我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨

苏 锐， 程琦福， 王 驹， 赵宏刚，郭永海，陈伟明，金远新

（1.核工业北京地质研究院，中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，北京 100029；2.中国核工业集团公司，北京 100822）

我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路探讨

苏 锐1， 程琦福2， 王 驹1， 赵宏刚1，郭永海1，陈伟明1，金远新1

（1.核工业北京地质研究院，中核高放废物地质处置评价技术重点实验室，北京 100029；2.中国核工业集团公司，北京 100822）

综合对比瑞典、加拿大、芬兰和美国等国高放废物地质处置库场址筛选技术思路，分析国外高放废物地质处置库场址筛选过程中取得的经验、教训，总结了我国处置库选址工作取得的成果和存在的问题。在综合研究基础上，分析提出我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路，包括应遵循的原则、工作范围、目标和总体技术步骤等，以利于今后处置库选址工作更系统、规范和统一。

高放废物；地质处置；场址筛选；技术思路

高水平放射性废物（简称高放废物）的放射性强、毒性大、发热，且所含核素半衰期极长，必须采取可靠的手段将其与人类生存环境有效隔离。从目前世界发展情况看，采用深地质埋藏（距地表深约500～1 000 m的地质体中）并与生物圈隔离的地质处置方式被认为是一种有效、安全的处置手段，已成为国际共识［1-3］。埋藏高放废物的地下工程称为处置库。我国的《放射性污染防治法》明确规定“高水平放射性固体废物实行集中的深地质处置”。

高放废物是一类特殊的危险废物，其安全处置要求处置库的寿命至少为10 000 a。处置库工程不同于其他核工程，其场址筛选既要注重技术问题又要注重公众参与的问题。随着我国核能事业的快速发展，高放废物的最终安全处置问题越来越引起国家和公众的广泛关注，同时世界其他国家也很关注。我国自1985年启动高放废物地质处置库选址工作以来，在经费投入非常有限、相关管理规定不完善、选址标准与技术经验缺乏的条件下，选址工作取得了重要进展［2，6］，但是与建成处置库的工程目标需求相比，相差甚远，还处于处置库工程选址的前期研究阶段。本文综合对比分析国外，尤其是瑞典、加拿大、芬兰和美国等国高放废物地质处置库场址筛选过程中取得的经验教训，分析提出我国高放废物地质处置库场址筛选总体技术思路，供大家讨论。

为了便于叙述，下面介绍几个基本概念［7］：场址（site）：具有确定的边界，受运营单位有效控制的地块或者正在调查研究建造处置库适宜性的地块。围岩（host rock）：包容地质处置库的稳定地质体。选址（site selection）：选择合适处置库场址的过程，该过程由4个阶段构成，即规划选址阶段、区域调查阶段、场址特性评价阶段和场址确认阶段。预选区（pre-selected region）：规划阶段选出的区域。预选区面积一般为1 000～10 000 km2，其中可包含若干个预选地段。预选地段（pre-selected area）：区域调查阶段在预选区中选出的供进一步勘查的次级区域。预选地段一般为200～500 km2。候选场址（potential site）：区域调查阶段在预选地段中选出的供进一步勘查的范围。候选场址经场址特性评价后，有可能成为推荐场址。候选场址面积一般为十几到几十平方公里。推荐场址（preferred site）：经过场址特性评价阶段后，从候选场址中筛选出来的向国家主管机关和审管机关推荐的场址。最终场址（final site）：推荐场址经国家主管机关和审管机关批准后的场址，处置库将建造在其中。场址特性评价（site characterization）：对候选场址进行详细的地表和地下调查研究，以获得决定该场址适宜性及评价放射性废物处置设施长期安全性能的资料，并提出推荐场址。场址确认（site confirmation）：是选址过程的最终阶段，其任务包括对推荐场址的详细地面调查和建造地下实验室开展现场研究，以确认场址，并提供安全分析、环境影响评价和工程设计所需的详细资料。

