高放废物地质处置各屏障系统安全要求研究

李洪辉，王亮，余少青，赵帅维，毛亮，贾梅兰，程伟，安鸿翔

（1.中国辐射防护研究院，中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，太原030006；2.环境保护部核与辐射安全中心，北京100082）

高放废物地质处置各屏障系统安全要求研究

李洪辉1，王亮2，余少青2，赵帅维1，毛亮1，贾梅兰1，程伟1，安鸿翔1

（1.中国辐射防护研究院，中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，太原030006；2.环境保护部核与辐射安全中心，北京100082）

研究分析了处置库各屏障系统应具备的总体安全要求。针对屏障性能演化、地下水流和核素迁移等方面分析了工程屏障系统、天然屏障系统应满足的安全要求。

高放废物；安全要求；地质处置

高放废物安全处置是放射性废物管理的重点和难点问题之一。地质处置被认为是最具有工程前景的处置方案，“地质处置”也称“深地质处置”是指将放射性废物放置在地下（通常在地表下数百米或更深）地质体的设施中，采用工程屏障和天然屏障使高放废物与人类生存环境隔离的处置。高放废物处置设施在其关闭数万年乃至数十万年后，凭借其安全功能仍然可确保公众健康和环境不受到可察觉的影响［1-4］。我国《放射性污染防治法》已明确规定，我国高放废物实施集中的深地质处置。

在调研、分析、综合已公开报道的资料并基于目前认知水平的基础上，提出处置库应具备的总体安全要求以及各屏障系统应具备的基本安全要求；为初步建立我国处置库安全指标框架体系提供基础性建议；从安全角度为处置库工程设计和预选区场址选择提供技术参考。

1 对高放废物地质处置的总要求

1.1 处置系统关闭前的安全要求

1.1.1 选址阶段场址特性调查的要求

1）应对地质处置设施的场址进行特性调查，其详细程度应既满足全面了解的需要（包括其过去的演变，今后在安全关注时期内与安全有关的自然演变），又满足支持具体了解的需要（与场址和设施有关的特征、事件和过程对安全的影响）。

2）在安全评价中应充分了解场址及其相关地质情况。重点是对安全可能有影响并在与安全相关的文件，及其支持性安全评价中所涉及的与场址有关的特征、事件和过程。这方面应包括证明场址有足够的稳定性、说明存在有利于安全的特征和过程，证明其他特征、事件和过程不会影响与安全相关的文件。

3）地质方面的特性调查应包括如下内容：长期稳定性、断层规模、活动性和分布范围、地震活动、火山作用、确定适合建造处置区的岩体规模、与设计有关的岩土参数、地下水条件、地球化学条件等。

1.1.2 地质处置设施设计的要求

1）地质处置设施及其工程屏障的设计应能够包容废物及其相关危害，在物理学和化学上与地质环境兼容，还要能为关闭后阶段的安全提供除围岩地质环境以外的辅助保证措施。设施及其工程屏障的设计应确保运行期间的安全。

2）地质处置设施的设计会因废物类型和地质环境的不同而有所差别，目的就是要充分利用围岩地质环境所提供的安全特性。地质处置设施设计应具有的特征包括：不向场址引入不可接受的长期干扰，设施的安全由场址本身的特性来保障，工程屏障发挥辅助安全功能，通过合理布局使易裂变材料保持次临界状态等。总体布置设计应使废物放置在最合适的围岩区，并保证井巷和密封等主要工程措施安排得当。所选用的材料应保证在设施条件（如化学环境、温度条件等）下性能不会下降，也不会妨碍地质处置系统任何部分的安全功能。

3）地质处置设施预期运行时间比一般工程应用中通常考虑的时间长很多。对天然类似物质在自然地质环境中的行为方式进行研究，以及对古代人工制品和人造建筑随时间变化的行为进行研究，都会有助于人们对长期性能评价建立信心。证明废物容器的制造可行性，在地下实验室中证明工程屏障建造的可行性，并对其特性进行验证，这些对于使人们相信设施能达到性能要求是非常重要的。

1.1.3 地质处置设施建造的要求

1）地质处置设施应按照已批准的与安全相关的文件和安全评价中的设计方案建造。地质处置设施的建造应保证其关闭后地质屏障的安全功能能够实现，这些安全功能在与安全相关的文件已表述。建造工作的开展应保证运行期间的安全。

