高放废物分类处置的国际新动向

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）

高放废物分类处置的国际新动向

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）

首先简述国外高放废物（HLW）处 置 研 发 工 作 的 现 状 ， 然后论述 HLW 分类处置的概念，研讨影响军用 HLW 分类处置方案选择的一些因素， 以及简介其分类处置的 3个方案。 这样， 把以前不分 HLW 来源（商用或军用）都处置在同一矿山式处置库中的方案作了细化， 推进了 HLW 处置研发工作的发展。但其中的深钻孔处置方案，现还处于可行性研究阶段，要得到实际应用，今后还有许多工作要做。 上述军用 HLW 分类处置方案的建议是美国蓝带委员会于 2012 年首先提出的， 它对我国的高放废物处置工作也有参考价值。

高放废物； 商用高放废物； 军用高放废物； 高放废物分类处置方案

1 国外HLW处置研发工作现状

近年来， 人们在不断总结几十年来 HLW处置研发工作的经验和教训，并形成了一些新的认识， 这对各国顺利开展 HLW 地质处置工作十分重要。

1.1 提出 HLW 管理新策略

近年来， 不少国家汲取了几十年来 HLW处置研发工作的经验与教训， 提出一个 HLW管理的新策略：自适应分期管理和选址以自愿为基础的策略。该策略具有如下两大特点。

1） 强调 HLW 处置研发工作规划的自适应性和灵活性。 以前 HLW 管理的策略是整体规划分步决策， 不少国家都制定 HLW 处置研发工作的时间表，规定什么时间应完成那一阶段任务。但实际的执行情况是，几十年来从来没有一个国家是按时间表所规定的时间来完成任务的。 如美国原定 2010 年建成处置库 ， 现 在 已 推 延 到 2048 年［1］， 德 国 原 定 于2008 年建成处置库，但到现在 Gorleben 候选处置库场址还处在特性评价之中，计划在2040 年建造处 置 库［2］。 产生这 种情况 ，是由于 HLW 处置研发工作的复杂性， 影响因素颇多，有些难以预测，因此分步决策的时限问题难具有法律的规定性，而采取一定的灵活性。 因此， 加拿大于 2005 年［3］和美国于 2012年就分别提出 HLW 管理的这种策略［1］。

2） 增加政策的透明度， 强调当地政府和公众参与重要性。 HLW 处置的研发工作虽然政府是主导的，但事实证明，当地政府和公众的参与亦极为重要。以前美国的尤卡山项目单靠政府自上而下的行政命令，而不顾及当地政府和群众的意愿和情绪，结果把事情办糟了。所以有些国家就积极组织当地政府和公众参与HLW 处置的研发工作，开展自愿选址活动。结果芬兰、 瑞典等国就得益不少， HLW 处置的研发工作开展得很顺利。现在加拿大、日本、法国和美国等都在积极推行这种策略。

1.2 处置库功能在不断扩展

现在的处置库中不仅处置 HLW 和乏燃料（SNF）， 同时还处置其他类型核废物。 如在瑞士和罗马尼亚等国的处置库概念设计中，除处置 HLW 和 SNF 外， 还处置长寿命中放废物； 立陶宛也准备将 SNF 与中放废物处置在同一处置库中；英国在处置库概念设计中，除处置 HLW 和 SNF 外，还处置有屏蔽的和无屏蔽的低、中放废物；俄罗斯在处置库概念设计中， 也准备除处置 HLW 外， 处置低、 中放废物和退役废物。

1.3 HLW 的分类处置受到人们的关注

以前是不分废物来源（是军用的， 还是商用的）， 把不同来源的 HLW 都处置在同一个矿山式处置库中，现在则提出不同来源的HLW，除处置在同一矿山式处置库中外，是否可以考虑处置在独立的矿山式处置库中或深钻孔中。 这个方案由美国蓝带委员会（BRC）于 2012 年提出， 这是本文讨论的重点。

