高放廢物的處理處置

1、請以下列題目寫一篇綜述性文章.高放廢物的處理與處置方法及進展（包括次鋼系元素和長壽命裂變產(chǎn)物的處理方 法）.文章要求如下：格式要求（10分）。請按照一般的綜述文章的格式進行，包括下列容題目作者摘要關(guān)鍵詞引言正文結(jié)論與展望參考文獻正文部分請按照容邏輯關(guān)系分節(jié)，加小標題（60分）。引用參考文獻需在文章中引用之處標出，參考文獻按照GB/T 7714-2005文 后參考文獻著錄規(guī)則）格式列出。（10分）字數(shù)要求:2000字（20分）。單獨完成，如出現(xiàn)雷同，所有雷同者按照抄襲處理，均為0分。文章請在此模板完成，打印。高放廢物的處理與處置方法及進展晨061300105容摘要目前，中低放廢物的處置技術(shù)已日趨

2、成熟；然而，高放廢物的處置技術(shù)剛剛起步， 仍處于研發(fā)階段。因此，一些國際組織對高放廢物的處置投入了大量的資金和技術(shù)。 可以說，高放廢物的安全處置關(guān)系著今后核能的繼續(xù)發(fā)展。對于高放廢物的處置已經(jīng)提出了多種設(shè)想，例如深地層處置、極地冰層處置、宇 宙處置、海床深層處置、嬗變處置等等。在這些設(shè)想中，深地層處置是目前現(xiàn)實可行 的辦法，我國高放廢物地質(zhì)處置技術(shù)也取得相當大的發(fā)展；對于分離一嬗變技術(shù)，國 際上仍處于緊的研究階段；其它處置技術(shù)由于某些原因只能成為一種設(shè)想或尚待評 價。這篇論文將主要介紹高放廢物處置的國際、國背景；高放廢物來源；高放廢物地 質(zhì)處置方案及其影響因素；高放廢物分離一嬗變技術(shù)；高放廢物

3、處置技術(shù)的現(xiàn)狀和發(fā) 展趨勢幾個方面。并比較了各種方法的優(yōu)缺點關(guān)鍵詞：高放廢物處理處置方法發(fā)展趨勢目錄 TOC o 1-5 h z 高放廢物的來源4高放廢物的地質(zhì)處置5高放廢物的分離與嬗變10 HYPERLINK l bookmark137 o Current Document 其他處置技術(shù)16各國處置方法比較18高放廢物處置的發(fā)展前景19結(jié)論與展望24參考文獻25引言：核廢物是危險廢物的一種,對于危險廢物的管理，一般有如下三個基本原則1分散與稀釋原則:對核廢物不適用；轉(zhuǎn)變成低危險性物質(zhì)的原則：目前對于核廢物尚未找到合適的方法，長期來說，嬗 變是一種可能，它將減少高放廢物的數(shù)量，但是嬗變后的廢物

4、也需要進行處置；隔離原則:是核廢物處置的基本原則。正文：高放廢物的來源人類的一切生產(chǎn)和消費活動都會產(chǎn)生目前不能再利用，或者不值得回收利用的物 質(zhì)，原子能的利用也不例外，一切生產(chǎn)、使用和操作放射性物質(zhì)的部門和場所都可能 產(chǎn)生放射性廢物，其基本來源有以下7個方面。鈾、釷礦山、水治廠、精煉廠，鈾濃縮廠、钚冶金廠、燃料元件加工廠等;各種類型反應堆，包括核電站、核動力船艦、核動力衛(wèi)星，還有加速器的 運行；反應堆輻照過燃料元件的后處理，提取裂變元素和鈾元素過程；（4）核燃料和核廢物運輸與核廢物處理過程；（5）放射性同位素的生產(chǎn)和應用過程，包括醫(yī)院、研究所及大學的有關(guān)研究活 動；（6）核武器生產(chǎn)和試驗過程；

5、（7）核設(shè)施（設(shè)備）的退役過程。絕大多數(shù)放射性廢物產(chǎn)生于核燃料循環(huán)過程。從數(shù)量來說，放射性廢物主要產(chǎn)生 于鈾采冶場址。從放射性活度來說，主要集中在乏燃料后處理廠。在核燃料循環(huán)中， 99%以上的放射性物質(zhì)包容在乏燃料元件的包殼中，如果乏燃料進行后處理的話，95% 以上的放射性核素進入后處理所產(chǎn)生的高放廢液中。核燃料循環(huán)過程中積累的高放廢物，其最終安全處置是核工業(yè)的一個重要問題。 所謂高放廢物指的是輻照過的反應堆核燃料后處理設(shè)備中，自第一循環(huán)溶劑萃取系統(tǒng) 或相應系統(tǒng)操作中產(chǎn)生的含水廢物，以及隨后萃取循環(huán)或相應循環(huán)的濃縮廢液。從本 質(zhì)上說這種廢物含有全部不揮發(fā)性裂變產(chǎn)物、燒過的燃料中初始鈾和钚的千分

6、之幾， 以及反應堆中鈾和钚轉(zhuǎn)化生成的大部分其他鋼系元素。它們的一般特征是貫穿輻射很 強和發(fā)熱率高。表1-1體積放射性份額類型體積份額放射性份額高放廢料3%95%中低放廢料97%5%核燃料元件的燃料芯體溶解后留下的殘余鋯合金和不銹鋼殼及構(gòu)件，在某些方面 與高放廢物相似，其中的钚含量相當于乏燃料的千分之一，并有50100W/m3的發(fā)熱 率，需要1020cm厚的含鉛生物屏蔽層來防護?？紤]到這些廢物的特征，不管在哪個 后處理環(huán)節(jié)中都要盡可能避免加入會使以后廢物運行管理特別困難的化學藥品。后處理工廠產(chǎn)生的高放廢物的安全處置問題在技術(shù)上是完全能夠解決的，但可能 要花費相當長的時間。高放廢物的處置方法高放廢

7、物通常指乏燃料后處理廠產(chǎn)生的高放廢液及其固化體，以及直接當作廢物 處置（稱謂一次通過式）的乏燃料元件。高放廢物有很高的輻照水平，一座1000MW電 功率的壓水堆電站一年卸出2030t乏燃料。其所含的鈾、钚、次鋼系元素（Np，Am， Cm）和裂變產(chǎn)物（FP）的比如表21所示。它們的半衰期長者達百萬年，很多核素屬 極毒、高毒類，并且有強釋熱率。表21壓水堆電站乏燃料主要核素組成U-238U-235Pu-239裂變產(chǎn)物次錒系元素（FP）（MA）約95%約0.9%約1%約3% 約0.1%高放廢物的處置，在1957年美國國家科學院（NAS）提出地質(zhì)處置方案，此后， 人們探討過不少方案。從20世紀60年代