2）地质处置设施的建造会受到岩石条件以及地下开挖和建造技术的限制。在没有完成足够的特性调查之前，不应开始建造工作。开挖和建造活动应避免对地质环境造成不必要干扰。在选用地下工程技术方面应有充分的灵活性，可以随着各种岩石条件或地下水状况的变化而变化。

3）在部分设施开始运行和废物包放置之后，仍可继续进行地质处置设施的建造工作。必须对交错进行的建造和运行活动进行合理规划，以确保运行和关闭后安全。

1.1.4 地质处置设施运行的要求

1）地质处置设施应按照许可证条件和相关审管要求运行，保持运行期间的安全，并应保证与安全相关的文件中所设想的关闭后安全功能能够实现。

2）所有对安全重要的操作和活动均应按照文件中规定的限制、控制和操作程序进行，并应具备文件记录的应急计划。与安全相关的文件应对设计方案和运行管理方案进行阐述，并证明其合理性。因为这两种方案的实施可满足安全目标和准则。此外，审管机构或营运者可制定针对设施的具体准则。与安全相关的文件还应包括关于在正常和异常运行工况下减少对工作人员和公众成员危害的内容。只要设施还未封闭，就应一直保持主动的安全控制，这种控制包括在放置废物之后和设施最终关闭之前的一段时间。

3）在管理易裂变材料并将其放置在地质处置设施中时，应保持次临界布局状态。这一点可通过多种途径实现，包括在废物整备期间对易裂变材料进行合理分布，对废物包装进行合理设计。应对废物放置后（包括关闭后阶段）的核临界危害的变化趋势进行评价。

1.1.5 地质处置设施关闭的要求

1）地质处置设施关闭时，应确保与安全相关的文件所提到的对关闭后阶段非常重要的安全功能仍然存在。关闭（包括从设施的主动管理到关闭的过渡阶段）计划应明确且切实可行，以便能够在适当的时间安全地进行关闭。

2）地质处置设施关闭后的安全取决于许多活动，其中可包括地质处置设施的回填和封闭。在设施最初的设计阶段就应考虑关闭问题，并随着设施设计的进展不断更新关闭计划和封闭设计。在建造活动开始之前，应有充分的证据证明回填和封闭性能的有效性。

3）地质处置设施的关闭应符合审管部门在设施许可证中规定的关闭条件，并应特别考虑在这一阶段可能发生的任何责任变更情况。据此，回填作业可与废物放置作业同步进行。在完成废物放置后可以延迟一段时间再进行封闭，例如能够进行监测，对与关闭后安全有关的问题进行评价，或者出于公众接受方面的原因。如果废物放置完成后的一段时间仍不能实施封闭，则应在与安全相关的文件中考虑其对运行安全和关闭后安全的影响。

4）营运者应确保落实和保障关闭所需的技术和财政资源。这些安排及任何变更均应得到审管部门或其他政府部门的批准。

1.2 处置系统关闭后的安全要求

关闭后的安全是通过建立一个处置系统来实现的。在这一系统中，各组成部分协同发挥作用以提供和保证达到所需防护水平。这种方案为地质处置设施的设计人员提供了一定的灵活性，使其能够调整设施布局和工程屏障，以利用围岩地质建造的天然特性和屏障能力。运行安全保障也十分必要，它需要考虑一些复杂的问题，包括运行对地质处置设施关闭后阶段性能的影响。

IAEA认为地质处置需要满足以下要求［5］：1）包容废物，直至大部分放射性尤其是与短寿命放射性核素有关的放射性已经衰变；2）将废物与生物圈隔离，并极大地降低人员无意闯入废物环境的可能性；3）延迟放射性核素向生物圈的任何明显迁移，直至遥远将来大量放射性已经衰变；4）确保最终到达生物圈的放射性核素今后可能产生的放射性影响都处于可接受的低水平。

一般地高放废物地质处置系统对废物体中所含的放射性核素具有隔离、包容、阻滞和稀释等安全功能，这些安全功能通过某些有助于安全的物理或化学性质或过程提供，如对水流的不渗透性，抗腐蚀，分解，浸出和溶解。这些物理或化学过程与处置系统各组成部分的内在属性或性能特征相关，从而建立了安全功能与物质实体（屏障体系，包括废物体）性能特征之间的联系。这是构建处置系统安全概念的目的，也是安全评价的科学基础（物质的性能特征可以通过实验和理论研究获得相关信息，由此分析处置系统的安全水平）。

