李星宇，王旭宏，楊球玉，呂 濤，李 昶，趙煥梅，王 馨，夏加國

(中國核電工程有限公司 放射性廢物處置中心，北京 100840)

深鉆孔處置為20世紀50年代提出的高放廢物深地質(zhì)處置概念模式之一。其基本處置概念設計為在穩(wěn)定的結(jié)晶巖地區(qū)向下鉆出深4～5 km、直徑400～800 mm的處置鉆孔，將高放廢物放置在鉆孔底部1～2 km，并使用膨潤土、水泥、混凝土等材料對處置段上部進行密封回填，概念設計示于圖1[1]。

圖1 深鉆孔處置概念設計示意圖[1]Fig.1 Conceptual design of deep borehole disposal

在深鉆孔處置提出初期，受當時鉆探技術的限制，難以鉆出數(shù)千米深、孔徑滿足處置需求的大直徑深鉆孔，導致深鉆孔處置研發(fā)工作一度停滯，僅有少數(shù)國家如英國、瑞典等出于對深地質(zhì)處置方案優(yōu)化、比選的需要，對深鉆孔處置可行性進行了初步分析。然而近年來，隨著油氣行業(yè)、地熱、大陸科學鉆探等領域深井鉆進技術的快速發(fā)展，結(jié)晶巖深井工程案例不斷增加，為深鉆孔處置發(fā)展帶來了新的契機。美國、英國、德國、法國等國的放射性廢物處置機構再次關注到深鉆孔處置方式，經(jīng)研究提出其在處置特定高釋熱、小體積廢物，及在某些不具備開展礦山式處置的條件下具有潛在應用前景[2]，深鉆孔處置重回國際研發(fā)視野。

進入21世紀后我國深井鉆探技術與設備制造技術水平大幅度提高，在深地質(zhì)處置研發(fā)方面開展了一系列選址、場址評價、地下實驗室設計、處置庫概念設計等前期科研工作，以上鉆探技術的發(fā)展與深地質(zhì)處置的研發(fā)積累，為我國開展深鉆孔處置研究創(chuàng)造了有利條件。我國深鉆孔處置可行性研究，應首先解決處置安全評價問題，對該方式下的核素遷移評價方法進行探索，為判斷深鉆孔處置方式的安全有效性提供依據(jù)。

1 我國乏燃料深鉆孔處置初步概念設計

我國可能需要進行深地質(zhì)處置的有乏燃料與高放廢物玻璃固化體。本文僅對乏燃料深鉆孔處置概念設計進行安全試評價。

1.1 處置工藝流程

單一深鉆孔處置工藝流程可按以下三個步驟進行：

(1)處置孔鉆進與完孔

使用鉆井設備從地表開始垂直向下鉆進，直至達預定處置深度結(jié)晶巖層5 000 m處。鉆進過程分段進行：1)開鉆進深度200 m，下套管至孔底，水泥固井，隔離淺表層地下水，防止掉塊；2)繼續(xù)鉆進至1 500 m，下套管至孔底，水泥固井；3)繼續(xù)鉆至5 000 m深度，在1 500 m處用懸掛器懸掛花管固井。處置孔完成后在井口至1 500 m放置與下部花管同樣尺寸的引導管，使井壁保持穩(wěn)定、通暢，為處置容器放置形成完整通道。

(2)處置段廢物放置

將鉆孔底部以下2 000 m范圍作為廢物處置段，廢物處置容器兩端設計為螺紋連接，以40個處置容器為一組形成處置容器串通過鉆桿或鋼絲繩進行容器下放。單組容器放置后，使用膨潤土對處置容器與鉆孔孔壁間隙進行密封。

(3)回填段封填

處置孔孔口至3 000 m深度為回填段，根據(jù)多重安全屏障與縱深防御設計原則，采用混凝土、膨潤土等對回填段進行分段封填，有效阻斷處置區(qū)與地表的連接通道，實現(xiàn)對處置廢物的安全隔離。在密封回填材料選擇方面，根據(jù)回填段圍巖的不同選用不同材料，如沉積巖層采用混凝土、瀝青、膨潤土粘土進行封填，花崗巖地層采用水泥、膨潤土、水泥-砂石混合物進行密封。

