高放废物地质处置研究开发规划指南

高放废物地质处置研究开发规划指南

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二ОО六年二月

目    录

一、需求分析…………………………………………………… 1

二、       国内外发展概况…………………………………………  3

2.1           国外高放废物地质处置概况…………………………… 3

2.2           国内研究与开发现状…………………………………… 7

三、总体思路…………………………………………………… 10

四、发展目标…………………………………………………… 13

五、研究开发规划纲要………………………………………… 14

5.1           试验室研究与场址选择阶段（2006－2020年）………  14

5.2           地下现场试验阶段（2021－2040）…………………… 19

5.3           原型处置库验证实验和处置库建设阶段（2040－本世

纪中叶）…………………………………………………… 21

六、“十一五”期间的主要任务与研究内容………………………22

6.1           “十一五” 期间的主要任务…………………………… 22

6.2           “十一五” 期间主要研究内容…………………………   23

七、   政策与措施…………………………………………………… 29

   7.1  加强研发资源配置…………………………………………29

   7.2  加强科技管理体制和机制建设……………………………29

7.3  加强部门合作………………………………………………30

   7.4  加强国际合作………………………………………………30

高放废物地质处置研究开发规划指南

    为了在本世纪中叶妥善解决高放废物安全处置问题，保护人类和环境，为核工业可持续发展创造条件，需要启动国家级高放废物地质处置研究开发规划，全面、系统、科学、协调地部署研究开发工作。为此，特制定本指南，为动员全国各方面力量开展研究开发活动提供指导性意见。指南仅限于高放废物地质处置研究开发工作，不涉及其它技术路线的深入研究。随着国内外研究开发工作的进展，以及科技和社会的进步，指南将适时更新。

一、      需求分析

核科学技术的发展与核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一。但随着核能和核技术的不断发展，特别是上世纪中叶以来，人类开发利用核裂变能产生了大量高放固体废物[1]。乏燃料后处理产生的高放废液固化体和核电站卸出的一次通过准备直接处置的乏燃料等都属于高放固体废物。

由于高放废物含有放射性强、发热量大、毒性大、半衰期长的核素，需要把它们与人类生存环境长期、可靠地隔离。如何安全地处置高放废物已成为当前放射性废物管理的难点问题，已引起国际社会的广泛关注，世界各有核国家都将高放废物的安全处置看作是保证核工业可持续发展、保护人类健康、保护环境的一项战略任务。世界先进国家核能发展的历程表明，放射性废物的安全处置问题，尤其是高放废物，已成为制约核能可持续发展的因素之一。因此，高放废物的安全处置是关系到国土环境、公众安全和核工业健康、可持续发展的重大问题，也是核工业活动中必不可少的重要环节，必须对高放废物的处置问题进行研究并加以妥善解决。

在众多处置方案中，高放废物地质处置是开发时间最长，也是目前最有希望投入应用的处置方案。高放废物地质处置是把高放废物处置在深部的地质处置库中，使它永久与人类的生存环境隔离，这种埋藏高放废物的地下工程一般称为高放废物处置库。

高放废物地质处置是一项以放射性核素的包容、阻滞为核心内容，以多重屏障（地质介质属于天然屏障，废物体、包装容器和缓冲回填材料等属于工程屏障）为主要手段，以及千年到万年以上公众健康和环境保护为安全目标的极其复杂的系统工程。它涉及工程、地质、水文地质、化学、环境安全等众多学科领域，集基础学科、应用学科、工程学科为一体，属于综合学科群的攻关项目，集中体现了科学技术和社会经济发展对人类集体智慧和能力的巨大挑战。首先，废物体具有极强的放射性，含有几十种核素，在高温、高压的条件下，受“热－水－力－化学”（ THMC）复杂的耦合作用、地下水的浸渍、地震或地质构造运动等多因素影响，大大增加了研究开发工作的难度；其次，面临许多未知或以前很少涉足的科学问题，如深部地质环境下的胶体化学，有机质、微生物、气体与放射性核素及其周围介质的反应，THMC耦合效应，深部地质环境下数据和模式的不确定性，时间和空间外推的可信度，深部地质环境安全评价研究中确定论、概率论方法学的开发等；再次，由于高放废物中关键核素寿命长，对处置的长期安全性要求高，准确预测在这漫长的时间长河中地质、气候和人类生存环境中天然变化和诱发变化，及由此变化引发的放射性核素的迁移及环境影响，并且要满足一定的不确定性要求，这是对只有数千年文明史的人类知识和能力的挑战。这些问题的解决都需要高素质的研究队伍去探索和研究，这无疑需要进行长期的研究开发工作。如美国高放废物地质处置计划从1955年开始，历时50多年，虽已取得重要进展，但至今尚未进入工程建造阶段。

