原型处置库

徐国庆

（核工业北京地质研究院，北京100029）

原型处置库

徐国庆

（核工业北京地质研究院，北京100029）

论述高放废物地质处置研究中的原型处置库的概念、建造目的和研究的主要内容，以及它在处置库系统性能评价中的作用。原型处置库的研究工作，可以在普通地下实验室中进行 （如瑞典的Äspö地下实验室），也可以在特定场址地下实验室中进行 （如美国尤卡山的ESF坑道），它是以往20多年前地下实验室研究中演示阶段的扩展和延伸，是高放废物地质处置研究中最终确认处置库场址的一个必不可少的研究步骤，同时也为处置库地下工程的详细设计提供最接近于当地建库实际的各类技术参数。

高放废物地质处置；地下实验室；原型处置库

1 原型处置库的概念和建造目的

原型处置库的概念首先是由瑞典提出来的［1］，它并不是指处置库本身，而是指为模拟处置库条件而建造的地下实验研究工程，它可以位于某些地下实验室的特定部位，并且是地下实验室有机组成部分，它以全尺寸实验为特征，以验证高放废物处置方案的可行性、检验模型的正确性，以及测试和演示处置库系统各重要部分的综合功能为主要目的。通常原型处置库的研究工作安排在整个地下实验室研究工作的后期进行。它是以往地下实验室研究工作中处置演示阶段的扩展和延伸［2］。

这类原型处置库的实验，可以在普通地下实验室中进行，如瑞典的Äspö地下实验室，也可以在政府批准了的建在处置库正式场址上的特定场址地下实验室中进行，如美国尤卡山场址的ESF坑道。

2 原型处置库在处置库系统性能评价中的作用

由于高放废物的安全处置期极长（10 000 a以上），因此，这对处置库系统的性能评价提出了更为严格的要求。这个问题如果仅从数学角度考虑，比较容易解决，因为现代大型计算机的运算速度可能不至于难以解决此类问题。性能评价的准确度，在一定程度上依赖于各类模型的准确度，但数学模型的准确建立以准确建立物理模型和准确获取模型参数为前提。物理模型的准确建立，取决于人们对所研究客体的认识程度，而要获得准确的建模参数则是本文要讨论的问题。

建模所需参数的获得，经历了一个漫长的发展过程，先从室内实验室，后又发展到野外现场。室内实验室研究是先从粉末到岩块，继而又从小岩块（n×cm3）发展到大岩块（≥1 m3）。20世纪70～80年代，人们大量使用岩石粉末样品来测定吸附系数Kd和阻滞系数Rf等，这在当时起到了一定作用，因为它们可以评价各类岩石对核素的相对吸附特性，但是这种粉末样品破坏了岩石的原始状态，同时大大地扩大了样品的比表面积，所以由这类方法获得的数据并不能代表原始状态岩石的真实情况。随后，人们用小块岩石切片（n×cm2），继而用小块岩石，最后用大块岩石来做这些实验，这样做所获得的数据越来越接近野外岩石的实际情况。在加拿大的白壳（Whiteshell）实验室和日本的有些实验室都进行过这类大块岩石的实验。在加拿大的Lac du Bonnet地下实验室中有一个坑道专门划出一个地段用于做各类实验研究，其实这可能是原型处置库的雏形。原型处置库进行全尺寸的实验，其重要目的之一就是为获得建模所需的更符合野外实际的各类参数（这里包括岩石热学特性参数、水文地质学参数、工程地质和岩石力学参数、核素迁移参数，以及深部地质环境的各类物理化学参数等）。当然，野外现场不仅是地下坑道，同时还包括钻孔，如水力学参数和弥散系数等都可通过钻孔获得，但不在本文讨论之列。

