MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTES IN CHINA

The policy and principles on management of radioactive wastes are stipulated.Cement solidification and bituminization unit has come into trial run. Solid radioactive waste is stored in tentative storage vault built in each of nuclear faCilities. Seventeen storages associated with applications of nuclear technology and radioisotopes have been built for provinces. Disposal of low and intermediate level radioactive wastes pursues the policy of 'regional disposal'. Four repositories have been planned to be built in northwest, southwest, south and east China respectively. A program for treatment and disposal of high level radioactive waste has been made.

高放废物处置库二维轴对称温度场模型构建及应用研究

高放废物处置库温度场长期演化特征是处置库缓冲层安全性能评估和设计、处置容器空间优化布局的重要依据之一。建立了处置单元二维轴对称双层热分析模型,以揭示处置库多重屏障系统近场温度演化规律。对传热控制方程应用拉普拉斯和有限傅里叶正弦变换,得到缓冲层和围岩层温度的拉普拉斯域解,借助Crump方法对拉普拉斯域解进行数值反演获得对应的时域解;通过与线热源解和数值解的对比验证了模型的正确性,分析了处置单元近场多屏障系统温度场的时空分布特征,探讨了不同参数对缓冲层峰值温度的影响;借助模型半解析解确定最小处置容器间距以及对原位试验结果进行预测。结果表明:①与线热源解相比,模型半解析解可以更准确地模拟缓冲层温度变化;②当处置隧道间距超过40m时,其对缓冲层峰值温度影响较小;③在处置隧道间距取40m时,最小处置容器间距为7.7m;④模型半解析解可以较好地预测原位试验结果。

中国稀土废渣时空分布与区域处置策略研究

稀土资源开发利用过程产生的部分废渣属于伴生放射性固体废物,安全、有效处置该类废渣是当前稀土行业发展亟待解决的问题。采用调研分析方法,按照稀土类型及来源,对稀土采选过程产生废渣的种类、产率、产量和放射性核素活度水平分别进行了统计,结合稀土行业发展规划,初步估算了典型省(自治区)的稀土废渣存量和增量;梳理了当前稀土伴生放射性废渣处理处置现状及存在的问题,提出了区域填埋处置策略;建议全国实行7+x形式,参照内蒙古自治区包头市的处置形式,建设稀土废渣库,集中收集处置本省(自治区)的稀土伴生放射性废渣。基于废渣存量及增量估算,本研究给出了各省(自治区)稀土废渣处置规模建议。

低、中水平放射性废物岩洞型处置库充填材料的作用和功能研究

充填材料是低、中水平放射性废物岩洞处置库的重要工程屏障之一,明确其在处置库中的作用和功能是进行充填材料选择的前提和基础。本文通过调研国际上处置库所用充填材料,分析充填材料在处置库的作用和功能,提出了低、中水平放射性废物岩洞型处置库充填材料的选取原则。

世界高放废物地质处置库选址研究概况及国内进展

高放废物是核能事业发展的必然产物。它的安全处置是核能事业持续发展的前提 ,已受到世界各国的高度重视。文中阐述了高放废物深地质处置的一般概念。同时重点介绍了世界上一些国家处置库选址研究的主要内容和研究进展 ,例如 ,美国把处置库建造过程分为场地推荐、场地的特征评价、处置库场地的选择和批准、领取场地执照和处置库建造设计的审批、处置库的建造 5个阶段 ;德国的选址研究工作包括地电和地热研究 ,重力、地震、地球化学、水文地质、同位素地球化学及微生物研究等 ;瑞典在花岗岩中建成了地下实验室 ,并制定了实验室的总体研究目标等等。另外也介绍了中国在甘肃省北山进行的高放废物地质处置库选址工作的情况 ,研究表明北山地区为一地壳稳定区 ,也是地下水贫水区且地下水流速缓慢 ,有利于处置库的建造 ,进一步的地面地质、水文地质勘察工作及钻探工程工作正在进行中。伴随着这些工作的完成 ,中国将大大缩短在高放废物地质处置研究方面与发达国家的距离。

