国际高放废物处置研发工作在花岗岩地区的进展（续）

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（续）

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）

俄罗斯想通过对比研究这三个预选场址，选出一个生态安全的高放废物处置库。因此，目前俄罗斯在花岗岩地区还处于选址阶段，但它已对未来的处置库进行了概念设计（图7）［10］。

由图7可见，俄罗斯高放废物处置库的概念设计具有如下一些特点：1）地下实验室设计与处置库设计融为一体，前者是后者的有机组成部分，并把前者视为特定场址地下实验室，这比法国先有Bure地下实验室，后再由地下实验室扩建成Cigéo候选处置库的设计方案更向前走了一步［11］；2）处置库不仅处置高放废物（在处置工程底部），同时还处置退役废物（在处置工程上部）和低中放废物（在处置工程中部），这种具有多目的性处置库与德国早期设想的候选处置库（Gorleben）相似，因为德国当时也想在这种类型的处置库处置各级废物［12］；3）俄罗斯处置库工程的结构设计与瑞典的KBS-3工程结构设计极为相似。

2.2.4 瑞士

目前，瑞士有5座核电反应堆，分布在瑞士北部地区，装机总容量为3 252 MWe，其发电量占全国总发电量的40%，但瑞士政府计划于2034年关闭最后一座核电站。

瑞士有2个地下实验室，1个在北部，叫Mont Terri，岩性是Opalinus黏土岩；另一个在南部，叫Grimsel Test Site，岩性是花岗岩。其中对Opalinus黏土岩已于2004年请国际同行专家评审团进行过处置库关闭后辐射安全的评价工作［13］。

瑞士一部分乏燃料送往英国、法国进行后处理，但大部分未经后处理的乏燃料留在了国内。据2002年瑞士国家放射性废物处置联合体（Nagra）估算，如从2002年算起，核电站继续运行60a的话，那时高放废物量将为：1）乏燃料：有2 065个废物罐（3 217 t原始重金属UO2和MOX）；2）高放废物玻璃固化体：有730个废物罐（来自1 195 t乏燃料的后处理）；3）长寿命中放废物：有1 680～1 880个不同类型的废物桶（来自法国的COGEMA和英国的BNFL后处理厂）。

瑞士高放废物处置库（图8）［14］的设计深度为650 m，其工程结构与瑞典的KBS-3相似。该处置库不仅处置高放废物和乏燃料，同时也处置长寿命中放废物。它的特定场址地下实验室的设计与处置库的设计在空间上融为一体。

2.2.5 瑞典

瑞典现有核电发电机组10台。2011年，核电占全国总发电量的39%，但在2006年，核电却占总发电量的46．3%（当时Barsebäck核电站的2台发电机组还未退役，所以那时瑞典共有发电机组12台）［15］。

图6 俄罗斯高放废物处置库场址预选区—Nizhnekansk花岗岩杂岩体Fig.6Russian candidate area of high-level radioactive waste repository sites—Nizhnekansk granite complex pluton

图7 俄罗斯处置库概念设计略图Fig.7Sketch map of conceptual design of Russian repository

瑞典欲在KBS-3中处置的高放废物是由2部分组成：一部分是已贮存在中央暂存设施Clab中12个核电站的乏燃料；另一部分是从2012年到各核电站退役时（1座核电站最晚的退役时间为2 045年）所产生的乏燃料，这样将共计11 103 tU/HM。

关于瑞典的选址的进展情况以及场址的地质概况，请见参考文献［16］。

KBS-3的处置方案和处置模式（图9和10）包括水平处置与垂直处置，不过目前对垂直处置模式研究程度要比水平处置模式略高［17］。

瑞典核燃料和废物管理公司（SKB）于2009年推荐Forsmark为处置库场址，2011年提交建造处置库段申请，计划2015年建造处置库，2020年以后处置库运行。2012年虽经过OECD-NEA国际同行专家评审团的评审，现在正在做补充工作，完善Formark处置库关闭后的安全评价报告。图11为Forsmark处置库的深部工程设计略图［18］。