3 Äspö地下实验室中的原型处置库的实验研究工作

3.1 Äspö地下实验室概况

该地下实验室是瑞典继Stripa地下实验室之后的第2个地下实验室。它位于瑞典东南部的Äspö小岛上，在奥斯卡斯哈门核电站以北20 km处。瑞典人称这个地下实验室为Äspö硬岩实验室 （Äspö hard rock laboratory，简称为Äspö HRL或ÄHRL）。在该地下实验室建造初期，笔者曾对它的建造目的、工程布局和地面地质情况作过粗略考查。

瑞典曾对Stripa地下实验室（1976年开始运行，1992年关闭）进行大量实验研究工作，取得了不少研究成果，这为世人所熟知［2］，那么为什么瑞典又在花岗岩地区建造第2个地下实验室呢？原因是Stripa是个废旧矿山，在矿山内拥有巨大的自由空间，它改变了矿山开挖前矿山附近地质体的地质、水文和岩石的应力状态。 因此，在此基础上建立的各种数学模型需要在一个未经工程开挖的新地区和新建成的地下实验室进行验证。当然，Äspö地下实验室还要进行一些新实验，如原型处置库和废物处置后的废物回取实验等。

Äspö小岛主要岩性为中粒似斑状黑云母花岗岩，其同位素年龄为1 700 Ma。岛的南部和北部岩体完整，中部有一个宽120 m呈NE走向的糜棱岩带穿过，富含水。

该地下实验室是1990年10月1日开工，并于1995年夏竣工。工程深460 m，地面有4个入口：3个竖井（一个提升竖井，2个通风竖井）和一个长约3 400 m、断面为5 m×5.5 m的螺旋状斜井。

该地下实验室原定的主要研究任务为：（1）验证场址研究方法；

（2）开发详细研究方法学；

（3）检验描述围岩屏障功能的模型；

（4）演示处置库系统重要部分的功能。

在上述各项研究任务中，与本文主题有关的是第4项研究内容，该项研究工作包括下列实验工作：

（1）原型处置库研究；

（2）回填和封堵（plug）试验；

（3）废物罐回收试验；

（4）缓冲材料的长期性能试验；

（5）开挖地段扰动研究。

由此可见，原型处置库和废物罐回取都是该研究项目的重要研究课题。

图1为原型处置库在Äspö地下实验室中的位置 （在图右侧）。

3.2 Äspö原型处置库［3］

由于Äspö原型处置库是瑞典高放废物处置KBS-3处置方案的全尺寸试验场地，因此：（1）瑞典建立原型处置库的目的就是要验证由SKB提出的KBS-3高放废物处置方案的可行性；（2）采用的验证方法是全尺寸实验，这有别于一般地下实验室的小尺寸实验方法，这也是原型处置库不同于其他普通地下实验室的一个很大特点。

由于建造此原型处置库是为了演示处置库各个组成部分的综合功能，并提供与模型和假定进行对比的全尺寸参照资料，其最终目的是检验瑞典处置高放废物的KBS-3方案的可行性。因此，原型处置库的实际环境应尽可能模拟深部实际的处置库系统。它的具体研究任务有4个方面：

（1）除用电加热器替代实际放射性废物外，原型处置库尽可能在几何学、材料和岩石环境方面与KBS-3方案的深部处置库一致；

（2）检验和演示处置库各组成部分的综合功能，并与以概念模型和理论模型为基础所预测计算的结果进行对比；

（3）开发、检验和演示相应的工程标准和质量保证方法；

（4）模拟处置库设计和建造过程。

图1 原型处置库在Äspö地下实验室中的位置Fig.1 Location of prototype repository in Äspö underground laboratory

原型处置库的研究在460 m中段进行，实验坑道长65 m，坑道内共有6个处置孔，其直径为1.75 m，深为8 m，处置孔之间的距离为6 m。实验先后分两个阶段进行：第1阶段工作是由4个全尺寸的处置孔组成。一个孔内装有电加热器的铜制废物罐与块状和丸状的膨润土缓冲材料；另一个孔内只装缓冲材料，第3和第4两个孔内只装废物罐。该项工作已于2001年完成。第2阶段工作也是2个全尺寸处置孔，且也只装废物罐，该项工作已于2003年完成。这两部分工作总共用了84个膨润土块，总重达130 t；而回填材料总重则达2 000多吨。