高放废物处置库芨芨槽预选场址深部地下水同位素研究

深地质处置是目前国际上普遍接受的高放废物安全处置方案。对于这种方案而言,安全处置高放废物的前提是选择适宜的场址,而场址的适宜性在很大程度上取决于其水文地质条件。高放废物处置库场址需要低渗透岩体作为处置库围岩,对于低渗透岩体而言,经典和传统的水文地质研究方法受到了很大的限制,而同位素技术与其他水文地质方法结合时,却能发挥出良好的作用。本文以目前我国高放废物处置库预选场址之一的芨芨槽场址为例,重点讨论了同位素方法在花岗岩体场址水文地质研究中的应用。根据钻孔不同深度的地下水环境同位素（δD、δ~18O、3~H和14~C）组成特征,结合场址水文地质条件,识别了区内地下水的来源,揭示了控制地下水运移交替速率的主要因素。结果表明,该区深部地下水14~C年龄高达8000a左右,说明其交替、运移十分缓慢,但同时也含有少量的氚,说明地下水以侧向补给的＂老水＂为主,接受当地大气降水入渗补给的＂新水＂所占比例很小。此外,通过地下水14~C年龄与取样段岩芯采取率的对比,认识到对于区内的花岗岩体而言,决定地下水交替、运移速率的主要因素是裂隙的发育程度,而不是深度。

高放废物深地质处置及国内研究进展

核能在产生电力造福社会的同时 ,也留下了放射性废物。我们有责任对这些废物实施安全和正确的管理。本文阐述了高放废物深地质处置的一般概念及处置库选址研究中的若干问题 。

CFC在中国高放废物处置库预选区地下水研究中的应用

本文介绍了地下水测年的CFC方法及其原理,并将这种方法实际应用于我国高放废物处置库预选区--甘肃北山地区的水文地质研究,结果表明,研究区内沟谷洼地浅部地下水的CFC年龄在15～26 a,基岩裂隙浅部地下水多为不含CFC的老水与含CFC的新水的混合水.在描述了确定混合比方法的基础上,根据样品CFC含量计算了研究区地下水的混合比.与氚相比,CFC是目前年轻地下水测年更好的工具,具有更多的优越性.

高放废物处置库预选场地水文地球化学模拟

阐明了研究区水文地质条件及地下水化学特征;通过水文地球化学计算,研究了地下水与固相间的反应趋势;模拟了地下水垂向流动过程中发生的水岩作用;进而从水文地球化学角度对预选场地高放废物地质处置的适宜性作出初步评价。

高放废物处置库甘肃北山预选区地下水位动态特征

阐明了甘肃北山预选区地下水位动态特征及其与当地大气降水的关系,并对其动态类型进行了剖析,由此得出北山地区地下水源自当地大气降水补给的认识。为处置库预选区场址评价提供了水文地质依据。

高放废物处置库甘肃北山预选区综合水文地质研究

在野外水文地质调查基础上,开展了北山地区地下水系统特征、岩体渗透性能、地下水动态、水文地球化学、地下水同位素、地下水CFC以及地下水流场模拟等综合性水文地质研究。依据大量资料的科学分析,综合论述了研究区水文地质条件、地下水循环交替特征、地下水化学特征和动力学特征,并对北山地区作为高放废物处置库场址预选区的适宜性进行了评价。通过这些工作,不仅为我国高放废物地质处置库选址建立了系统的水文地质研究和评价方法,也为在该区筛选最适宜的高放废物处置库场址提供了重要的水文地质依据。

低中放固体废物处置场选址规划环境影响评价方法研究

建造低、中水平放射性固体废物处置场,对低中放废物进行安全处置是降低低中放废物管理的环境风险、减少对环境和公众影响的必要途径。而对全国低中固体废物处置场进行选址规划有利于合理布置处置场、合理利用资源以及减少对公众和环境的影响。为了减少规划实施后可能对环境产生的影响,需要对《我国低中水平放射性固体废物处置场所选址规划》进行环境影响评价。本文对如何开展这类规划的环境影响评价进行了探讨。

