徐國慶

（核工業(yè)北京地質研究院，中核高放廢物地質處置評價技術重點實驗室，北京100029）

國際高放廢物處置研發(fā)工作在花崗巖地區(qū)的進展（續(xù)）

徐國慶

（核工業(yè)北京地質研究院，中核高放廢物地質處置評價技術重點實驗室，北京100029）

俄羅斯想通過對比研究這三個預選場址，選出一個生態(tài)安全的高放廢物處置庫。因此，目前俄羅斯在花崗巖地區(qū)還處于選址階段，但它已對未來的處置庫進行了概念設計（圖7）［10］。

由圖7可見，俄羅斯高放廢物處置庫的概念設計具有如下一些特點：1）地下實驗室設計與處置庫設計融為一體，前者是后者的有機組成部分，并把前者視為特定場址地下實驗室，這比法國先有Bure地下實驗室，后再由地下實驗室擴建成Cigéo候選處置庫的設計方案更向前走了一步［11］；2）處置庫不僅處置高放廢物（在處置工程底部），同時還處置退役廢物（在處置工程上部）和低中放廢物（在處置工程中部），這種具有多目的性處置庫與德國早期設想的候選處置庫（Gorleben）相似，因為德國當時也想在這種類型的處置庫處置各級廢物［12］；3）俄羅斯處置庫工程的結構設計與瑞典的KBS-3工程結構設計極為相似。

2.2.4 瑞士

目前，瑞士有5座核電反應堆，分布在瑞士北部地區(qū)，裝機總容量為3 252 MWe，其發(fā)電量占全國總發(fā)電量的40%，但瑞士政府計劃于2034年關閉最后一座核電站。

瑞士有2個地下實驗室，1個在北部，叫Mont Terri，巖性是Opalinus黏土巖；另一個在南部，叫Grimsel Test Site，巖性是花崗巖。其中對Opalinus黏土巖已于2004年請國際同行專家評審團進行過處置庫關閉后輻射安全的評價工作［13］。

瑞士一部分乏燃料送往英國、法國進行后處理，但大部分未經后處理的乏燃料留在了國內。據2002年瑞士國家放射性廢物處置聯合體（Nagra）估算，如從2002年算起，核電站繼續(xù)運行60a的話，那時高放廢物量將為：1）乏燃料：有2 065個廢物罐（3 217 t原始重金屬UO2和MOX）；2）高放廢物玻璃固化體：有730個廢物罐（來自1 195 t乏燃料的后處理）；3）長壽命中放廢物：有1 680～1 880個不同類型的廢物桶（來自法國的COGEMA和英國的BNFL后處理廠）。

瑞士高放廢物處置庫（圖8）［14］的設計深度為650 m，其工程結構與瑞典的KBS-3相似。該處置庫不僅處置高放廢物和乏燃料，同時也處置長壽命中放廢物。它的特定場址地下實驗室的設計與處置庫的設計在空間上融為一體。

2.2.5 瑞典

瑞典現有核電發(fā)電機組10臺。2011年，核電占全國總發(fā)電量的39%，但在2006年，核電卻占總發(fā)電量的46．3%（當時Barseb?ck核電站的2臺發(fā)電機組還未退役，所以那時瑞典共有發(fā)電機組12臺）［15］。

圖6 俄羅斯高放廢物處置庫場址預選區(qū)—Nizhnekansk花崗巖雜巖體Fig.6Russian candidate area of high-level radioactive waste repository sites—Nizhnekansk granite complex pluton

圖7 俄羅斯處置庫概念設計略圖Fig.7Sketch map of conceptual design of Russian repository

瑞典欲在KBS-3中處置的高放廢物是由2部分組成：一部分是已貯存在中央暫存設施Clab中12個核電站的乏燃料；另一部分是從2012年到各核電站退役時（1座核電站最晚的退役時間為2 045年）所產生的乏燃料，這樣將共計11 103 tU/HM。

