謝龍龍， 李洪輝， 趙帥維， 武?；ǎ?張冰燾

(中國(guó)輻射防護(hù)研究院， 太原 030006)

截至2020年4月底，中國(guó)大陸在運(yùn)核電機(jī)組47臺(tái)，年發(fā)電量位列全球第3；在建核電機(jī)組15臺(tái)，規(guī)模居世界首位[1]。核電站在運(yùn)行和退役過程中不可避免會(huì)產(chǎn)生放射性廢物。根據(jù)環(huán)境保護(hù)部、工業(yè)和信息化部、國(guó)防科技工業(yè)局三方聯(lián)合發(fā)布的2017年第65號(hào)公告《放射性廢物分類》[2]，“原則上，低水平放射性廢物(低放廢物)、中水平放射性廢物(中放廢物)和高水平放射性廢物(高放廢物)對(duì)應(yīng)的處置方式分別為近地表處置、中等深度處置和深地質(zhì)處置。”然而當(dāng)處置庫工程屏障失效后，將可能發(fā)生放射性核素的溶解、擴(kuò)散與遷移，因此，查明放射性核素是否能遷至生物圈造成危害，是人們所關(guān)注的重點(diǎn)內(nèi)容。

目前，中國(guó)在放射性廢物處置方面與法國(guó)、瑞典等國(guó)家尚有一定的差距。廣泛調(diào)研了國(guó)內(nèi)、外放射性廢物處置的工作進(jìn)展，并從關(guān)鍵核素種類、黏土巖類型、具體遷移研究方法和設(shè)備方面，總結(jié)了當(dāng)前國(guó)內(nèi)、外對(duì)于放射性核素遷移特征的研究進(jìn)展，并對(duì)今后中國(guó)放射性廢物處置工作提出了相應(yīng)的建議。

1 核素遷移研究對(duì)象與機(jī)理

1.1 核素遷移重點(diǎn)關(guān)注的核素類型

在放射性廢物的處理與處置中，需要關(guān)注的主要是錒系元素、裂變?cè)睾鸵恍┍恢凶踊罨姆派湫院怂?。?列出了核素遷移所研究的關(guān)鍵核素及其來源。

表1 廢物分類及其部分關(guān)鍵核素Table 1 Waste classification and some key nuclide

1.2 遷移機(jī)理

1.2.1 放射性核素在孔隙材料中遷移機(jī)理

放射性核素在多孔隙材料中進(jìn)行遷移時(shí)會(huì)包含擴(kuò)散、對(duì)流及彌散等行為，擴(kuò)散行為主要來自于核素濃度梯度上的差異，對(duì)流及彌散作用起因?yàn)榻橘|(zhì)的非均勻性造成地下水流速與路徑的差異性，包含水流于孔隙通道中流動(dòng)所受摩擦力的影響、水流于孔隙通道間流動(dòng)所造成的速度差及水流路徑長(zhǎng)短的差異影響(圖1)，而化學(xué)傳輸主要是來自于污染物與介質(zhì)之間的相互轉(zhuǎn)變作用，如吸附反應(yīng)、錯(cuò)合及沉淀反應(yīng)等，并與核素和介質(zhì)本身化學(xué)性質(zhì)相關(guān)。

圖1 彌散行為在孔隙介質(zhì)中產(chǎn)生的原因Fig.1 Reasons for dispersion behavior in porous media

其中核素在孔隙介質(zhì)中的擴(kuò)散主要通過多孔材料進(jìn)行(圖2)。1)總孔隙包括：層間孔隙、擴(kuò)散層孔隙和自由層孔隙； 2)所有的孔隙，水和陽離子都能進(jìn)入； 3)由于排斥效應(yīng)，陰離子不能進(jìn)入層間孔隙，少量陰離子能夠進(jìn)入擴(kuò)散層孔隙； 4)陰離子的主要擴(kuò)散路徑為自由層孔隙[3-4]。

圖2 多孔介質(zhì)孔隙圖Fig.2 Pore diagram of porous media

1.2.2 放射性核素在裂隙材料中遷移機(jī)理

裂隙巖體包括巖石基質(zhì)和裂隙，需要同時(shí)研究核素在裂隙和巖石基質(zhì)中的遷移(圖3)。主要表現(xiàn)在：1)核素在裂隙中的對(duì)流；2)核素在裂隙與基質(zhì)中的彌散(包括機(jī)械彌散和分子擴(kuò)散)；3)核素與裂隙面產(chǎn)生離子交換與吸附；4)核素的放射性衰變等。由于巖石裂隙中流速較大，因此對(duì)流為主要方式；而在巖石基質(zhì)中彌散占優(yōu)。