美国能源部（DOE）认为，处置库的设计是一个不断发展的过程，这一过程始于主要设计目标的确定：在处置库运行期间保护工作人员和公众的健康与安全，最大限度地减小最终进入人类环境的放射性物质的量，将造价控制在可接受的水平之下。对公众最为关心的处置库长期性能问题，可以通过改善处置库工程屏障关键组成的设计、采用设计余量和纵深防御的方法提高处置库性能的置信度。

日本核废物管理组织（NUMO）认为：一个精心设计与选址的处置库，应保证在任何时候——不管是高放废物衰变到制造核燃料的天然铀矿的放射性水平之前还是之后——从处置库中缓慢释放到自然环境中的放射性物质，对公众造成的辐照量不能超过天然本底的辐照量。

我国《放射性废物安全管理条例》规定高放废物地质处置的安全隔离期不得少于1万年，也就是说高放废物地质处置系统最少应通过各屏障系统将高放废物安全隔离最少1万年。

1.3 地质处置总要求小结

地质处置系统在关闭后，在未来的不同时间内发挥不同的作用：1）与近地表过程隔离：将废物与近地表环境隔离，保护废物免受近地表活动过程的影响。2）保护生物圈：对生物圈进行屏蔽和保护，使其免受废物放射性伤害，废物放射性在处置的最初几百年内处于峰值阶段。3）与人类活动隔离：废物的深部处置使得由未来人类活动所引发的直接的（挖掘废物）或间接的（通过废物组分的迁移）放射性受照极不可能发生。4）早期包容：在数百年或数千年内，将短寿命放射性核素持续完全包容在处置库的工程屏障中。5）限制释放：放射性核素从逐渐退化的工程屏障“（EBS）”中释出至地质环境，并最终传输至生物圈，因此要延迟和限制这一释出速率和浓度。可利用物理和化学的组合机理来达到这一目的，它可以限制地下水与废物的接触、以及地下水从处置库至生物圈的流量，并且可以限制放射性核素的溶解度、将它们逆向地或固定地或吸附或过滤在岩石表面和EBS上。另外，放射性衰变过程逐渐减少了处置系统中的放射性核素量。6）弥散和稀释：长寿命放射性核素经过地质屏障岩石的流动是三维弥散，并且发生在不同的地下水环境中。在一些概念和一些特定推荐场址中，释出物将接触到深部或更靠近地表的主要的地下水体，或者接触到相似大小的地表水体。这将产生另一功能，即全面稀释释放出的放射性核素，使最初进入生物圈的核素浓度得到了降低。

为了达到上文所述的安全功能，地质处置系统整体应具备如下的安全要求［5-10］：1）对于主要地质活动和变形、断层、地震和热流而言，具有长期（数百万年）地质稳定性；2）在处置库深度，地下水含量低和流量小，在至少数万年内是稳定的；3）在此深度具有稳定的地球化学和水文化学条件，主要为还原性环境、其组成由水和岩石构成矿物间的平衡所控制；4）具有良好的工程性能，易于建造处置库和允许运行数十年。

一个精心选择的地质环境就象处置库EBS的防护层，保护它免受来自物理应力、水流和水质化学的剧烈波动的影响。这些性能的大的波动一般产生于岩石圈的活动区域的状态变化，例如构造活动区和中等深度岩石和地下水系统，地下水系统容易且迅速地受到不可避免的气候变化和不可预计的土地使用变化的影响。深度越深，岩石越不受这些效应的影响；增加深度就加强了对近地表干扰的缓冲，并及时削弱了近地表干扰的强度。这是地质屏障的一个极其重要的功能，因为“边界条件”中的长期稳定性使得处置系统中的惟一可真正设计和优化的部分（即EBS）在长时间内可预测地发挥作用。

适宜长寿命放射性废物处置的地质环境广泛存在于世界各地。它们在性质上明显不同，因此，以不同的组合方式并在不同的程度上提供的上述所需特征。通常，适宜环境可存在于：

1）渗透性极低的岩石，其中根本没有平流地下水流动。这些岩石包括大的蒸发沉积岩，例如盐丘和大的层状盐岩建造，以及一些塑性黏土和泥岩建造。在此类围岩中，如果地质稳定性得到维持，除了通过孔隙水体和沿着晶体边界进行的极其缓慢的扩散外，就没有水载放射性核素释放到周围地质建造中的天然机理，除非处置库本身的存在对围岩稳定性产生了不利影响。然而，因为存在这种可能性，在评价潜在处置库场址的此类围岩时还要考虑周围更广的、可能出现平流流动的地质环境（例如上覆层和/或临近含水层）。