1.4 深钻孔处置 HLW 的问题越来越受人们的关注

这方面美国、瑞典和英国等国都做过不少工作，但目前只进行一些可行性研究，远未达到实际应用的程度，以后尚需通过大量实践活动来验证其实际应用的可行性［4］。

1.5 近年来 HLW 处置的研发工作获得实质性进展

近年来，虽然美国尤卡山项目被中止，但欧洲一些国家的 HLW 处置研发工作却得到顺利发展。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年提交建造处置库申请， 计划 2015 年建造处置库， 2020 年以后处置库运行。 芬兰于 2000年 确认 Olkiluoto 为处置库正式场址 ， 2012 年提交建造 Olkiluoto 处置库申请， 2018 年提 交处置库运行申请， 计划 2020 年处置库运行［5］。瑞 士 于 2004 年 对 Mont Terri 地 区 的 Opalinus黏土岩作了安全评价， 计划在 2035 年左右提交建造处置库申请， 2050 年左右处置库运行［6］。法国于 2005 年已对 Bure 地下实验室附近的Callovo-Oxfordian 泥 岩 完 成 了 处 置 HLW 和SNF 可行性的详细安全评价， 计划在 2020 年开始建造处置库， 2025 年 处 置 库 开 始 试 运行［7］。 比利时 在 Mol 地下实 验 室 对 Boom 黏 土岩进行大量特性评价工作，目的是查明黏土岩处置 HLW 的可行性。 德国 Gorleben 场址的特性评价工作， 经 10 年中断后， 于 2011 再度启动， 并计划于 2040 年处置库投入运行［2］。除此以外， 欧洲 4个国家（法国、 瑞典、瑞士和芬兰）为了解决 HLW 处置中一些急需要解决的问题， 推进 HLW 处置的研发工作， 利用各自国家的地下实验室， 联合开展 LUCOEX（ The Large Underground Concept Experiments Project） 项目的研究。被邀请参加该项目进行相关内容研究的还有保加利亚、波兰、斯洛伐克、 比利时和德国［8］。

2 高放废物分类处置

2012 年， 美国的 BRC 在 2010 年 3 月至2012 年 1 月期间， 在对国内、 外高放废物处置研发工作的现状进行广泛调查的基础上，完成了 长达 158 页 的 《致能 源 部 部 长 的 报告》［1］。 在此报告中， BRC 提出了处置库的选址、 HLW 和 SNF 的运输和储存、 处置方案，以及 HLW 管理策略的建议。 2013 年能源部（DOE） 发表了 《SNF 和 HLW 和处置策略》文件， 并阐明今后 10年的研发任务， 以及成立新的废物管理和处置机构 （MOD）［9］。 2014 年DOE 又发表了 《DOE 管理的 HLW 和 SNF 处置方案评估》 文件， 论述了军用 HLW 分类处置问题［10］。

2.1 分类处置的概念

HLW 在我国是指高放废物玻璃固化体和乏燃料两部分， 在美国对 HLW 也是指未经后处理的 SNF 和经过后处理而产生的 HLW 玻璃固化体。但有时在文献的同一语句中，同时出现这两个词时，则这里的 HLW 主要是指HLW 玻璃固化体［10］。

以前 HLW 的处置， 国际上普遍公认的是矿山式处置库处置方案，这个方案与 HLW 来源无关，不论是商用的、军用的、研究用的还是医用的，都可处置在同一矿山式处置库中。 现在美国 BRC 和 DOE 则提出商用 HLW和 SNF 要与由 DOE 管理的军用 HLW 和一些由热致冷却器产生的 SNF（这里可能包括海军用冷却器产生的乏燃料）进行分别处置。 因为此两者具有不同的特性，并按此特性，提出军用 HLW 和 SNF 的 3 个处置方案。因此， 本文指的分类处置主要是指军用 HLW 和 SNF 的分类处置。