1 国外高放废物地质处置库选址计划总体情况

自美国国家科学院1957年提出高放废物地质处置的设想至今已有50多年的历史。50多年来， “地质处置”已从原来的概念设想、基础研究、地下实验室研究和示范阶段，进入到大部分处置技术已基本成型、部分处置库设计已基本完善，部分国家已确定场址的阶段。芬兰2001年确定了Okiluoto场址。美国2002年确定尤卡山场址，2009年美国能源部在尤卡山建处置库的计划被暂停。瑞典2009年确定福斯马克（Forsmark）场址。加拿大地质处置计划推倒重来，于2007年重新启动了处置库选址计划。这4个国家目前均实行“一次通过”（即乏燃料直接地质处置）的技术路线［8］。本文重点介绍瑞典、加拿大、芬兰和美国等4国地质处置库选址计划总体情况，从正、反两方面的经验教训总结分析国际高放废物地质处置库选址计划基本特点。

1.1 瑞 典

瑞典有4座核电站，共12台机组（2台机组已关闭），到2010年，累计产生乏燃料达12 000 t。

自第1座核电站建成，瑞典颁布了《核活动法》，该法明确了政府、废物产生者、监管机构和执行机构的责任和义务［9］。

根据瑞典 《核活动法》的有关规定和要求，1972年瑞典4家核电企业联合组建了核燃料及废料管理公司 （SKB，非商业性公司），负责瑞典全国乏燃料和核废物的安全管理。1976年，瑞典政府颁布法令要求核电站业主在新建核电站前必须首先示范如何安全处置高放废物。核电站业主立即启动了瑞典高放废物安全处置计划——KBS计划，由SKB总负责，预计2025年处置库开始运行。SKB是处置库研究开发和工程的总承包单位，包括制定研发计划、确定场址、申请建造处置库许可证、处置库建设、运行和关闭以及安全评价等。经过30多年的研发，SKB逐渐掌握了高放废物处置技术，最终开发出了KBS-3深地质处置库模型，并已达到了建造处置库的条件。

SKB在场址筛选过程中采用形式多样的宣传手段介绍KBS计划和地质处置的安全性，包括邀请瑞典女王和感兴趣的民众参观地下实验室和核设施，在社区民众的厨房里组织圆桌会议讨论如何安全处置高放废物等，让公众参与、理解和支持KBS计划。在此基础上，SKB从全国找到了8个自愿社区（同意将处置库建在 “自家土地上”的社区），依据构造活动性、交通运输条件等选址标准在自愿社区内进行区域适宜性研究和候选场址筛选，1998年筛选出5个候选场址，然后依据地质、水文地质条件等标准筛选出2个推荐场址，即福斯马克（Forsmark）和奥斯卡莎姆（Oskarshamn）场址。2000～2008年对这两个场址进行对比评价，2009年确定福斯马克为最终场址。

1.2 加拿大

加拿大有20座核电站，已产生4.2万t乏燃料，1978年加拿大政府启动高放废物处置计划，由加拿大原子能有限公司 （AECL）负责深地质处置研究开发。1998年加拿大联邦环境评估团对整个处置研究开发计划进行了评估并得出结论：地质处置技术上是安全可行的，但是整个地质处置计划没有获得公众的充分理解和支持［10］。因此，高放废物处置计划暂停。2002年，加拿大颁布《核燃料废物法》，要求核电厂运营商共同成立一个核废物管理组织（NWMO），负责高放废物安全处置的研究开发，包括向政府部门推荐高放废物长期安全管理计划，以及按照批准的计划组织实施，提出经费需求，选定合适的场址，进行场址安全评价，申请处置库建造许可，处置库的安全运行和关闭等。NWMO组织成立后，即刻开展高放废物安全处置计划研究。2005年，NWMO组织向政府推荐了可变的分阶段管理（APM）计划。加拿大政府于2007年批准了APM计划［11］。根据该计划，深地质处置整个过程可分为7个阶段，包括场址评价、审管评审、地下验证设施和处置库建造、运行、持续监测、退役、关闭后监测等。整个过程预算约160～240亿加元，预计2020年确定场址，2025年建造处置库，2035年处置库运行。现正在进行处置库场址筛选，由NWMO组织总负责。在前期的地质处置计划夭折后，NWMO组织总结了失败的经验教训，借鉴瑞典等国处置库选址的先进经验，在APM计划的框架下制定了新的场址筛选程序。新选址程序是：通过各种媒介广泛宣传APM计划和地质处置的安全性，获得公众的理解和支持；然后从加拿大国内寻找自愿社区；依据选址标准，在自愿社区内进行区域适宜性研究和候选场址筛选，提出推荐场址；随后报审管部门审查批准，最终确定场址。