8、初以來，已經(jīng)提出了許多處置方案（見表2-2）, 但現(xiàn)實可行和為人們普遍接受的只是地質(zhì)處置。1999年在美國丹佛召開的國際地質(zhì)處 置會議和2004年在瑞典斯德哥爾摩召開的國際地質(zhì)處置會議更確認了地質(zhì)處置的安 全性和可行性。英國塞拉菲爾德大學地球化學家費格斯吉布提出深鉆孔處置方案：將未冷卻的高 放廢液注入4 000m深地下鉆孔中，由于高放廢液的衰變熱將周圍巖石熔化，溫度降 低后形成堅固的“花崗石棺”，把放射性核素固結(jié)在4 000m深地下。在這樣深度， 放射性核素不會影響700m深度地下水，放射性核素不可能返回地面，造成對生物圈 影響。俄羅斯對此已提出概念設(shè)計方案，但未見哪個國家采用。目前被人們所廣

9、泛接受的地質(zhì)處置是把高放廢物處置在足夠深地下（通常指 5001 000m）的地質(zhì)體中，通過建造一個天然屏障和工程屏障相互補充的多重屏障體 系，使高放廢物對人類和環(huán)境的有害影響低于審管機構(gòu)規(guī)定的限值，并且可合理達到 盡可能低。多重屏障體系可分為兩大屏障：（1）工程屏障。如高放廢物固化體、包裝容器（可能還有外包裝）、緩沖I回填 材料和處置庫工程構(gòu)筑物，這些構(gòu)成通常所說的近場。近場包括全部工程屏障和最接 近工程屏障的一小部分主巖（通常伸展幾米或幾十米遠）。（2）天然屏障。如主巖和外圍土層等，這構(gòu)成通常所說的遠場。遠場是從處置 庫近場一直延伸到地表生物圈的廣闊地帶。多重屏障體系的作用是依靠和發(fā)揮整體性

10、能的作用，某一屏障的不足性可由其他 屏障的作用來彌補。關(guān)于高放廢物地質(zhì)處置，IAEA已發(fā)布了不少導則和報告。明確指出政府應建立 高放廢物地質(zhì)處置的國家法律與組織構(gòu)架，要明確處置設(shè)施開發(fā)和許可的步驟，要明 確責任分擔和經(jīng)費保證等。我國也制定了一些相關(guān)標準，但這些遠不能滿足需求。高放廢物地質(zhì)處置是一項 發(fā)展中的高科技系統(tǒng)工程，許多法規(guī)標準和導則尚需制定。表2-2高放廢物處置方案處置方法基本思想可行性地下庫巷道一鉆孔處置幾百米到千米深地下庫中， 挖掘巷道，適當布置鉆孔， 固化體疊放于鉆孔中研究最多，具有可實現(xiàn)性深地下庫巷質(zhì)道一巷道處處置幾百米到千米深地下庫中， 挖掘巷道，固化體封裝在容 器中，臥放在

11、巷道中美國尤卡山設(shè)計 的可回取性處置 采用此法置超深鉆孔注入將高放廢液注入超深鉆孔 中，利用其自釋熱作用熔融 周圍巖體，達到固結(jié)于地質(zhì) 體中俄羅斯已提出概 念設(shè)計方案，尚可 評價分離嬗變（核焚燒）將高放廢物中次鋼系核素和 長壽命裂片核素分離出來， 用反應堆、加速器或ADS嬗 變成短壽命核素或穩(wěn)定核素正在開發(fā)研究中洋底沉積巖處置將廢物置于深洋底沉積層中可行性尚待評價，受政治因素影響 大宇宙處置將廢物發(fā)送到太空中去風險大，費用高，公眾不可能接受。早期設(shè)想方案，早被遺棄極地冰層處置將廢物置于極地冰層中，利 用其自釋熱作用不斷下沉到 底部國際公約不允許。早期設(shè)想方案，早被遺棄2.1地質(zhì)處置的影響因素7

12、.深度固體放射性廢物地下貯存的基本原理是簡單的，并且在好些方面具有吸引力：在 深650m或更深的地方建造地下貯存庫沒有多大的技術(shù)困難；可以使各種地表作用與 自然現(xiàn)象（包括風蝕作用、河流侵蝕、冰蝕作用、地表或近地表水流作用、隕石沖擊與 風化作用）不至于影響所埋藏的廢物:而且許多地區(qū)現(xiàn)存基巖中的礦坑已有研究資料可 提供有關(guān)地下水、地震頻率和地質(zhì)的資料。.地下水流作用地下水是埋藏的廢物最易接觸的溶劑與載體，故在選擇場地時，必須十分重視地 下水環(huán)境的研究，確保場址周圍不可能發(fā)生地下水的滲入或者入滲速度很低，在安全 期限不至于產(chǎn)生放射性溶質(zhì)遷移到人類生活環(huán)境中的問題。如果可能的話，還應研究 古水文地質(zhì)特

13、征。掌握了控制巖石中水流的現(xiàn)時條件及歷史條件，就有可能圈出適合 的貯存庫場地，使地下水到達該貯存庫的可能性減少到最低限度。含水量、孔隙度及 滲透性很低的巖石，比由于入滲的水量、孔隙度及滲透性很高而有高速率水流通過的 巖石更適于作為貯存庫。因此，選擇滲透性低的巖石，能使貯存庫環(huán)境主巖中的地下 水流減少到最低限度。.區(qū)域地質(zhì)穩(wěn)定性場址應盡可能選在構(gòu)造穩(wěn)定及地震活動微弱區(qū)域的巖石之中。另外，在構(gòu)造活動 性較強的地帶，當這種構(gòu)造作用并不影響擬定的貯存庫巖石及其中所埋藏的廢物時， 也可以考慮在該地帶選擇場址。場址應避開斷層及其它巖石裂隙，貯存庫的圍巖在最 近幾萬年不應經(jīng)受過火山活動。對特定場地的構(gòu)造特征

14、.則必須證明它們不是新構(gòu)造 運動的產(chǎn)物或未曾受到新構(gòu)造運動的影響。.主巖的環(huán)境特征環(huán)境主巖的礦物成分、化學成分及其放射性本底特征是放射性廢物處置庫環(huán)境主 巖的重要研究容之一。具有低滲透性、高吸附性，而且與放射性廢物之間不會發(fā)生能 引起放射性核素遷移反應的環(huán)境主巖，將成為處置庫外的可靠環(huán)境屏障。同時，埋藏 廢物庫周圍的環(huán)境主巖要有足夠大的圍，這樣即使放射性核素意外地從廢物庫中釋出 時，它們到達生物圈的途徑和時間也是很長的，結(jié)果，要么是到達生物圈的放射性核 素具有安全含量，要么是放射性核素在漫長的遷移時間中衰變掉了。5工程地質(zhì)特征鑒于巖石靜壓力隨深度而增大，故需選擇適當?shù)穆癫厣疃?，使巖石靜壓力不致

