第25卷 第4期 岩石力学与工程学报 Vol.25 No.4 2006年4月 Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering April，2006
收稿日期：2005–10–30；修回日期：2005–12–27 作者简介：王 驹(1964–)，男，博士，1984年毕业于南京大学地质系放射性矿产地质专业，现任研究员、博士生导师、核工业北京地质研究院总工程师，主要从事高放废物地质处置方面的教学与研究工作。E-mail：radwaste@public.bta.net.cn
高放废物地质处置及其若干关键科学问题
王 驹，陈伟明，苏 锐，郭永海，金远新
(核工业北京地质研究院，北京 100029)
摘要：如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题。在介绍国内外最新研究进展的基础上，重点讨论高放废物地质处置的若干关键科学问题：处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下(中(高)温、地壳应力、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等)深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为及处置系统的安全评价。同时，介绍了国外若干重大科研项目和若干研究热点问题。 关键词：高放废物；地质处置；地下实验室；关键科学问题 中图分类号：TL 942+.211 文献标识码：A 文章编号：1000–6915(2006)04–0801–12 GEOLOGICAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTE AND
ITS KEY SCIENTIFIC ISSUES
WANG Ju，CHEN Weiming，SU Rui，GUO Yonghai，JIN Yuanxin
(Beijing Research Institute of Uranium Geology，China National Nuclear Corporation，Beijing 100029，China)
Abstract：Safe disposal of high level radioactive waste is a challenging task facing the scientific and technological world. This paper introduces the latest progress of high level radioactive waste disposal programs in the world，and discusses the key scientific issues as follows：(1) the precise prediction of the evolution of a repository site；(2) the characteristics of deep geological environment；(3) the behaviour of deep rock mass，groundwater and engineering material under coupled conditions(intermediate to high temperatures，geostress，hydraulic，chemical，biological and radiation process，etc)；(4) the geochemical behaviour of transuranic radionuclides with low concentration and its movement with groundwater；and (5) the safety assessment of disposal system. Several large-scale research projects and several hot topics related with high-level waste disposal are also introduced. Key words：high-level radioactive waste；geological disposal；underground research laboratory；key scientific issues 1 引 言
与其他工业一样，核工业的生产、研究以及核
技术应用也会产生废物，即“核废物”，或称“放射
