国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展

徐国庆

（核工业北京地质研究院，中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，北京100029）

国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展

徐国庆

（核工业北京地质研究院，中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，北京100029）

论述了处置库候选围岩的岩石类型、花岗岩特征，以及一些国家在花岗岩地区开展高放废物处置研发工作的进展情况。经过几十年的工作，国外有些经验值得我们今后工作时参考：1）重视志愿者选址工作。国际上不少国家认为这是地质选址工作的先导，选址工作的成败常与此项工作的进展情况有关；2）近年来，单纯处置高放废物的处置库，已逐渐发展成为多功能处置库，即，它既处置高放废物和乏燃料，同时还处置其他各类核废物；3）由瑞典SKB开发的KBS-3高放废物处置方案和处置工程的设计模式已被不少国家所接受；4）特定场址地下实验室的工程设计完全与处置库的工程设计融为一体，这样既节省工程成本，又提高处置库工程设计的可靠性；5）花岗岩具有良好的岩石力学性能，这对处置库工程结构的长期稳定性和安全处置核废物提供有效的物理保障和良好的物理隔绝性能。但在选址时要特别注意场址的区域地壳稳定性、岩体的处置容量和埋藏深度，以及处置地段的构造发育程度和岩石的含水性；6）处置后废物的回取。

高放废物处置；花岗岩；处置库概念设计

近年来，国外特别是在北欧地区高放废物处置的研发工作进展十分迅速，因此，总结它们已有的经验，对我们起步较晚的国家来说是十分重要的。

我国将花岗岩和黏土岩作为处置库的候选围岩，由于目前工作较多的是花岗岩，因此将首个地下实验室建在了花岗岩地区。因此，文章所讨论的问题仅涉及与花岗岩有关的国外高放废物处置研发工作的进展情况。

1 高放废物处置库围岩的岩石类型

高放废物处置库围岩的岩石类型是处置库选址中一个重要问题，它关系到处置库工程的建造和处置库系统的长期性能评价。自从1957年美国科学院提出高放废物处置方案以来，经过几十年的实践与研究，世人总结出作为处置库有利围岩的四大岩石类型：岩盐、凝灰岩、花岗岩和黏土岩。但之前在凝灰岩地区工作的美国尤卡山项目，由于2010年3月3日能源部（DOE）已撤回它于2008年6月3日向核管会（NRC）提交的建造处置库的申请报告而停止工作，因此，目前处置库的有利围岩只剩下表1中所列的3类［1］。

由表1可见，这3类岩石各有特点，选择何种岩石类型作为处置库围岩，这要根据本国的具体地质情况和处置库场址选址导则的总体要求来决定。一般是天然屏障的某些缺陷可通过人工屏障而得到一定的弥补。

花岗岩的岩石力学性质很好，因而它对处置工程的结构能保持长期稳定性，除构造破碎带外，一般都无需支护，所以在花岗岩中开挖的处置库工程对被处置的核废物具有很好的物理隔绝性能。

表13 种岩石类型特性对比Table 1Properties comparison of three kinds of rock

在花岗岩中选址时，根据国外已有经验，要特别关注以下问题：预选场址的区域地壳稳定性；岩体的处置容积和埋藏深度（在这个深度内地下水应为还原环境）；岩体的完整性（岩体内无明显影响地下工程长期稳定性和废物处置安全性的构造破碎带），以及处置地段岩石的渗透率和地下水流速。总的要求是要找到一个适合于高放废物安全处置的“安全岛”。

2 国外花岗岩地区高放废物处置的研发工作

2.1 概况

根据国外高放废物处置在花岗岩地区的研发情况，对有高放废物处置计划的国家，按其研发程度的不同，可分为如下3类情况：1）将花岗岩视为处置库的多种候选围岩之一。这些国家有阿根廷、亚美尼亚、白俄罗斯、斯洛伐克、罗马尼亚、南非、印度、日本、立陶宛、西班牙、乌克兰、英国和美国等。中国现也位于此列。2）已决定将花岗岩选为处置库围岩。这些国家有加拿大、俄罗斯、保加利亚、捷克和韩国等。3）不但选定花岗岩为处置库围岩，而且已进入申请处置库建造阶段。这些国家有芬兰和瑞典。它们将是现今世界上最早建成高放废物处置库的国家。

但并不是国外所有产生核废物的国家都拥有高放废物的处置计划，因为它们的核废物不是来自核电，而是来自医疗部门、有关工业部门和核研究设施等，如澳大利亚、塞浦路斯、丹麦、爱沙尼亚、希腊、爱尔兰、卢森堡、马耳他和葡萄牙等就是如此［2］。

随着处置库围岩选择工作的进行，还相继开展了花岗岩地区的地下实验室研究工作，其目的是验证该类岩石作为处置库围岩的适宜性，收集处置库设计、建造、运行和关闭的有关资料，验证处置方案的可行性和最后确认场址［3］。

2.2 一些国家研发工作的现状

2.2.1 韩国

韩国现在运行的核电反应堆有21座，在建的7座，计划的4座。2011年，韩国核电的发电量占全国总发电量的30.3%，估计到2020年可达46%，到2030年可达59%。