15、危 及作為貯存庫的坑道。也就是說，如果巖石靜壓力超過了巖石貯存庫的強度，那么坑 道就有坍塌的危險，這就會危及廢物處置庫的運行工作。由于巖石靜壓力在各處變化 很大，所以對每個擬選場址都需查明其工程力學特征，而且，處置庫的設(shè)計都需因地 制宜。6.自然資源環(huán)境廢物貯存庫絕不應對自然資源產(chǎn)生強烈的影響。就貯存庫的性質(zhì)而論，不僅應把 埋藏的放射性廢物隔絕起來，而且應把庫體周圍的很大一部分環(huán)境主巖隔絕起來，這 一完整體系中的任何部分都不得以任何理由進行挖掘。因此，查明場址區(qū)域的自然資 源是十分重要的，如果存在這些資源，那末在選擇貯存庫場地時，就必須將其對自然 資源的影響限制到最低程度。2.2地質(zhì)處置方案對

16、于長壽命、高水平放射性廢物的最終處置問題，最長遠的解決辦法是將其置入 地殼深層中。這種處置的優(yōu)點在于，在可按照地質(zhì)年代計算的長時段中，從所有同人 類接近或接觸的環(huán)境中消除了具有潛在危害的物質(zhì)；再就是有確實的保證，使這些物 質(zhì)在可能重返地表之前早已衰變掉。目前，已經(jīng)研究或擬研究的高放固體廢物地質(zhì)處置方案包括：基巖礦坑處置、層 狀鹽巖層處置、海底坑道處置等?？拥捞幹梅桨?該方案是選擇地殼深部致密的低滲透性巖石開挖地下洞室作為暫時庫或永久庫。處置系統(tǒng)包括放射性廢物包、貯存庫（洞）和環(huán)境巖石等多重屏障。（1）放射性廢物包裝對所有待處置的高放廢物都要采取固化和包裝的措施，有的需要在不銹鋼罐中用 鉛封固，

17、有的可在不銹鋼罐中用硼硅酸玻璃封固等等。所有的高放廢物在放入地下處 置庫前都要先在中間儲存庫暫存數(shù)十年，待其衰變減容和冷卻，然后才能送入地下進 行永久處置。（2）處置庫的設(shè)置處置庫的結(jié)構(gòu)設(shè)置應考慮廢物的類型、數(shù)量、介質(zhì)環(huán)境巖石的特征、空間分布、 放射性廢物庫的運行和管理模式等方面因素?？傮w布置示于（圖1）中。與地下貯存 庫相通的有廢物轉(zhuǎn)運豎井和維修豎井，以及運輸巷道和通風巷道。將采用常規(guī)的采礦 方法進行房柱式挖掘。（3）地下貯存庫的配置地下貯存庫配置應考慮的因素有：（1）貯存庫配置一個后退式開挖系統(tǒng)，開挖與廢 物存入活動分開，遠離受熱區(qū)。這樣可以使從進口豎井吹入的通風氣流分別經(jīng)過開挖 區(qū)與廢物

18、貯存區(qū)向位于地下貯存庫遠端的排氣豎并排泄。（2）常規(guī)鑿眼爆破掘進用 無軌柴油機動力設(shè)備，這是機械性能和靈活性都很理想的設(shè)備。（3）貯存區(qū)的規(guī)模 由巖石最佳運輸距離及通風系統(tǒng)的要求確定。（4）據(jù)計算，在地下貯存庫使用期限， 距貯存室200m外的巖石保持正常的環(huán)境溫度。因此，豎井位置應在貯存區(qū)外200m 以上。（5）所有主巷道在掘進時都要為貯存庫區(qū)涉及的環(huán)境巖石進行現(xiàn)場調(diào)查工作 提供通行條件。此外，后退式開挖系統(tǒng)可把實驗貯存區(qū)的位置設(shè)在貯存庫的排氣端。圖1.廢物處置中心配置示意圖層狀鹽巖處置基巖區(qū)處置廢物的一些困難可采用層鹽礦層貯存法來解決。以天然鹽層作放射性 廢物存放庫的優(yōu)點是：鹽礦易開挖，隨著

19、時間的推移，可塑性形變將密封整個的廢物 罐。由于鹽的可塑性，因而鹽層基本上是不透水的，穩(wěn)定的厚鹽層的存在，本身就證 明沒有來自地下水的侵蝕。鹽的分布很廣、儲量豐富，美國大約有1.3x106km2，儲量 達6x10i3t以上；與其它巖型比較，其工程成本較低、導熱性良好；世界各地的巖鹽 層多位于低地震活動區(qū)；鹽的耐壓強度與混凝土相似，即大約為20MPa。理論和實驗結(jié)果均表明，鹽巖作為Y射線的吸收劑大致與混凝土相同；厚約1.5m 的固體鹽層或2.25m的碎鹽層（假定含1/3空隙）將有足夠的放射性屏蔽作用。因此， 把廢物罐放置在底板下孔穴中并用鹽回填，可使得工作人員進入鹽礦庫房不受輻射傷 害。容器頂蓋

20、的高度和間距根據(jù)散熱計算決定。深穴法此法僅是深井法的一種發(fā)展。計劃向地球深處鉆井深達16km，在那里形成貯存 穴，用此貯藏固態(tài)或液態(tài)廢物。對高放廢物來說，可能也會出現(xiàn)熔巖而將廢物一巖石 混合物埋藏起來。這種方法由于需要鉆深井和加套，孔徑達60100cm，因而成本昂貴。地殼板塊溝槽處置當代地球的板塊運動理論研究證明：大陸是由不同的板塊構(gòu)成，并在不停地運動 著。在相鄰板塊的結(jié)合部位，某一板塊擠入另一板塊之下，重新吸進地幔中。有人建 議把廢物貯罐放在板塊的交接位置，從而可被曳入大陸深層。但是考慮到它的遷移速 率緩慢（每年小于10crn），從處置方案的現(xiàn)實性看，此項意見很快被否決掉。其次，地 殼擠壓地

21、帶，其地殼構(gòu)造特征是極不穩(wěn)定的，在某些地區(qū)有跡象表明，從下沉板刮走 的部分沉積物會在大陸斜坡的邊界堆積起來。而在其它地區(qū)，下沉板的輕質(zhì)低熔點物 質(zhì)將通過火山口噴出。因此，通過下沉地殼消除廢物的設(shè)想可能既不完善，也非經(jīng)久 之策。此外，針對于高放廢液還有深井處置、貯槽處置等方案。高放廢物的分離與嬗變420世紀60年代，科學家們提出了分離一嬗變（Partitioning and Transmutation，P-T） 概念，通過化學分離把高放廢液中的超鈾元素和長壽命裂變產(chǎn)物分離出來5,制成燃 料元件或靶件送反應堆或加速器中，通過核反應使之嬗變成短壽命核素或穩(wěn)定元素。P-T技術(shù)降低高放廢物的毒性和長期危