因为要获得实际处置库性能评价的长期经验，原型处置库的整个实验可能要持续20年之久。

Äspö原型处置库的研发工作，由瑞典的SKB （Svensk Kärnbränslehantering AB） 负责，有 EC（European Commission）和其他一些国家的机构参加。凡参加此项目的上述有关机构都有各自的研究重点，如：

— 日本JNC：饱水带与非饱水带材料的理论和数值模拟，缓冲材料和回填材料行为的建模；

—西班牙ENRESA：工程屏障系统建模；

— 西班牙AITEMIN：提供和安装测量废物罐位移的设备，并获取由此所监测到的数据；

— 西班牙CIMNE：缓冲材料的数学建模；

— 德国GRS：缓冲材料、回填材料和岩石的水合作用；

—德国BRS：近场岩石H-M和T-H-M作用的程序开发；

—芬兰POSIVA：工程屏障系统的化学作用及其建模；

— 芬兰VTT：缓冲材料和回填材料的化学作用及其地球化学建模；

—法国ANDRA：提供法国在此领域的经验，特别是在缓冲材料研究方面。

根据已有资料，Äspö原型处置库目前主要的研究内容，可归纳为下列几个方面：

（1）工程屏障系统材料的模型研究，主要是缓冲材料和回填材料；

（2）3D地学环境模型和大比例尺3D岩土力学模型；

（3）近场岩石的H-M、T-H-M等耦合作用；

（4）加热试验（研究热、湿气、气体、溶质在岩石中的运移和岩石中应力/应变状态的变化）；

（5）水文地质模型研究；

（6）核素迁移研究；

（7）构造研究；

（8）工程开掘时的应力变化。

由于瑞典采用矿山式处置方案最终处置高放废物，因此，他们在前阶段的原型处置库实验中侧重在缓冲材料和回填材料方面。这与美国尤卡山侧重在加热实验方面有所区别。

4 尤卡山场址的ESF［4-6］

尤卡山地下工程中的调查研究设施ESF（Exploration Studies Facility）， 以前也有人称它为地下实验室，但很少有人称它为原型处置库，然而就该地所进行的实验内容、实验规模和实验方法来判断，ESF应属于原型处置库。

欧洲人认为原型处置库的一个很重要特征是 full scale experiment，但美国人则用drift-scale test来表述，drift-scale test就是坑道规模的实验，也就是全尺寸（1∶1）的实验，其本质两者并无多大区别。笔者曾两次有幸考查该设施。

4.1 尤卡山场址概况

尤卡山场址位于内华达州的奈伊县境内，在拉斯维加斯西北约160 km处，位于经过900多次核试验的内华达试验场的西南部。本区为一沙漠地区，周围无人烟，气候干燥，平均降雨量为150 mm/a。

该地为火山岩，主要为熔结凝灰岩，也有少量凝灰角砾岩，当地统称为Topopah Springs建造，同位素年龄为12.8 Ma。

尤卡山场址从1982年开始工作，到2002年经政府批准确认后，成为美国高放废物处置库的正式场址。这里只介绍与本文主题有关的该场址的地下工程和有关的实验研究工作。图2为尤卡山场址处置库工程的设计方案。由该图可见，处置区工程为一个长方形，是由一系列处置坑道组成的地段，东西两侧有主坑道，其南、北方向与南、北斜井相接。在处置区的中间坑道两端附近各有一个通风竖井，其中一个是进气井，另一个是排气井。该处置工程位于饱气带，离地表300 m，与下伏的地下水位相距300～400 m（地下水位离地表600～700 m）。这是世界上惟一在空间上不在饱水带中的处置库场址。它的高放废物处置在水平坑道中，但废物罐周围不堆放缓冲材料和回填材料，考虑300 a后对废物进行回取。

