高放废物地质处置进展和安全评价研究*

段先哲 王灿州 王驹 凌辉 周志超 唐振平 马艾阳 牛苏娟

(1.南华大学资源环境与安全工程学院 湖南衡阳 421001; 2. 稀有金属矿产开发与废物地质处置技术湖南省重点实验室 湖南衡阳 421001; 3.中核集团核工业北京地质研究院 北京 100029)

0 引言

随着世界核能技术的发展，有核国家将核能用于国防和能源领域，核电站越建越多，产生的核废料也持续增加。目前全世界正在运行的核电站大约有400多座，每年预计将产生1万多吨的重金属乏燃料，只有不足1/3的乏燃料接受了循环处理，其余的则会放置在中间储存设施中[1-4]。目前全世界储存的乏燃料约有20万tHM。

我国是全球第三大核电生产国，核电在建规模世界第一。按照目前的发展情况，预计到2020年底，我国累计核电发电量能够突破一万亿千瓦大关，并且仍具有上升的空间，此时全部核电站相应的乏燃料累计总量将会达到14万tHM[2]。

这些乏燃料后处理所产生的高放废物含有几十种放射性核素，其放射性强度从形成到衰变再到正常水平往往需要经历数百万年之久。许多核素的生物毒性都很大，属于极毒或者高毒类，同时具有高释热率(如90Sr和137Cs)。此外，高放废物会因自身的强辐射场作用产生C2H4、CH4、CO、H2等燃爆性气体[5-6]。高放废物的这些复杂特性，导致其最终处置费用高、难度极大且面临一系列工程、技术及社会科学方面的挑战。挑战的最大难点在于如何确保在高放废物与生物圈之间进行安全可靠、长期有效的隔离，且隔离时间长达数万年甚至更长时间。《放射性废物安全管理条例》规定：高放废物地质处置相对应的安全隔离期不得少于1万年。

本文介绍了国内外高放废物处置研究进展，综述了我国高放废物地质处置库的若干关键科学问题，深入论述了高放废物地质处置的安全评价。

1 高放废物处置进展

1.1 地质处置

从上个世纪中叶开始，世界各国对于高放废物的最终处置问题开展了广泛的研究，提出了多种处置方案，包括“深地质处置”“深岩层熔融处置”“深海沟处置”“深钻孔处置”“嬗变处置”“海岛处置”“冰川处置”“太空处置”等(表1)[1-9]。但从法规、风险、费用等方面考虑，这些方案中除了“深地质处置”，其他方案实施的可行性很小[1-8]。

表1 高放废物处置方案[1-9]

经过长期多方面的验证，“深地质处置”是目前最安全可靠、技术上非常可行的处置方案。该方案具有隔离性能好、稳定时间长等优点。经过六十多年的发展，该方案已被大多数国家所接受，已有大量人力财力物力投入该方案的系统研究。

1.2 高放废物处置库

高放废物地质处置系统组成结构较为复杂，主要包括生物圈、处置库和地质环境，三者之间相互影响，相互关联。基于实体标准可分为两大类：一类是地质屏障，另一类是工程屏障。地质屏障主要是处置围岩，工程屏障常见的组成形式包括不同类型的高放废物、不同规格容量的废物罐容器以及差异化的缓冲回填材料。地质屏障与工程屏障是阻止放射性物质向生物圈迁移的主要屏障，而处置库围岩中的地下水，则是放射性核素迁移的载体。

需要指出的是，高放废物地质处置库被层层包裹，高放废物的放射性、毒性以及发热量可以得到大幅度削弱；并且由于建造在深部稳定的地质体中，气候变化、地面作用和人类活动的负面影响也可以得到有效减小[5,10]。

处置库地址的选择是高放废物地质处置过程中不可或缺的重要步骤，通过对大区域的调查，排除不合适的场址，并对剩余场址进行筛查和对比，优选出候选场址。需要考虑的因素比较多，一般包括：地质条件、建造条件、环境保护、人类活动、未来变化、土地使用、交通运输、人文经济。选址一般分为4个阶段：选址规划、区域调查、特性评价、场址确认。我国选址工作开始于1985年，1985—1999年进行了规划选址，比较了新疆、内蒙古、西北(甘肃)、华东、华南、西南等6个预选区，重点研究了西北(甘肃)预选区。经过调研对比后，最终筛选出了11个适宜地段。1999年IAEA技术官员派遣了专家来华对甘肃北山的场址进行考察，多数专家表示：甘肃北山可能是最佳的处置库场址[1]。2011年，核工业北京地质研究院向有关部门提出了高放废物处置库场址区域筛选的建议，在搜集的预选区的工程地质、水文地质、社会条件、经济条件等资料基础上，经过系统对比选择甘肃北山作为选址最终结果。该区域地处戈壁气候干燥、地形平缓、地壳稳定、花岗岩体完整、人口稀少、交通便利、地形地质条件适宜，具有良好的岩体工程施工条件[1-2]。2019年5月6日，关于北山高放废物地质处置的地下实验室工程建设立项书被正式批复，从此我国高放废物地质处置正式进入地下实验室阶段[9]。