22、害作用，可減少需要深地層處置的廢物的 體積，節(jié)省處置費用，可減少公眾對高放廢物的憂慮，使公眾易于接受，還可實現(xiàn)充 分利用資源。當時由于分離難達到要求和經(jīng)濟性差等原因，在20世紀80年代曾一度 中止發(fā)展，90年代后又成為熱門研究課題。P-T技術(shù)P-T技術(shù)開發(fā)研究的境遇變遷世界上20世紀40年代初開發(fā)研制核武器，50年代初開發(fā)核電以來，到60年代 一些核工業(yè)發(fā)達國家已積聚相當數(shù)量的放射性廢物，當時低中放廢物采取了淺地埋或 海洋投棄（現(xiàn)在看來已下合要求）的處置辦法，但高放廢物的處置尚無辦法，因此科學 家和工程師們積極研究高放廢物的處置方法，逐漸提出了深地質(zhì)處置、海床處置、南 極冰層處汽、宇宙處置、分

23、離一嬗變等許多方案。在70年代，分離一嬗變研究曾出現(xiàn)過一股小熱潮，美國和西歐一些科學家提出 了一些概念方案，也作過一些計算和評價。分離工作只是為軍用和商用目的提取了一 定數(shù)量超钚元素和裂片元素（如鍶、艷、锝等）。從當時計算和有限的分離工作得出的 結(jié)論是：高放廢物的分離一嬗變技術(shù)上難以實現(xiàn)，因分離過程產(chǎn)生的二次廢物量太大， 其所需費用和近期風險的增加比換得的長期風險減少代價大得多。而在這期間深地質(zhì) 處置研究開發(fā)工作卻比較順利，因此，80年代人們對P-T技術(shù)研究興趣減弱，呈現(xiàn)了 低谷。從80年代末直至現(xiàn)在，P-T技術(shù)的開發(fā)研究又獲重視，呈現(xiàn)新熱潮，究其原因， 主要有以下兩方面：1需求加強深地質(zhì)處置

24、已被公認為現(xiàn)實可行的高放廢物處置方法，而宇宙處置、冰層處置 和海床處置均不可行。但地質(zhì)處置實施的準度比預期大得多，選址和獲得許可證相當 困難，投資也非常高，因此計劃一拖再拖。對于選址工作，來自公眾或地方政府的阻 力一直很大。不少國土小的國家根本無這類場址可覓。高放廢物地質(zhì)處置雖然把高放固體廢物處置在500m以下的深地層中，但還是 有人擔心漫長歷史年代的天然事件和人為事件對安全的影響，希望能縮短要求隔離的 年限。核武器拆除下來的钚，要求銷毀或和平利用，也提出了新需求。2技術(shù)發(fā)展高放廢物分離技術(shù)，如萃取分離技術(shù)、離子交換技術(shù)在近年都有了新發(fā)展，開 發(fā)出新的工藝流程。如美國的TOREX流程和TRUE

25、XCMPO流程，法國的PURETEX 流程和ACTITEX流程，日本的DIDPA流程等。高溫冶金技術(shù)發(fā)展，如锝可以還原為金屬回收，碘可通過氯化物熔鹽回收等?？於押图铀倨骷夹g(shù)的發(fā)展，如俄羅斯的BN-600快堆，法國的鳳凰快堆，日本 的文殊快堆相美國的一體化快堆的開發(fā)研究部相當成功?？於鸭夹g(shù)趨近商用化前夕。3.1.2 P-T技術(shù)的發(fā)展現(xiàn)狀現(xiàn)在世界上開發(fā)研究P-T技術(shù)的國家很多，其中以美國、日本、法國、俄羅斯投 入力量最多。美國從事分離一嬗變的研究單位較多，如阿貢(ANL)、橡樹嶺(ORNIL)、洛斯阿 拉莫斯(LANL)、太平洋西北(PNL)、布售克海文(BNL)、勞倫斯利弗莫爾(LLNL)等國

26、家實驗室。阿貢國家實驗室開發(fā)的一體化快堆設(shè)計稱可將全部鋼系元素回收、再循環(huán) 及燒掉。日本原子力研究所(JAERI)、動燃團(PNC)相電力中央研究所(CRIEPI)以及一些大 學正聯(lián)合進行一項 OMEGA 計劃(Options for Making Extra Gain from Actinides and Fission Products)。第一階段(19911996年)進行基礎(chǔ)研究與試驗，評價各種慨念及 開發(fā)所需技術(shù)；第二階段(19972000年)進行有關(guān)技術(shù)的工程驗證和(或)概念驗證。 2000年后建設(shè)中間試驗設(shè)施，示分離和嬗變技術(shù)。法國原子能委員會(包括下屬研究所)、法馬通和法國電力公

27、司聯(lián)合開展P-T技術(shù) 研究，其SPIN計劃的第一步研究PURETEX流程(到1995年)改善Pu回收率，Np的 回收達到80%，減少中放廢物的體積相放射性，第二步研究ACTITEX流程(到2010 年)，分離出Np、Am、Cm,用鳳凰快堆或加速器嬗變?yōu)槎虊勖怂?。俄羅斯在原子能部領(lǐng)導下，有鐳學研究所、庫爾恰圖夫研究所、物理化學研究所、 無機材料研究所、物理和動力工程研究所等單位在進行P-T技術(shù)的研究，對嬗變考慮 采用快堆或高能加速器。3.1.3 P-T技術(shù)的技術(shù)難度實現(xiàn)高放廢物的分離與嬗變，難度很大。P-T技術(shù)的關(guān)鍵步驟是分離。要分離的 關(guān)鍵核素是Np，Pu、Am和Cm。要求把99.9%以上的

28、Pu和Am, 把 98%以上的Np 和Cm從高放廢物中分離出來。237Np半衰期極長(2.14x106a)，產(chǎn)額很高，它還可以從 241Am、241Pu和241，245Cm衰變而來，所以是分離一嬗變首要考慮的核素。99Tc和129I 是高放廢物長期風險的重要貢獻者。一般，高放廢物的分離采取組分離或群分離。日本的OMEGA計劃把高放廢物成 份分為4組：鋼系/鑭系，鍶/銫，鉑系金屬，锝和其他。也有按嬗變的需要分為以 下5組：鋼系A(chǔ)組(Np，Am，U，Pu)，可在熱中子堆中焚燒；鋼系B組(Cm，Bk，Cf)，要在塊堆中焚燒；長壽命裂變產(chǎn)物(99Tc，129I)，可在熱中子堆中焚燒；中壽命裂變產(chǎn)物(9