2.2 影响分类处置的一些因素

2.2.1 废物量

HLW 要进行分类处置， 首先要看有多大的废物量，有无必要进行独立处置。

据有关资料， 到 2035 年美国预测的乏燃料 数 量 如 下［10］： 美 国 HLW 和 SNF 量 总 计 为217 330 m3，其中商用的 SNF 量为 183 896 m3，占全国总 SNF 量的 85%； DOE 管理的 HLW量和 SNF 量为 33 434 m3， 占 15%（其中 HLW量为 26 260 m3， 占 12%， 包括海军的 SNF 量为 7 165 m3， 占 3%）。 在 DOE 管 理 的 HLW中，以位于汉福德（Hanford）场址的 HLW 玻璃固化体所占的体积最大， 为 14 089 m3（54%），其次为位于萨凡纳河（SRS）场址， 为 3 988 m3（15%）， 萨凡纳河场址（SRS）现存的 HLW 玻璃固化体为 2 969 m3（11%）。 到 2035 年， 由DOE 管理的 HLW 中还包括煅烧废物 3 661 m3（14%）， 含钠废物 721 m3（3%）， 玻璃固化铯与锶的小型废物罐中的废物 453 m3（2%）， 西谷演示项目（WVDP）的 HLW 玻璃固化体 245 m3（1%）， 已处理的钠结合乏燃料废物 132 m3（＜1%）， 德国运来后处理的 HLW 玻璃固化体3 m3（＜1%）。

由上述可见， DOE 管理的 HLW 和 SNF量到 2035 年其预测值为 33 434 m3， 约占全美HLW 和 SNF 总量的 15%。 这说明这部分要处置的废物量还是相当大的。

2.2.2 废 物 特 性 （下 面 只 论 及 与 处 置 方 案 有关的 DOE 管理的 HLW 和 SNF 废物的特性）：

2.2.2.1 废物分组

首先将所有 HLW 和 SNF 按其相似的处置特性进行分组，这样有利于确定它们在各处置方案中的位置（表1）。 这里所指的处置特性包括放射性核素含量、热学、化学和物理特性，以及与封装和安全方面有关的问题。

表1 废物分组描述Table 1 Waste group description

2.2.2.2 均一性

HLW 并非是单一的玻璃固化体或乏燃料，其组成较为复杂，因此，就有不同的处置方案。

由表1 可见， DOE 管理的 HLW 和 SNF与商用的 SNF 明显不同， 虽然 DOE 管理的废物只占全部废物量的 15%， 但却在上述 10 个废物分组中占有8个分组，说明该类废物相当不均一， 而商用SNF则具有相对较好的均一性。

DOE 管理的 HLW，包括由高放废液产生的玻璃固化体、由研究反应堆中钠结合乏燃料经电冶金处理时产生的各种工程类的废物体，以及由煅烧产生的盐类、粒状固体和粉末。在该类废物中以后者体积为最大。

DOE 管理的 SNF， 虽其量不大， 但在 10个废物分组中却占5个，说明其废物均一性也较差。这类废物可分为金属和非氧化物乏燃料（约 2 100 MTHM）， 钠结合乏燃料（约 56 MTHM）， DOE 管理的氧化物乏燃料 （约 180 MTHM）， 涂敷颗粒乏燃料（约 27 MTHM）， 以及海军乏燃料（至 2035 年约 65 MTHM）。

2.2.2.3 废物成分

由上述废物分组的情况看， HLW 的成分并非单一，而是具有多样性。

除未经处理的钠结合 SNF 外， 几乎所有各类 HLW 和 SNF 都可处置在普通的矿山式处置库中。但某些废物成分对处置库性能评价发生一定影响。如大部分乏燃料在还原环境要比氧化环境稳定，含氯化物和氟化物盐类的废物体易对废物容器等产生腐蚀作用，乏燃料含有活动性较高的长寿命裂变产物（如129I），所以工程屏障设计时应采取相应措施。

2.2.2.4 废物罐大小

废物罐的大小受控于废物体本身的大小、罐内所封装的废物体数量，以及满足废物处置方案对废物罐的体积要求。很显然，深钻孔处置方案只适合处置小体积废物罐，而大体积废物罐则宜于处置在矿山式处置库中。