1.2 處置容器與處置孔結(jié)構設計

根據(jù)深鉆孔處置安全策略，廢物放置后的長期安全主要依賴于地質(zhì)屏障的長距離隔離作用，對于處置容器的抗腐蝕要求相對較低，深鉆孔處置容器設計主要應保證容器在放置與密封回填過程中的完整性并具備抵抗高溫、高壓環(huán)境的能力。初步考慮選用石油行業(yè)高強度鋼作為處置容器材料，并采用石墨、硅砂、膨潤土等材料對容器內(nèi)空隙進行充填，以減少處置容器內(nèi)發(fā)生核臨界的風險并阻擋處置后周圍環(huán)境內(nèi)水流的侵入。我國目前已有及規(guī)劃建設商用核電站堆型產(chǎn)生的乏燃料最大尺寸為壓水堆AFA/TVS-2M組件(高4 570 mm，橫截面六棱柱形對邊間距235 mm)，考慮對乏燃料組件不再進行拆解，每個處置容器中放置一個乏燃料組件，處置容器結(jié)構示于圖2，單個容器壁厚35 mm，直徑350 mm，長度4 840 mm。

圖2 乏燃料處置容器結(jié)構設計示意圖Fig.2 Schematic diagram of disposal canister for SF

綜合考慮處置容器尺寸、處置段鉆孔內(nèi)徑及鉆井過程中鉆頭與套管之間的尺寸配合，在滿足5 000 m處置深度的條件下，確定處置孔結(jié)構設計如圖3所示，結(jié)構設計參數(shù)列于表1。

圖3 乏燃料處置孔結(jié)構設計示意圖Fig.3 Schematic diagram of disposal borehole structure for SF

表1 處置孔結(jié)構設計參數(shù)Tab.1 Design parameters of disposal borehole

2 安全標準確定

我國頒布的《放射性污染防治法》與《放射性廢物安全管理條例》，以及最新出臺的《核安全法》均已明確對于高放廢物實行集中的深地質(zhì)處置，但目前尚無對于高放廢物處置安全指標的具體規(guī)定。而國際通用的安全指標通常為劑量指標(處置系統(tǒng)未受擾動情況下，合理最大受照個體因核素釋放受到輻照的劑量)和風險指標(風險=接收劑量的概率×該劑量引起有害健康效應的概率)將其作為安全評價開展的基本指標，各國高放廢物處置制定的劑量與風險防護指標列于表2。

表2 國際高放廢物處置基本安全指標[3]Tab.2 International safety standards of HLW disposal

根據(jù)表2可知：①目前國際上對于高放廢物處置的劑量約束值為0.1～0.3 mSv/a，風險約束值主要有兩個10-5和10-6；②一般不區(qū)分不同的時間階段，處置庫關閉后的早期階段(1萬年內(nèi))使用劑量指標，更遙遠時期則通過風險指標或引入發(fā)生概率；③排除發(fā)生概率極小的事件或過程。

參考以上國際經(jīng)驗，將本次工作中高放廢物深鉆孔處置核素遷移對一般公眾所致劑量標準按保守考慮，確定為0.1 mSv/a。

3 評價景象確定

深鉆孔處置可能導致的放射性核素釋出遷移至地表生物圈的途徑有：①因地質(zhì)構造活動、火山噴發(fā)、人類入侵行為導致的處置廢物帶出地表(處置深度埋深大、可能性小)；②通過鉆孔內(nèi)部垂直向上遷移進入地表生物圈；③進入圍巖含水層中，通過地下水遷移進入地表生物圈(深部地下水具有高鹽度、密度分層效果，可有效限制地下水的垂直向上流動)，故核素通過處置孔的垂直向上遷移應是深鉆孔處置可能導致輻射影響最主要途徑，對其討論如下：

(1)通過處置孔密封回填材料的向上遷移

目前提出的深鉆孔處置容器設計要求為滿足容器放置與回填過程中的完成性，而對回填后的容器功能無特殊要求，因此可以假設處置孔關閉后處置容器即立刻失效，廢物處置區(qū)段孔內(nèi)的垂向滲透系數(shù)相對較大。但在密封回填段，膨潤土等密封回填材料將會保持其設計性能，具有較小的滲透性并有效阻滯核素，可能導致核素垂直向上遷移的可能驅(qū)動力有廢物體釋熱引起的鉆孔內(nèi)水流流動，處置孔頂部抽水產(chǎn)生的驅(qū)動力。

(2)通過處置孔圍巖擾動區(qū)的向上遷移

處置孔施工過程中會對處置孔圍巖產(chǎn)生一定擾動，形成一些微小裂隙成為核素向上遷移潛在通道，在沉積蓋層段產(chǎn)生的擾動裂隙相對大于處置圍巖段裂隙，在固井(注水泥漿)與密封回填材料維持有效且符合設計要求的條件下，可對圍巖擾動區(qū)裂隙進行封堵并減少裂隙影響。

綜上所述，確定本次安全評價的基本評價景象為在處置孔上方打井抽水及處置區(qū)廢物釋熱引起的熱驅(qū)水共同作用下，放射性核素由處置區(qū)垂直向上遷移進入水井，人類直接飲用井水導致的潛在輻射照射(示于圖4)。