29、0Sr，137Cs)，要用強流加速器轟擊散裂；其它。分離方法可分為濕法、干法兩大類。濕法包括萃取法和離子交換法，需要開發(fā)耐 輻照、分離效果好、二次廢物少的萃取利和離子交換劑以及先進的遠距離操作工藝流 程。干法有熔融法、高溫電解精煉、升華/揮發(fā)法、激光感應分離法等，這些工藝尚 不成熟，還在開發(fā)研究之中。日本電力中央研究所設(shè)計的流程如下：用微波加熱使高放廢液脫硝；用氯氣和碳還原氧化物并氯化，使氧化物轉(zhuǎn)變?yōu)槁然?；用液態(tài)Cd-Bi從熔融氯化物中還原萃取分離超鈾元素；電解精煉回收的超鈾元素。3.2嬗變嬗變是通過中子/質(zhì)子/光子人工核反應，使次鋼系元素(MA)和長壽命裂變產(chǎn)物 核素(LLFP )轉(zhuǎn)變成短

30、壽命核素或穩(wěn)定元素，降低或消除高放廢物的長期危害性，并利 用嬗變所釋放的能量。嬗變可以通過反應堆(熱中子堆或快中子堆)、加速器、加速器 驅(qū)動的次臨界裝置以及裂變一聚變混合裝置等多種途徑來實現(xiàn)。反應堆嬗變熱中子堆嬉變。要使鋼系元素嬉變，首先要俘獲中子，生成具有高裂變截面的 同位素，然后發(fā)生裂變反應，所以要求有中子注量率高的反應堆。常規(guī)輕水堆可燃燒钚，但不能嬉變MA。在常規(guī)輕水堆中，由于俘獲/裂變比大， 既使MA量增加，又使低原子量的MA轉(zhuǎn)變?yōu)楦咴恿康腗A。129I和99TC在輕水堆中可嬉變?yōu)榉€(wěn)定同位素i30Xe和i00Ru，但其中子俘獲截面很 小，嬉變效率很低。快堆嬉變。快堆中子譜硬，注量率高

31、，不僅能燃燒Pu，還可嬉變MA，是當前 可用于消耗钚和嬉變MA較成熟和現(xiàn)實的技術(shù)?？於延薪饘偃剂峡於押脱趸锶剂峡?堆，金屬燃料快堆的嬉變效率比氧化物燃料快堆高。人們早已使用快堆燒Pu，近年來正在試驗用快堆燒MA和99TC與1291，已取得較 好效果。在快堆增殖層加適當?shù)穆瘎?，可獲得超熱中子區(qū)，能比輕水堆更有效地娘 變 99Tc 和 1291。加速器嬗變10強流質(zhì)子加速器嬉變。強流質(zhì)子加速器產(chǎn)生的強流質(zhì)子轟擊重金屬(如W、Pb、 U等)，發(fā)生散裂反應，產(chǎn)生大量中子。當束流為250mA時，可產(chǎn)生1020中子/ (cm2S)， 可用來嬉變次鋼系元素。強流電子加速器嬉變。90Sr、137Cs的熱中

32、子反應截面太低。強流電子加速器引 起的韌致輻射，能發(fā)出Er10MeV的Y射線，可用此Y射線引發(fā)(y，n)反應，誘發(fā)光 致裂變(y，f)反應進行嬉變。用加速器驅(qū)動次臨界裝置(ADS)$ADS是中能強流質(zhì)子加速器與次臨界反應堆耦合的裝置。所以，ADS是利用反 應堆和加速器合作來完成嬉變。ADS主要包括三大部分：(圖2)。驅(qū)動器。可用作驅(qū)動器的加速器有兩類：直線型中能強流質(zhì)子加速器，體積 龐大(要幾百米長)，投資高；回旋型中能強流質(zhì)子加速器，體積小，投資較低，但 質(zhì)子能量和束流強度受限制多。散裂中子源。散裂中子源是中子產(chǎn)生器，可選用鉛、鎢、鉍、鉭、鈾等重金屬 作為靶材料。當驅(qū)動器發(fā)射過來的中能質(zhì)子束

33、打到這些重核上時，發(fā)生散裂反應，一 個質(zhì)子打上去，會產(chǎn)生十幾個到幾十個中子。次臨界反應堆。把次鋼系元素和長壽命裂變產(chǎn)物核素做成適當?shù)娜剂显b 在這個反應堆中進行嬉變，并把產(chǎn)生的能量傳輸出去利用。ADS嬉變有許多優(yōu)點，例如：(1)幾乎不產(chǎn)生新的和原子量更重的MA，嬉變 效率高；(2 )安全性好，加速器關(guān)閉，次臨界裝置就“熄火”，無臨界安全問題。ADS嬗變實現(xiàn)難度大，如中能強流質(zhì)子加速器的建造，加速器、散裂中子源和反應堆的接口，燃料元件的制造等，有許多難關(guān)需要攻克圖2.加速器驅(qū)動次臨界娘變示意圖聚變一裂變混合堆娘變聚變一裂變混合堆嬗變MA和LLFP還在概念設(shè)想階段。聚變一裂變混合堆的建 成還有

34、著長遠的路程。對于嬗變，根據(jù)現(xiàn)有的分析和計算，有以下認識：在輕水堆和快堆中“燒”钚和次鋼系元素(MA)是可能的，但輕水堆中嬗變MA， 以熱中子俘獲為主，產(chǎn)生新MA，嬗變效率很低。由于新產(chǎn)生的重MA的高毒性，使 多級嬗變很困難。钚在通常壓水堆連續(xù)循環(huán)，238Pu，240Pu，242Pu百分比增加，這些 钚的同位素都是中子吸收劑。裂變產(chǎn)物90Sr，137CS的嬗變要利用光子、質(zhì)子等核反應來進行，反應的幾率很 低，只有很長輻照時間和很高通量才能取得有意義的結(jié)果。99Tc、129I有適中的中子吸收截面，超熱中子嬗變有較好的效率?？於焰幼僊A的效率比輕水堆高，但MA進入快堆的量有限制(不能超過燃量 總量

35、的2.5%)。ADS嬗變MA幾乎不產(chǎn)生新的更重的MA，ADS嬗變能力比快堆高一個數(shù)量 級，但ADS需要中能強流質(zhì)子加速器與次臨界裝置的良好配合，要實現(xiàn)長期穩(wěn)定、 可靠的運行，難度高，耗資大。嬗變能夠減少次鋼系元素和長壽命裂變產(chǎn)物核素的數(shù)量，但不能完全消滅次鋼 系元素和長壽命裂變產(chǎn)物核素。嬗變可減少高放廢物地質(zhì)處置的負擔，但不能完全免 除高放廢物的地質(zhì)處置。嬗變的國際進展目前，世界上正在開發(fā)研究核嬉變技術(shù)一些國家如表3-1所示。美國洛斯阿拉莫斯國立實驗室(LANL)1989年提出的加速器驅(qū)動嬉變核廢物 (ATW)得到DOE支持，有阿貢實驗室、布魯克海紋實驗室、西屋公司等參加，國外 廣泛合作。AT