由于高放废物的毒性大、寿命长，很少有哪个国家愿意把别国的高放废物存放或处置在自己的国土上，各核能大国都在研究开发自己的高放废物处置技术。我国核能工业要持续发展，也要依靠自己的力量在自己的国土上解决高放废物安全处置问题。自1985年以来，和世界大多数国家一样，我国选择了地质处置作为我国高放废物处置的主攻方向，开展了大量前期研究开发工作，但还有许多研究尚未开始，场址选择也只作了很初步的工作。2003年颁布的《中华人民共和国放射性污染防治法》明确了我国高放废物和α废物［2］实施集中的深地质处置这一基本政策，为高放废物处置指明了方向。继续深入开展高放废物地质处置研究工作，为我国核能可持续发展创造良好条件是非常必要的。

当前，我国核电进入了一个新的积极发展阶段。随着核电的发展，我国高放废物和α废物将会大量增加。为了能在本世纪中叶妥善解决高放废物安全处置问题，保护人类和环境，为核工业的可持续发展创造条件，我们必须从现在起，在已有工作的基础上，启动国家级高放废物地质处置研究发展规划，全面、系统和科学地部署研究开发工作。

二、      国内外发展概况

2.1  国外高放废物地质处置概况

自美国科学家1950年提出高放废物地质处置的设想至今已有55年的历史。55年来，“地质处置”已从原来的概念设想、基础研究、地下实验研究，进入到处置库场址预选，少数国家已确定场址（芬兰于2001年确定奥尔基洛托场址、美国于2002年确定尤卡山场址）的阶段。尤其在过去10年，高放废物地质处置研究已取得重要进展。经济合作与发展组织核能机构（OECD／NEA）于 1999年出版的“国际放射性废物地质处置十年进展”一书综述了各国在法规、选址、场址评价、工程屏障、地下实验室、概念设计、性能评价、处置库建造、公众接受等方面取得的重要进展，主要表现在以下几方面：

2.1.1  法规标准的制定

法规和标准方面有了很大的发展。如在国际原子能机构（IAEA）的支持下，《乏燃料管理安全与放射性废物管理安全联合公约》已于2001年6月18日生效，至2005年8月已有34个国家成为缔约国；国际放射防护委员会（ICRP）出版了《固体放射性废物处置的辐射防护原则》（ICRP－64），《放射性废物处置的放射防护政策》（ICRP－77）和《适用于长寿命固体放射性废物处置的辐射防护原则》(ICRP-81)；国际原子能机构也颁布了《高放废物地质处置安全要求》（WS-R-4）等一系列国际认同的非强制性放射性废物安全标准（RAWASS）。许多国家开展了高放废物处置战略、策略和多方案比较研究，有十多个国家提出了高放废物地质处置库的构想或规划，大部分规划正在实施中。

2.1.2  技术研究开发进展

在处置地质方面：前期研究开发工作主要集中在选址和场址评价研究。目前处置库的选址和场址评价工作进展较快的是美国和芬兰。美国已选定内华达州的尤卡山场址，并已完成场址评价工作。芬兰于2001年确定处置库场址，目前正在开展详细的场址评价工作。瑞典正在2处场址上开展场址评价工作。德国的选址工作早在60年代就已开始，场址评价施工了许多钻孔，还建造了深度为840m的地下实验室以评价场址的适宜性。法国选址工作始于1987年，至目前为止已研究了三处场址，并动工建造布儒（Bure）粘土地下实验室。

