京：標準出版社，2006.

［3］王駒，陳偉明，蘇銳，等.我國高放廢物地質(zhì)處置研究［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2004，38（4）：339-342.

［4］經(jīng)濟合作發(fā)展組織核能機構(gòu).國際放射性廢物地質(zhì)處置十年進展［M］.北京：原子能出版社，2001.

［5］IAEA.Geological Disposal of Radioactive Waste［R］. Safety Requirements Safety Standards Series No. WS-R-4，Vienna：IAEA，2006.

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［10］Stepwise Approach to Decision Making for Longterm Radioactive Waste Management［R］.NEA No. 4429，Paris：OECD，2004.

［11］Confidenceinthelong-termsafetyofdeep geologicalrepositories：Itsdevelopmentand communication［C］.NEA No.1809，Paris：OECD，1999.

［12］Post-closure Safety Case for Geological Disposal［C］.NEA No.3679，Paris：OECD，2004.

［13］ONDRAF/NIRAS：Technicaloverviewofthe SAFIR-2 report-Safety Assessment and Feasibility Interim Report 2［R］.NIROND 2001-06 E，Vienna：IAEA，2001.

［14］Geological disposal facilities for radioactive waste［R］.Specific safety guide.No.SSG-14（2011），Vienna：IAEA，2011.

［15］IAEA.放射性廢物處置－具體安全要求中文稿［S］.SSR-5，Vienna：IAEA，2011.

Study on safety requirement for barrier system of HLW geologic disposal

LI Honghui1，WANG Liang2，YU Shaoqing2，ZHAO Shuaiwei1，MAO Liang1，JIA Meilan1CHENG Wei1，AN Hongxiang1

（1.China Institute for Radiation Protection，CNNC Key Laboratory on Geological Disposal of Highlevel Radioactive Waste，Taiyuan 030006 China；2.Nuclear and Radiation Safety Center of MEP，Beijing 100082 China）

The safety requirement was studied for the barrier system of the HLW geologic disposal system.Safety requirement of engineered barriers and natural barrier were studied based on barrier evolvement，groundwater flow and radionuclide migration.

high-level waste；safety requirement；geological disposal

TL942

A

1672-0636（2016）04-0229-08

10．3969/j．issn．1672-0636．2016．04．007

國防科工局“十二五”地質(zhì)處置安全評價技術(shù)研究（科工二司（2013）1221號）

2015-06-03；

2015-09-14

李洪輝（1981—），男，湖南邵陽人，副研究員，主要從事放射性廢物處理、處置工作。E-mail：yz202lhh@163.com