CN111128427B - 一种高水平放射性废物的处置容器、处置单元及处置方法 - Google Patents

Abstract

一种高水平放射性废物的处置容器、处置单元及处置方法。其中，处置容器包括至少两个容置腔，用于容纳高放射水平材料的初始包装结构；容纳腔之间设置有隔离层，用于弱化初始包装结构间的耦合叠加影响。当处置单元包括两个以上的容器时，容器之间设置有去耦合填充层，用于弱化容器之间的耦合作用。处置方法包括形成处置坑道；在坑道内形成缓冲层；在缓冲层内设置一个或两个以上的容器；当包括两个以上容器时，在容器之间设置有去耦合填充层，用于弱化容器之间的耦合作用。本发明能够实现高放玻璃固化体在花岗岩体中的高效、灵活处置，在完整性好的花岗岩体中，显著提升空间利用率，实现在花岗岩体中对废物更长时间的包容，确保废物处置长期安全性。

Description

一种高水平放射性废物的处置容器、处置单元及处置方法

技术领域

本发明属于放射性废物处置技术领域，具体涉及一种高水平放射性废物的处置容器、处置单元及处置方法。

背景技术

高水平放射性废物(下简称高放废物)是指核工业产生的放射性强、发热量大、毒性大、半衰期长的废物。高放废物的处置难度很大，需要解决一系列的技术问题，安全处置高放废物是关系到核工业可持续发展和环境保护的战略性课题。

我国核军工经过60多年的发展，已经积存了一定数量的高放废液。经过几十年暂存，环境风险日益增大。目前的处理方案主要是采用玻璃固化手段将废液整备成固体形态，然后进行暂存，等待最终处置。同时，作为一种清洁、高效能源，核电近年来也发展迅速，在国民经济发展中的作用日益凸显。我国核燃料循环技术路线采用“闭式循环”，即后处理模式。核电站运行产生的乏燃料将被运送到后处理厂进行铀和钚的提取回收，回收完毕后残留的高放废液(主要含裂变碎片和次锕系元素)也将采用上述玻璃固化手段处理后再进行处置。根据2017年11月30日环境保护部、工业信息化部、国家国防科技工业局联合发布的《放射性废物分类》公告，常见的高放废物包括乏燃料后处理设施运行产生的高放玻璃固化体和不进行后处理的乏燃料。目前来看，将来我国面临的高放废物处置对象最主要为高放玻璃固化体。

深地质处置是国际上公认的高放废物处置可行方法，主要通过在深部有利的岩体环境中建造一个处置设施(即高放废物处置库)，建立人工屏障与天然屏障结合的多重屏障体系，将废物体与生物圈长期隔离(一般需要一万年以上)，从而确保长期安全性。高放废物地质处置概念以包容与阻滞两种策略作为核心，整个多重屏障体系的建立也主要围绕于包容和阻滞功能的实现，由于多重屏障体系中每一道屏障都考虑了在包容和阻滞过程中的作用，也就使得整个体系的安全效果显著高于了单个屏障累加的作用。上述描述中，包容是指以外界有利的地质、水文地质、地球化学等天然屏障条件作为基础，通过建立与之相适应的工程屏障，将废物体长期限制在处置系统某一实体屏障内部(最典型的为包容在处置容器内部)，而不用考虑废物体内放射性核素迁移等问题；阻滞作用发生在包容功能丧失以后，此时外界物质(一般为地下水)将与废物体产生接触，多重屏障体系能够提供一个有利的环境，通过降低核素浸出速率、固定与吸附放射性核素等手段阻滞放射性核素向人类环境的迁移。在处置库概念设计阶段，一般会根据不同的场址特征有所侧重的选择包容或阻滞的安全策略，但是考虑到处置库将来可能发生的情景，任何一种的概念设计方案都必须协调考虑处置系统对放射性核素的包容和阻滞效果。

处置单元指包含了工程屏障和天然屏障的最小独立处置单位，一般包括有废物体、处置容器、缓冲层、处置坑或水平处置巷道等。整个处置库的构成是多个处置单元、连接通道、连接通道回填物等所组成的集合体，由此可见，处置单元是将工程屏障和天然屏障之间的组合关系具体化以及多重屏障体系转向可实施方案的关键，对于整个处置库设计和处置系统性能评价起着至关重要的作用。

目前，一些有核国家已经提出了高放废物处置单元的设计方案，其中比较有代表性包括：美国在凝灰岩中处置乏燃料的处置单元概念设计方案、法国在粘土岩中处置高放玻璃固化体废物的处置单元概念设计方案、瑞典在花岗岩中处置乏燃料的概念设计方案等。但是由于围岩类型或处置废物类型的不同，上述方案很难直接延伸到花岗岩中处置玻璃固化体废物这一特定情形中使用。我国从上世纪80年代开始开展高放废物处置相关的工作，近些年在尤其在花岗岩场址选址领域取得了一些很好的成果，但是在高放废物处置概念开发方面却一直行进缓慢。环顾世界高放废物处置现状，考虑在硬岩中处置高放玻璃固化体废物并提出概念设计方案的仅日本一个国家，而我国当前所提出的一种概念设计方案与日本所采用的方案极为相似，并没有在已有的科研基础上对其进行改进，相对整个高放废物处置研发进程推进而言，概念设计相关的方案已经严重落后。再者，详细分析日本的处置概念设计相关材料不难发现，由于国情和地质条件限制，日本在高放废物处置库选址方面很难推进，场址条件的不确定性对于处置单元概念设计的进一步深化也是一种制约。结合具体的花岗岩场址特性来看，日本所提出的方案存在处置容器设计包容性不足、缓冲材料层厚度过大、处置空间利用率低等问题。

