李洪輝，王亮，余少青，趙帥維，毛亮，賈梅蘭，程偉，安鴻翔

（1.中國(guó)輻射防護(hù)研究院，中核高放廢物地質(zhì)處置評(píng)價(jià)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，太原030006；2.環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082）

高放廢物地質(zhì)處置各屏障系統(tǒng)安全要求研究

李洪輝1，王亮2，余少青2，趙帥維1，毛亮1，賈梅蘭1，程偉1，安鴻翔1

（1.中國(guó)輻射防護(hù)研究院，中核高放廢物地質(zhì)處置評(píng)價(jià)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，太原030006；2.環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082）

研究分析了處置庫(kù)各屏障系統(tǒng)應(yīng)具備的總體安全要求。針對(duì)屏障性能演化、地下水流和核素遷移等方面分析了工程屏障系統(tǒng)、天然屏障系統(tǒng)應(yīng)滿(mǎn)足的安全要求。

高放廢物；安全要求；地質(zhì)處置

高放廢物安全處置是放射性廢物管理的重點(diǎn)和難點(diǎn)問(wèn)題之一。地質(zhì)處置被認(rèn)為是最具有工程前景的處置方案，“地質(zhì)處置”也稱(chēng)“深地質(zhì)處置”是指將放射性廢物放置在地下（通常在地表下數(shù)百米或更深）地質(zhì)體的設(shè)施中，采用工程屏障和天然屏障使高放廢物與人類(lèi)生存環(huán)境隔離的處置。高放廢物處置設(shè)施在其關(guān)閉數(shù)萬(wàn)年乃至數(shù)十萬(wàn)年后，憑借其安全功能仍然可確保公眾健康和環(huán)境不受到可察覺(jué)的影響［1-4］。我國(guó)《放射性污染防治法》已明確規(guī)定，我國(guó)高放廢物實(shí)施集中的深地質(zhì)處置。

在調(diào)研、分析、綜合已公開(kāi)報(bào)道的資料并基于目前認(rèn)知水平的基礎(chǔ)上，提出處置庫(kù)應(yīng)具備的總體安全要求以及各屏障系統(tǒng)應(yīng)具備的基本安全要求；為初步建立我國(guó)處置庫(kù)安全指標(biāo)框架體系提供基礎(chǔ)性建議；從安全角度為處置庫(kù)工程設(shè)計(jì)和預(yù)選區(qū)場(chǎng)址選擇提供技術(shù)參考。

1 對(duì)高放廢物地質(zhì)處置的總要求

1.1 處置系統(tǒng)關(guān)閉前的安全要求

1.1.1 選址階段場(chǎng)址特性調(diào)查的要求

1）應(yīng)對(duì)地質(zhì)處置設(shè)施的場(chǎng)址進(jìn)行特性調(diào)查，其詳細(xì)程度應(yīng)既滿(mǎn)足全面了解的需要（包括其過(guò)去的演變，今后在安全關(guān)注時(shí)期內(nèi)與安全有關(guān)的自然演變），又滿(mǎn)足支持具體了解的需要（與場(chǎng)址和設(shè)施有關(guān)的特征、事件和過(guò)程對(duì)安全的影響）。

2）在安全評(píng)價(jià)中應(yīng)充分了解場(chǎng)址及其相關(guān)地質(zhì)情況。重點(diǎn)是對(duì)安全可能有影響并在與安全相關(guān)的文件，及其支持性安全評(píng)價(jià)中所涉及的與場(chǎng)址有關(guān)的特征、事件和過(guò)程。這方面應(yīng)包括證明場(chǎng)址有足夠的穩(wěn)定性、說(shuō)明存在有利于安全的特征和過(guò)程，證明其他特征、事件和過(guò)程不會(huì)影響與安全相關(guān)的文件。

3）地質(zhì)方面的特性調(diào)查應(yīng)包括如下內(nèi)容：長(zhǎng)期穩(wěn)定性、斷層規(guī)模、活動(dòng)性和分布范圍、地震活動(dòng)、火山作用、確定適合建造處置區(qū)的巖體規(guī)模、與設(shè)計(jì)有關(guān)的巖土參數(shù)、地下水條件、地球化學(xué)條件等。

1.1.2 地質(zhì)處置設(shè)施設(shè)計(jì)的要求

1）地質(zhì)處置設(shè)施及其工程屏障的設(shè)計(jì)應(yīng)能夠包容廢物及其相關(guān)危害，在物理學(xué)和化學(xué)上與地質(zhì)環(huán)境兼容，還要能為關(guān)閉后階段的安全提供除圍巖地質(zhì)環(huán)境以外的輔助保證措施。設(shè)施及其工程屏障的設(shè)計(jì)應(yīng)確保運(yùn)行期間的安全。

2）地質(zhì)處置設(shè)施的設(shè)計(jì)會(huì)因廢物類(lèi)型和地質(zhì)環(huán)境的不同而有所差別，目的就是要充分利用圍巖地質(zhì)環(huán)境所提供的安全特性。地質(zhì)處置設(shè)施設(shè)計(jì)應(yīng)具有的特征包括：不向場(chǎng)址引入不可接受的長(zhǎng)期干擾，設(shè)施的安全由場(chǎng)址本身的特性來(lái)保障，工程屏障發(fā)揮輔助安全功能，通過(guò)合理布局使易裂變材料保持次臨界狀態(tài)等?？傮w布置設(shè)計(jì)應(yīng)使廢物放置在最合適的圍巖區(qū)，并保證井巷和密封等主要工程措施安排得當(dāng)。所選用的材料應(yīng)保證在設(shè)施條件（如化學(xué)環(huán)境、溫度條件等）下性能不會(huì)下降，也不會(huì)妨礙地質(zhì)處置系統(tǒng)任何部分的安全功能。

