乏燃料深钻孔处置安全试评价

李星宇，王旭宏，杨球玉，吕 涛，李 昶，赵焕梅，王 馨，夏加国

(中国核电工程有限公司 放射性废物处置中心，北京 100840)

深钻孔处置为20世纪50年代提出的高放废物深地质处置概念模式之一。其基本处置概念设计为在稳定的结晶岩地区向下钻出深4～5 km、直径400～800 mm的处置钻孔，将高放废物放置在钻孔底部1～2 km，并使用膨润土、水泥、混凝土等材料对处置段上部进行密封回填，概念设计示于图1[1]。

图1 深钻孔处置概念设计示意图[1]Fig.1 Conceptual design of deep borehole disposal

在深钻孔处置提出初期，受当时钻探技术的限制，难以钻出数千米深、孔径满足处置需求的大直径深钻孔，导致深钻孔处置研发工作一度停滞，仅有少数国家如英国、瑞典等出于对深地质处置方案优化、比选的需要，对深钻孔处置可行性进行了初步分析。然而近年来，随着油气行业、地热、大陆科学钻探等领域深井钻进技术的快速发展，结晶岩深井工程案例不断增加，为深钻孔处置发展带来了新的契机。美国、英国、德国、法国等国的放射性废物处置机构再次关注到深钻孔处置方式，经研究提出其在处置特定高释热、小体积废物，及在某些不具备开展矿山式处置的条件下具有潜在应用前景[2]，深钻孔处置重回国际研发视野。

进入21世纪后我国深井钻探技术与设备制造技术水平大幅度提高，在深地质处置研发方面开展了一系列选址、场址评价、地下实验室设计、处置库概念设计等前期科研工作，以上钻探技术的发展与深地质处置的研发积累，为我国开展深钻孔处置研究创造了有利条件。我国深钻孔处置可行性研究，应首先解决处置安全评价问题，对该方式下的核素迁移评价方法进行探索，为判断深钻孔处置方式的安全有效性提供依据。

1 我国乏燃料深钻孔处置初步概念设计

我国可能需要进行深地质处置的有乏燃料与高放废物玻璃固化体。本文仅对乏燃料深钻孔处置概念设计进行安全试评价。

1.1 处置工艺流程

单一深钻孔处置工艺流程可按以下三个步骤进行：

(1)处置孔钻进与完孔

使用钻井设备从地表开始垂直向下钻进，直至达预定处置深度结晶岩层5 000 m处。钻进过程分段进行：1)开钻进深度200 m，下套管至孔底，水泥固井，隔离浅表层地下水，防止掉块；2)继续钻进至1 500 m，下套管至孔底，水泥固井；3)继续钻至5 000 m深度，在1 500 m处用悬挂器悬挂花管固井。处置孔完成后在井口至1 500 m放置与下部花管同样尺寸的引导管，使井壁保持稳定、通畅，为处置容器放置形成完整通道。

(2)处置段废物放置

将钻孔底部以下2 000 m范围作为废物处置段，废物处置容器两端设计为螺纹连接，以40个处置容器为一组形成处置容器串通过钻杆或钢丝绳进行容器下放。单组容器放置后，使用膨润土对处置容器与钻孔孔壁间隙进行密封。

(3)回填段封填

处置孔孔口至3 000 m深度为回填段，根据多重安全屏障与纵深防御设计原则，采用混凝土、膨润土等对回填段进行分段封填，有效阻断处置区与地表的连接通道，实现对处置废物的安全隔离。在密封回填材料选择方面，根据回填段围岩的不同选用不同材料，如沉积岩层采用混凝土、沥青、膨润土粘土进行封填，花岗岩地层采用水泥、膨润土、水泥-砂石混合物进行密封。