圖3 裂隙網(wǎng)絡(luò)中核素遷移模型Fig.3 Nuclide migration model in fracture network

綜上所述，核素在孔隙和裂隙材料中的遷移存在著一定的差異，根本原因是兩種材料結(jié)構(gòu)的不同。在孔隙介質(zhì)中，核素主要通過其孔隙進(jìn)行擴(kuò)散，受濃度梯度差控制。而在裂隙介質(zhì)中，核素在裂隙介質(zhì)基質(zhì)中彌散為主要方式，在裂隙中對(duì)流占優(yōu)。此外，核素在孔隙和裂隙介質(zhì)中都存在著相應(yīng)的吸附、沉淀等化學(xué)反應(yīng)以及核素的放射性衰變。

2 國(guó)內(nèi)、外放射性廢物處置方法及現(xiàn)狀

各個(gè)國(guó)家由于考慮到其地質(zhì)條件差異、處置庫設(shè)計(jì)要求不同等因素，對(duì)于低中放廢物的處理方式以及高放廢物深地質(zhì)處置庫圍巖選擇有所不同，比如芬蘭和韓國(guó)將本國(guó)所有的低中放廢物都進(jìn)行了中等深度處置[5-6]。德國(guó)在放射性廢物管理領(lǐng)域的政策是要求將各種放射性廢物在深地質(zhì)層中處置[7]。加拿大對(duì)于低放廢物和中放廢物，均考慮進(jìn)行深地質(zhì)處置[8]。表2為目前國(guó)內(nèi)、外放射性廢物處置方法及現(xiàn)狀[9-12]。

表2 國(guó)內(nèi)、外放射性廢物處置方法及現(xiàn)狀Table 2 Methods and current status of radioactive waste at home and abroad disposal

3 核素遷移研究方法及現(xiàn)狀

核素遷移的研究最早可以追溯到1958年， C.W.Christensen[13]研究高原砂頁巖卷狀鈾礦床的淋積成因理論，引領(lǐng)了核素遷移的研究工作。中國(guó)的核素遷移研究工作已有三十余年，起步較晚但成果豐碩。1986年，核工業(yè)北京地質(zhì)研究院[14]與IAEA合作，對(duì)回填材料的無機(jī)吸附劑進(jìn)行了一系列的研究。核素遷移研究經(jīng)過幾十年的發(fā)展形成了很多成熟的研究方法，被廣泛采用的主要有：實(shí)驗(yàn)室研究、野外現(xiàn)場(chǎng)研究和數(shù)值模擬研究等。

3.1 實(shí)驗(yàn)室研究

實(shí)驗(yàn)室研究是利用遷移裝置對(duì)核素從地下處置庫內(nèi)部向外遷移的模擬過程，其優(yōu)點(diǎn)是可以自由選擇地質(zhì)材料，并通過調(diào)節(jié)核素類型和濃度、地下水pH等手段較為真實(shí)地還原地下場(chǎng)景，主要目的是得到核素在所研究地質(zhì)材料中的分配和擴(kuò)散系數(shù)等相關(guān)物理量。目前應(yīng)用較為廣泛的方法主要有3種，即，擴(kuò)散池法、毛細(xì)管法和土柱法。

3.1.1 擴(kuò)散池法

優(yōu)點(diǎn)是操作相對(duì)簡(jiǎn)單，能夠模擬核素在水平或垂直方向上從地下處置庫內(nèi)部向外的擴(kuò)散，且擴(kuò)散池黏土壓實(shí)密度跨度廣。選取了4個(gè)典型的擴(kuò)散裝置，示意圖見圖4。

A—Paul shererr機(jī)構(gòu)；B—日本原子研究所；C—裂隙材料擴(kuò)散裝置；D—北京大學(xué)。圖4 不同擴(kuò)散池法的裝置示意圖Fig.4 Schematic diagram of different diffusion cell methods

3.1.2 毛細(xì)管法

毛細(xì)管法實(shí)驗(yàn)裝置簡(jiǎn)單但操作技術(shù)要求較高，模擬核素垂直方向上(自下而上)的擴(kuò)散，并且管內(nèi)黏土壓實(shí)密度偏低。毛細(xì)管法的示意圖如圖5所示。