3）地質(zhì)處置設(shè)施預(yù)期運(yùn)行時(shí)間比一般工程應(yīng)用中通?？紤]的時(shí)間長(zhǎng)很多。對(duì)天然類(lèi)似物質(zhì)在自然地質(zhì)環(huán)境中的行為方式進(jìn)行研究，以及對(duì)古代人工制品和人造建筑隨時(shí)間變化的行為進(jìn)行研究，都會(huì)有助于人們對(duì)長(zhǎng)期性能評(píng)價(jià)建立信心。證明廢物容器的制造可行性，在地下實(shí)驗(yàn)室中證明工程屏障建造的可行性，并對(duì)其特性進(jìn)行驗(yàn)證，這些對(duì)于使人們相信設(shè)施能達(dá)到性能要求是非常重要的。

1.1.3 地質(zhì)處置設(shè)施建造的要求

1）地質(zhì)處置設(shè)施應(yīng)按照已批準(zhǔn)的與安全相關(guān)的文件和安全評(píng)價(jià)中的設(shè)計(jì)方案建造。地質(zhì)處置設(shè)施的建造應(yīng)保證其關(guān)閉后地質(zhì)屏障的安全功能能夠?qū)崿F(xiàn)，這些安全功能在與安全相關(guān)的文件已表述。建造工作的開(kāi)展應(yīng)保證運(yùn)行期間的安全。

2）地質(zhì)處置設(shè)施的建造會(huì)受到巖石條件以及地下開(kāi)挖和建造技術(shù)的限制。在沒(méi)有完成足夠的特性調(diào)查之前，不應(yīng)開(kāi)始建造工作。開(kāi)挖和建造活動(dòng)應(yīng)避免對(duì)地質(zhì)環(huán)境造成不必要干擾。在選用地下工程技術(shù)方面應(yīng)有充分的靈活性，可以隨著各種巖石條件或地下水狀況的變化而變化。

3）在部分設(shè)施開(kāi)始運(yùn)行和廢物包放置之后，仍可繼續(xù)進(jìn)行地質(zhì)處置設(shè)施的建造工作。必須對(duì)交錯(cuò)進(jìn)行的建造和運(yùn)行活動(dòng)進(jìn)行合理規(guī)劃，以確保運(yùn)行和關(guān)閉后安全。

1.1.4 地質(zhì)處置設(shè)施運(yùn)行的要求

1）地質(zhì)處置設(shè)施應(yīng)按照許可證條件和相關(guān)審管要求運(yùn)行，保持運(yùn)行期間的安全，并應(yīng)保證與安全相關(guān)的文件中所設(shè)想的關(guān)閉后安全功能能夠?qū)崿F(xiàn)。

2）所有對(duì)安全重要的操作和活動(dòng)均應(yīng)按照文件中規(guī)定的限制、控制和操作程序進(jìn)行，并應(yīng)具備文件記錄的應(yīng)急計(jì)劃。與安全相關(guān)的文件應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)方案和運(yùn)行管理方案進(jìn)行闡述，并證明其合理性。因?yàn)檫@兩種方案的實(shí)施可滿(mǎn)足安全目標(biāo)和準(zhǔn)則。此外，審管機(jī)構(gòu)或營(yíng)運(yùn)者可制定針對(duì)設(shè)施的具體準(zhǔn)則。與安全相關(guān)的文件還應(yīng)包括關(guān)于在正常和異常運(yùn)行工況下減少對(duì)工作人員和公眾成員危害的內(nèi)容。只要設(shè)施還未封閉，就應(yīng)一直保持主動(dòng)的安全控制，這種控制包括在放置廢物之后和設(shè)施最終關(guān)閉之前的一段時(shí)間。

3）在管理易裂變材料并將其放置在地質(zhì)處置設(shè)施中時(shí)，應(yīng)保持次臨界布局狀態(tài)。這一點(diǎn)可通過(guò)多種途徑實(shí)現(xiàn)，包括在廢物整備期間對(duì)易裂變材料進(jìn)行合理分布，對(duì)廢物包裝進(jìn)行合理設(shè)計(jì)。應(yīng)對(duì)廢物放置后（包括關(guān)閉后階段）的核臨界危害的變化趨勢(shì)進(jìn)行評(píng)價(jià)。

1.1.5 地質(zhì)處置設(shè)施關(guān)閉的要求

1）地質(zhì)處置設(shè)施關(guān)閉時(shí)，應(yīng)確保與安全相關(guān)的文件所提到的對(duì)關(guān)閉后階段非常重要的安全功能仍然存在。關(guān)閉（包括從設(shè)施的主動(dòng)管理到關(guān)閉的過(guò)渡階段）計(jì)劃應(yīng)明確且切實(shí)可行，以便能夠在適當(dāng)?shù)臅r(shí)間安全地進(jìn)行關(guān)閉。