關于瑞典的選址的進展情況以及場址的地質概況，請見參考文獻［16］。

KBS-3的處置方案和處置模式（圖9和10）包括水平處置與垂直處置，不過目前對垂直處置模式研究程度要比水平處置模式略高［17］。

瑞典核燃料和廢物管理公司（SKB）于2009年推薦Forsmark為處置庫場址，2011年提交建造處置庫段申請，計劃2015年建造處置庫，2020年以后處置庫運行。2012年雖經過OECD-NEA國際同行專家評審團的評審，現在正在做補充工作，完善Formark處置庫關閉后的安全評價報告。圖11為Forsmark處置庫的深部工程設計略圖［18］。

在捷克、英國、西班牙和立陶宛等國的未來處置庫概念設計中，其入口工程的設計與瑞典KBS-3的處置方案相似（圖12～14）［19-21］。

瑞典除對Forsmark場址研究外，還開展對Stripa和?sp?兩個地下實驗室的研究工作，特別是?sp?地下實驗室的研究工作，它在驗證KBS-3處置方案的可行性方面起了關鍵性作用。它是國外在花崗巖中取得突出研究成效的、為世人所熟知的地下實驗室之一。

圖8 瑞士處置庫的概念設計圖Fig.8Conceptual design of Swiss repository

圖9 KBS-3乏燃料處置方案Fig.9KBS-3 disposal option of spent fuel

圖10 瑞典KBS-3乏燃料處置模式Fig.10KBS-3 disposal model of spent fuel

另外，要特別指出的是，瑞典在自愿選址方面工作做得很好，在當地政府和人民的大力支持下，很快完成了Forsmak場址的確認工作，并進入申請建造處置庫階段。

圖11 Forsmark處置庫地下功能區(qū)（入口工程、中央區(qū)和處置區(qū)）的分布略圖Fig.11Sketch map showing the distribution of the function areas（entrance engineering，centerarea and disposal zone）in the subsurface area of Forsmark repository

圖122011 年捷克高放廢物處置庫的初步設計Fig.12Conceptual design of repository in Czech Republic in 2011

2.2.6 芬蘭

芬蘭有2個核電站，共有4個反應堆（2個沸水堆、2個壓水堆），第5個反應堆（壓水堆）正在籌建中［22］。芬蘭核電占全國總發(fā)電量的25%。

2012年芬蘭的乏燃料量估算為9 500 tU，合4 500個廢物罐［23］。

圖13 英國處置庫概念設計Fig.13Conceptual design of repository proposed by England

圖14 西班牙處置庫的概念設計Fig.14Conceptual design of Spanish repository

芬蘭對已選定的Olkiluoto處置庫場址經歷如下的研究過程：1977年，可行性研究；1983年，政府制定研究進程和目標；2000年，場址確認；2001年，Olkiluoto附近的Onkalo詳細特性評價地下實驗室開工；2012年，申請建造Olkiluoto處置庫執(zhí)照；2018年，申請?zhí)幹脦爝\行執(zhí)照；2020年，處置庫運行［6］。

按此計劃，芬蘭可能會先于瑞典建成處置庫。

芬蘭的結晶基巖是前寒武紀芬諾斯堪的亞地盾的一部分，成巖年齡為1 930～1 800 Ma，這比我國甘肅北山地區(qū)大部分混合巖化成因花崗巖類巖石的成巖年齡（一般為200～300 Ma）要早得多。Olkiluoto場址有兩類巖石：一類是高級變質巖（包括各種混合巖化片麻巖、云英閃長巖-花崗閃長巖-花崗質片麻巖（即圖15中的TGG片麻巖）、云母片麻巖、石英片麻巖和鎂鐵質片麻巖）；另一類是巖漿巖（包括偉晶花崗巖和輝綠巖脈）。該場址的構造與巖性分布情況如圖15所示［23］。

圖15 Olkiluoto島的基巖地表地質圖（示巖性和斷裂帶）Fig.15Surface bedrock map showing the lithology and fracture zone on Olkiluoto island

圖16 Olkiluoto處置庫場址的地表景觀Fig.16Surface landscape at Olkiluoto repository site

圖16為Olkiluoto處置庫場址的地表景觀［24］。圖17為詳細特性評價地下實驗室與Olkiluoto處置庫的概念設計。這個設計把兩個主要工程很好地融合在一起，實現共享［23］。

圖17 Onkalo詳細特性評價地下實驗室與Olkiluoto處置庫的概念設計Fig.17Conceptual design of Onkalo detailed characterization research laboratory and Olkiluoto repository