在捷克、英国、西班牙和立陶宛等国的未来处置库概念设计中，其入口工程的设计与瑞典KBS-3的处置方案相似（图12～14）［19-21］。

瑞典除对Forsmark场址研究外，还开展对Stripa和Äspö两个地下实验室的研究工作，特别是Äspö地下实验室的研究工作，它在验证KBS-3处置方案的可行性方面起了关键性作用。它是国外在花岗岩中取得突出研究成效的、为世人所熟知的地下实验室之一。

图8 瑞士处置库的概念设计图Fig.8Conceptual design of Swiss repository

图9 KBS-3乏燃料处置方案Fig.9KBS-3 disposal option of spent fuel

图10 瑞典KBS-3乏燃料处置模式Fig.10KBS-3 disposal model of spent fuel

另外，要特别指出的是，瑞典在自愿选址方面工作做得很好，在当地政府和人民的大力支持下，很快完成了Forsmak场址的确认工作，并进入申请建造处置库阶段。

图11 Forsmark处置库地下功能区（入口工程、中央区和处置区）的分布略图Fig.11Sketch map showing the distribution of the function areas（entrance engineering，centerarea and disposal zone）in the subsurface area of Forsmark repository

图122011 年捷克高放废物处置库的初步设计Fig.12Conceptual design of repository in Czech Republic in 2011

2.2.6 芬兰

芬兰有2个核电站，共有4个反应堆（2个沸水堆、2个压水堆），第5个反应堆（压水堆）正在筹建中［22］。芬兰核电占全国总发电量的25%。

2012年芬兰的乏燃料量估算为9 500 tU，合4 500个废物罐［23］。

图13 英国处置库概念设计Fig.13Conceptual design of repository proposed by England

图14 西班牙处置库的概念设计Fig.14Conceptual design of Spanish repository

芬兰对已选定的Olkiluoto处置库场址经历如下的研究过程：1977年，可行性研究；1983年，政府制定研究进程和目标；2000年，场址确认；2001年，Olkiluoto附近的Onkalo详细特性评价地下实验室开工；2012年，申请建造Olkiluoto处置库执照；2018年，申请处置库运行执照；2020年，处置库运行［6］。

按此计划，芬兰可能会先于瑞典建成处置库。

芬兰的结晶基岩是前寒武纪芬诺斯堪的亚地盾的一部分，成岩年龄为1 930～1 800 Ma，这比我国甘肃北山地区大部分混合岩化成因花岗岩类岩石的成岩年龄（一般为200～300 Ma）要早得多。Olkiluoto场址有两类岩石：一类是高级变质岩（包括各种混合岩化片麻岩、云英闪长岩-花岗闪长岩-花岗质片麻岩（即图15中的TGG片麻岩）、云母片麻岩、石英片麻岩和镁铁质片麻岩）；另一类是岩浆岩（包括伟晶花岗岩和辉绿岩脉）。该场址的构造与岩性分布情况如图15所示［23］。

图15 Olkiluoto岛的基岩地表地质图（示岩性和断裂带）Fig.15Surface bedrock map showing the lithology and fracture zone on Olkiluoto island

图16 Olkiluoto处置库场址的地表景观Fig.16Surface landscape at Olkiluoto repository site

图16为Olkiluoto处置库场址的地表景观［24］。图17为详细特性评价地下实验室与Olkiluoto处置库的概念设计。这个设计把两个主要工程很好地融合在一起，实现共享［23］。

图17 Onkalo详细特性评价地下实验室与Olkiluoto处置库的概念设计Fig.17Conceptual design of Onkalo detailed characterization research laboratory and Olkiluoto repository