2）地質(zhì)處置設(shè)施關(guān)閉后的安全取決于許多活動(dòng)，其中可包括地質(zhì)處置設(shè)施的回填和封閉。在設(shè)施最初的設(shè)計(jì)階段就應(yīng)考慮關(guān)閉問(wèn)題，并隨著設(shè)施設(shè)計(jì)的進(jìn)展不斷更新關(guān)閉計(jì)劃和封閉設(shè)計(jì)。在建造活動(dòng)開(kāi)始之前，應(yīng)有充分的證據(jù)證明回填和封閉性能的有效性。

3）地質(zhì)處置設(shè)施的關(guān)閉應(yīng)符合審管部門(mén)在設(shè)施許可證中規(guī)定的關(guān)閉條件，并應(yīng)特別考慮在這一階段可能發(fā)生的任何責(zé)任變更情況。據(jù)此，回填作業(yè)可與廢物放置作業(yè)同步進(jìn)行。在完成廢物放置后可以延遲一段時(shí)間再進(jìn)行封閉，例如能夠進(jìn)行監(jiān)測(cè)，對(duì)與關(guān)閉后安全有關(guān)的問(wèn)題進(jìn)行評(píng)價(jià)，或者出于公眾接受方面的原因。如果廢物放置完成后的一段時(shí)間仍不能實(shí)施封閉，則應(yīng)在與安全相關(guān)的文件中考慮其對(duì)運(yùn)行安全和關(guān)閉后安全的影響。

4）營(yíng)運(yùn)者應(yīng)確保落實(shí)和保障關(guān)閉所需的技術(shù)和財(cái)政資源。這些安排及任何變更均應(yīng)得到審管部門(mén)或其他政府部門(mén)的批準(zhǔn)。

1.2 處置系統(tǒng)關(guān)閉后的安全要求

關(guān)閉后的安全是通過(guò)建立一個(gè)處置系統(tǒng)來(lái)實(shí)現(xiàn)的。在這一系統(tǒng)中，各組成部分協(xié)同發(fā)揮作用以提供和保證達(dá)到所需防護(hù)水平。這種方案為地質(zhì)處置設(shè)施的設(shè)計(jì)人員提供了一定的靈活性，使其能夠調(diào)整設(shè)施布局和工程屏障，以利用圍巖地質(zhì)建造的天然特性和屏障能力。運(yùn)行安全保障也十分必要，它需要考慮一些復(fù)雜的問(wèn)題，包括運(yùn)行對(duì)地質(zhì)處置設(shè)施關(guān)閉后階段性能的影響。

IAEA認(rèn)為地質(zhì)處置需要滿(mǎn)足以下要求［5］：1）包容廢物，直至大部分放射性尤其是與短壽命放射性核素有關(guān)的放射性已經(jīng)衰變；2）將廢物與生物圈隔離，并極大地降低人員無(wú)意闖入廢物環(huán)境的可能性；3）延遲放射性核素向生物圈的任何明顯遷移，直至遙遠(yuǎn)將來(lái)大量放射性已經(jīng)衰變；4）確保最終到達(dá)生物圈的放射性核素今后可能產(chǎn)生的放射性影響都處于可接受的低水平。

一般地高放廢物地質(zhì)處置系統(tǒng)對(duì)廢物體中所含的放射性核素具有隔離、包容、阻滯和稀釋等安全功能，這些安全功能通過(guò)某些有助于安全的物理或化學(xué)性質(zhì)或過(guò)程提供，如對(duì)水流的不滲透性，抗腐蝕，分解，浸出和溶解。這些物理或化學(xué)過(guò)程與處置系統(tǒng)各組成部分的內(nèi)在屬性或性能特征相關(guān)，從而建立了安全功能與物質(zhì)實(shí)體（屏障體系，包括廢物體）性能特征之間的聯(lián)系。這是構(gòu)建處置系統(tǒng)安全概念的目的，也是安全評(píng)價(jià)的科學(xué)基礎(chǔ)（物質(zhì)的性能特征可以通過(guò)實(shí)驗(yàn)和理論研究獲得相關(guān)信息，由此分析處置系統(tǒng)的安全水平）。

美國(guó)能源部（DOE）認(rèn)為，處置庫(kù)的設(shè)計(jì)是一個(gè)不斷發(fā)展的過(guò)程，這一過(guò)程始于主要設(shè)計(jì)目標(biāo)的確定：在處置庫(kù)運(yùn)行期間保護(hù)工作人員和公眾的健康與安全，最大限度地減小最終進(jìn)入人類(lèi)環(huán)境的放射性物質(zhì)的量，將造價(jià)控制在可接受的水平之下。對(duì)公眾最為關(guān)心的處置庫(kù)長(zhǎng)期性能問(wèn)題，可以通過(guò)改善處置庫(kù)工程屏障關(guān)鍵組成的設(shè)計(jì)、采用設(shè)計(jì)余量和縱深防御的方法提高處置庫(kù)性能的置信度。

日本核廢物管理組織（NUMO）認(rèn)為：一個(gè)精心設(shè)計(jì)與選址的處置庫(kù)，應(yīng)保證在任何時(shí)候——不管是高放廢物衰變到制造核燃料的天然鈾礦的放射性水平之前還是之后——從處置庫(kù)中緩慢釋放到自然環(huán)境中的放射性物質(zhì)，對(duì)公眾造成的輻照量不能超過(guò)天然本底的輻照量。