2.2.7 加拿大

加拿大有5座核電站、18座反應堆，其發(fā)電量占全國總發(fā)電量的16%（2006）。

關于加拿大的高放廢物量，該國的核廢物管理機構（NWMO）有2種估算：一種是如果處置庫運行30 a，那時CANDU堆將產生3．6×106個乏燃料棒束；如果考慮以后新增反應堆的情況，處置庫運行時間可能為60 a，那時CANDU堆將產生7．2×106個乏燃料棒束［25］。

2002年以前，加拿大乏燃料處置的研發(fā)工作由加拿大原子能有限公司（AECL）負責，但從2002年起，改由NWMO負責，而AECL則變成NWMO的一個業(yè)主單位。

在AECL主管期間，除進行一些場址預選工作外，主要是進行Whiteshell地下實驗室研究工作，這是花崗巖中最著名的地下實驗室之一，并取得了世人所熟知的各項研究成果。

2005年，NWMO提出了加拿大新的乏燃料處置方案—自適應分期管理（APM）方案，并于2007年為加拿大聯邦政府所采納。該方案，與以前IAEA提出的分步決策方案相似，亦即高放廢物處置的研發(fā)工作應統(tǒng)籌安排分步決策，但它有自己明顯的特點：1）重視公眾參與，把志愿者選址放在選址工作之首位［26］；2）強調計劃的自適應性。他們每一期的時間和目標的安排具有很大的可塑性。

NWMO高放廢物處置的技術路線是：淺部地下貯存庫—地下特性評價設施—深部處置庫。雖然加拿大現在還未選定場址，但已有處置庫的概念設計（圖18）［26］。它是有別于瑞典KBS-3方案的另一個處置庫工程的典型設計。在該設計中，入口工程沒有斜坡道，只有豎井。該設計的思路也被羅馬尼亞和韓國等的入口工程設計所采用［5-6，27］。在加拿大處置庫設計中也考慮了廢物的回取問題［25］。

2.2.8 美國

美國現在運行的反應堆共有104座，已關閉的有14座。2012年，核電發(fā)電量占全國總發(fā)電量的19%?，F美國累計高放廢物量約為70 000 MTHM，40 a后其廢物量可能約為現今廢物量的1倍［28］。

美國自從尤卡山項目被中止后，新提出4個處置方案：3個礦山式處置方案（處置庫圍巖為花崗巖、黏土巖/頁巖和巖鹽）和1個結晶巖（通常是指花崗巖）中的深鉆孔處置方案。在上述礦山式處置方案中不再提及凝灰?guī)r作為處置庫圍巖問題。另外，突出地提出在花崗巖中進行深鉆孔處置高放廢物的方案［31］。

花崗巖在美國分布也很廣，美國早期只在花崗巖地區(qū)進行2個地下實驗室研究（Climax和Edgar）［29］，以后，在1983年，在DOE提出9個預選場址名單中，沒有1個是花崗巖場址，特別是在1987年修改1982年美國國會通過核廢物政策法令（NWPA）時，國會選定尤卡山為惟一的處置庫場址（圍巖為凝灰?guī)r），并決定不再在花崗巖地區(qū)進行選址工作［30］。由于美國在這方面的研發(fā)工作被中止，所以它現時的工作還處于起步階段，不過起點較高。

在美國，花崗巖不僅視為礦山式處置方案的有利圍巖，同時也是深鉆孔處置方案的有利圍巖［17］。特別是對礦山式處置方案來說，國際上已有大量采礦業(yè)和多年來在花崗巖地區(qū)的選址經驗，為美國進一步開展此方案的研究創(chuàng)造了有利條件。在這方面，瑞典和芬蘭都有成功的經驗。

圖18 加拿大APM深部地質處置庫示意圖Fig.18Sketch map showing Canadian APM deep geological repository design