图2 尤卡山场址处置库工程的设计方案Fig.2 Design scheme on repository project at Yucca Mountain site

4.2 ESF原型处置库

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，向西倾斜，南北各有一个出口。现在施工进出口主要是北口，南口只作通风用。北口的坑道断面宽9 m，高10 m，以保证全断面掘进机进入坑道内掘进 （掘进机宽7.6 m，钻头直径7.62 m）。在坑口60 m以内地段，用普通打眼放炮方式掘进，坑壁用混凝土衬护，60 m以外地段用掘进机掘进。ESF主坑道长8 km，内有多个实验用的凹室和硐室。

由于未来的尤卡山废物的处置采用废物回取的方案，不需要缓冲材料和回填材料，因此，目前这个原型处置库的研究内容与Äspö略有不同。瑞典的主导处置方案是KBS-3，是废物的最终处置方案，而废物回取方案现只在Äspö地下实验室中作些方法学研究，以证明其可行性。因此，在瑞典很重视缓冲材料和回填材料的研究，因为它是工程屏障系统的重要组成部分。这与尤卡山未确定废物回取处置方案前的情况十分相似，当时美国在缓冲材料和回填材料方面也做过大量研究工作，国际上著名的膨润土MX-80就产在美国。

据了解，该原型处置库主要进行加热试验，其次是水文地质试验、地球化学试验和断裂研究。

加热试验的坑道不是在ESF的主坑道里，而是在其东侧的另一个专门为加热试验而设计的坑道里（图3）。对加热坑道的坑口进行封闭，以使与其他实验凹室隔离。在加热坑道的坑壁也都用防腐蚀的铅皮密封，使加热后岩石中的湿气不向坑内逸散，而只在坑外岩石中迁移。

加热实验，有的地段用单个电加热器，有的地段是用多个电加热器。为了模拟废物罐的发热情况，有9个空的废物罐作加热用，每个废物罐内装30个电加热器，加热到193.3℃。在加热实验的废物罐附近，设有各项加热参数的控制面板。加热实验的各项参数由遥控录像及红外相机监控。

在废物罐周围的围岩中安装有约4 000个传感器，以监测加热效应，其加热面积约10 000 m3。这个实验是从1997年开始的，大约进行了10 a之久。

坑道规模的加热实验是分阶段进行的：预加热阶段（1997年 1～12月）、加热阶段（1997年12～2001年12月）、冷却阶段 （2001年12月～2005年1月）、加热后阶段（2005年1月～2006年9月30日），其中以加热和冷却两个阶段持续时间较长。

由于加热，岩石中的气、水和其中的溶质发生运移，并引起岩石的水力学参数、岩石的应力和形变、岩石的力学性质和水-岩之间反应等的改变。因此，在加热地段附近打了不少小口径钻孔，目的是除了测量岩石加热后的热效应外，还收集建模和验证模型所需的其他各类参数，以便为今后处置库系统进行更有效的性能评价。

图3 ESF加热试验的坑道位置图Fig.3 Location map on tunnel in heating test in ESF

1999～2008 年进行了演示实验，并论证了处置方案可行性坑道内的全尺寸实验。这项类似于原型处置库的研究工作，今后还将会在不少国家的地下实验室中进行，诸如比利时的Mol地下实验室和法国的Meuse/Haute-Marne地下实验室等，因为它是高放废物地质处置研究中最终确认处置库场地的一个必不可少的研究步骤和能提供为处置库详细设计所需的最接近于实际的各类技术参数。

［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］徐国庆.核废物的模拟处置库-地下实验室［J］.国外铀金地质（现名：世界核地质科学），1992（增刊）： 57-69.

［3］Johannesson Lars-Erik， Börgesson L， Goudazi R，et al.Prototype repository： A full scale experiment at Äspö 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 Äspö 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

徐国庆（1932—），男，浙江舟山人，高级工程师（研究员级），主要从事铀矿地质包体及核废物处置研究工作。E-mail：xuguoqing@126.com