目前已经基本确定高放废物采用玻璃固化，以甘肃北山为建设场址，将花岗岩作为处置库的主要岩型，以内蒙古为例，其建设应用的古高庙子膨润土矿床具有一定的代表性，能够满足中国高放废物处置库材料选用的实际需求，并且确定了添加剂的配方[7,9]，处置库设计的核心概念就是保障安全，把永久处置设定为目标，由巷道、竖井、硐室组成。

2 安全评价研究

2.1 安全评价研究近况

高放废物的妥善处置，不仅是有核国家正在积极探索的高新课题之一，也是民众关注的焦点，更关乎到我国核工业的可持续发展。长期安全是高放废物地质处置的基本核心，因此安全评价是高放废物处置研究的重点和难点，并且刻不容缓。安全评价是高放废物地质处置的重要一环，也是给公众建立信心的关键。对于筛选出来的场址以及将要在场址中建造的处置库，为保证处置库的安全可靠性，应该根据实际情况进行相关安全评价，包括对处置库正常和不同情景下引起的辐射危害进行评价[11]。安全评价的开展使得决策者、监督者、公众都了解场址的安全性，再综合多方面因素进行场址决策。监管机构能够基于安全评审报告做出何时转入下一阶段的指示。此外，安全评价的阶段性发展对上阶段的不足和下阶段的重点有指导性作用，可以指引今后的发展方向[12]。

地质处置库工程的开展较为复杂，其具体的安全评价和其他类型的工程系统有所不同，主要表现在所考虑的时间范围跨度较长，波及空间范围相对较大，导致实际的安全评价存在较大难度[13]。处置系统较为复杂，包含了玻璃固化体、缓冲材料、废物包装容器、围岩扰动带、处置围岩、区域环境等多个子系统，同时各个系统之间还有耦合作用。如果分别对其中的子系统实施安全特性研究和场址建模(地质模型、物理模型、数值模型等)，需要考虑的时间跨度达上百万年，还要进行极为复杂的计算，对现有的科学水平和计算能力都是一个巨大挑战。并且到现在为止国内还未建成可以投入使用的处置库，相应的安全评价也还没有发布[13-18]。

我国关于地质处理的安全评价起步较晚，缺少深入的研究，基础相对薄弱，需要加强发展。目前开展落实的地质处置安全评价工作涉及场址筛选、场区地质条件的调研等，现有的成果还是很有价值的[16,19-21]，例如预选区的水文地质研究和环境评测、缓冲回填材料的研究、安全评价的类比研究、核素的迁移、玻璃固化体的长期稳定性研究、处置库围岩的吸附形状和深度研究。但不可否认的是，我国的地质处置安全评价技术与发达国家依旧存在较大差距。

21世纪，我国调研了许多国家的性能评价报告，包括美国、瑞典、芬兰、日本等，同时开发设计了多个不同功能的安全评价程序。国际原子能机构(IAEA)通过相关合作也赠送了可开展完整的从远、近场的模拟仿真评估软件FracMan、Ecolego、Melode、Goldsim、Porflow、Amber等[17-26]。核工业北京地质研究院利用安全评价软件，以甘肃北山场址为评价对象，完成了标准清单的建立(FEPs)，对系统性能进行了景象开发和景象分析[17]；辐射防护研究院的熊小伟等利用Goldsim软件，以日本H12报告和处置围岩生物圈为背景，模拟了核素释放和迁移的过程，估算了处置库关闭后的放射剂量，结果表明：远、近场的辐射剂量在正常范围之内；陈明利用Goldsim软件进行了处置库的系统分析，其计算结果表明：正常情况下处置库关闭100万年后没有放射性核素释放到生物圈。这些结果初步表明甘肃北山新场址是安全的[27]。

目前阶段的主要任务是通过评价模型对特定景象精心试算从而建立起框架体系，重视安全评价方法开发与应用，掌握基本的方法和技术；初步筛选出关键部位和特性参数，为以后的处置库工程设计、安全分析、环境评价奠定基础[26-30]；基于实际的监管要求完成科学合理的安全评价，明确详细具体的特征属性，优化数据库，完善安全评价的稳定性、追溯性，模拟分析处置库今后的演变趋势，特别是处置库围岩内核素随地下水迁移这块，做出详细的安全评价报告。