圖5 毛細(xì)管法示意圖Fig.5 Schematic diagram of capillary method

田文宇等[28]使用毛細(xì)管法研究了離子強(qiáng)度對(duì)125I在壓實(shí)膨潤(rùn)土中的遷移擴(kuò)散，表明在離子強(qiáng)度0.03～1.00 mol·L-1的范圍內(nèi)，碘離子的Da隨著離子強(qiáng)度I的增加而增加，并且Da與I的對(duì)數(shù)之間存在近似線性關(guān)系。張偉華等[29]采用改進(jìn)的毛細(xì)管法研究擴(kuò)散源液的離子強(qiáng)度、溫度、pH值和同位素載體濃度等因素對(duì)核素125I在壓實(shí)北山花崗巖粉中擴(kuò)散的影響。結(jié)果表明：在固液比為20 g·L-1時(shí)，碘離子的吸附可以忽略，但擴(kuò)散速率很快，125I的Da值與擴(kuò)散溫度、源液離子強(qiáng)度、同位素載體濃度呈正相關(guān)，擴(kuò)散速率隨溶液pH值升高而降低。

3.1.3 土柱法

土柱實(shí)驗(yàn)法模擬核素垂直方向上(自上而下)的擴(kuò)散。該方法優(yōu)點(diǎn)是能通過施加壓力等技術(shù)來縮短實(shí)驗(yàn)周期，缺點(diǎn)是操作復(fù)雜且重現(xiàn)性相對(duì)較差，土柱法的示意圖如圖6所示。

圖6 土柱法示意圖Fig.6 Schematic diagram of soil column method

3.2 野外現(xiàn)場(chǎng)實(shí)驗(yàn)

20世紀(jì)80年代，中國(guó)輻射防護(hù)研究院(中輻院)與日本原子研究所在太原盆地建立了野外試驗(yàn)場(chǎng)，中輻院李書紳等[32]發(fā)現(xiàn)60Co、85Sr和134Cs在非飽和黃土中有很高的分配系數(shù)。在REPRO項(xiàng)目：WPDE1工作報(bào)告中[33]，在芬蘭Olkiluoto的Onkalo地下設(shè)施中，使用HTO、22Na+、125I-、36Cl-作為示蹤劑，開展單鉆孔基質(zhì)擴(kuò)散試驗(yàn)，結(jié)果表明巖石基質(zhì)中存在吸附和陰離子排斥作用，因此巖心基質(zhì)中的孔隙不能用于陰離子擴(kuò)散。

3.3 數(shù)值模擬研究

數(shù)值模擬避免了漫長(zhǎng)的實(shí)驗(yàn)流程，通過建立相應(yīng)的理論模型，選取所研究的地質(zhì)資料和試驗(yàn)數(shù)據(jù)，針對(duì)研究核素的遷移特征進(jìn)行模擬與計(jì)算。SKB R-14-19 Connect Flow中的地下水流和反應(yīng)輸運(yùn)模型技術(shù)報(bào)告[34]，使用Connect Flow模擬地下水流量的計(jì)算和化學(xué)物質(zhì)的運(yùn)輸，每個(gè)時(shí)間步驟的化學(xué)反應(yīng)均由PHREEQC軟件庫進(jìn)行?；谟邢摅w積法，實(shí)現(xiàn)了一種新方法來執(zhí)行溶質(zhì)向巖石基質(zhì)中擴(kuò)散的計(jì)算，該新方法允許化學(xué)反應(yīng)和在巖石矩陣中的擴(kuò)散，新方法還提供了額外的靈活性來定義巖石矩陣的離散化。Jui-Sheng Chen[35]等提出了一個(gè)半分析模型，用于建模放射性核素衰變鏈的三維放射性遷移。可以在任何所需時(shí)間同步評(píng)估放射性核素衰變鏈所有成員的三維放射性濃度，作為評(píng)估放射性核素長(zhǎng)期遷移行為以及環(huán)境對(duì)放射性核素影響的快速有效的工具。中國(guó)輻射防護(hù)研究院毛亮[36]等利用GMS計(jì)算了放射性核素93mNb、79Se、99Tc、93Zr和126Sn在隴東預(yù)選區(qū)中百萬年尺度的污染遷移過程。模擬結(jié)果表明：黏土巖具有低滲透性與強(qiáng)吸附的優(yōu)點(diǎn)，對(duì)核素遷移有著很好的阻滯作用。

4 結(jié)論與展望

在放射性廢物處置中核素遷移的研究中，對(duì)于固體放射性廢物所釋放的核素隨地下水在多孔材料和裂隙材料中的遷移研究，如Opalinus黏土、中國(guó)的GMZ膨潤(rùn)土、北山花崗巖等，都已經(jīng)研究得比較全面，獲得了大量的數(shù)據(jù)和成果。但目前對(duì)于中放和高放廢物處置開展的工作主要集中在實(shí)驗(yàn)室研究與軟件模擬條件，許多因素都與真實(shí)的地下條件存在差距。尤其是高放廢物地質(zhì)處置安全評(píng)價(jià)需要考慮上萬年時(shí)間尺度，給真實(shí)場(chǎng)景的演化增加了不確定性。