2.2.7 加拿大

加拿大有5座核电站、18座反应堆，其发电量占全国总发电量的16%（2006）。

关于加拿大的高放废物量，该国的核废物管理机构（NWMO）有2种估算：一种是如果处置库运行30 a，那时CANDU堆将产生3．6×106个乏燃料棒束；如果考虑以后新增反应堆的情况，处置库运行时间可能为60 a，那时CANDU堆将产生7．2×106个乏燃料棒束［25］。

2002年以前，加拿大乏燃料处置的研发工作由加拿大原子能有限公司（AECL）负责，但从2002年起，改由NWMO负责，而AECL则变成NWMO的一个业主单位。

在AECL主管期间，除进行一些场址预选工作外，主要是进行Whiteshell地下实验室研究工作，这是花岗岩中最著名的地下实验室之一，并取得了世人所熟知的各项研究成果。

2005年，NWMO提出了加拿大新的乏燃料处置方案—自适应分期管理（APM）方案，并于2007年为加拿大联邦政府所采纳。该方案，与以前IAEA提出的分步决策方案相似，亦即高放废物处置的研发工作应统筹安排分步决策，但它有自己明显的特点：1）重视公众参与，把志愿者选址放在选址工作之首位［26］；2）强调计划的自适应性。他们每一期的时间和目标的安排具有很大的可塑性。

NWMO高放废物处置的技术路线是：浅部地下贮存库—地下特性评价设施—深部处置库。虽然加拿大现在还未选定场址，但已有处置库的概念设计（图18）［26］。它是有别于瑞典KBS-3方案的另一个处置库工程的典型设计。在该设计中，入口工程没有斜坡道，只有竖井。该设计的思路也被罗马尼亚和韩国等的入口工程设计所采用［5-6，27］。在加拿大处置库设计中也考虑了废物的回取问题［25］。

2.2.8 美国

美国现在运行的反应堆共有104座，已关闭的有14座。2012年，核电发电量占全国总发电量的19%。现美国累计高放废物量约为70 000 MTHM，40 a后其废物量可能约为现今废物量的1倍［28］。

美国自从尤卡山项目被中止后，新提出4个处置方案：3个矿山式处置方案（处置库围岩为花岗岩、黏土岩/页岩和岩盐）和1个结晶岩（通常是指花岗岩）中的深钻孔处置方案。在上述矿山式处置方案中不再提及凝灰岩作为处置库围岩问题。另外，突出地提出在花岗岩中进行深钻孔处置高放废物的方案［31］。

花岗岩在美国分布也很广，美国早期只在花岗岩地区进行2个地下实验室研究（Climax和Edgar）［29］，以后，在1983年，在DOE提出9个预选场址名单中，没有1个是花岗岩场址，特别是在1987年修改1982年美国国会通过核废物政策法令（NWPA）时，国会选定尤卡山为惟一的处置库场址（围岩为凝灰岩），并决定不再在花岗岩地区进行选址工作［30］。由于美国在这方面的研发工作被中止，所以它现时的工作还处于起步阶段，不过起点较高。

在美国，花岗岩不仅视为矿山式处置方案的有利围岩，同时也是深钻孔处置方案的有利围岩［17］。特别是对矿山式处置方案来说，国际上已有大量采矿业和多年来在花岗岩地区的选址经验，为美国进一步开展此方案的研究创造了有利条件。在这方面，瑞典和芬兰都有成功的经验。

图18 加拿大APM深部地质处置库示意图Fig.18Sketch map showing Canadian APM deep geological repository design

3 几点认识

1）坚持选址的自愿原则。什么是高放废物处置库选址的第1要素，是IAEA的有关的选址导则，还是当地政府和人民的选址自愿原则。经过几十们总结出一条极其宝贵的经验——选址的自愿原则，有时它要比以地质选址为主导的IAEA的选址导则更为重要，它必须走在地质选址工作之前。因此，现在加拿大、法国、瑞典、芬兰和日本等国都执行此选址路线。凡是这方面工作做得好的国家，其选址工作进行得很顺利。历史的教训值得汲取，美国尤卡山项目的败笔，与只靠国会和联邦政府的行政命令，而不顾及当地政府和人民选址的自愿原则息息相关。我国选址工作起步较晚，但迟早也会遇到这个问题，笔者应积极主动地去对待和解决此问题。