1.2 处置容器与处置孔结构设计

根据深钻孔处置安全策略，废物放置后的长期安全主要依赖于地质屏障的长距离隔离作用，对于处置容器的抗腐蚀要求相对较低，深钻孔处置容器设计主要应保证容器在放置与密封回填过程中的完整性并具备抵抗高温、高压环境的能力。初步考虑选用石油行业高强度钢作为处置容器材料，并采用石墨、硅砂、膨润土等材料对容器内空隙进行充填，以减少处置容器内发生核临界的风险并阻挡处置后周围环境内水流的侵入。我国目前已有及规划建设商用核电站堆型产生的乏燃料最大尺寸为压水堆AFA/TVS-2M组件(高4 570 mm，横截面六棱柱形对边间距235 mm)，考虑对乏燃料组件不再进行拆解，每个处置容器中放置一个乏燃料组件，处置容器结构示于图2，单个容器壁厚35 mm，直径350 mm，长度4 840 mm。

图2 乏燃料处置容器结构设计示意图Fig.2 Schematic diagram of disposal canister for SF

综合考虑处置容器尺寸、处置段钻孔内径及钻井过程中钻头与套管之间的尺寸配合，在满足5 000 m处置深度的条件下，确定处置孔结构设计如图3所示，结构设计参数列于表1。

图3 乏燃料处置孔结构设计示意图Fig.3 Schematic diagram of disposal borehole structure for SF

表1 处置孔结构设计参数Tab.1 Design parameters of disposal borehole

2 安全标准确定

我国颁布的《放射性污染防治法》与《放射性废物安全管理条例》，以及最新出台的《核安全法》均已明确对于高放废物实行集中的深地质处置，但目前尚无对于高放废物处置安全指标的具体规定。而国际通用的安全指标通常为剂量指标(处置系统未受扰动情况下，合理最大受照个体因核素释放受到辐照的剂量)和风险指标(风险=接收剂量的概率×该剂量引起有害健康效应的概率)将其作为安全评价开展的基本指标，各国高放废物处置制定的剂量与风险防护指标列于表2。

表2 国际高放废物处置基本安全指标[3]Tab.2 International safety standards of HLW disposal

根据表2可知：①目前国际上对于高放废物处置的剂量约束值为0.1～0.3 mSv/a，风险约束值主要有两个10-5和10-6；②一般不区分不同的时间阶段，处置库关闭后的早期阶段(1万年内)使用剂量指标，更遥远时期则通过风险指标或引入发生概率；③排除发生概率极小的事件或过程。

参考以上国际经验，将本次工作中高放废物深钻孔处置核素迁移对一般公众所致剂量标准按保守考虑，确定为0.1 mSv/a。

3 评价景象确定

深钻孔处置可能导致的放射性核素释出迁移至地表生物圈的途径有：①因地质构造活动、火山喷发、人类入侵行为导致的处置废物带出地表(处置深度埋深大、可能性小)；②通过钻孔内部垂直向上迁移进入地表生物圈；③进入围岩含水层中，通过地下水迁移进入地表生物圈(深部地下水具有高盐度、密度分层效果，可有效限制地下水的垂直向上流动)，故核素通过处置孔的垂直向上迁移应是深钻孔处置可能导致辐射影响最主要途径，对其讨论如下：

(1)通过处置孔密封回填材料的向上迁移

目前提出的深钻孔处置容器设计要求为满足容器放置与回填过程中的完成性，而对回填后的容器功能无特殊要求，因此可以假设处置孔关闭后处置容器即立刻失效，废物处置区段孔内的垂向渗透系数相对较大。但在密封回填段，膨润土等密封回填材料将会保持其设计性能，具有较小的渗透性并有效阻滞核素，可能导致核素垂直向上迁移的可能驱动力有废物体释热引起的钻孔内水流流动，处置孔顶部抽水产生的驱动力。

(2)通过处置孔围岩扰动区的向上迁移

处置孔施工过程中会对处置孔围岩产生一定扰动，形成一些微小裂隙成为核素向上迁移潜在通道，在沉积盖层段产生的扰动裂隙相对大于处置围岩段裂隙，在固井(注水泥浆)与密封回填材料维持有效且符合设计要求的条件下，可对围岩扰动区裂隙进行封堵并减少裂隙影响。

综上所述，确定本次安全评价的基本评价景象为在处置孔上方打井抽水及处置区废物释热引起的热驱水共同作用下，放射性核素由处置区垂直向上迁移进入水井，人类直接饮用井水导致的潜在辐射照射(示于图4)。