美国标准废物罐大小将有4个尺寸：直径为 0.46 m 或 0.61 m； 长度为 3.0 m 或 4.6 m。

目前和将来封装 HLW 固化体的废物罐大小： 直径 0.61m， SRS 长为 3 m， Handford 为4.6 m。

美国深钻孔， 按桑迪亚国家实验室（SNL）设计，处置在深钻孔中的废物罐直径要为 ≤0.3 m。 但这个数并非固定， 它会随着钻进技术和钻探成本的降低而有所扩大。这些废物主要是现在已封装在直径≤0.3 m 的废物罐中的废物体，待封装在小型废物罐中的铯与锶废物体、 未处理的煅烧 HLW、 钠结合乏燃料经电冶金处理时产生的盐类，以及现在未经封装的位于爱达荷国家实验室 （INL）和SRS 水池中的某些 DOE 管理的 SNF。

大体积废物罐体积较大，它只能处置在矿山式处置库中， 这些废物主要是 SNF。

因此，废物罐的设计不仅要考虑候选处置库场址的地质、水文地质、地球化学和岩石力学的一些特点，同时还应考虑废物的处置方案，因为不同的处置方案对废物罐的体积要求有所不同。

2.2.2.5 释热量

废物罐的热输出，即释热量，它与废物罐内的废物量、废物堆放时间及燃料的燃耗有关。

图 1 各类高放废物的平均释热量 （W/废物罐）Fig.1 The average thermal power of different types of HLW （W/canister）

各类高放废物的释热量见图 1。 由图 1可见，废物的释热量，按图1图例的上、下排列为序， 是由上而下增加。 如军用 HLW 和大部分 DOE 管理的 SNF 废物罐的释热量较低，在 300 W 以下， 而商用的 SNF 释热量则甚高（≥1 000W）。 在 HTMC 多相耦合作用研究中，温度是起主导作用的，这对黏土岩作为处置库围岩的地段尤为重要。因此，一般处置库的设计要求温度不超过 100℃。

2.2.2.6 辐射毒性

图2 辐射毒性与卸堆时间的关系Fig.2 Radiotoxicity and unloading time

废物的辐射毒性对处置库关闭后的性能评价关系也很密切。由图2可见，在相同的时间内， 未经后处理的 SNF 的辐射毒性要比已经后处理的玻璃固化 体 高［11］， 也 就 是 前者在处置库关闭后的安全评价时间尺度要更长些。虽然通过分离-嬗变能把高放废液中的超铀元素和长寿命裂变产物分离出来，其分离后的产物的辐射毒性是最低的，但此法尚在实验研究阶段，未投入工业应用。另外，图2中的天然铀的辐射毒性线，并不是固定的，由于天然铀矿石品位变化甚大，因此各国可根据各自的实际情况画出自己的天然铀的辐射毒性线。

2.2.2.7 成本估算

对不同类型废物建造处置库的成本估算是十分粗略的， 这部分资料（表2）引自参考文献［10］。

由表2可见，处置库成本最高的是结晶岩和黏土岩，最低是岩盐和未经回填的页岩。同种围岩，普通处置库成本略高于其他各独立的处置库成本。 商用的 HLW 和 SNF 处置库的成本都远高于 DOE 管理的 HLW 和 SNF 处置库成本。

表2 商用和 DOE 管理的 HLW 和 SNF 处置库成本的粗略估算Table 2 Rough magnitude estimation of costs for repositories for commercialand DOE-managed SNF and HLW

2.2.2.8 处置的安全性和公众的可接受性

由于目前只有普通候选处置库存在，因此只对这类处置系统进行过安全评价、如美国 的 尤 卡 山 、 瑞 典 的 Forsmark、 芬 兰 的Olkiluoto 候选处置库和瑞士 Mont Terri地区的Opalinus 黏 土 岩 等 。 但 对 处 置 军 用 HLW 和SNF 的候选处置库的选址工作还未进行， 因此缺乏这方面资料。然而从整体情况来看，能满足普通处置库安全评价要求的也能满足独立处置军用废物处置库的要求。对深钻孔处置的全安评价目前还未进行实际评价工作。

军用 HLW 和 SNF 与商用的 SNF 分别处置后， 军用 HLW 和 SNF 处置库在释热量、 处置库设计和建造成本方面具有优势，因此，HLW 分类处置后可能会增加公众对 HLW 处置的可接受性。