3 幾點認識

1）堅持選址的自愿原則。什么是高放廢物處置庫選址的第1要素，是IAEA的有關的選址導則，還是當地政府和人民的選址自愿原則。經過幾十們總結出一條極其寶貴的經驗——選址的自愿原則，有時它要比以地質選址為主導的IAEA的選址導則更為重要，它必須走在地質選址工作之前。因此，現在加拿大、法國、瑞典、芬蘭和日本等國都執(zhí)行此選址路線。凡是這方面工作做得好的國家，其選址工作進行得很順利。歷史的教訓值得汲取，美國尤卡山項目的敗筆，與只靠國會和聯邦政府的行政命令，而不顧及當地政府和人民選址的自愿原則息息相關。我國選址工作起步較晚，但遲早也會遇到這個問題，筆者應積極主動地去對待和解決此問題。

2）花崗巖對廢物具有良好的物理隔離性能。多年來的國際研究經驗證明，花崗巖、黏土巖、巖鹽和凝灰?guī)r都可作為處置庫圍巖，它們各具有自己的特點，它們可按自己國家的具體國情來選定，它們的不足之處，部分地可通過人工屏障來彌補。從巖石的力學性質看，花崗巖能對處置工程的結構保持長期穩(wěn)定性，對被處置的核廢物具有良好的物理隔離性能，如果能選出一塊斷裂構造不發(fā)育（巖體完整）、巖石滲透率甚低和水流速度極其緩慢的“安全島”，那就很理想了。

1987—2012年，中斷研究花崗巖作為處置庫圍巖的美國，現在也加入到花崗巖俱樂部，開始在全國花崗巖地區(qū)進行選址工作。2012年，由捷克放射性廢物處置庫當局（RAWRA）為主辦單位，美國的SNL為協辦單位，組織了13個國家的有關專家在布拉格召開了花崗巖地區(qū)高放廢物處置研發(fā)工作的學術和信息交流會，并于2013年，由SNL和RAWRA刊出了這次交流會的文件匯編。

3）高放廢物處置庫，不再是單純處置高放廢物和乏燃料，不少國家已逐步向多功能方向發(fā)展。如俄羅斯在高放廢物處置庫的概念設計中，在工程上部處置退役廢物，中部處置低中放廢物，底部處置高放廢物；在瑞士和羅馬尼亞等國的處置庫概念設計中，除處置高放廢物和乏燃料外，還處置長壽命中放廢物；立陶宛也準備將乏燃料與中放廢物處置在同一處置庫中［32］；英國在處置庫概念設計中，除處置高放廢物和乏燃料外，還處置有屏蔽的和無屏蔽的低、中放廢物。這種具多功能的處置庫設計思路，值得筆者今后工作借鑒。

4）瑞典處置庫的設計思想逐漸得到國際業(yè)界所認可。目前處置庫工程有兩種典型設計，即瑞典模式與加拿大模式。由瑞典開發(fā)的KBS-3礦山式高放廢物處置模式（斜坡道＋豎井＋平巷＋盲井），近年來被越來越多的國家所認可，因此在不少國家的高放廢物處置庫概念設計中，采用此種方案。這些國家是芬蘭、捷克、俄羅斯、瑞士、英國、西班牙和立陶宛等，韓國部分地參考了KBS-3方案。除瑞典外，還存在另一種處置庫設計模式，那就是加拿大模式（豎井＋平巷＋盲井或大口徑鉆孔），這里沒有斜坡道，如在羅馬尼亞處置庫和韓國A-KRS處置庫的概念設計中，入口工程中就沒有斜坡道。

5）將處置庫設計與特定場址地下實驗室的設計融為一體。如芬蘭、瑞士和俄羅斯等國的地下實驗室工程與處置庫工程都位于同一空間內，地下實驗室的工程，即是以后的處置庫工程。這種設計，不僅節(jié)省了大量工程投資，同時也為處置庫設計提供了最接近于處置庫現場實際情況的設計參數。

6）廢物的回取。對不少進行乏燃料處置的國家，都提出處置后廢物的回取問題，我國對乏燃料是進行后處理的，那么這個問題筆者應如何對待？

以上是近年來在花崗巖地區(qū)高放廢物處置研發(fā)工作中出現的一些新的國際動向，望能引起有關主管部門和業(yè)界同事的注意，以促進我國高放廢物處置事業(yè)快速而健康地發(fā)展。

（續(xù)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

徐國慶（1932—），男，浙江舟山人，高級工程師（研究員級），主要從事輻射環(huán)境保護與評價工作。E-mail：xugq@126．com