韩国2011年乏燃料产生量为11 964 t，按照它的高放废物研发计划（图1），韩国将于2045年建造处置库，2050年处置库运行，并计划于当年处置CANDU乏燃料，2070年处置压水堆乏燃料［4］。

韩国的处置库围岩为花岗岩，现有1个KAERI地下研究坑道在工作（图2），并将通过它进行深部地质与水文地质研究（利用500 m深的钻孔，与美国桑廸亚国家实验室SNL合作）［5］。韩国高放废物处置库概念设计（图3）［5-6］的入口工程是采用加拿大的竖井方案。

2.2.2 日本

日本有17个核电站，共有54个反应堆。在2011年大地震前，日本核电的发电量占全国总发电量的30%。日本的乏燃料送往英国或法国进行后处理，返回的高放废物玻璃固化体贮存在Rokkasho场址的暂存库中。由日本核循环开发研究院（JNC）产生的乏燃料也进行后处理。

2013年，日本约有废物罐30 000个，预计到2020年约有废物罐40 000个（每罐含150 L玻璃固化体）［6］。

目前日本有5个地下实验室，其中在花岗岩中的有釜石（铁铜矿山）、瑞浪（在建）和明廷。

图1 韩国高放废物的管理规划Fig.1Korean planning for high-level radioactive waste management

图2 韩国KAERI地下研究坑道略图Fig.2Sketch map of Korean KAERI underground research tunnel

图3 韩国A-KRS处置库概念设计Fig.3Korean conceptual design of A-KRS repository

在沉积岩中的有东浓（铀矿山、砂岩）和幌延（沉积岩、在建）［3］。

日本在高放废物处置库选址方面，多年来一直强调自愿选址原则并作为地质选址工作的先导（表2、图4）［6］，其选址效果却不如欧洲一些国家那样明显，至今还未选定1个处置库场址。

在高放废物处置库设计方面，日本与美国、法国一样，也考虑处置后废物的回取问题。按照日本处置库的研发计划（表2）［6］，日本处置库将于21世纪30年代末开始运行。

图5为2000年时JNC在H12报告中提出的处置库设计方案，其处置库的工程结构，与瑞典KBS-3的方案颇为相似［7］。

2.2.3 俄罗斯

俄罗斯现有31座核电反应堆，发电量占全国总发电量的16%。

表2 日本处置库研发计划Table 2R&D program of repository in Japan

图4 日本处置库设计方案与场址条件的关系Fig.4Relationship between the repository design options and site conditions in Japan

图5 JNC在H12报告中提出的处置库设计方案Fig.5Option of repository design suggested by JNC in H12 report

2001年，在暂存库中的乏燃料已超过25 000 t［8］。

在20世纪90年代，俄罗斯制定了处置库研发工作计划，想在乌拉尔地区的波·马雅克联合企业和西伯利亚地区的矿山-化工联合企业附近建造2个区域性高放废物处置库，并已选定Zheleznogosk地区的Nizhnekanskiy花岗岩杂岩体作为预选岩体。

该岩体在地表出露面积为1 500 km2，其成岩年龄为（910±60）Ma，先后有3期岩浆活动：1）早期形成闪长岩类岩石：闪长岩、石英闪长岩、英云闪长岩和花岗闪长岩；2）中期形成花岗岩类岩石：黑云母花岗岩、浅色花岗岩、白岗岩；3）晚期形成脉岩［9］。

在该岩体中共筛选出7个预选场址（图6）［10］，其中对Itatskiy和Kamennyi两个预选场址（每个场址面积为15～20 km2，离矿山-化工联合企业25～30 km）先进行了工作，然后对Yeniseyskiy预选场址也进行了研究。此外，俄罗斯在此还选好一个地下实验室场址。工程深450～475 m，欲在硐室中模拟贮存低释热的长寿命高放和低中放废物，在钻井中贮存高释热的装有玻璃固化体的废物罐。

为了圈定上述预选场址内构造最不发育和地下水渗透系数最低的地段，首先进行1∶5万和1∶10万地表地质填图，随后是开展物探工作。同时在1998—1999年期间，在2个地区施工了大量浅孔（10～15 m）和4个深孔（300、500、500和700 m）。今后还计划施工孔深为2～3 km的深孔。

根据岩心和测井资料显示，证实在2个预选场址区内都存在构造不发育和低饱水度的二长闪长岩类岩石。

对该岩体岩石进行核素迁移试验，实验结果表明，这些岩石对Cs、Pu、Am和伴生矿物对Pu、Am、Cm都有很好的吸附性。

2002—2008年，俄-德签订了关于在Nizhnekansk花岗岩岩体中Yeniseysky预选场址的研究合同。其研究内容主要是场址评价的方法学、处置库概念设计、研发成本估算、研发工作的时间表和预选场址的性能评价等［10］。

（待续）

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

徐国庆（1932—），男，浙江舟山人，高级工程师（研究员级），主要从事辐射环境保护与评价工作。E-mail：xugq@126.com