此外，在安全性分析中，由于放射性廢物罐腐蝕或有機(jī)物降解以及隨后通過地質(zhì)屏障遷移而產(chǎn)生氣體。產(chǎn)生的氣體可能會(huì)積聚，并且隨著壓力的增加，它將開始流經(jīng)工程屏障，最終流經(jīng)地質(zhì)屏障[37]。氣體運(yùn)移的機(jī)理可能是：擴(kuò)散、兩相流、變形耦合的兩相流，可能導(dǎo)致多孔介質(zhì)破裂，會(huì)對(duì)核素遷移產(chǎn)生影響。日本核廢料管理基金會(huì)與研究中心(RWMC)在瑞士 Nagra 的 Grimsel現(xiàn)場(chǎng)實(shí)驗(yàn)室進(jìn)行的“工程屏障的氣體滲透試驗(yàn)”(GMT)的研究，瑞典SKB技術(shù)研究報(bào)告與瑞士NAGRA技術(shù)研究報(bào)告都曾給出過氣體遷移的理論模型與數(shù)據(jù)。國(guó)內(nèi)關(guān)于處置庫內(nèi)氣體的產(chǎn)生機(jī)理實(shí)驗(yàn)及氣體在處置庫內(nèi)遷移模擬方面的研究工作較少，未檢索到相關(guān)報(bào)道。主要開展的工作集中在氣體在緩沖材料中的滲透性實(shí)驗(yàn)研究。

綜上所述，提出一些放射性廢物處置中核素遷移研究的建議：

1)開展關(guān)于放射性核素在受照黏土中的遷移研究

目前放射性核素遷移研究的地質(zhì)材料多為未經(jīng)過輻照或經(jīng)過改性的黏土，但在長(zhǎng)期深地質(zhì)處置過程中，黏土介質(zhì)會(huì)受到高放廢物的輻照，因此物理化學(xué)性質(zhì)可能會(huì)發(fā)生改變。如Pushkareva等[38]發(fā)現(xiàn)受到30 MGy劑量輻照的黏土(如蒙脫石和高嶺土)比表面積會(huì)增大，且微觀組成如SiO2和 Al2O3含量會(huì)發(fā)生變化。中國(guó)輻射防護(hù)研究院楊仲田團(tuán)隊(duì)[39]用紅外光譜分析儀、同步熱分析儀和X射線衍射儀分析了不同γ輻照劑量(1 000、2 000、3 000、4 000和5 000 KGy)對(duì)改性鈉基膨潤(rùn)土性能和微觀結(jié)構(gòu)的影響。結(jié)果表明：在5 000 KGy大劑量γ輻照后，高廟子改性鈉基膨潤(rùn)土中某些官能團(tuán)發(fā)生了少量的化學(xué)轉(zhuǎn)變，耐熱性能有所提高。但國(guó)內(nèi)、外關(guān)于放射性核素在受照黏土中的遷移研究很不全面，未來應(yīng)開展更為系統(tǒng)的工作，為開展高放廢物處置場(chǎng)址評(píng)價(jià)和地質(zhì)處置物理化學(xué)研究提供保障。

2)完善黏土巖核素遷移研究工作

由于中國(guó)高放地質(zhì)處置庫圍巖類型尚未確定，且國(guó)內(nèi)的放射性核素遷移研究絕大多數(shù)集中在花崗巖及其緩沖回填材料上。鑒于內(nèi)蒙古巴音戈壁盆地塔木素預(yù)選區(qū)、蘇宏圖預(yù)選區(qū)和內(nèi)蒙古二連盆地川井預(yù)選區(qū)等3個(gè)黏土巖預(yù)選區(qū)也是中國(guó)高放廢物處置庫的候選圍巖。因此對(duì)于放射性核素在黏土巖中的遷移研究也很有必要。

3)開展地質(zhì)處置庫中氣體遷移的模擬研究

高放廢物處置庫內(nèi)氣體產(chǎn)生的主要來源有兩方面：1)玻璃固化體外包裝容器與地下水長(zhǎng)時(shí)間接觸產(chǎn)生的大量的H2；2)直接處置的乏燃料釋放出來的放射性氣體，如：129I、14C、36Cl和222Rn等。處置庫系統(tǒng)內(nèi)各部件所承受的壓力會(huì)隨著氣體(如H2等)不斷釋放而逐漸增大，當(dāng)壓力達(dá)到一定程度時(shí)，可能會(huì)破壞工程屏障的完整性，誘導(dǎo)圍巖產(chǎn)生新的裂縫從而增大巖體的滲透性，氣體的產(chǎn)生和遷移會(huì)顯著影響緩沖回填材料的再飽和時(shí)間，從而減少?gòu)U物體內(nèi)的核素的釋放速率。因此開展氣體遷移模擬研究很有必要。