我國(guó)《放射性廢物安全管理?xiàng)l例》規(guī)定高放廢物地質(zhì)處置的安全隔離期不得少于1萬(wàn)年，也就是說(shuō)高放廢物地質(zhì)處置系統(tǒng)最少應(yīng)通過(guò)各屏障系統(tǒng)將高放廢物安全隔離最少1萬(wàn)年。

1.3 地質(zhì)處置總要求小結(jié)

地質(zhì)處置系統(tǒng)在關(guān)閉后，在未來(lái)的不同時(shí)間內(nèi)發(fā)揮不同的作用：1）與近地表過(guò)程隔離：將廢物與近地表環(huán)境隔離，保護(hù)廢物免受近地表活動(dòng)過(guò)程的影響。2）保護(hù)生物圈：對(duì)生物圈進(jìn)行屏蔽和保護(hù)，使其免受廢物放射性傷害，廢物放射性在處置的最初幾百年內(nèi)處于峰值階段。3）與人類(lèi)活動(dòng)隔離：廢物的深部處置使得由未來(lái)人類(lèi)活動(dòng)所引發(fā)的直接的（挖掘廢物）或間接的（通過(guò)廢物組分的遷移）放射性受照極不可能發(fā)生。4）早期包容：在數(shù)百年或數(shù)千年內(nèi)，將短壽命放射性核素持續(xù)完全包容在處置庫(kù)的工程屏障中。5）限制釋放：放射性核素從逐漸退化的工程屏障“（EBS）”中釋出至地質(zhì)環(huán)境，并最終傳輸至生物圈，因此要延遲和限制這一釋出速率和濃度?？衫梦锢砗突瘜W(xué)的組合機(jī)理來(lái)達(dá)到這一目的，它可以限制地下水與廢物的接觸、以及地下水從處置庫(kù)至生物圈的流量，并且可以限制放射性核素的溶解度、將它們逆向地或固定地或吸附或過(guò)濾在巖石表面和EBS上。另外，放射性衰變過(guò)程逐漸減少了處置系統(tǒng)中的放射性核素量。6）彌散和稀釋?zhuān)洪L(zhǎng)壽命放射性核素經(jīng)過(guò)地質(zhì)屏障巖石的流動(dòng)是三維彌散，并且發(fā)生在不同的地下水環(huán)境中。在一些概念和一些特定推薦場(chǎng)址中，釋出物將接觸到深部或更靠近地表的主要的地下水體，或者接觸到相似大小的地表水體。這將產(chǎn)生另一功能，即全面稀釋釋放出的放射性核素，使最初進(jìn)入生物圈的核素濃度得到了降低。

為了達(dá)到上文所述的安全功能，地質(zhì)處置系統(tǒng)整體應(yīng)具備如下的安全要求［5-10］：1）對(duì)于主要地質(zhì)活動(dòng)和變形、斷層、地震和熱流而言，具有長(zhǎng)期（數(shù)百萬(wàn)年）地質(zhì)穩(wěn)定性；2）在處置庫(kù)深度，地下水含量低和流量小，在至少數(shù)萬(wàn)年內(nèi)是穩(wěn)定的；3）在此深度具有穩(wěn)定的地球化學(xué)和水文化學(xué)條件，主要為還原性環(huán)境、其組成由水和巖石構(gòu)成礦物間的平衡所控制；4）具有良好的工程性能，易于建造處置庫(kù)和允許運(yùn)行數(shù)十年。

一個(gè)精心選擇的地質(zhì)環(huán)境就象處置庫(kù)EBS的防護(hù)層，保護(hù)它免受來(lái)自物理應(yīng)力、水流和水質(zhì)化學(xué)的劇烈波動(dòng)的影響。這些性能的大的波動(dòng)一般產(chǎn)生于巖石圈的活動(dòng)區(qū)域的狀態(tài)變化，例如構(gòu)造活動(dòng)區(qū)和中等深度巖石和地下水系統(tǒng)，地下水系統(tǒng)容易且迅速地受到不可避免的氣候變化和不可預(yù)計(jì)的土地使用變化的影響。深度越深，巖石越不受這些效應(yīng)的影響；增加深度就加強(qiáng)了對(duì)近地表干擾的緩沖，并及時(shí)削弱了近地表干擾的強(qiáng)度。這是地質(zhì)屏障的一個(gè)極其重要的功能，因?yàn)椤斑吔鐥l件”中的長(zhǎng)期穩(wěn)定性使得處置系統(tǒng)中的惟一可真正設(shè)計(jì)和優(yōu)化的部分（即EBS）在長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)可預(yù)測(cè)地發(fā)揮作用。

適宜長(zhǎng)壽命放射性廢物處置的地質(zhì)環(huán)境廣泛存在于世界各地。它們?cè)谛再|(zhì)上明顯不同，因此，以不同的組合方式并在不同的程度上提供的上述所需特征。通常，適宜環(huán)境可存在于：

1）滲透性極低的巖石，其中根本沒(méi)有平流地下水流動(dòng)。這些巖石包括大的蒸發(fā)沉積巖，例如鹽丘和大的層狀鹽巖建造，以及一些塑性黏土和泥巖建造。在此類(lèi)圍巖中，如果地質(zhì)穩(wěn)定性得到維持，除了通過(guò)孔隙水體和沿著晶體邊界進(jìn)行的極其緩慢的擴(kuò)散外，就沒(méi)有水載放射性核素釋放到周?chē)刭|(zhì)建造中的天然機(jī)理，除非處置庫(kù)本身的存在對(duì)圍巖穩(wěn)定性產(chǎn)生了不利影響。然而，因?yàn)榇嬖谶@種可能性，在評(píng)價(jià)潛在處置庫(kù)場(chǎng)址的此類(lèi)圍巖時(shí)還要考慮周?chē)鼜V的、可能出現(xiàn)平流流動(dòng)的地質(zhì)環(huán)境（例如上覆層和/或臨近含水層）。