3 高放废物分类处置的方案

美国 BRC 共提出下列 3个高放废物分类处置的方案。

3.1 各类 HLW 处置同一矿山式处置库中

这是目前国外对 HLW 普遍执行的一种处置方案， 它不管其废物来源 （军用、 商业、医用和研究用），也不管废物的体积大小， 都处置在同一处置库的不同地段中。一些大体积释热量大的废物处置在此类处置库。

3.2 某些 DOE 管理的 HLW 和 SNF 处置在独立的矿山式处置库中

这类处置库具有下列特点： 1） 处置库规模小。这是由于 DOE 管理的 HLW 和 SNF 具有地质处置所需的较小体积和较小释热量。2） 热负荷低。 DOE 管理的 HLW 和 SNF 的热负荷低（表1）， 因此在热负荷管理方面具有下列特点：①处置前废物无需在地表暂存或对暂存设施进行通风；②废物罐堆放时可缩短废物罐间的间隙距，这可减少回填材料在间隙间的充填量；③缩短了运行时间，提早对处置库进行永久性关闭。 3） 无需临界控制。由于 DOE 管理的大量裂变产物在后处理时被处理掉，因此对这类废物无需实行临界控制。4） 处置成本低。在同种围岩条件下， 处置军用的 HLW 和 SNF 的处置成本要比处置商用的HLW 和 SNF 的成本低（表2）。

基于上述特点，DOE 提出， 它管理的HLW 和 SNF 可以考虑独立处置方案。 因为这类废物在处置库设计、运行方面的要求要比处置商用 SNF 的处置库简单一些。

3.3 部分 HLW 处置在深钻孔中

关于 HLW 在深钻孔中的处置问题，笔者已有另文报导［3］， 故在此不再赘述。

按美国方案（SNL，2009）， 这类钻孔一般深 4～5 km， 其中钻孔上部为沉积岩， 下部为结晶岩 （通常为花岗岩）， 废物处置在钻孔底部 1～2 km 处， 终孔直径为 44.5 cm， 终孔套管内径为 31.8 cm。 因此， 欲处置在深钻孔中的废物罐其外径最大不能超过终孔套管内径。来自军用高放废液的铯与锶小型废物罐是废物罐中最小的， 其直径仅为 9 cm， 长为 56 cm，因此这类废物适宜于深钻孔处置。

4结语

美国 BRC 提出的商用 SNF 与 DOE 管理的某些 HLW 和 SNF，按其废物特性， 提出了3种处置方案的建议得到了 DOE 的确认。 笔者认为，这是一种颇有前瞻性的方案，对笔者也很有参考价值，但要处理与处置部门协同作战才行，要有有关领导部门统一指挥才行。 另外， 深孔处置 HLW 的方案现在还处于可行性研究价段，距实际应用，还有一段很长的路要走。

［1］BRC.Report to the Secretary of Energy［R］. ［2012-01］ ［2014-09-15］ http://cybercemetery.unt.edu/ archive/brc/2012 06202202 35/http://brc.gov/sites/ default/files/documents/brc_finalreport_jan2012.pdf.

［2］World Nuclear News.Search for German repository site starts again［EB/OL］. ［2013-04-10］. ［2015-10-05］ http://www.world-nuclear-news.org/wrsearch_for_german_repository_site_starts_again -1004134.html ［2015-10-05］ .

［3］NWMO.Moving Forward Together， Triennial Report2008 to 2010［R］.Ottawa:NWMO， 2011.

［4］徐国庆.高放废物深钻孔处置的可行性研究现状［J］.世界核地质科学， 2014，31（增刊）:485-496.

［5］Barbara Pastina， Saanio&Riekkola Oy.Safe radioactive waste disposal:from vision to practice［EB/ OL］.［2014-08-15］ http://www.atomeco.org/mediafiles/ u/files/Prezentetion_31_10_2013/Pastina.pdf.

［6］Piet Zuidema&Lawrence Johnson （Nagra）.An overview mainly based on experinces in Switzerland［EB/OL］.In Management of Radioactive Waste. IEEE PES Workshop. （2009-01-29）.［2015-02-15］http://www.ieee.ch/assets/Uploads/pes/downloads/0901/09012 zuideamwastemanagement.pdf.