2）在数十万年或更长时间内表现出稳定的、天然平流量极低的的深层地下水系统。通常，此类系统中的地下水可能是盐水、甚至可能是浓盐水，这是地下水系统大部分停滞的结果，地下水与大量的新鲜水补给相隔离。它还会具有化学还原性，降低许多放射性核素的迁移和传输潜能。

3）具有低流量地下水系统、并且从处置区至周围地下水系统或生物圈的传输路径较长。此类环境可表现为较厚的（数百米）、稳定的不饱和区（在潜水面之上的区域），和在深层地下水体中有缓慢的、较长的迁移路径。它们还可能出现在一些海岸区域或大面积沉积盆地的饱和岩石中，在这种岩石中，入渗地下水在最终排出前向深地层缓慢移动，或许在近地表水体中得到显著的混合和充分的稀释。

2 高放废物深地质处置设施

2.1 高放废物处置库概念设计

图1为我国北山高放废物深地质处置设施概念设计［6］。由图1可见，高放废物地质处置系统各屏障主要包括：玻璃固化体、废物罐、缓冲/回填材料（膨润土）和围岩。

图1 北山高放废物地质处置库概念设计示意图Fig.1The concept design of Beishan HLW geologic disposal facility

2.2 天然屏障和工程屏障概念

高放废物地质处置采用多重屏障系统。按实体可以将其划分为天然屏障与工程屏障。天然屏障含主岩和外围地质介质，工程屏障含废物体、包装容器和缓冲、回填、密封材料。按性能则可划分为隔水屏障（使废物与地下水隔离）、滞留屏障（减缓核素的释放和迁移）和抗侵扰屏障（处置库深度、工程硬件和管理控制措施）。高放废物地质处置各屏障的构成见表1。

表1 高放废物地质处置的屏障构成Table 1The barrier system of HLW geologic disposal

3 各屏障系统的安全要求

地质处置的安全要求是，为了实现既定的安全目标，必须满足规定的管理要求和技术安全要求，包括地质处置设施的选址、建造、运行、关闭和关闭后监护的要求，其中特别需要强调的是政府、审管机构和执行机构的责任要求，处置库场址安全要求，工程屏障安全要求，以及安全评价和与之相关的安全案例的要求［1］。

3.1 天然屏障（围岩）安全要求

3.1.1 作为处置库围岩的基本要求［7-9］

作为处置库围岩要满足下列基本要求：1）岩石所处周围的区域构造环境要稳定；2）岩石工程力学性质好，岩石稳定性好；3）岩石构造裂隙不发育，渗透性低，热传导性好；4）岩石对核素的吸附性能好；5）岩石对变价元素具有较好的还原能力，因为在还原环境下核素的迁移速率较慢；6）岩石有足够体积，能满足处置库容积及建造各类地下设施所需。

3.1.2 花岗岩

对适宜于处置放射性废物的花岗岩的主要要求如下：1）分布广，岩体规模较大，质地均一，应具有足够的深度和体积，以便建造处置库；2）岩体孔隙度较小，水渗透系数较小；3）含水量较小；4）岩体中化学元素和同位素体系基本上保持封闭状态；5）机械强度大，有利于构筑地下处置工程；6）导热性能好（平均热导率为2.5 W/m·K），热稳定性能要好（花岗岩的形成温度一般高于570℃，高放废物的衰变热（＜300℃）对其影响甚小）；7）抗辐射性能较好，受到高剂量辐射作用后，岩石性质不变；8）对放射性核素具有较好的阻滞性能［7-8］。

3.1.3 黏土岩

黏土岩（包括塑性黏土）是一类分布广泛的沉积岩，包括泥岩、页岩、泥板岩和尚未完全成岩的塑性黏土等，属于陆源细屑沉积岩类，主要由粒径＜0.003 9 mm的黏土颗粒组成［7-8］。对适宜于处置放射性废物的黏土岩的主要要求有：水力传导系数小；良好的单一孔隙结构和自封闭能力；为核素迁移提供坚实的屏障；为工程屏障体系提供适宜的环境。