2）在數(shù)十萬(wàn)年或更長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)表現(xiàn)出穩(wěn)定的、天然平流量極低的的深層地下水系統(tǒng)。通常，此類(lèi)系統(tǒng)中的地下水可能是鹽水、甚至可能是濃鹽水，這是地下水系統(tǒng)大部分停滯的結(jié)果，地下水與大量的新鮮水補(bǔ)給相隔離。它還會(huì)具有化學(xué)還原性，降低許多放射性核素的遷移和傳輸潛能。

3）具有低流量地下水系統(tǒng)、并且從處置區(qū)至周?chē)叵滤到y(tǒng)或生物圈的傳輸路徑較長(zhǎng)。此類(lèi)環(huán)境可表現(xiàn)為較厚的（數(shù)百米）、穩(wěn)定的不飽和區(qū)（在潛水面之上的區(qū)域），和在深層地下水體中有緩慢的、較長(zhǎng)的遷移路徑。它們還可能出現(xiàn)在一些海岸區(qū)域或大面積沉積盆地的飽和巖石中，在這種巖石中，入滲地下水在最終排出前向深地層緩慢移動(dòng)，或許在近地表水體中得到顯著的混合和充分的稀釋。

2 高放廢物深地質(zhì)處置設(shè)施

2.1 高放廢物處置庫(kù)概念設(shè)計(jì)

圖1為我國(guó)北山高放廢物深地質(zhì)處置設(shè)施概念設(shè)計(jì)［6］。由圖1可見(jiàn)，高放廢物地質(zhì)處置系統(tǒng)各屏障主要包括：玻璃固化體、廢物罐、緩沖/回填材料（膨潤(rùn)土）和圍巖。

圖1 北山高放廢物地質(zhì)處置庫(kù)概念設(shè)計(jì)示意圖Fig.1The concept design of Beishan HLW geologic disposal facility

2.2 天然屏障和工程屏障概念

高放廢物地質(zhì)處置采用多重屏障系統(tǒng)。按實(shí)體可以將其劃分為天然屏障與工程屏障。天然屏障含主巖和外圍地質(zhì)介質(zhì)，工程屏障含廢物體、包裝容器和緩沖、回填、密封材料。按性能則可劃分為隔水屏障（使廢物與地下水隔離）、滯留屏障（減緩核素的釋放和遷移）和抗侵?jǐn)_屏障（處置庫(kù)深度、工程硬件和管理控制措施）。高放廢物地質(zhì)處置各屏障的構(gòu)成見(jiàn)表1。

表1 高放廢物地質(zhì)處置的屏障構(gòu)成Table 1The barrier system of HLW geologic disposal

3 各屏障系統(tǒng)的安全要求

地質(zhì)處置的安全要求是，為了實(shí)現(xiàn)既定的安全目標(biāo)，必須滿(mǎn)足規(guī)定的管理要求和技術(shù)安全要求，包括地質(zhì)處置設(shè)施的選址、建造、運(yùn)行、關(guān)閉和關(guān)閉后監(jiān)護(hù)的要求，其中特別需要強(qiáng)調(diào)的是政府、審管機(jī)構(gòu)和執(zhí)行機(jī)構(gòu)的責(zé)任要求，處置庫(kù)場(chǎng)址安全要求，工程屏障安全要求，以及安全評(píng)價(jià)和與之相關(guān)的安全案例的要求［1］。

3.1 天然屏障（圍巖）安全要求

3.1.1 作為處置庫(kù)圍巖的基本要求［7-9］

作為處置庫(kù)圍巖要滿(mǎn)足下列基本要求：1）巖石所處周?chē)膮^(qū)域構(gòu)造環(huán)境要穩(wěn)定；2）巖石工程力學(xué)性質(zhì)好，巖石穩(wěn)定性好；3）巖石構(gòu)造裂隙不發(fā)育，滲透性低，熱傳導(dǎo)性好；4）巖石對(duì)核素的吸附性能好；5）巖石對(duì)變價(jià)元素具有較好的還原能力，因?yàn)樵谶€原環(huán)境下核素的遷移速率較慢；6）巖石有足夠體積，能滿(mǎn)足處置庫(kù)容積及建造各類(lèi)地下設(shè)施所需。

3.1.2 花崗巖

對(duì)適宜于處置放射性廢物的花崗巖的主要要求如下：1）分布廣，巖體規(guī)模較大，質(zhì)地均一，應(yīng)具有足夠的深度和體積，以便建造處置庫(kù)；2）巖體孔隙度較小，水滲透系數(shù)較??；3）含水量較??；4）巖體中化學(xué)元素和同位素體系基本上保持封閉狀態(tài)；5）機(jī)械強(qiáng)度大，有利于構(gòu)筑地下處置工程；6）導(dǎo)熱性能好（平均熱導(dǎo)率為2.5 W/m·K），熱穩(wěn)定性能要好（花崗巖的形成溫度一般高于570℃，高放廢物的衰變熱（＜300℃）對(duì)其影響甚?。?）抗輻射性能較好，受到高劑量輻射作用后，巖石性質(zhì)不變；8）對(duì)放射性核素具有較好的阻滯性能［7-8］。