性废物”。按放射性水平分类，核废物可划分为低放
废物、中放废物和高放废物。目前，已有较成熟的
技术对低、中放废物进行最终安全处置。而对于高
放废物，由于其含有毒性极大、半衰期很长的放射性核素，对其安全处置是一个世界性难题。
世界各国有核国家都把安全处置高放废物提到
保证核能工业可持续发展、保护人民健康、保护环
境的高度来认识，这是一项长期的战略任务，应加
以重视，其具体表现如下：
(1) 需要最高决策机构(如国会、总统)来监管
这项工作；
(2) 有专门的实施机构承担此项任务；
(3) 有经过国家批准的高放废物处置研究计• 802 • 岩石力学与工程学报 2006年
划；
(4) 有专门的法律确保核废物安全处置；
(5) 有专门的研究经费和项目经费支持。
对于高放废物的最终处置，曾经有人提出“太
空处置”、“深海沟处置”、“冰盖处置”、“岩石熔融
处置”等方案。经过多年的研究和实践，目前普遍
接受的可行方案是深部地质处置，即把高放废物埋
在距离地表深约500～1 000 m的地质体中，使之永
久与人类的生存环境隔离。埋藏高放废物的地下工
程即称为“高放废物处置库”。
高放废物处置库采用的是“多重屏障系统”设
计思路，即把废物(乏燃料或玻璃固化块)贮存在废
物罐中、外面包裹缓冲材料，再向外为围岩(花岗岩、
凝灰岩、岩盐等)。一般把废物体、废物罐和缓冲回
填材料称为“工程屏障”，把周围的地质体称为“天
然屏障”。
各国根据地质条件的不同，选择了不同岩性作
为天然屏障，如瑞典、芬兰、加拿大、韩国、印度
选择花岗岩；美国选择凝灰岩；比利时由于可选岩
性有限，只能选择黏土岩；法国、瑞士尚未确定是
选择花岗岩还是黏土岩；德国原定选在岩盐之中，
但后来决定重新启动选址程序，至今未确定处置库
围岩类型。
考虑到处置库中的废物毒性大，半衰期长，因
而要求处置库的寿命至少要达到1×104 a。这一要求
是目前任何工程所没有的。因而，处置库的选址、
设计、建造、性能评价就极为复杂。
开发处置库是一个长期的系统化的过程，一般
需要经过基础研究，处置库选址场址评价，地下实
验室研究，处置库设计、建设和关闭等阶段。这些
阶段的任务不同，但在时间上有重叠，其中，地下
实验室是建设处置库不可缺少的重要阶段。各国在
进行选址和场址评价的同时还开展大量研究和开发
工作，比较重要的方面包括处置库的设计、性能评
价、核素迁移的实验室研究和现场试验、工程屏障
研究等。
2 国际进展
高放废物安全处置的复杂性一直受到世界的高
度关注，欧、美、日等有核国家和地区通过制定国
家政策、颁布法律法规、成立专门机构、拨付专门
经费、制定长期科技开发计划、建立专门的地下研
究设施和开展长期研究等方式，从政策、法规、机构、经费和科研等方面确保高放废物的安全处置。
其中，长期的科技攻关工作为掌握地质处置技术起
到了关键作用。例如，美国从1957年起开展这方面
的研究，并制定了长期的研究开发计划，在内华达
州尤卡山还花费近5亿美元建造地下研究设施——
ESF。美国的总研发费用达到65.8亿美元。经过近
45 a的基础研究和场址评价工作，美国总统布什最
终于2002年批准了尤卡山场址和建库计划，预计
美国将于2010年建成世界上首座高放废物处置库。
欧盟、瑞典、日本也制定了国家层次的研发计划，
并投入了巨资。瑞典、加拿大和日本的研发费用分
别达到44亿克朗、7亿加元和1.084×103亿日元。
欧盟在2003年启动的第六框架研究计划中，高放废
物地质处置技术研究开发也占有相当重要的位置。
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49 a的历史。49 a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，走到了今天大部分处置技术已基本
成形、部分处置库设计已基本完善，部分国家已确
定场址(芬兰于2001年确定了Okiluoto场址、美国
于2002年确定尤卡山场址)的地步，尤其是在过去
十几年之中取得了重要进展。各国在法规、选址、
场址评价、工程屏障、地下实验室、概念设计、性
能评价、处置库建造、公众接受等方面取得了重要
进展[1～11]。
2.1 高放废物各方面情况
(1) 法律法规
在国际原子能机构的支持下，有关国家之间签
订了针对放射性废物处置的“乏燃料安全管理与放
射性废物安全管理公约”；国际辐射防护委员会出版
了“固体放射性废物处置的辐射防护原则”(ICRP–
64)和“放射性废物处置的辐射防护政策”(ICRP–
77)；国际原子能机构也颁发了一系列国际认同的非
强制性放射性废物安全标准(RAWASS)。
(2) 处置方法
深部地质处置已成为公认的高放废物永久处置
方法。尽管早期探讨过海床处置、深钻孔处置和太
空处置等方案，但就费用、风险和法规要求而言，