［7］ANDRA.France digs deep for nuclear waste ［EB/ OL］.Nature News.Published online 10 August 2010 Nature 466， 804-805 （2010） ［2015-02-15］Updated online:13 August 2010.http://www.nature. com/articles/466804a.

［8］LUCOEX.The large underground concept experiments project［EB/OL］. ［2014-10-05］ http://www. lucoex.eu/

［9］DOE.Strategy for the management and disposal of used nuclear fuel and high-level radioactive waste［EB/OL］.JANUARY 2013. ［2014-10-5］ http:// www.energy.gov/sites/prod/files/ Strategy for the Management and Disposal of Used Nuclear Fuel and High-Level Radioactive Waste.

［10］DOE.Assessment of disposal option for DOE-managed High-level Radioactive Waste and spent nuclear fuel ［EB/OL］.October 2014.http://www. energy.gov/sites/prod/files/2014/10/f18/DOE_ Options_Assessment.pdf. ［2014-10-05］ Materials Chemistry Forum. ［2014-09-12］ http://www.rsc. org/images/Etienne Vernaz_tcm18-48267.pdf.

［11］Etienne Y.Vernaz.Nuclear waste in France: Current and future practice［EB/OL］.Materials for Nuclear Waste Management 18 January 2006: Geological Society Burlington House，Piccadilly，London. RSC Environment，Sustainability and Energy Forum and Materials Chemistry Forum.［2014-09-12］http://www.rsc.org/images/Etienne Vernaz_tcm18-48267.pdf.

（上接第 117 页， Continued from page 117）

（2） 投影方式： 高斯—克吕格投影；

（3） 分带数： 全球共分为 60 带， 每带 6°。

4.3.2.2 坐标转换的平台实现

坐标转换目前实现的是地理坐标系与平面直角坐标系之间的转换（图 6）。

图6 坐标转换界面Fig.6 Interface of coordinate conversion

5结论

本 研 究 借 鉴 了 新 一 代 GIS 应 用 模 式（Google Earth、 网格 GIS 和云计算） 的关键技术的优势，摒弃了传统多源数据集成模式开发成本高、集成数据格式单一等劣势，提出了适用于高放废物地质处置领域的 GDAL/ OGR 的多源数据集成技术， 基于开源数据集SharpMap 进行了编码实现， 在同一个数据平台上实现了多源地学信息的系统管理、数据格式转换和坐标转换等功能，有效地将原本分散的数据紧密联系起来，为高放废物地质处置信息的数据分析和应用提供了重要的技术支撑，为高放废物地质处置大数据平台的建设奠定了重要的技术基础。

参考文献：

［1］ 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．

［2］ 钟霞， 王驹， 黄树桃， 等．高放废物地质处置预选区 GIS 中地学元数据设计 ［J］. 世界核地质科学 ，2008， 25（4）:231-247．

［3］ Weiss A.Computing in the clouds ［J］.Networker，2007， 11（4）:16-25.

A new international trend of options for HLW classification disposal

XU Guoqing
（CNNC Key Laboratory on Geological Disposalof High-level Radioactive Waste，Beijing Rsearch Institute of Uranium Geology， Beijing 100029， China）

First of all，a brief introduction of the current situation of R&D work on HLW disposal in foreign countries is stated here， then the concept of HLW classification disposal， the influential factors of the selection of HLW classification disposal and three options for defence HLW disposal are described in this paper.It will be further refined for the disposal of all HLW and SNF， regardless of their origin， together in a common mined repository， and promotes the R&D work on HLW disposal. Among them， the option for disposal of deep boreholes is still in the feasibility study phase and need to do a lot of work in the future in order to obtain its practical application.This recommendation about the options for HLW classification disposal described above was suggested first by BRC， USA in 2012 and it may be also usefulfor the HLW disposalin China.

high-level radioactive waste； commercial high-level radioactive waste； defence highlevel radioactive waste； options for the classification disposal of high-level radioactive waste

TL942

A

1672-0636（2017）02-0118-07

10.3969/j.issn.1672-0636.2017.02.010

2015-03-31

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