在处置化学方面：美国、德国等国家从上世纪六、七十年代开展研究工作，其目标是掌握规律，尽可能减少关键核素向生物圈的迁移。已在以下五方面开展了大量的工作：（1）核素形态：主要是处置环境下的水溶液化学，即核素的溶解、浸出，水解、络合、价态、氧化还原、核素形态等；（2）核素与介质的作用：包括地质及工程介质与核素的物理、化学反应；（3）特殊作用：高放废物地质处置中有许多特殊作用，如热－水－力－化学耦合作用，辐射分解作用，胶体、微生物、有机质、气体的作用、低浓界面化学等；（4）介质的化学行为：如围岩、包装材料、固化体的高温稳定性及长期抗腐蚀能力等；（5）核素迁移研究。

在工程技术方面：涉及设计技术、工程屏障技术、建造与运行技术等方面。表现在：（1）地下实验室的设计技术、建造技术日臻成熟，美国、加拿大、比利时、瑞典等国已建成了高放废物地质处置地下实验室，并进行了大量处置工程技术研究。在加拿大、瑞典、德国、瑞士、比利时等国花岗岩、岩盐或粘土岩中建造的地下实验室及其成功运行，提供了设计和建造技术的良好范例。（2）美国开发的在岩盐和凝灰岩中开挖和建造处置库的技术，在废物隔离示范设施（WIPP，主要用于处置国防超铀废物）的建造、运行和尤卡山高放废物处置库的研究开发中进行了验证。（3）工程屏障技术方面，正在开发的废物容器材料、容器结构设计、封装工艺、容器长期稳定性、高放玻璃固化体及乏燃料的抗浸出性能和长期稳定性研究、缓冲/回填材料筛选、配方及性能研究等，展现了丰富多样的阶段成果，如开展研究的废物容器材料有铜、钛、碳钢、球墨铸铁、镍基合金Alloy22等，各国将根据自己的国情和需求进一步开发合理、适用的工程屏障技术。普遍的趋势是许多国家越来越重视工程屏障的作用。（4）法国、美国、荷兰等国家制定法律要求考虑高放废物处置的可回取性或可逆转性，瑞典、瑞士、加拿大和英国的实施者为可回取性做了许多工作，正在开发过程中，目前尚未见到已公布的成熟技术。处置库运行、封闭、监管技术尚处于概念设计阶段。

在安全评价方面：为保证地质处置的安全，必须了解处置库选址、设计、建造、运行、关闭和关闭后监护等各个阶段是否满足处置安全要求，同时还必须证明整个废物处置系统的长期安全性。其进展可以概括为：（1）国际放射防护委员会提出了高放废物地质处置的基本安全要求；（2）国际原子能机构和其它一些国际组织，如经济合作与发展组织核能机构，建立了处置安全国际标准和安全评价方法学；（3）许多国家建立了国家标准并开展安全评价实践活动。这三个方面既是相互衔接的，又是互动的。从技术层面上看，国际上对处置库性能评价近十几年来所取得的重要进展包括：（1）对处置库系统各组成部分的性能及其各自作用的认识；（2）不确定性的处理；（3）评价成果的表达；（4）对选址、特性评价与处置库设计的信息反馈等四个方面。此外，国际原子能机构还未完成高放废物地质处置安全评价相关国际标准的制定，而且在安全目标和安全评价方法学方面，要完全满足国际放射防护委员会提出的要求还有一定的距离。迄今已有美国、英国、法国、德国、加拿大和瑞士等国制定了高放废物地质处置的安全目标和安全准则。

2.1.3 国际合作

国际组织和国际合作有力地促进了高放废物地质处置发展。国际原子能机构、经济合作与发展组织核能机构，欧盟以及国际放射防护委员会等国际组织通过举办国际论坛、提供技术援助、研讨制定法规、标准、导则，发布出版《共同认识》等国际合作活动，有力地促进了各国的废物管理计划。各国之间开展了形式多样的双边、多边合作，如共建原型处置库、承包研究项目、合作研究、人员互访等，特别是在地下实验室联合研究计划中各国合作研究，为技术发展做出了重要贡献。