2.2 安全评价基本步骤

对于准备建造的处置库，其安全评价必不可少，其内容主要涉及多种不同环境下的安全评价和危害分析。

其具体步骤(图1)是：先明确评价系统对象，开展前期资料收集、事故案例统计与现场勘查，然后进行危险识别和情景分析，在识别的时候要注意不能遗漏潜在的危险和即将生成的危险[30]。接下来在设定情景中分析危险，着重对其性质、种类、范围、条件、概率进行分析，并估算频率，构建未来可能出现的各种场景。对已经查明的危险通过建模或者计算来进行量化，单元划分选取合适的方法，为评价提供准确数据。最后，将分析结果与有关指标进行比对，以评价系统安全性。同时给出技术措施、修改建议或者操作指南等，并且对各个方案进行判断，从而找出改善情形的最佳方案。需要注意的是，安全评价开展过程中应该对不同影响因素进行全方位的分析与评估，并且评价的模型也需要验证和对比。

图1 安全评价基本步骤

2.3 结果与指标

对于高放废物地质处置系统来讲，其安全评价相关指标体系的建立必须满足简便、直观、稳定可靠等要求，目前尚未对安全评价指标进行科学合理的规定[9,12]。为了表明其安全性，世界各地开展了其表征方面的研究。国际上引入了安全功能指标和安全性能指标的概念，基于辐射剂量(Dose)或风险因子(Risky)对系统评价的安全性进行衡量。其中欧洲习惯用安全功能指标评价，对系统的性能和放射性进行评价，结果以辐射值或者其它数值表示；美国习惯用安全性能指标评价，对系统的性能和影响进行评价，结果以工程的稳定性表示，但是两者本质上并没有区别。这类指标概念简单明了并且已经被大多数人们接受。

现今我国还没有具体规定高放废物地质处理安全评价指标，但是综合国外的经验已经给出了具体建议(表2)[30]。我国地下实验室即将开工建设，开展安全评价研究具有一定的紧迫性，以为今后的处置库安全评价打下良好的基础。

表2 我国高放废物地质处置安全评价指标的建议

3 对高放废物地质处置研究的展望和建议

当前，国家对高放废物的地质处置问题高度重视，健全完善了很多相关法律法规。此外，经费的大量投入、参与单位的增加、国际合作的加强、研究的深入，都使得我国高放废物地质处置的综合实力逐渐提高并且取得突破进展。

然而，目前还存在一些重大技术难题。例如，在工程建设方面，处置库开挖技术、工程开挖损伤研究、废物罐可回取研究等都是一些重大攻关项目；在地质方面，场址区域水文特征和地质参数的研究、地下水的同位素特征、放射性核素随地下水的迁移、深部地质体的地球物理测量、深部地质环境和条件随时间的变化、深部岩石受到外部因素(中高温、高压、地壳应力、还原条件、水流作用和化学作用)影响的地球化学行为等方面的研究仍然是难点；在安全评价研究方面，裂隙介质水文地质模拟、大规模流场模拟、关键块体识别和建模、初步试算能力、地质处置系统综合性能的分析与评估、计算机模拟仿真分析等方面的研究仍亟待加强。为了增加安全评价结果的可信度和说服力，需加大相关软件的研发力度以增强自身竞争力；此外，应重视鉴定场址范围内的构造活动，识别导水的构造和裂隙的分布，以减少对评价结果造成的影响和干扰[31]。安全评价的研究是高放废物地质处置研究规划中非常重要的一环，而且贯穿整个规划始终，应该从长期发展的角度来考量。即使这样，未来仍会有许多不确定性，这无疑会给安全评价的研究带来挑战。随着工程建设的技术升级，可能会要求重新进行评价，因此还需具备应变的能力。此外，研究人员需要有大局观，不仅要考虑系统安全，还要兼顾废物的优化和最小成本管理，因为处置高放废物的费用很高。这就要求安全评价人员在保证系统工程质量的情况下寻求最佳的经济方案。同时需要强调的是，我们不能只考虑系统总体，而忽视子系统的安全评价，两者应该兼顾[23,31]。

总体上，针对我国高放废物地质处置开展的工作建议分为：

(1)收集国外资料、引进国外软件并加以消化，编制符合我国国情的安全评价要求细则，邀请国外专家联合评审。

(2)以现今各行业的安全评价内容成果为基础，尽快建立我国系统评价模型，利用评价分析的结果来细化和完善我国的处置库建设工程。对于安全评价的关键技术，如模型搭建、评价指标确立要加快进度。应以核素迁移为主线，以实体模拟实验为基础运行，并且要通过试验深入验证开展相关工作。与此同时要做好相关宣传工作，获得公众的信任与支持。