36、W計劃建一座1.6GeV，125mA直線質(zhì)子加速器(Pb-Bi靶)，可供注5 個焚燒靶室，可同時嬉變電功率10GW壓水堆所產(chǎn)生的廢物(包括Pu、MA和LLFP)， 并提供電功率4200MW。1999年由法國、意大利和西班牙等國組成的西歐技術(shù)工作小組提出了一個ADS 計劃，計劃建造一座100MW熱功率實驗堆，計劃2015年投入運行。該計劃從2001 年開始的頭12年投資9.8億歐元，另外，需要投資1.8億歐元研究ADS燃料。2013 年進入第二階段，建一個原型裝置。計劃2040年達到工業(yè)規(guī)模。中國實驗快堆(CEFR)正在中國原子能科學研究院建造，該堆熱功率65MW，電功 率20MW，最大熱中子通

37、量(3.23.7)x1015n/ (cm2S)，將為嬉變研究提供基礎(chǔ)條件。此 外，正在中國原子能科學研究院建造的中國先進研究堆(CARR)，熱功率60MW，最 大熱中子通量8x1014n/ (cm2s)，也將為嬉變研究提供條件。我國的ADS嬉變研究列 入國家重點基礎(chǔ)研究發(fā)展規(guī)劃，正由中國原子能科學研究院和中科院高能物理研究所 等單位合作開展物理和技術(shù)基礎(chǔ)研究。分離-嬉變的工業(yè)運行，存在許多難題需要解決，尚待時日，例如：嬉變要求的設(shè)備條件難度高，耗資大；分離一嬉變效率不高，需要多次嬉變一分離，才能達到要求；分離一嬉變過程會產(chǎn)生不少二次廢物，并且可能產(chǎn)生很多a廢物。表3-1目前世界上主要嬗變研究工

38、作國家主要研究活動國家主要研究活動美國ADS (洛斯阿拉 莫斯，ATW)快 堆(阿貢實驗室， 一體化快堆IFR)中國ADS (中國原子能科學研究院 等)快堆(中國 原子能科學研究院等)法國快堆(CEA，EDF，用鳳凰快堆試驗)俄羅斯快堆(BN-800) 加速器，ADS日本快堆(JNC)，ADS瑞士ADS瑞典ADS其他處置技術(shù)4.1高放廢物海床處置海床處置是將高放廢物投送到深海溝、海底沉積巖或沉積巖下的巖床中。這種處 置方法僅處于設(shè)想階段。海底處置是將高放廢物容器或乏燃料元件細棒放置在海洋選定區(qū)域的厚層粘土 沉積物或其下的基巖中。實際上，海底放射性廢物處置是一種隔離技術(shù)。這種技術(shù)利 用一組連續(xù)的

39、屏障隔絕放射性核素的釋出途逕，直到放射性核素衰變?yōu)闊o害的元素或 者以安全濃度緩慢向環(huán)境釋放為止。雖然有諸如固化介質(zhì)、容器外殼等屏障存在，但 基本的屏障還是環(huán)境地層和在容器整個封裝情況下的外圍封閉材料。海底處置的優(yōu)點是：廢物庫與海水之間的水力梯度為0。當廢物由基巖釋出時， 沉積層有滯留的能力；不受海面風暴和漁業(yè)工作的影響；可利用大量海水來稀釋任何 釋出的廢物。然而，其不足之處是缺少對海洋底板的了解。如果未來的探測技術(shù)能證 實海洋底板的理論，即穩(wěn)定的深水區(qū)屬于地球地球物理特性最穩(wěn)定處，則這里有可能 達到長期隔離廢物的要求。另外，還有運輸和準確放置廢物的困難、通過海水傳遞廢 物釋出的危險、通過海洋生

40、物累積放射性核素的可能性，以及國際政治上的未知因素。4.2高放廢物宇宙處置宇宙處置是將高放廢物送往別的星球或外層空間。其設(shè)想是將單獨分離出來的鋼 系和超鈾元素廢物通過火箭運送出地球，或是進入恒星、太陽或地球的軌道，或是離 開太陽系。并認為前者有運行控制和軌道穩(wěn)定度不固定的否決因素，然后一種方案， 按目前技術(shù)可以做到，因此是最佳選擇。對那些分離余下的短壽期裂變產(chǎn)物則按一般 方法處理。這種處置的優(yōu)點是可以從地球上完全消除的廢物，因而可以避免自然或人為故障 造成可能向環(huán)境釋出。其最大的困難是要承擔國際上的譴責。另外，如果發(fā)射發(fā)生事 故，導致包裝件因強烈沖擊而解體，則公眾將受到難以接受的風險。4.3高

41、放廢物極地冰層處置冰層處置是將高放廢物安置于近極地的厚冰層中，利用放射性衰變熱使冰層融化 而沉到基巖上。有人提出可將高放廢物安全地處置在格陵蘭和南極洲的大面積冰層中。這種方法 又稱為冰帽法，其優(yōu)點是：這里距離地球的居民區(qū)遙遠；廢物貯罐借助于本身的熱釋 放融穿冰層而自我埋藏，方法簡便。此項設(shè)想由于需要在極地極端惡劣的寒冷氣候下 進行劇毒物品的常規(guī)操作，而有明顯的實際困難；從地質(zhì)意義上說，冰帽有極易變化 的特點；另外，對在冰帽底下可能供將來廢物最后停留的位置的情況知道得很少，有 時冰層是會與液態(tài)的水層一起流動的；當然，即使移動非常緩慢，冰塊也會有力地研 磨巖石。這里處置的高放廢物應當是固態(tài)的，并應

42、裝進可耐久的密封貯罐中。將這種貯罐 放在淺的鉆孔任其熔化向下沉到冰層的底部，或在冰層之的某一特定深度。在貯罐下 沉時，融化了的冰又會凍結(jié)，于是便把廢物封閉在冰層。也可以在冰層表面上采用貯 存裝置把廢物安全的貯存起來。后一種方法的優(yōu)點除了位置遙遠和隔離大陸外還易于 監(jiān)督。無論是從道義上或從費用上考慮，都會認為這種方法似乎太不合適。此外，冰帽 處置有幾個缺點：首先，廢物中仍含有需要長期貯存的鋼系元素，例如，若239PU的 原始濃度是飲水中允許濃度的106倍，不考慮其不溶性、稀釋或吸附，則需要的隔離 期為五十萬年，到時該冰塊可能已不復存在；其次，即使鋼系元素能予去除，尚遺留 有地域問題是在陸地一冰塊