1.3 芬 兰

芬兰有4台核电机组，到2010年预计产生2 500 t乏燃料。高放废物的安全处置研究开发由芬兰核废物管理公司（POSIVA）负责。芬兰从20世纪70年代开始进行地质处置可行性研究，是较早开展地质处置研究计划的国家之一。自1976年开始选址，2001年已确定Olkiluoto核电站附近为高放废物处置库场址［12］。

芬兰的选址战略由POSIVA公司研究推荐给政府主管部门，经过政府的评审和核准后POSIVA公司组织实施，这与瑞典、加拿大等国相似。POSIVA公司负责制定各个阶段的场址筛选标准和计划，向政府主管部门报告年度进展情况。

1.4 美 国

美国正在运行的核电机组104台，产生约9万t乏燃料。与其他几个国家不同，美国的地质处置计划由美国能源部下属机构民用放射性废物管理局（OCRWM）负责组织实施，完全是政府主导整个实施过程。美国1957年提出用深地质处置方法处置高放废物，1976年开始选址研究，1983年确定9个预选区，1986年缩小到3个预选区，最后于1989年确定尤卡山地区为最终的预选区。在尤卡山预选区提出了15个候选场址，于1991年确定尤卡山山脊为最终场址［10］。而在尤卡山预选区的场址筛选工作从1983年就已经开始，到2002年才完成场址评价。一直以来，内华达州政府和当地民众强烈反对在尤卡山建造处置库。2009年，美国政府大量削减了在尤卡山建造处置库项目的拨款，其中的重要原因是政治因素，此外还有地方政府和民众反对。

1.5 国外处置库场址筛选计划的基本特点

经综合分析4个国家高放废物库场址筛选总体情况，其4国的场址筛选计划均具以下基本特点：

（1）制定了经政府部门批准的处置库场址筛选计划。处置库场址筛选计划是否得到了公众的广泛支持和理解是顺利确定场址的关键因素之一。

（2）场址筛选计划基本包括4个阶段，即场址区域规划、区域调查、场址特性评价和场址确定等。

（3）场址筛选周期较长，具有长期、稳定的经费保障。从4国的情况看，场址筛选周期需要10～25 a。

（4）场址筛选计划由专门的一个机构来总体负责和组织实施。

2 我国高放废物地质处置研究开发总体情况

早在1985年，原核工业部就成立了高放废物地质处置研究协调组，编制了高放废物深地质处置研究开发计划。该计划以研究和发展为先导、以建造一个国家处置库为最终目标，提出了我国高放废物深地质处置的技术路线［13］。

2006 年，原国防科工委、科技部和原环保总局联合向全社会发布了《高放废物地质处置研究开发规划指南》（以下简称 《指南》）。《指南》提出了我国高放废物地质处置研究开发分为3个阶段，即试验室研究与场址选择阶段、地下现场试验阶段、原型处置库验证实验和处置库建设阶段，并明确了各阶段的目标、任务，在2020年左右建成地下实验室，2050年左右建成高放废物地质处置库［14］。

2007 年，国务院批准的《核电中长期发展规划（2005～2020年）》明确提出2020年建成我国高放废物地质处置地下实验室的目标，使高放废物地质处置进入了新的阶段。