2.1.4  存在的问题

尽管高放废物地质处置的研究已经取得了重要进展，但由于高放废物地质处置的复杂性和不确定性，仍显现出一些问题，导致一些国家的研发计划或工程实施遭受挫折，出现停滞和反复的情况。究其原因，主要有以下几点：

首先，有些国家在决策过程中缺乏与公众的沟通，公众对其缺乏足够的理解和信任，因此未能获得公众的信任和支持，使得高放废物地质处置进程出现挫折或反复。

其次，上世纪九十年代以来，公众和社会对高放废物地质处置在技术、安全和社会伦理等方面提出了一些新的要求，也出现了一些新的理念，需要有足够的时间进行研究和验证，增加了研究开发的工作量和难度。如要求更长的安全评价期（百万年或更长），可回取、可逆转、代际公平等新理念的出现。

2.2  国内研究与开发现状

我国高放废物地质处置研究始于1985年，在原核工业部组织下制定了初步的研究发展计划（简称SDC计划），成立了研究协调组，并从国防预研经费中拨出少量经费，安排了工程、地质、化学、安全等四个领域的研究项目。原核工业部的有关研究院所，以及清华大学、南京大学、北京大学、复旦大学、中国地质大学、中国矿业大学、长春地质学院等参与了SDC研究计划。中国科学院武汉岩土力学研究所、中国科学院地质与地球物理研究所、中国地震局、中国科学院金属研究所、香港大学、中国科技大学、河海大学、东北大学等研究机构通过国际原子能机构的技术合作（TC）项目、自然科学基金、承接国外研究任务、参与国际合作研究计划等方式，完成了许多研究工作和技术标准的编制。国家环保总局及一些环境保护研究机构针对《中华人民共和国放射性污染防治法》的编制做了大量研究工作。近20年来，在各有关方面的推动下，取得了如下进展：

2.2.1  法规标准的制定

经过近20年的跟踪研究，建立了少量的技术标准，如地质处置方面，已颁布《地质处置库选址》技术标准。在法律层次明确了高放废物处置的技术路线和基本原则，如2003年全国人大颁布的《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。

2.2.2  技术研究开发进展

在处置地质方面：开展了高放废物处置库场址预选，对华东、华南、西南、内蒙和西北等5个预选片区进行比较，重点研究了西北预选区（即甘肃北山预选区）；在西北预选区及其旧井地段、野马泉地段和向阳山地段进行了一些基础性的工作，如研究了甘肃北山及其邻区的地壳稳定性、构造格架、地震地质特征、水文地质条件和工程地质条件等；在旧井地段和野马泉地段1：50000地面地质调查的基础上，施工了四口深钻孔，首次获得甘肃北山场址的深部岩样、水样和相关数据资料，钻孔电视图像和钻孔雷达图像等；初步建立了一些场址评价的地质学方法；开展了天然类比研究；参与国际DECOVALEX研究计划，在THM耦合效应理论分析和模拟研究方面取得了一些进展。

在处置化学方面：建立了模拟地质处置中化学环境的研究试验装置；研究建立了一系列研究试验方法和分析方法；研究了关键核素在甘肃北山真实样品中的化学行为，如测定了镎、钚、锝在特定地质环境下的地下水中的溶解度、价态、扩散系数，在围岩中的吸附分配比、扩散系数等；对关键核素在模拟处置条件下的化学反应和物理作用开展了应用基础研究及机理研究。

在工程技术方面：初步进行了源项调查；初步调研了国外处置库和地下实验室的概念设计；选择了内蒙古高庙子膨润土矿床作为我国缓冲/回填材料的供应基地，并研究了高庙子钙基、钠基膨润土物质成分、理化、水理、力学性能；对处置库的热－水－力耦合现象进行了很初步的探索；承接国外任务，研究了低碳钢、钛及钛钼合金、C22合金在模拟条件下的腐蚀行为。

在安全评价方面：初步调研了国外地质处置的安全目标、安全评价方法和步骤以及相关的研究内容；引进了一些国外的评价模式和计算机程序，并做了少量的消化吸收工作；在缓冲/回填材料的热－水－力耦合模式方面做了一些研究；我国在中低放废物处置安全评价研究中积累的经验也可供借鉴。

2.2.3  国际合作

    我国与国际原子能机构、美国、