43、界面間的可觀發(fā)熱量(因而增進了冰的融化)，即使廢物產(chǎn) 生的熱量與地熱梯度增溫值相比，僅占很小部分(1%)，也達到63kW/km2。以美國埋 藏已暫存10a的廢物而論，如果把生成的熱負荷積累并擴展在南極洲上，到2025年將 達到106km2，即預計存在期超過10000年的冰只有該面積的25%。最后，在南極洲 的運輸和操作條件均是困難而危險的，更何況目前南極區(qū)是受國際條約保護的無放射 性廢物區(qū)。五.各國處置方法比較13盡管國際上傾向于高放廢物的地質(zhì)處置方法，但是是直接進行地質(zhì)處置還是后處 理后進行地質(zhì)處置，甚至經(jīng)過后處理并經(jīng)過嬗變之后再進行地質(zhì)處置，各個國家的認 識不盡相同,如瑞典、美國、加拿大、

44、芬蘭、西班牙等擬采用直接處置的方法，法國、 英國、俄羅斯、日本等擬采用后處理后再處置的方法，法國、英國、俄羅斯已建有后 處理廠，日本計劃在2005年建成后處理廠，目前日本、瑞士、比利時、荷蘭和德國的 部分核燃料送到法國或英國的后處理廠進行處理。另外，由于鈾的國際價格的下降，使得后處理廠在經(jīng)濟上不合算，目前歐洲傾向于 放棄后處理采用直接處置的方法。表5-1給出的是這幾種方法的詳細比較。表5-1幾種方法的比較處置方法優(yōu)肖a .曜岸處置蝴步勤患寐砌的罹她小 瞬術(shù)明解 翱對玨融格具螂楠性 將莉m蹣腿 麒盛娜可魅小Si有解枷懿在融中郵利脂低且炯分內(nèi)在能髓誠腫 需艮麗期裂蝴質(zhì)在令.后根長祖祁臨在她中后姍薜

45、布 黜質(zhì)處醒 業(yè)置時的段挫怫&融反應舸剎利月 斜了魅集的需要融了融中ih硼量就翻賜撇璞撼豚長航顧浦冊毓忖宜麒置歡多械理步熟.加了耿的劑量幅蛹颶麴翹多，雌毓帽的廢娜觀常加了娜后處理及歐相系蜥用翊幃壽命收箱麗融長獅可靴的大小眾多楸理步驟熟了耿航懂和翰州險翻類慢,噬埴訛置瓣棚枇勖了技材酬險餉娜蹣腳關(guān)于核廢物的地質(zhì)處置，目前也提出了多種處置形式,相關(guān)方面的比較在表5-2給出。經(jīng)典的方法,即基于KBS-3的方法，將廢物玻璃固化后裝入包裝容器中，放入地 下500m左右的處置庫的豎井中，容器周圍用高壓實膨潤土充填。瑞典、加拿大、芬蘭 擬采用這種處置方法；VLH方法(Very Long Holes),與KBS

46、-3方法類似,只是建設(shè)期與運行期的安全 性不易保證。廢物被封閉在幾條平行的幾公里長的平桐中，處置深度400700 m;WP-Cave方法，是瑞典提出的方法，其主要問題是無法保證長期安全性。其最 大特點是不充分依賴于周圍巖石，廢物被緊密地封閉在由厚膨潤土包圍的有限的巖石 體積中，利用工程限制地下水進入處置區(qū)；VDH方法(Very Deep Holes),即將高放廢物直接處置在地下幾千米深度，其具 體處置方法有兩種：一是俄羅斯準備采用的方法，即通過加壓將高放廢液直接注入地 下幾千米為黏土包圍的砂巖中。這種方法的合理性俄羅斯正在研究，他們已經(jīng)在450 m 的深度上做了大量的注入工作。二是瑞典設(shè)計的處

47、置概念,即在幾千米的深井中，將廢 物固化體及其包裝間隔放在由膨潤土包圍的深井中，地下1 500 m之上自上至下分別 放置混凝土、瀝青及膨潤土，1 500 m以下處置廢物，這種處置方法其優(yōu)點很多，但花費 太大且深部鉆井難度很大。表5-2幾種地質(zhì)處置方法的比較VLHWP-GA VEVDII將英拒轉(zhuǎn)嫁給1、一代環(huán)境要求+安全要求帽射防護要火保T向題+花費1）= ”表示f j KBS3樣滿足要求力+ 表示性能忱于KBS3.“一 表忤一育巨不蟲U KBS-3n六高放廢物處置的發(fā)展前景126.1高放廢物處置的國際現(xiàn)狀如前所述，高放廢物安全處置是難度大、耗資多的系統(tǒng)工程。高放廢物處置技術(shù) 的研究開發(fā)，在一些

48、先進核工業(yè)國家已有二、三十年歷史，但步履艱難，進展遲緩。地質(zhì)處置的現(xiàn)狀及進展至今，世界上還沒有一個國家建成高放廢物地質(zhì)處置庫。國際高放廢物處置進展 遲緩，原因很多，主要因為：（1）乏燃料應該被當作資源還是當作廢物有爭論；（2） 高放廢物處置庫選址條件高，場址難找；（3）高放廢物處置費用大，技術(shù)難度高， 資源不足；（4）公眾對處置安全性的認同和社會/政治阻力。美國最早篩選出了花崗巖、鹽巖、凝灰?guī)r三個候選場址。經(jīng)過大量地質(zhì)鉆探和評 價工作，選定尤卡山（Yucca）凝灰?guī)r場址，原計劃1998年建成。實際上，經(jīng)過非常艱 辛的努力，到2002年5月和7月才分別為布什總統(tǒng)和參議院批準計劃。從建造到運 行，

49、前面的道路還十分坎坷和艱巨。美國預期投資437億美元建成這個高放廢物處置 庫，在那里處置9000t國防高放廢物和8.5萬t乏燃料元件。但是，隨著尤卡山處置庫 計劃的許可申請的撤銷，尤卡山處置庫計劃正式終止。德國是世界上另一個高放廢物處置研究走在前面的國家。它擬在高萊本（Gorleben） 鹽層（8401200m深度）處置高放廢物和低中放廢物。花了近二十年時間，打出了兩座 豎井，八條水平巷道和幾百個鉆孔，耗資幾十億馬克，但現(xiàn)在被否決了。其他許多國 家的高放廢物地質(zhì)處置，還處在規(guī)劃或篩選場址初級階段。嬗變研究發(fā)展及前景高放廢物的處置關(guān)系到核能的發(fā)展和環(huán)境保護，分離與嬉變作為高放廢物處置的可能途徑之