我国高放废物地质处置库选址工作始于1985年，主要由核工业北京地质研究院负责。在缺乏国家或行业的处置库选址标准情况下，核工业北京地质研究院根据初步拟定的选址标准，重点考虑了当时的核工业战略布局、核废物的来源、后处理厂的分布、人口分布密度、各类资源及其潜在资源、经济现状和前景等因素，从全国区域筛选入手，通过资料收集和综合对比分析，初步筛选了六大预选区，即甘肃（北山）预选区、华南预选区、新疆预选区、内蒙古预选区、华东预选区和西南预选区［15］。在此工作的基础上，经过进一步资料收集、现场踏勘和对比分析，在前述6片地区中筛选了21个地段供进一步工作。候选围岩有花岗岩、凝灰岩、火山杂岩、花岗闪长岩、页岩和泥岩等［16-17］。

自1990年以来，选址工作主要集中在甘肃北山预选区进行。具体研究了甘肃北山及其邻区的地壳稳定性、构造格架、地震地质特征、水文地质条件和工程地质条件等，运用地球物理测量方法和遥感地质方法研究了该区的地壳稳定性，完成了《我国高放废物处置库甘肃北山预选区区域地壳稳定性研究》报告，筛选出了8个预选地段。

2000 年以来，在国家有关部门的大力支持下，针对甘肃北山预选区的3个重点预选地段 （旧井、野马泉和新场—向阳山预选地段）开展深部地质环境研究和选址及场址评价研究，施工了6口深500～700 m的钻孔和8口深100～150 m的钻孔，开展了孔内各种试验，获得了3个预选地段的深部环境初步资料。

20多年以来，在经费投入非常有限、技术经验缺乏和选址标准与相关管理规定缺乏的条件下，高放废物地质处置库选址研究工作取得了重要进展，初步建立花岗岩处置库选址和场址评价技术方法，对甘肃北山预选区的3个重点预选地段进行了初步对比评价［2，8］。 这些工作和成果为开展下一阶段选址工作打下了坚实基础。但是前期工作还存在一些问题和不足，主要表现在：

（1）针对黏土岩等其他围岩的场址筛选与评价工作很薄弱。虽然在全国范围内推荐了六大预选区域，主要候选围岩为花岗岩、凝灰岩、页岩和泥岩等，但是针对不同围岩的选址工作无论在投入的人力、物力和时间上，还是在工作的程度、范围和深度上都很不平衡。

（2）不同预选区的选址工作程度不平衡。重点开展了甘肃北山预选区内的地段初步对比评价工作，其他重要预选区的地段对比评价工作相对很弱。

（3）前期处置库选址工作的规范性、全面性和系统性不足。

3 我国高放废物地质处置库选址工作总体技术思路

3.1 遵循的原则

充分分析国外处置库选址工作，并借鉴我国处置库选址前期工作中积累的经验和教训，提出今后的选址工作应遵循以下基本原则：

（1）系统性。不仅要系统开展花岗岩处置库筛选，而且要系统开展黏土岩处置库筛选。按照处置库选址导则要求，全面系统收集资料，满足各阶段场址对比的需要，各预选区和预选地段工作深度基本相同。

（2）规范性。选址过程严格按照国家有关法规标准进行。若国内缺乏相关标准，则参考国外的有关规定和要求或者制定统一的工作规范。

（3）继承性。充分利用20多年选址工作取得的成果和经验，在已有工作的基础上继续开展相关工作，但不局限于前期工作范围。

（4）统一性。针对不同岩性和不同的预选区与预选地段，制定统一的工作程序、数据记录与质量要求和格式以及工作深度，统一名词术语，保证今后处置库场址筛选与对比评价在同一尺度和基础上进行。

3.2 工作范围

工作范围的确定原则是：预选区根据花岗岩和黏土岩（主要是全国大中型沉积盆地）在全国的分布情况以及核工业布局情况而定；预选地段的范围根据围岩展布的连续性和处置库设计容量而定。

华南预选区主要指广东省、广西壮族自治区和湖南省及其邻近地区；华东预选区主要指华东6省及其邻近地区；内蒙古预选区主要指内蒙古自治区中西部及其邻近地区；新疆预选区主要指新疆维吾尔自治区及其邻近地区；黏土岩选址工作也在上述四大预选区开展，主要是全国的（除青藏高原、海南省和中国台湾省等地区外）大中型沉积盆地。西南预选区距离龙门山地震带较近，地处长江支流的源头，不适宜作为高放废物处置库的预选区，今后不必在该预选区开展选址工作。