3.1.3 黏土巖

黏土巖（包括塑性黏土）是一類(lèi)分布廣泛的沉積巖，包括泥巖、頁(yè)巖、泥板巖和尚未完全成巖的塑性黏土等，屬于陸源細(xì)屑沉積巖類(lèi)，主要由粒徑＜0.003 9 mm的黏土顆粒組成［7-8］。對(duì)適宜于處置放射性廢物的黏土巖的主要要求有：水力傳導(dǎo)系數(shù)?。涣己玫膯我豢紫督Y(jié)構(gòu)和自封閉能力；為核素遷移提供堅(jiān)實(shí)的屏障；為工程屏障體系提供適宜的環(huán)境。

3.2 工程屏障應(yīng)具備的安全要求

3.2.1 廢物體

我國(guó)核行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)《放射性廢物體和廢物包的特性鑒定》規(guī)定了高放廢液玻璃固化體的性能要求。

3.2.1.1 化學(xué)組成

在確定玻璃固化體的化學(xué)組成時(shí)，應(yīng)綜合考慮高放廢液組成、基礎(chǔ)玻璃組成和廢物包容量，考慮對(duì)組分的控制值，及其對(duì)固化工藝和玻璃性能的影響。如為了控制玻璃熔制過(guò)程中出現(xiàn)黃相，玻璃體中硫酸根離子的質(zhì)量分?jǐn)?shù)必須小于1%，鉻酸根離子質(zhì)量分?jǐn)?shù)需小于2%；為了避免固化體化學(xué)耐久性的降低，氧化鈉的質(zhì)量分?jǐn)?shù)要不超過(guò)12%，氧化鋰的質(zhì)量分?jǐn)?shù)不超過(guò)4%；為了避免析晶的增加，要嚴(yán)格控制氧化鋁的質(zhì)量分?jǐn)?shù)小于18%，氧化鈾的質(zhì)量分?jǐn)?shù)小于12%等。

3.2.1.2 抗浸出性

一般規(guī)定，玻璃固化體在S/V比（表示樣品表面積與浸泡劑體積之比）為（10±0.5）m-1條件下，在（90±1）℃去離子水中，靜態(tài)浸泡28 d的單位表面積總失重應(yīng)小于15 g·m-2，Si、B、Na、Cs和U的歸一化元素浸出率應(yīng)小于1 g/（m2·d）。

3.2.1.3 密度

玻璃固化體在室溫下的密度應(yīng)不小于2.50 g·cm-2。

3.2.1.4 均勻性

光學(xué)顯微鏡下觀察，玻璃體內(nèi)應(yīng)無(wú)異常物（黃相）、夾雜物（不熔顆粒）。玻璃體內(nèi)允許含有釕、鈀和銠等貴金屬。

3.2.1.5 導(dǎo)熱性能

玻璃固化體的導(dǎo)熱系數(shù)應(yīng)不小于0.4 W/（cm·℃）。

3.2.1.6 轉(zhuǎn)化溫度

玻璃固化體的轉(zhuǎn)化溫度應(yīng)在500～600℃范圍內(nèi)。

3.2.1.7 玻璃固化體的液相溫度

玻璃固化體的液相溫度應(yīng)小于950℃，確保澆注入廢物容器時(shí)沒(méi)有析晶相。

3.2.1.8 析晶溫度

玻璃固化體的析晶溫度應(yīng)在700～750℃。3.2.1.9析晶率

澆注后的玻璃固化體冷卻至室溫后的析晶率應(yīng)小于體積分?jǐn)?shù)的5%。

3.2.1.10 抗沖擊性能

用重錘自由落體法測(cè)得的SA/E（破碎后樣品表面積與所用能量之比）應(yīng)不大于12 cm2·J-1。

3.2.1.11 耐輻照性能

玻璃固化體試樣輻照至108Gy后，在光學(xué)顯微鏡下觀測(cè)無(wú)裂縫，浸出率增加不大于5倍。

3.2.2 容器

3.2.2.1 總的要求

1）出現(xiàn)初始缺陷的概率保持在可接受的低水平，這要求工程屏障系統(tǒng)的工程技術(shù)特性經(jīng)過(guò)檢驗(yàn)和證明；

2）廢物罐保持長(zhǎng)期（數(shù)百年至上千年）完整，這需要對(duì)廢物罐有利的處置庫(kù)近場(chǎng)條件（水文、化學(xué)等條件）。

3.2.2.2 材料選用要求

在考慮選用容器材料時(shí)，除了考慮包容核素要求外，還要保證它不會(huì)對(duì)其內(nèi)的廢物體和其外的緩沖材料造成負(fù)面影響，而且還要考慮處置容器的制造和安裝可行性。

1）包容放射性核素

“包容放射性核素”意味著處置容器必須采用密封結(jié)構(gòu)，為此，需選擇焊接性良好的焊接材料，且設(shè)計(jì)合理的焊接接頭。要充分了解容器材料在處置環(huán)境下的腐蝕機(jī)理和腐蝕速率，合理預(yù)測(cè)出容器的壽命。