圖4 乏燃料深鉆孔處置核素遷移路徑圖Fig.4 Schematic diagram of radionuclide migration pathway of deep borehole disposal for SF

出于保守考慮對具體條件概化如下：處置孔關閉后，不考慮處置容器對廢物體的包容作用，廢物體中核素立即達到溶解平衡狀態(tài)，溶解度取決于處置區(qū)的熱學、水化學條件；由廢物體釋熱導致的核素遷移最大距離為1 000 m，熱驅(qū)水流動主要發(fā)生在處置孔關閉后的200年內(nèi)，熱驅(qū)水流速取0.017 m/a[4]；由熱驅(qū)水在處置區(qū)上段1 000 m處形成的核素污染源主要由于抽水作用繼續(xù)遷移2 000 m進入地表生物圈；核素進入抽水井的稀釋因子為3.16×107，井中最大核素濃度出現(xiàn)在抽水后的8 000年(不考慮核素遷移至水井過程中的衰變、吸附作用)[5]。

4 安全評價計算

4.1 計算公式

對于核素在熱驅(qū)水作用下處置區(qū)上方1 000 m處的核素濃度，主要基于一維連續(xù)污染源溶質(zhì)遷移公式[5]進行計算，同時考慮對流、彌散作用、吸附作用及核素自身的衰變：

C(x,t)=

(1)

其中：

vc=v/Rf

(2)

Rf=1+(ρbkd)/n

(3)

式(1～3)中，C(x,t)為處置區(qū)上方x距離處，在t時刻的放射性核素濃度，mg/L；x為計算區(qū)與處置區(qū)的垂直距離，m；t為核素釋放后的計算時刻，a；C0為廢物源初始濃度，mg/L；vc為溶解核素遷移速度，m/a；v為孔隙中水流流速，m/a；Rf為阻滯因子,無量綱；kd為分配系數(shù),L/g；n為孔隙度,無量綱；ρb為鉆孔密封材料體積密度,kg/m3;ax為縱向彌散度,m；λ為衰變常數(shù),a-1。

人類飲水導致的個人劑量計算公式[6]如下：

(4)

式中，DW,P為飲用井水所致個人劑量,Sv/a；Q為飲水量，成人取0.73 m3/a；Ci為井水中核素i的濃度，Bq/m3；Fi為核素i的食入劑量轉(zhuǎn)換因子，Sv/Bq。

4.2 參數(shù)選取

(1)源項數(shù)據(jù)

安全評價所需的源項數(shù)據(jù)為廢物體中的核素種類與活度，由于我國目前公開的乏燃料相關資料較少，故本次計算選取瑞典SKB公開報告中的乏燃料源項數(shù)據(jù)作為輸入源項，為深鉆孔處置的安全評價提供參考(表3)。對于單個處置孔，處置乏燃料數(shù)按400個進行計算。

表3 計算輸入源項Tab.3 Source term characters of SF for calculation input

(2)密封回填材料參數(shù)取值

(3)核素分配系數(shù)

各核素在膨潤土中的分配系數(shù)及對應的阻滯因子列于表4。

表4 膨潤土分配系數(shù)取值[7]Tab.4 Distribution coefficient in bentonite

(4)食入劑量轉(zhuǎn)換因子

各核素食入劑量轉(zhuǎn)換因子取值參照《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》(GB 18871—2002)進行確定(列于表5)。

表5 核素食入劑量轉(zhuǎn)換因子Tab.5 Ingestion dose conversion factors of radionuclides

4.3 計算結(jié)果分析

核素遷移導致公眾劑量評價根據(jù)公式(4)進行計算，結(jié)果列于表6。

表6 核素遷移所致個人照射劑量計算結(jié)果Tab.6 Public exposure dose calculation results

由初步計算結(jié)果可知，在該評價景象下，乏燃料深鉆孔處置所致最大個人劑量為0.045 mSv/a，最大劑量出現(xiàn)在處置孔關閉后的8 200年，導致照射劑量的核素主要為I-129，其它核素則已經(jīng)衰減到可忽略水平，評價結(jié)果低于目標0.1 mSv/a。

5 結(jié)論與展望

本工作在乏燃料深鉆孔處置概念設計基礎上，基于保守概化對處置孔上方打井飲水景象進行了安全試評價，得出個人最大劑量為0.045 mSv/a，最大劑量出現(xiàn)在處置孔關閉后8 200年，該結(jié)果可為我國高放廢物深鉆孔處置提供參考。后續(xù)隨著國內(nèi)深鉆孔處置研究工作的進一步推進，應在深入探明深部地質(zhì)環(huán)境特征、進一步完善處置工藝設計等工作的基礎上，對核素遷移計算模型進行更新與細化。