中国高放废物地质处置研究进展:1985～2004

被引：67

作者：

王驹

徐国庆

郑华铃

范显华

王承祖

范智文

机构：

[1] 核工业北京地质研究院

[2] 中国核工业集团公司科技部

[3] 中国原子能科学研究院

[4] 核工业北京工程设计研究院

[5] 中国辐射防护研究院北京

[6] 北京

[7] 太原

来源：

世界核地质科学 | 2005年 / 01期

关键词：

中国; 高放废物; 地质处置; 地下实验室; 场址特性评价;

D O I：

暂无

中图分类号：

TL942 [放射性废物的处置];

学科分类号：

摘要：

如何安全处置高放废物是核工业可持续发展面临的挑战性问题。我国的高放废物深地质处置研究从1985年开始,提出的计划目标是:于21世纪中叶建成我国高放废物地质处置库,处置的对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料,处置库为竖井-坑道型,候选围岩为花岗岩,位于饱和带中。在19852004的20a中,我国高放废物地质处置研究取得了进展,已确定我国高放废物最终处置走"深地质处置",并且是"三步曲"式的技术路线,即处置库选址和场址评价-地下实验室- 处置库。经过全国筛选对比,已初步选定甘肃北山地区为重点预选区,该区地处戈壁,地壳结构完整,地壳稳定,人烟稀少,地质条件和水文地质条件均有利。20世纪90年代初期,开展了地下实验室的选址工作,初步选择了北京郊区2处地点为我国高放废物地质处置"普通地下实验室"的场址。已确定使用膨润土作为处置库的回填材料,并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。对膨润土的矿物学、岩土力学、物理力学性质和热学性质进行了研究。已获得一批放射性核素(主要是Np、Pu、Tc)在北山花岗岩和膨润土上的吸附分配比、扩散系数和弥散系数等参数,建立了低氧手套箱和模拟处置库温度、压力和氧化-还原条件的小型实验装置。高放废物中的关键核素的

引用

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[1] 2000—2040年我国高放废物深部地质处置研究初探 [J].