處置容器必須具有足夠的機(jī)械強(qiáng)度和合適的外形，以保證容器安放在處置庫(kù)后，不會(huì)由于緩沖材料的膨脹壓力而被損壞，例如壓裂、剪切等。因此在設(shè)計(jì)容器時(shí)，須考慮容器材料的強(qiáng)度及容器的抗壓外形。

處置容器需要有耐熱性來(lái)保證容器的包容性不會(huì)因?yàn)槠鋬?nèi)部的廢物體產(chǎn)生的熱量而受到破壞。

2）不對(duì)其他工程屏障造成顯著影響

由于EBS要作為一個(gè)系統(tǒng)來(lái)發(fā)揮作用，因此在設(shè)計(jì)處置容器時(shí)有必要考慮處置容器在處置環(huán)境中是否對(duì)工程屏障和天然屏障的性能造成負(fù)面影響。

處置容器與其內(nèi)的廢物桶之間應(yīng)有的一定空隙以防止廢物桶由于容器所受外力而受到損壞。

處置容器應(yīng)有足夠的傳熱性能來(lái)保證將廢物桶內(nèi)的熱量充分地傳輸出去。熱量要穿過(guò)工程屏障，擴(kuò)散至環(huán)境中，將工程屏障的溫度保持在設(shè)計(jì)限值之內(nèi)，避免緩沖材料的變化或廢物體的再結(jié)晶。

如果緩沖材料的性能（例如滲透性或核素吸附性）在廢物體的輻射下會(huì)退化，則處置容器的設(shè)計(jì)還需要考慮輻射屏蔽功能。

3）制造/安裝的技術(shù)可行性

在制造/安裝的技術(shù)可行性方面，有必要考慮處置容器的制造工藝，包括焊接、封蓋、最終放置。

處置容器通常由筒體和頂蓋組成，筒體和頂蓋將在工廠內(nèi)制造而成，然后運(yùn)至處置庫(kù)的地面設(shè)施內(nèi)。

在處置庫(kù)的地面設(shè)施內(nèi)，廢物桶要裝入處置容器內(nèi)，然后焊上頂蓋，隨后對(duì)焊接接頭進(jìn)行檢查。由于焊接和檢查是在放射性環(huán)境下進(jìn)行，因此需要“遠(yuǎn)距離操作”。

3.2.3 緩沖材料

緩沖材料總的功能就是在容器和巖石之間起到擴(kuò)散屏障的作用。為了達(dá)到這個(gè)目的，緩沖材料的導(dǎo)水率應(yīng)該低；能夠保證容器在處置孔內(nèi)長(zhǎng)期處于中間位置；必須能夠使黏土中產(chǎn)生的小裂紋“自愈合”“（self-healing）”。因此，對(duì)緩沖材料的長(zhǎng)期安全要求如下：1）導(dǎo)水率不大于10-11m·s-1；2）密度足夠大；3）膨脹壓力足夠大。

3.2.4 回填材料

1）導(dǎo)水率不能超過(guò)圍巖的平均導(dǎo)水率；2）膨脹壓力至少達(dá)到0.1 MPa以支撐隧道周?chē)膸r石；3）回填材料還要能夠防止緩沖材料膨脹時(shí)向隧道凸出；4）回填材料由膨潤(rùn)土和碎石等材料組成。

3.2.5 緩沖/回填材料應(yīng)具備的安全要求

緩沖/回填材料應(yīng)具備的要求如下：1）長(zhǎng)期穩(wěn)定性。HLW中含有半衰期在數(shù)萬(wàn)年以上的長(zhǎng)壽命核素，這些核素衰變將發(fā)射各種射線(xiàn)及釋放熱量，因而緩沖材料要有長(zhǎng)期的熱穩(wěn)定性和耐輻射性；2）力學(xué)性。要支撐和固定高放廢物容器，就需要穩(wěn)定的力學(xué)強(qiáng)度，以均化圍巖應(yīng)力（有良好的形變能力，可以保證應(yīng)力在處置系統(tǒng)中充分消散），防止容器發(fā)生機(jī)械破壞；3）膨脹收縮性。膨脹性是為了堵塞廢物罐與緩沖材料之間的空隙及圍巖的裂隙，并降低處置坑內(nèi)緩沖材料的孔隙度進(jìn)而降低其滲透性；低收縮性是防止處置庫(kù)溫度升高引起的干裂以及處置庫(kù)降溫過(guò)程中收縮而引起緩沖材料和圍巖的裂隙；4）熱傳導(dǎo)性和熱擴(kuò)散性。核素衰變將釋放大量的熱，而當(dāng)緩沖材料溫度升高到一定程度，可能會(huì)影響其特性，如膨脹性、低滲水性等，因而需要良好的熱傳導(dǎo)性和擴(kuò)散性；5）低滲水性。阻止和延緩地下水向廢物包裝容器滲透流動(dòng)，進(jìn)而減緩地下水對(duì)包裝容器的侵蝕以及核素在水中的遷移；6）核素遷移的遲滯性。核素在緩沖材料間隙水中遷移時(shí)，由于緩沖材料的吸附性和核素沉淀的形成，它比水的遷移速度慢，稱(chēng)之為核素的延遲性，要求緩沖材料有較大的吸附容量，當(dāng)核素從廢物罐中泄漏，在一定厚度的緩沖回填材料阻隔下，減少核素向生物圈遷移量或核素向生物圈遷移過(guò)程中有足夠長(zhǎng)的時(shí)間讓其衰變，進(jìn)入生物圈時(shí)衰變到可接受的水平。工程屏障應(yīng)具備的具體要求小結(jié)見(jiàn)表2［10-15］。