3.2 工程屏障应具备的安全要求

3.2.1 废物体

我国核行业标准《放射性废物体和废物包的特性鉴定》规定了高放废液玻璃固化体的性能要求。

3.2.1.1 化学组成

在确定玻璃固化体的化学组成时，应综合考虑高放废液组成、基础玻璃组成和废物包容量，考虑对组分的控制值，及其对固化工艺和玻璃性能的影响。如为了控制玻璃熔制过程中出现黄相，玻璃体中硫酸根离子的质量分数必须小于1%，铬酸根离子质量分数需小于2%；为了避免固化体化学耐久性的降低，氧化钠的质量分数要不超过12%，氧化锂的质量分数不超过4%；为了避免析晶的增加，要严格控制氧化铝的质量分数小于18%，氧化铀的质量分数小于12%等。

3.2.1.2 抗浸出性

一般规定，玻璃固化体在S/V比（表示样品表面积与浸泡剂体积之比）为（10±0.5）m-1条件下，在（90±1）℃去离子水中，静态浸泡28 d的单位表面积总失重应小于15 g·m-2，Si、B、Na、Cs和U的归一化元素浸出率应小于1 g/（m2·d）。

3.2.1.3 密度

玻璃固化体在室温下的密度应不小于2.50 g·cm-2。

3.2.1.4 均匀性

光学显微镜下观察，玻璃体内应无异常物（黄相）、夹杂物（不熔颗粒）。玻璃体内允许含有钌、钯和铑等贵金属。

3.2.1.5 导热性能

玻璃固化体的导热系数应不小于0.4 W/（cm·℃）。

3.2.1.6 转化温度

玻璃固化体的转化温度应在500～600℃范围内。

3.2.1.7 玻璃固化体的液相温度

玻璃固化体的液相温度应小于950℃，确保浇注入废物容器时没有析晶相。

3.2.1.8 析晶温度

玻璃固化体的析晶温度应在700～750℃。3.2.1.9析晶率

浇注后的玻璃固化体冷却至室温后的析晶率应小于体积分数的5%。

3.2.1.10 抗冲击性能

用重锤自由落体法测得的SA/E（破碎后样品表面积与所用能量之比）应不大于12 cm2·J-1。

3.2.1.11 耐辐照性能

玻璃固化体试样辐照至108Gy后，在光学显微镜下观测无裂缝，浸出率增加不大于5倍。

3.2.2 容器

3.2.2.1 总的要求

1）出现初始缺陷的概率保持在可接受的低水平，这要求工程屏障系统的工程技术特性经过检验和证明；

2）废物罐保持长期（数百年至上千年）完整，这需要对废物罐有利的处置库近场条件（水文、化学等条件）。

3.2.2.2 材料选用要求

在考虑选用容器材料时，除了考虑包容核素要求外，还要保证它不会对其内的废物体和其外的缓冲材料造成负面影响，而且还要考虑处置容器的制造和安装可行性。

1）包容放射性核素

“包容放射性核素”意味着处置容器必须采用密封结构，为此，需选择焊接性良好的焊接材料，且设计合理的焊接接头。要充分了解容器材料在处置环境下的腐蚀机理和腐蚀速率，合理预测出容器的寿命。

处置容器必须具有足够的机械强度和合适的外形，以保证容器安放在处置库后，不会由于缓冲材料的膨胀压力而被损坏，例如压裂、剪切等。因此在设计容器时，须考虑容器材料的强度及容器的抗压外形。

处置容器需要有耐热性来保证容器的包容性不会因为其内部的废物体产生的热量而受到破坏。

2）不对其他工程屏障造成显著影响

由于EBS要作为一个系统来发挥作用，因此在设计处置容器时有必要考虑处置容器在处置环境中是否对工程屏障和天然屏障的性能造成负面影响。

处置容器与其内的废物桶之间应有的一定空隙以防止废物桶由于容器所受外力而受到损坏。

处置容器应有足够的传热性能来保证将废物桶内的热量充分地传输出去。热量要穿过工程屏障，扩散至环境中，将工程屏障的温度保持在设计限值之内，避免缓冲材料的变化或废物体的再结晶。