3.3 工作目标

处置库选址工作的总体目标是针对不同岩性各筛选出2个推荐场址。阶段目标是：2015年前，在全国范围内推荐7～8个处置库预选地段 （围岩包括花岗岩和黏土岩）；2020年前筛选出4～6个处置库候选场址 （围岩包括花岗岩和黏土岩）；2030年前，筛选出2～3个推荐场址；2040年确定一个处置库最终场址。

3.4 总体技术步骤

选址过程首先从大范围的区域调查开始，筛选出预选区；然后通过对预选区域的调查和研究，筛选出预选地段，对预选地段进行勘查和比较提出候选场址；其后对候选场址进行详细评价，提出推荐场址；最后，对推荐场址进行深入勘察，确定最终场址。场址筛选过程分为如下6个步骤：

（1）收集全国小比例尺（≤1∶500 000）区域地质图、全国大地构造纲要图、全国活动构造分布图、全国地壳抬升和沉降速率分布图、人口等密度图、遥感地质图像等资料，按预选区圈出花岗岩和黏土岩分布区。以已有资料收集为主。

（2）按选址十大因素收集预选区区域资料并综合分析，通过遥感地质解译和现场初步路线踏勘后，在每个预选区筛选出若干个预选地段 （围岩包括花岗岩和黏土岩）。以已有资料收集为主。

（3）对初步筛选出的预选地段重点进行卫星、航空遥感图像解译和现场踏勘，收集全国小比例尺（≤1∶250 000）区域资料，并按选址十大因素补充收集和分析预选地段的区域资料，应用地段筛选排除性指标，在每个预选区至少筛选出1个预选地段。以已有资料收集为主。

（4）对筛选出的预选地段进行地面调查和深部环境特征调查，包括补充收集已有资料，地面地质、水文地质调查，综合地球物理探测和钻探工程验证以及钻孔综合测量等，成图比例尺为1∶50 000。综合分析各预选地段地面调查和深部环境特征调查资料，依据选址导则的要求，筛选出至少3个候选场址。

（5）针对候选场址开展详细的地面调查和深部环境特征调查，进行候选场址特性评价，提出至少2个推荐场址。

（6）针对推荐场址，结合处置库概念设计开展工程方案设计、环境影响评价和安全分析等工作，提交国家有关部门批准，确定最终场址。

3.5 “十二五”期间处置库选址工作思路

“十二五”期间处置库场址筛选工作思路是：在前期20多年的选址工作基础上，重点在内蒙古自治区、新疆维吾尔自治区和甘肃省（北山）等三大预选区开展预选区补充调查工作和预选地段特性评价工作，筛选出至少3个处置库和地下实验室候选场址，围岩岩性包括花岗岩和黏土岩。

4 讨 论

4.1 关于选址工作遵循的原则

从处置库选址前25 a工作来看，前期选址工作存在系统性和规范性不够的问题，有必要从 “十二五”开始将处置库选址工作做得更系统和更规范。同时，随着国家引导全国科研力量有竞争性地参加处置库选址工作，建立统一的选址程序和标准非常必要和紧迫。借鉴国外处置库选址工作的经验教训，处置库选址是一项复杂的、周期较长的系统工程，不确定性因素很多，因此，国家制定的选址程序必须是可以根据进展情况进行调整的，以增加选址程序的灵活性。

4.2 关于工作范围

前25年选址工作取得的成果是今后开展处置库选址工作的基础，但是今后的工作范围又不仅仅局限于前期选址工作涉及的范围。为了筛选出更适宜的场址，有必要在前期工作范围的基础上适当延伸。

4.3 关于工作目标

各阶段的工作目标是根据我国工程建设项目的一般网络计划从2050年建成处置库倒排时间初略估计的。时间节点和目标都可以根据今后国家投资力度、科研队伍规模和审批进度等情况进行调整。

4.4 关于总体技术思路

主要根据正在修订的 《放射性废物地质处置设施选址》导则中划定的4个阶段的工作深度和数据要求来确定。

［1］郭志敏.放射性固体废物处理技术［M］.北京:原子能出版社，2007.