50、一，在世界上已有近30年的研究發(fā)展歷史，目前越來越受人們的關(guān)注。前景展望：我國核能利用已經(jīng)起步，隨著國民經(jīng)濟的發(fā)展，對能源的需求量將迅 速增加，因此，核能的發(fā)展勢在必行，隨之而來的高放廢物處置問題也將會日益突出。 可見，現(xiàn)在開始進行高放廢物的分離嬗變研究，未雨綢繆，對我國的環(huán)境保護和核能 的進一步發(fā)展具有重要意義。我國在分離與嬗變研究方面已有一定的基礎(chǔ)。例如：清華大學核研院在鋼系元素 的分離方面取得具有國際先進水平的研究成果；中科院等離子體物理所在混合堆嬗變 高放廢物研究方面具有一定特色，通過國際交流，引起了國外同行關(guān)注；我國在加速 器研究方面具有國際水平，開展加速器驅(qū)動的嬗變系統(tǒng)研究，從技術(shù)

51、力量講，是可行 的。其它方面進展美國WIPP已經(jīng)建成運行美國在新墨西哥州的卡爾斯巴德建造了一個超鈾廢物隔離試驗設(shè)施(WIPP，Waste Isolation Pilot Plant)，1988年建成。選址和建造花費20年時間，建設(shè)投資20多億美 元，1999年3月正式投入使用。WIPP屬于深地質(zhì)處理庫，處置容量17.6萬m3，但 它只處理DOE軍工超鈾廢物，所含的主要核素是钚，不處置高放廢物。美國尤卡山處置庫建設(shè)，但年前計劃遭終止。芬蘭獲準建乏燃料處置庫2001年5月，國會批準了場址。在該場址開始建造ONKALO地下實驗室，預計 2010年完成，計劃2012年開始在奧爾基洛托建造高放廢物乏燃料

52、處置庫。法國研究長壽命廢物處置決策。高放廢物處置國際合作交流高放廢物安全處置是一項艱巨的任務，依靠一個國家的條件和力量是很難完成 的。IAEA把它選為支持的重點，鼓勵開展合作研究。歐共體國家組織了對花崗巖、 巖鹽、黏土三類地質(zhì)介質(zhì)處置的合作研究。許多國家的地下實驗室和自然類比研究也 都進行著廣泛的合作。IAEA、EU和ICRP等國際組織舉辦了許多高放廢物處置國際 論壇和會議，編制了許多技術(shù)報告和導則。盡管高放廢物地質(zhì)處置技術(shù)是可行的，安全上是有保證的，但許多人仍持懷疑態(tài) 度，一些國家的選址和申請建造許可證的阻力重重。另外，許多有核電國家根本不具 備建庫的條件，因此，有人提出了建設(shè)國際高放廢物處

53、置庫，但這個建議實現(xiàn)的難度 很大。6.2中國高放廢物地質(zhì)處置研究進展如何安全處置高放廢物是核工業(yè)可持續(xù)發(fā)展面臨的挑戰(zhàn)性問題。我國的高放廢物 深地質(zhì)處置研究從1985年開始，提出的計劃目標是：于21世紀中葉建成我國高放廢 物地質(zhì)處置庫，處置的對象是玻璃固化塊、超鈾廢物和部分乏燃料，處置庫為豎井一 坑道型，候選圍巖為花崗巖，位于飽和帶中。在19852004的20a中，我國高放廢物 地質(zhì)處置研究取得了進展，已確定我國高放廢物最終處置走“深地質(zhì)處置”，并且是 “三步曲”式的技術(shù)路線，即處置庫選址和場址評價一地下實驗室一處置庫。經(jīng)過全國篩選對比，已初步選定北山地區(qū)為重點預選區(qū)，該區(qū)地處戈壁，地殼結(jié) 構(gòu)完

54、整，地殼穩(wěn)定，人煙稀少，地質(zhì)條件和水文地質(zhì)條件均有利。20世紀90年代初期，開展了地下實驗室的選址工作，初步選擇了郊區(qū)2處地點 為我國高放廢物地質(zhì)處置“普通地下實驗室”的場址。已確定使用膨潤土作為處置庫 的回填材料，并初步確定高廟子膨潤土為我國高放廢物處置庫的首選緩沖回填材料。 對膨潤土的礦物學、巖土力學、物理力學性質(zhì)和熱學性質(zhì)進行了研究。高放廢物中的關(guān)鍵核素的化學行為研究也取得進展。花崗巖接觸帶核素遷移、鈾 礦床中超鈾元素遷移、青銅器腐蝕等天然類比研究取得了成果。還開展了高放廢物地 質(zhì)處置系統(tǒng)總性能評價源項和生物圈模式的調(diào)研。我國著名核電專家、中國科學院院士自強透露，我國高放廢物地質(zhì)處理研究

55、的總 目標是在我國領(lǐng)土選擇地址穩(wěn)定、社會經(jīng)濟環(huán)境適宜的場址，并計劃于2020年左右 建成高放廢物處置地下實驗室，2050年以后建成高放廢物處置庫。6.3高放廢物和a廢物的處理、處置任重道遠這方面情況可歸納如下要點：（1）目前世界上乏燃料年產(chǎn)生量約1萬t，后處理的乏燃料占1/31/2。（2）乏燃料后處理目前興趣減弱，擴大貯存（密存或新建貯存設(shè)施）能力，直接處置 （一次通過式）更多被關(guān)心和研究。里約熱盧環(huán)境發(fā)展大會重申了不得浪費自然資源， 法國等國認為不應把乏燃料元件當作廢物處置。（3）高放廢液中分離鋼系元素和長壽命裂片元素進行嬗變的研究又受重視（表6-1）。 分離嬗變需要開發(fā)分離、制靶、制元件、

56、發(fā)展快堆或高通量堆、高能加速器等，任務 非常艱巨，需要長時間開發(fā)研究。分離嬗變是一種減少地質(zhì)處置輔助手段，但不是完 全取代地質(zhì)處置的方法。它可以減輕高放廢物處置負擔，促進資源完全利用。（4）高放廢物（包括a廢物）最終處置，難度大，為期還較遠，目前進展較快的有二 個：美國WIPP廢物隔離原型設(shè)施（新墨西哥州），耗資5億美元，用來驗證超鈾廢 物處置，已投入運行；美國尤卡山(華達)凝灰?guī)r場址選定處置高放廢物和乏燃料元件。地下實驗室的建設(shè)和研究活動正在積極展開。6.4我國高放廢物處置發(fā)展目標我國高放廢物地質(zhì)處置研究的總目標是在我國領(lǐng)土選擇地質(zhì)穩(wěn)定、社會經(jīng)濟環(huán)境 適宜的場址，在本世紀中葉建成高放廢物地質(zhì)處置庫，通過工程屏障和地質(zhì)屏障的包 容、阻滯，保障國土環(huán)境和公眾健康長時間不會受到高放廢物的不可接受的危害。研究開發(fā)和處置庫工程建設(shè)包括三個階段：試驗室研究開發(fā)和處置庫選址階段 (2006-2020)、地下試驗階段(20212040)、原型處置庫驗證與處置庫建設(shè)階段 (2041本世紀中葉)。各