这些方案实施的可能性不大。
(3) 燃料循环技术路线
英、法、德、日、俄和印度等国采取对乏燃料
进行后处理、玻璃固化、暂存和最终处置的技术路
线，而加拿大、瑞典、芬兰和瑞士则对乏燃料直接
进行处置。目前，美国暂采取乏燃料直接处置方案，第25卷 第4期 王 驹等. 高放废物地质处置及其若干关键科学问题 • 803 •
但其方案中考虑了在100 a之内还能从处置库中回
取乏燃料，美国处置库中还同时处置军工高放废液
的玻璃固化块。
(4) 地质处置技术路线
在通过大规模的基础研究和地下实验室研究，
获得了丰富的经验和掌握技术之后，越来越多的国
家高放废物地质处置今后的技术路线是：处置库选
址和场址评价→特定场址地下实验室→处置库建
造。
(5) 地质处置规划
美国已明确将于2010年建成尤卡山高放废物
处置库；芬兰将于2020年建成乏燃料处置库；瑞典
将于2006年确定场址，随后开始建库；法国经过
15 a的大规模研究，将于2006年提交建造高放废物
库的可行性报告。欧盟已于2002年通过导则，敦促
其成员国必须于2008年制定选址计划，并于2018
年确定各国最终场址。
(6) 处置技术
就整体而言，地质处置所必须的技术(废物整
备、处置库设计和工程技术)已经具备，但某些技术
及其施工经验尚缺乏。鉴于处置技术的难度，地质
处置库的设计越来越趋向考虑核废物的可回取性。
(7) 选址工作
此方面的工作取得了突破性进展，芬兰于2001
年5月确定了Olkiluoto为高放废物处置库场址；美
国于2002年7月确定了内华达州的尤卡山为最终场
址；瑞典选出2处最终场址(Forsmark和Oskarshamn
场址)，并将于2006年确定最终场址；而日本则于
2002年启动了处置库的选址工作。
(8) 场址特性评价
在天然系统研究、场址评价方法、现场测试方
法和技术、数据测量技术、准确判断系统的不确定
性和不均一性等方面获得了突破性的进展。
(9) 工程屏障研究
针对不同的处置概念，提出了不同的工程屏障
设计，并对其在处置库条件下的性能及其与天然屏
障的作用有了深刻的了解；以结晶岩为围岩的处置
库，将采用膨润土作为回填材料。
(10) 地下实验室中的大规模试验及国际合作
取得进展
瑞典Äspö、比利时Mol、加拿大URL、瑞士
Grimsel和Mont Terri、法国Meuse/Haute Marne、美
国尤卡山的ESF等地下实验室研究均获得了大量成
果；日本目前还在筹建瑞浪和幌延地下实验室。 (11) 处置系统总性能评价方法和技术日渐成
熟
天然和人工类似物研究为提高地质处置的置信
度发挥了重要作用，大部分国家均完成了阶段性的
处置系统性能评价报告。
2.2 各国高放核废物处置研究进展
2.2.1 美国
美国共有104个民用反应堆正在运行[2，7]，其
乏燃料连同军事高放废物将在一起最终处置。据预
测，到2030年，美国将积累9.0×103 t国防高放废
物和8.5×104 t从商用反应堆中卸出的乏燃料。美国
的高放废物地质处置计划由能源部负责执行，其下
属的民用放射性废物管理办公室以及尤卡山场址特
性评价办公室具体负责实施，包括运输、容器开发、
处置库设计、场址评价以及申请许可证和建造、运
行等。该国采取乏燃料直接处置的技术路线，处置
库概念设计为平巷型，位于地下水位以上的包气带
中，处置后的乏燃料可在100 a内回取。美国的高
放废物处置库侯选场址位于内华达州的尤卡山，到
目前为止，详细的场址评价工作已完成，性能评价
也已完成。美国能源部已经向美国核管署提交建库
申请，预计核管署将用3 a时间评审完毕。美国整
个处置计划约需587亿美元，经费主要来自电费的
提成，每年能收取费用约6亿美元。美国原计划于
1998年建好尤卡山处置库，后因种种原因，现推迟到
2010年左右才能建好处置库。
内华达州尤卡山场址是目前惟一的候选场址，
历经近20 a的大规模详细研究，已完成场址可行性
评价报告和环境影响评价报告。2002年7月，美国
总统布什已批准内华达州的尤卡山场址。
美国由于超铀废物量比较大(共有1.7×105 m3)，
故在新墨西哥州的地下岩盐层中建造了“废物隔离
中间工厂”(也称WIPP处置库)，用于存放、处置超
铀废物。该处置库已建设好，己于1999年3月开始
接受美国军工超铀废物。
美国高放废物处置库工程自1976年开始着手
进行选址工作，至2010年处置库建成，需经过4
个阶段，约需35 a的时间。
2.2.2 瑞典
瑞典有4个核电站[2，7，9，10]，共12个机组(包括
已退役的2个机组)，核电占总发电量的51.6%。到
2010年，预计累计产生的乏燃料将达7.9×104 t。目
前，乏燃料存放在Simpevarp核电站附近的乏燃料
中间储存设施(CLAB)之中，并由核电站出资成立的