2）花岗岩对废物具有良好的物理隔离性能。多年来的国际研究经验证明，花岗岩、黏土岩、岩盐和凝灰岩都可作为处置库围岩，它们各具有自己的特点，它们可按自己国家的具体国情来选定，它们的不足之处，部分地可通过人工屏障来弥补。从岩石的力学性质看，花岗岩能对处置工程的结构保持长期稳定性，对被处置的核废物具有良好的物理隔离性能，如果能选出一块断裂构造不发育（岩体完整）、岩石渗透率甚低和水流速度极其缓慢的“安全岛”，那就很理想了。

1987—2012年，中断研究花岗岩作为处置库围岩的美国，现在也加入到花岗岩俱乐部，开始在全国花岗岩地区进行选址工作。2012年，由捷克放射性废物处置库当局（RAWRA）为主办单位，美国的SNL为协办单位，组织了13个国家的有关专家在布拉格召开了花岗岩地区高放废物处置研发工作的学术和信息交流会，并于2013年，由SNL和RAWRA刊出了这次交流会的文件汇编。

3）高放废物处置库，不再是单纯处置高放废物和乏燃料，不少国家已逐步向多功能方向发展。如俄罗斯在高放废物处置库的概念设计中，在工程上部处置退役废物，中部处置低中放废物，底部处置高放废物；在瑞士和罗马尼亚等国的处置库概念设计中，除处置高放废物和乏燃料外，还处置长寿命中放废物；立陶宛也准备将乏燃料与中放废物处置在同一处置库中［32］；英国在处置库概念设计中，除处置高放废物和乏燃料外，还处置有屏蔽的和无屏蔽的低、中放废物。这种具多功能的处置库设计思路，值得笔者今后工作借鉴。

4）瑞典处置库的设计思想逐渐得到国际业界所认可。目前处置库工程有两种典型设计，即瑞典模式与加拿大模式。由瑞典开发的KBS-3矿山式高放废物处置模式（斜坡道＋竖井＋平巷＋盲井），近年来被越来越多的国家所认可，因此在不少国家的高放废物处置库概念设计中，采用此种方案。这些国家是芬兰、捷克、俄罗斯、瑞士、英国、西班牙和立陶宛等，韩国部分地参考了KBS-3方案。除瑞典外，还存在另一种处置库设计模式，那就是加拿大模式（竖井＋平巷＋盲井或大口径钻孔），这里没有斜坡道，如在罗马尼亚处置库和韩国A-KRS处置库的概念设计中，入口工程中就没有斜坡道。

5）将处置库设计与特定场址地下实验室的设计融为一体。如芬兰、瑞士和俄罗斯等国的地下实验室工程与处置库工程都位于同一空间内，地下实验室的工程，即是以后的处置库工程。这种设计，不仅节省了大量工程投资，同时也为处置库设计提供了最接近于处置库现场实际情况的设计参数。

6）废物的回取。对不少进行乏燃料处置的国家，都提出处置后废物的回取问题，我国对乏燃料是进行后处理的，那么这个问题笔者应如何对待？

以上是近年来在花岗岩地区高放废物处置研发工作中出现的一些新的国际动向，望能引起有关主管部门和业界同事的注意，以促进我国高放废物处置事业快速而健康地发展。

（续完）

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Abroad progress in R＆D work on high-level radioactive waste disposal in granite areas（Continued）

XU Guoqing

（CNNC Key Laboratory on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste，Beijing Research Institute of Uranium Geology，Beijing 100029，China）

TL942

A

1672-0636（2016）03-0178-09

10.3969/j.issn.1672-0636.2016.03.009

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