中国高放废物处置库选址中灵敏地质特征的初步确认

本文首先根据中国、瑞士和日本 3国高放废物处置概念的相似性 ,建立中国第一个处置库系统性能评价模型 ;然后通过对 9个地质变量在 8个事件中的灵敏度分析 ,初步确认出 3个灵敏地质特征。

高放废物处置库选址中低渗透介质地质研究的几个问题

低渗透介质是阻碍有害物质在地下迁移良好的天然屏障 ,因此成为高放废物处置库围岩类型的首选。本文通过对高放废物处置库选址中地质研究的回顾 ,阐述了低渗透介质地质研究的特点 ,对地质参数测定、取样、水流模拟、地球化学模拟进行了重点介绍。

高放废物处置库新疆阿奇山预选地段区域水文地质特征

新疆阿奇山地区是我国高放废物处置库预选地段之一。在野外调查、样品采集和测试的基础上,讨论了该地段区域水文地质特征,结果表明,阿奇山地段地下水可划分为松散岩类孔隙水、碎屑岩类裂隙孔隙水和基岩裂隙水3种类型,其单井涌水量一般<10m^3/d,属于典型的低含水介质;区域地下水流向为自南东流向北西;位于吐鲁番盆地的艾丁湖一带为阿奇山地段地下水的最终排泄区。

缓冲层热—湿—力耦合作用研究简介

介绍了高放射性废物深地质处置库热—湿—力耦合作用，着重给出了国际高压实缓冲层热—湿—力耦合作用的研究进展，指出与高放射性废物处置库有关的热—湿—力耦合过程研究是核废物地质处置提出的新课题，涉及多学科。

放射性废物浅埋处置库顶盖试验研究

顶盖是低中放废物近地表处置库的重要防护屏障,对放射性废物处置库的长期安全性起着重要作用。以一拟建放射性废物浅埋处置库为例,结合当地自然特征及地质条件,采用地质类比结合试验的途径来研究顶盖的功能和实用性。通过对顶盖表面植被层、隔水层的岩性分析,进行抗自然营力侵蚀,以及岩石力学性质、水理性质、渗透性能等方面的试验研究。试验结果表明,顶盖表面植被层采用天然的砂砾石层,隔水层采用黏土砾石层等可使顶盖结构简单、库容增加,且造价降低;还可使强度、稳定性和防护性能得到明显提高。

高放废物处置库野马泉预选场址地下水放射性同位素特征

甘肃北山野马泉地区是我国高放废物处置库预选场址之一。文章阐述高放废物处置库天然类比研究的主要内容,并阐述类比研究中涉及的地球化学问题。以野马泉岩体为例,研究地下水铀、钍含量及放射性特征、铀同位素特征。初步认为,在当地的地质、水文地质等环境条件下,铀的迁移能力有限,迁移距离较小。这一认识为预选场址评价提供了重要的信息和依据。

高放废物处置库新疆阿奇山预选地段地下水同位素研究

本文以我国高放废物处置库预选地段之一的新疆阿奇山地段为例,在野外调查、样品测试基础上,重点讨论了该地段地下水同位素特征及其水文地质意义,并结合地段水文地质条件,识别研究区内地下水的来源及其交替能力。结果表明,阿奇山地区地下水主要源自当地大气降水入渗补给,深部地下水交替能力明显弱于浅部地下水。

入渗情景下^(239)Pu在非饱和介质中迁移的数值预测

针对我国西北某放射性废物处置库选址研究,应用HYDRUS-1D程序,对入渗情景下239Pu在非饱和带的迁移趋势及其对地下水的潜在污染进行了数值预测和灵敏度分析。结果表明:在场地条件下溶解态239Pu迁移不会污染地下水,核素通过地下水途径迁移不会对生物圈产生不可接受的影响;对以吸附作用为延迟机制的放射性核素迁移,分配系数Kd的量度是关键性的。