图4 乏燃料深钻孔处置核素迁移路径图Fig.4 Schematic diagram of radionuclide migration pathway of deep borehole disposal for SF

出于保守考虑对具体条件概化如下：处置孔关闭后，不考虑处置容器对废物体的包容作用，废物体中核素立即达到溶解平衡状态，溶解度取决于处置区的热学、水化学条件；由废物体释热导致的核素迁移最大距离为1 000 m，热驱水流动主要发生在处置孔关闭后的200年内，热驱水流速取0.017 m/a[4]；由热驱水在处置区上段1 000 m处形成的核素污染源主要由于抽水作用继续迁移2 000 m进入地表生物圈；核素进入抽水井的稀释因子为3.16×107，井中最大核素浓度出现在抽水后的8 000年(不考虑核素迁移至水井过程中的衰变、吸附作用)[5]。

4 安全评价计算

4.1 计算公式

对于核素在热驱水作用下处置区上方1 000 m处的核素浓度，主要基于一维连续污染源溶质迁移公式[5]进行计算，同时考虑对流、弥散作用、吸附作用及核素自身的衰变：

C(x,t)=

(1)

其中：

vc=v/Rf

(2)

Rf=1+(ρbkd)/n

(3)

式(1～3)中，C(x,t)为处置区上方x距离处，在t时刻的放射性核素浓度，mg/L；x为计算区与处置区的垂直距离，m；t为核素释放后的计算时刻，a；C0为废物源初始浓度，mg/L；vc为溶解核素迁移速度，m/a；v为孔隙中水流流速，m/a；Rf为阻滞因子,无量纲；kd为分配系数,L/g；n为孔隙度,无量纲；ρb为钻孔密封材料体积密度,kg/m3;ax为纵向弥散度,m；λ为衰变常数,a-1。

人类饮水导致的个人剂量计算公式[6]如下：

(4)

式中，DW,P为饮用井水所致个人剂量,Sv/a；Q为饮水量，成人取0.73 m3/a；Ci为井水中核素i的浓度，Bq/m3；Fi为核素i的食入剂量转换因子，Sv/Bq。

4.2 参数选取

(1)源项数据

安全评价所需的源项数据为废物体中的核素种类与活度，由于我国目前公开的乏燃料相关资料较少，故本次计算选取瑞典SKB公开报告中的乏燃料源项数据作为输入源项，为深钻孔处置的安全评价提供参考(表3)。对于单个处置孔，处置乏燃料数按400个进行计算。

表3 计算输入源项Tab.3 Source term characters of SF for calculation input

(2)密封回填材料参数取值

(3)核素分配系数

各核素在膨润土中的分配系数及对应的阻滞因子列于表4。

表4 膨润土分配系数取值[7]Tab.4 Distribution coefficient in bentonite

(4)食入剂量转换因子

各核素食入剂量转换因子取值参照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)进行确定(列于表5)。

表5 核素食入剂量转换因子Tab.5 Ingestion dose conversion factors of radionuclides

4.3 计算结果分析

核素迁移导致公众剂量评价根据公式(4)进行计算，结果列于表6。

表6 核素迁移所致个人照射剂量计算结果Tab.6 Public exposure dose calculation results

由初步计算结果可知，在该评价景象下，乏燃料深钻孔处置所致最大个人剂量为0.045 mSv/a，最大剂量出现在处置孔关闭后的8 200年，导致照射剂量的核素主要为I-129，其它核素则已经衰减到可忽略水平，评价结果低于目标0.1 mSv/a。

5 结论与展望

本工作在乏燃料深钻孔处置概念设计基础上，基于保守概化对处置孔上方打井饮水景象进行了安全试评价，得出个人最大剂量为0.045 mSv/a，最大剂量出现在处置孔关闭后8 200年，该结果可为我国高放废物深钻孔处置提供参考。后续随着国内深钻孔处置研究工作的进一步推进，应在深入探明深部地质环境特征、进一步完善处置工艺设计等工作的基础上，对核素迁移计算模型进行更新与细化。