4 結(jié)語(yǔ)

處置系統(tǒng)采用多重屏障系統(tǒng)，多重屏障系統(tǒng)的要求是冗余性、功能獨(dú)立性和運(yùn)行機(jī)理的獨(dú)立性，只有這樣才能達(dá)到縱深防御的目的。從對(duì)放射性廢物的包容、隔離、阻滯和延遲等安全功能出發(fā)，研究分析了處置庫(kù)廢物體、包裝容器、緩沖/回填材料、圍巖和環(huán)境等屏障系統(tǒng)應(yīng)具備的基本安全要求。

應(yīng)制定地質(zhì)處置安全要求的詳細(xì)要求計(jì)劃，開(kāi)展單項(xiàng)安全要求研究，主要內(nèi)容包括：玻璃固化體安全要求、廢物體驗(yàn)收要求、容器設(shè)計(jì)、制造安全要求、安全評(píng)價(jià)要求、安全案例要求等等。

表2 工程屏障應(yīng)具備的安全要求小結(jié)Table 2Summary of safety requirement for barrier system of the disposal system

［1］王駒，范顯華，徐國(guó)慶，等.中國(guó)高放廢物地質(zhì)處置十年進(jìn)展［M］.北京：原子能出版社，2004.

［2］國(guó)防科學(xué)技術(shù)工業(yè)委員會(huì)，科學(xué)技術(shù)部，國(guó)家環(huán)境保護(hù)總局.高放廢物地質(zhì)處置研究開(kāi)發(fā)規(guī)劃指南［S］.北京：標(biāo)準(zhǔn)出版社，2006.

［3］王駒，陳偉明，蘇銳，等.我國(guó)高放廢物地質(zhì)處置研究［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2004，38（4）：339-342.

［4］經(jīng)濟(jì)合作發(fā)展組織核能機(jī)構(gòu).國(guó)際放射性廢物地質(zhì)處置十年進(jìn)展［M］.北京：原子能出版社，2001.

［5］IAEA.Geological Disposal of Radioactive Waste［R］. Safety Requirements Safety Standards Series No. WS-R-4，Vienna：IAEA，2006.

［6］劉帥，王駒，劉曉東，等.甘肅北山預(yù)選區(qū)地質(zhì)處置系統(tǒng)初步FEPs分析［J］.東華理工大學(xué)學(xué)報(bào)：自然科學(xué)版，2012，35（3）：256-262.

［7］徐國(guó)慶，李永利，顧綺芳，等.膨潤(rùn)土礦床篩選［C］//王駒，范顯華，徐國(guó)慶，等.中國(guó)高放廢物地質(zhì)處置十年進(jìn)展.北京：原子能出版社，2004：318-328.

［8］王駒，徐國(guó)慶，金遠(yuǎn)新.論高放廢物地質(zhì)處置庫(kù)圍巖［J］.世界核地質(zhì)科學(xué)，2006，23（4）：223-231.

［9］中國(guó)地質(zhì)處置庫(kù)概念設(shè)計(jì)［R］.北京：中國(guó)核電工程有限公司，2009.

［10］Stepwise Approach to Decision Making for Longterm Radioactive Waste Management［R］.NEA No. 4429，Paris：OECD，2004.

［11］Confidenceinthelong-termsafetyofdeep geologicalrepositories：Itsdevelopmentand communication［C］.NEA No.1809，Paris：OECD，1999.

［12］Post-closure Safety Case for Geological Disposal［C］.NEA No.3679，Paris：OECD，2004.

［13］ONDRAF/NIRAS：Technicaloverviewofthe SAFIR-2 report-Safety Assessment and Feasibility Interim Report 2［R］.NIROND 2001-06 E，Vienna：IAEA，2001.

［14］Geological disposal facilities for radioactive waste［R］.Specific safety guide.No.SSG-14（2011），Vienna：IAEA，2011.

［15］IAEA.放射性廢物處置－具體安全要求中文稿［S］.SSR-5，Vienna：IAEA，2011.

Study on safety requirement for barrier system of HLW geologic disposal

LI Honghui1，WANG Liang2，YU Shaoqing2，ZHAO Shuaiwei1，MAO Liang1，JIA Meilan1CHENG Wei1，AN Hongxiang1

（1.China Institute for Radiation Protection，CNNC Key Laboratory on Geological Disposal of Highlevel Radioactive Waste，Taiyuan 030006 China；2.Nuclear and Radiation Safety Center of MEP，Beijing 100082 China）

The safety requirement was studied for the barrier system of the HLW geologic disposal system.Safety requirement of engineered barriers and natural barrier were studied based on barrier evolvement，groundwater flow and radionuclide migration.

high-level waste；safety requirement；geological disposal

TL942

A

1672-0636（2016）04-0229-08

10．3969/j．issn．1672-0636．2016．04．007

國(guó)防科工局“十二五”地質(zhì)處置安全評(píng)價(jià)技術(shù)研究（科工二司（2013）1221號(hào)）

2015-06-03；

2015-09-14

李洪輝（1981—），男，湖南邵陽(yáng)人，副研究員，主要從事放射性廢物處理、處置工作。E-mail：yz202lhh@163.com