如果缓冲材料的性能（例如渗透性或核素吸附性）在废物体的辐射下会退化，则处置容器的设计还需要考虑辐射屏蔽功能。

3）制造/安装的技术可行性

在制造/安装的技术可行性方面，有必要考虑处置容器的制造工艺，包括焊接、封盖、最终放置。

处置容器通常由筒体和顶盖组成，筒体和顶盖将在工厂内制造而成，然后运至处置库的地面设施内。

在处置库的地面设施内，废物桶要装入处置容器内，然后焊上顶盖，随后对焊接接头进行检查。由于焊接和检查是在放射性环境下进行，因此需要“远距离操作”。

3.2.3 缓冲材料

缓冲材料总的功能就是在容器和岩石之间起到扩散屏障的作用。为了达到这个目的，缓冲材料的导水率应该低；能够保证容器在处置孔内长期处于中间位置；必须能够使黏土中产生的小裂纹“自愈合”“（self-healing）”。因此，对缓冲材料的长期安全要求如下：1）导水率不大于10-11m·s-1；2）密度足够大；3）膨胀压力足够大。

3.2.4 回填材料

1）导水率不能超过围岩的平均导水率；2）膨胀压力至少达到0.1 MPa以支撑隧道周围的岩石；3）回填材料还要能够防止缓冲材料膨胀时向隧道凸出；4）回填材料由膨润土和碎石等材料组成。

3.2.5 缓冲/回填材料应具备的安全要求

缓冲/回填材料应具备的要求如下：1）长期稳定性。HLW中含有半衰期在数万年以上的长寿命核素，这些核素衰变将发射各种射线及释放热量，因而缓冲材料要有长期的热稳定性和耐辐射性；2）力学性。要支撑和固定高放废物容器，就需要稳定的力学强度，以均化围岩应力（有良好的形变能力，可以保证应力在处置系统中充分消散），防止容器发生机械破坏；3）膨胀收缩性。膨胀性是为了堵塞废物罐与缓冲材料之间的空隙及围岩的裂隙，并降低处置坑内缓冲材料的孔隙度进而降低其渗透性；低收缩性是防止处置库温度升高引起的干裂以及处置库降温过程中收缩而引起缓冲材料和围岩的裂隙；4）热传导性和热扩散性。核素衰变将释放大量的热，而当缓冲材料温度升高到一定程度，可能会影响其特性，如膨胀性、低渗水性等，因而需要良好的热传导性和扩散性；5）低渗水性。阻止和延缓地下水向废物包装容器渗透流动，进而减缓地下水对包装容器的侵蚀以及核素在水中的迁移；6）核素迁移的迟滞性。核素在缓冲材料间隙水中迁移时，由于缓冲材料的吸附性和核素沉淀的形成，它比水的迁移速度慢，称之为核素的延迟性，要求缓冲材料有较大的吸附容量，当核素从废物罐中泄漏，在一定厚度的缓冲回填材料阻隔下，减少核素向生物圈迁移量或核素向生物圈迁移过程中有足够长的时间让其衰变，进入生物圈时衰变到可接受的水平。工程屏障应具备的具体要求小结见表2［10-15］。

4 结语

处置系统采用多重屏障系统，多重屏障系统的要求是冗余性、功能独立性和运行机理的独立性，只有这样才能达到纵深防御的目的。从对放射性废物的包容、隔离、阻滞和延迟等安全功能出发，研究分析了处置库废物体、包装容器、缓冲/回填材料、围岩和环境等屏障系统应具备的基本安全要求。

应制定地质处置安全要求的详细要求计划，开展单项安全要求研究，主要内容包括：玻璃固化体安全要求、废物体验收要求、容器设计、制造安全要求、安全评价要求、安全案例要求等等。

表2 工程屏障应具备的安全要求小结Table 2Summary of safety requirement for barrier system of the disposal system

［1］王驹，范显华，徐国庆，等.中国高放废物地质处置十年进展［M］.北京：原子能出版社，2004.

［2］国防科学技术工业委员会，科学技术部，国家环境保护总局.高放废物地质处置研究开发规划指南［S］.北京：标准出版社，2006.

［3］王驹，陈伟明，苏锐，等.我国高放废物地质处置研究［J］.原子能科学技术，2004，38（4）：339-342.

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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

国防科工局“十二五”地质处置安全评价技术研究（科工二司（2013）1221号）

2015-06-03；

2015-09-14

李洪辉（1981—），男，湖南邵阳人，副研究员，主要从事放射性废物处理、处置工作。E-mail：yz202lhh@163.com