［2］ 王 驹.高放废物深地质处置:回顾与展望［J］.铀矿地质， 2009， 25（2）:71-77.

［3］闵茂中.国内外放射性废物地质处置研究现状［J］.国外铀金地质（现名：世界核地质科学），1992，（2）:39-44.

［4］全国人大常委会.中华人民共和国放射性污染防治法［M］.北京：中国法制出版社，2003.

［5］潘自强，钱七虎.中国高放废物地质处置战略研究［M］.北京：原子能出版社，2009.

［6］王 驹，陈伟明，苏 锐，等.高放废物地质处置及其若干关键科学问题 ［J］.岩石力学与工程学报，2006， 25（4）:649-658.

［7］国家核安全局，HAD401/6放射性废物地质处置设施选址（修订稿）［S］.拟发布.

［8］ 王 驹.高放废物地质处置：进展与挑战［J］.中国工程科学， 2008， 10（3）:58-65.

［9］郝建中，等.国外高放废物地质处置法规汇编［M］.北京：原子能出版社，2007.

［10］徐国庆.加拿大和美国高放废物地质处置研究概况［J］.世界核地质科学， 2001， 18（3）:169-175.

［11］Nuclear Waste Management Organization.Moving forward together:Canada's plan for the long-term management of used nuclear fuel［M/OL］.Toronto：NWMO， 2010［2010-10-09］.http://www.nwmo.ca.

［12］王 驹.芬兰乏燃料最终地质处置的研究历程和经验［J］.世界核地质科学， 2002， 19（3）:157-159.

［13］王 驹，陈伟明，苏 锐，等.我国高放废物地质处 置 研究［J］. 原子能科学技术， 2004， 38（4）:339-342.

［14］国防科工委，科学技术部，国家环保总局.高放废物地质处置研究开发规划指南［M］.北京：国家国防科技工业局.2006.

［15］王 驹，徐国庆，郑华铃，等.我国高放废物地质处置进展：1985～2004［J］.世界核地质科学，2005， 22（1）:5-16.

［16］金远新，王文广，陈璋如，等.中国高放废物处置库围岩岩石类型的选择［M］//王 驹，范显华，徐国庆，等.中国高放废物地质处置十年进展.北京：原子能出版社，2004.

［17］王 驹，徐国庆，金远新.论高放废物处置库围岩［J］.世界核地质科学， 2006， 23（4）:222-231.

Discussion on technical ideas of site selection of geological disposal repository for high-level radioactive waste in China

SU Rui1，CHENG Qi-fu2， WANG Ju1， ZHAO Hong-gang1，GUO Yong-hai1， CHEN Wei-ming1， JIN Yuan-xin1
（1.CNNC Key Laboratory on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste，Beijing Research Institute of Uranium Geology，Beijing 100029，China；2.China National Nuclear Coporation， Beijing 100822， China）

The comparison of technical ideas has been comprehensively made in site selection of geological disposal repository for high-level radioactive waste in such countries as Sweden， Canada，Finland and USA.There is a good understanding and analysis on experience and lessons taken by these countries in the process of site selection of geological disposal repository.The results，achievements and problems in site selection of geological disposal repository for high-level radioactive waste in China are summarized.On the basis of comprehensive research，technical ideas of site selection of geological disposal repository in China are presented which include principles and scope of site selection in details， objectives and general technique steps are defined so as to make the site selection of repository in a way of system and standardization and unification.

high-level radioactive waste； geological disposal； site selection； technical ideas

TL942

A

1672-0636（2011）01-0045-07

10.3969/j.issn.1672-0636.2011.01.009

2010-10-19；

2010-11-16

苏 锐（1973—），男，四川巴中人，博士，高级工程师，主要从事核废物深地质处置研究。E-mail：su_rui@163.net