浅谈核废料处置库围岩―盐岩

开篇：润墨网以专业的文秘视角，为您筛选了一篇浅谈核废料处置库围岩―盐岩范文，如需获取更多写作素材，在线客服老师一对一协助。欢迎您的阅读与分享！

【摘 要】近年，世界上许多国家都对都面临着黑废料处置的难题，其中核废料处置库围岩的地域性以及人文社会经济的不同而较难选择。本文介绍了各国高放废物处置库的围岩类型，着重讨论了岩盐的基本特征及其工程特性。概括对比了盐岩作为核废料处置库围岩的优点和不足，阐述了盐岩作为核废料处置库围岩存在的地质处置问题。

【关键词】核废料 处置库 围岩 盐岩

中图分类号：TJ610.6 文献标识码：A 文章编号：1009-914X（2013）35-063-01

1 前言

核电是一种新型高效的能源，较传统的火力发电而言，具有消耗资源少、污染轻、对环境影响小等特点，并且燃料成本占发电总成本相对较低；核燃料密度较大，便于运输。但核电在给人类带来好处的同时，随之而来的是高放废料的安全处置问题。高放核废料处置一个前沿的研究课题。其中，场址选择，尤其是围岩的选取成为这一课题的研究难点之一。

高放废物能否安全有效地处置是“完整的核燃料循环”链中重要的一环，受到了世界各有核国家的广泛关注。经过长期的探索和论证，目前世界各有核国家普遍接受的方案是基于多重屏障系统的深地质处置模式[1]，即把高放废物埋藏在地表以下深约500～1000m地质体中。现阶段都倾向于利用深部岩石洞室（花岗岩、粘土岩、岩盐等）作为永久储存库。

围岩是高放废物中的有害放射性核素进入人类居住环境的最后一道屏障，选择安全可靠的围岩是保证高放废物处置库安全的重要前提。作为高放废物处置库的围岩，应当具有以下基本性质[2] ：（1）岩石孔隙度小、水渗透率小；（2）裂隙较少；（3）具有较好的导热性、抗辐射性；（4）具有较强的离子交换能力和吸附能力；（5）具有一定的机械强度；（6）具有足够大的体积。具备以上特性，可以作为处置库围岩的岩石包括结晶岩（花岗岩、片麻岩、闪长岩、辉长岩）、黏土岩（ 包括塑性黏土）、岩盐、凝灰岩、玄武岩等。

当前世界各国对各类围岩岩石类型进行了深入的研究，其中包括花岗岩、粘土岩、盐岩、凝灰岩和塑性粘土等；很多国家都建立了地下实验室，对上述围岩进行了研究，本文着重讨论了岩盐的基本特征及其工程特性。概括对比了盐岩作为核废料处置库围岩的优点和不足。阐述了盐岩作为核废料处置库围岩存在的地质处置问题。

2 盐岩的基本特性及工程特性

盐岩主要是由易溶于水的钾、钠、钙、镁的卤化物和硫酸盐所组成的化学成因沉积岩[3]。盐岩作为处置库围岩的主要优点如下：（1）存在于无水地质环境中，从而可以不考虑地下水影响；（2）孔隙度很低（0.5%），渗透系数也相对较低（10-12～10-8 m/s）[6]；（3）导热性能好（热导率为3.34～6.28 W/m・K）；（4）自闭能力好；（5）矿物成分对核素具有较好的吸附能力；（6）研究证明，核素在饱和溶液中扩散速度非常小。

盐岩作为处置库围岩的缺点[4]： （1）当温度增高至一定界限时，岩盐的导热率降低；（2）抗辐射性效果一般；（3）在高温高压下将发生蠕变，处置库中的放射性元素有可能迁移；（4）光卤石在温度升高时有可能分解生成卤水，将直接影响到处置库的安全。

3 核废料地质处置问题

大量的试验表明[7-10]，盐岩作为核废料处置库具有优良的特性：从物理性质上讲，其孔隙率低导热性好、塑性强等优点。从力学上讲，随着温度的升高，其抗拉压强度变强[5]。同时，在高温条件下其盐岩能够再结晶自愈合。但是盐岩作为处置库围岩也存在一定的问题。

在盐岩核废料处置库中，通常使用的地质处置方式为地下开挖、注浆填充和水压裂式等方式。近年，美国正在进行坑道开挖试验，但是该方法存在一定的缺陷，一方面成本较高，另一方面对围岩的扰动、破坏较大，从而会影响处置库的安全稳定性。并且还存着在同外界生物圈安全隔离的问题。水压裂式是指把核废料处理为稠浆后压进盐岩层中，利用盐岩本身的致密性，从而长期储存核废料的方法。而注浆充填式则是把核废料处理为稠浆后压进开采后的盐岩矿床腔体中， 这需要腔体能够保持长期安全稳定。

盐岩核废料处置库围岩的关键在于，是否在大量长期核废热作用下能够保证其力学稳定性、致密性以及安全性。由于盐岩随着温度的升高，其抗拉压强度变强[5]。但在温度作用下， 盐岩致密性及低渗透特性仍是核废料地质安全处置的基本要求。对于盐岩矿床中开挖地下硐室，应该采取科学成熟的方法进行开采。利用水溶开采技术进行开挖硐室，一方面可以大幅度的节省成本，两一方面可以尽量小的对硐室的扰动及破坏，从而能保证盐岩的稳定致密性以及安全性能。因而对于开挖盐岩核废料处置库，应该加深对于水溶开采技术的研究，充分借鉴国外丰富的经验，使我国在核废料处置方面处于不败之地。

参考文献：

[1] 沈珍瑶. 高放废物的处理处置方法[J]. 辐射防护通讯， 2002， 22（1） ： 37-39.

[2] 闵茂中. 放射性废物处置原理[M] . 北京： 原子能出版社，1998.

[3] 王驹，徐国庆，金远新. 高放废物地质处置库围岩特性对比研究[C]. 全国核与辐射设施退役学术研讨会论文集， 2007.

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

[5] 梁卫国，赵阳升，徐素国. 240 e 内岩盐物理力学特性的实验研究[J] .岩石力学与工程学报，2004，23（ 14）：2 365-2366.

[6] Consenza P Ghoreychi M Sabet B Bet al. In-situ rock permeability for long term safety assessment of storage[J].Int. J.Rock Mech.Min.Sci.1999 36 509-526.

[7] Chan KS Munson， DE Bodner， SR Fossum.AF Cleavage and creep fracture of rock salt [J].Act a Materialia，1996，44：3553-3565.

[8] PE Hansen， FD Russell， JF Carter， et al. Mechanical behavior of rock salt. Phenomenology and micromechaisms Senseny [J].International Journal of Rock Mechanics and Mining Sciences & Geomechanics Abstracts，1992，29（4）：363-378.

[9] Haupt M. Constitutive law for rock salt based on creep an d relaxation tests [J].Rock Mechanics and Rock Engineering，1991，24（4）：179-206.

[10] Wawersik WR Stone CM. Characterization of pressure records in inelastic rock demonstrated by hydraulic fracturing measurements in salt [J].International Journal of Rock Mechanics and Mining Sciences & Geomechanics Abst racts，1989，26（6）：613-627.