在上述背景下，基于当前我国高放废物处置选址及技术研发现状，提出一套可行的高放玻璃固化体在花岗岩体中处置的处置容器、处置单元设计方案及处置方法，为后续我国将开展的高放废物处置科研和最终的处置库设计提供支持是非常紧迫必要的。

发明内容

本发明的目的在于提供一种高水平放射性废物(高放废物)的处置容器、处置单元及处置方法，能够实现高放玻璃固化体在花岗岩体中的高效、灵活处置，在完整性好的花岗岩体中，显著提升空间利用率，节省处置成本；能够实现在花岗岩体中对废物更长时间的包容，确保废物处置长期安全性。

实现本发明目的的技术方案：

本发明涉及一种高水平放射性废物处置容器，包括，至少两个容置腔，所述容置腔用于容纳所述高放废物的初始包装结构；所述容置腔之间设置有隔离层，所述隔离层用于物理分隔所述初始包装结构，弱化所述初始包装结构间的耦合叠加影响。

优选为，所述高放废物为高放射性玻璃固化体(高放玻璃固化体)。

优选为，所述初始包装结构为用于封装所述高放玻璃固化体的罐体。

优选为，所述罐体的容积不超过300升，优选为200～250升；单个罐体的释热功率介于300瓦-1000瓦之间，优选为300-500瓦。

优选为，所述罐体的尺寸为所述罐体为细长的桶状结构，优选为圆柱形；进一步优选为，所述圆柱形的直径与高度之比小于0.5。

优选为，所述隔离层由低腐蚀速率金属材料、耐腐蚀金属材料或低孔隙率无机非金属材料制成；进一步优选为，使用镍铜低合金钢、不锈钢或陶瓷材料制成，由此能够获得较好的隔离效果。

优选为，所述隔离层的厚度为不小于0.2米，进一步优选为0.2-0.4米之间。

优选为，所述容器的外壳由低腐蚀速率的金属材料、耐腐蚀金属材料或低孔隙率的无机非金属材料制成的单层结构。所述低腐蚀速率的金属材料优选为镍铜低合金钢；所述耐腐蚀金属材料优选为不锈钢；所述低孔隙率的无机非金属材料优选为水泥基复合材料、陶瓷材料或原子晶体材料；所述陶瓷材料优选为韧性陶瓷材料。

优选为，所述隔离层与所述处置容器的外壳(不包括端盖)一体形成，进一步优选为使用浇铸方式一体形成。通过一体形成的方式，尤其是使用浇铸的方式一体形成，能够进一部增强处置容器完整性，更好的使处置容器的两个容置腔之间隔离，同时降低所述处置容器的制作成本。

优选为，所述容器的外壳通过具有内层材料和外层材料的双层材料形成；所述内层材料优选为价格较低、便于加工、抗压并具备一定屏蔽辐照功能的材料，进一步优选为碳钢或低合金钢；所述外层材料优选为价格相对昂贵的耐腐蚀材料，优选为纯铜或耐腐蚀金属，所述耐腐蚀金属优选为钛。

优选为，所述隔离层与所述处置容器的所述内层材料一体形成(不包括端盖)，进一步优选为使用浇铸方式一体形成。通过一体形成的方式，尤其是使用浇铸的方式一体形成，能够进一部增强处置容器完整性，更好的使处置容器的两个容置腔之间隔离，同时降低所述处置容器的制作成本。

本发明还涉及一种高水平放射性废物处置单元，包括，一个或两个以上的所述容器；当所述处置单元包括两个以上的所述容器时，在所述容器之间设置有去耦合填充层，所述去耦合填充层用于弱化所述容器之间的耦合作用。

优选为，所述去耦合填充层选择在深部地质环境中具有足够的化学稳定性，同时具有一定缓冲性能的压实的散体块或块体形成，可为单层结构或多层结构。

优选为，所述去耦合填充层使用具有一定抗压、抗渗、阻热能力，并且不损害其他材料的无机材料形成。所述去耦合填充层优选为压实膨胀性粘土块。

优选为，所述去耦合填充层的横截面形状与所述处置容器的横截面相匹配；优选为所述去耦合填充层的高度不小于1米，根据揭露的围岩条件特征可以调节去耦合填充层的厚度。

优选为，在所述容器和/或去耦合填充层外侧还设置有包围所述容器和/或去耦合填充层的缓冲层。

优选为，所述缓冲层包括砌块层和散体填充层。

优选为，所述砌块层和散体填充层由蒙脱石含量超过60％未经提纯处理的纯膨润土形成；优选为蒙脱石含量在65％-80％之间的纯膨润土，进一步优选为蒙脱石含量在70％-80％之间的高庙子膨润土。

优选为，所述砌块层和散体填充层由混合型缓冲材料形成，所述混合型缓冲材料由纯膨润土和添加剂组成；其中，所述混合型缓冲材料中蒙脱石含量不低于30％，优选为50％-60％。

优选为，所述添加剂选自增强导热性添加剂、增强核素吸附性添加剂、以及地球化学环境调节添加剂中的一种或多种。

优选为，所述增强导热性添加剂为石英沙或压碎花岗岩，所述石英沙或压碎花岗岩的添加量不超过50％，优选为10％-30％，进一步优选为20％；所述增强核素吸附性添加剂为热稳定性高的分子筛材料，所述分子筛材料的添加量不超过50％，优选为5％-20％，进一步优选为10％；所述地球化学环境调节添加剂的添加量不大于5％。

本发明还涉及一种高水平放射性废物处置方法，包括，形成处置坑道；在所述坑道内形成缓冲层；在所述缓冲层内设置一个或两个以上的所述容器；当包括两个以上的所述容器时，在所述容器之间设置有去耦合填充层，所述去耦合填充层用于弱化所述容器之间的耦合作用。

优选为，所述处置坑道为在花岗岩体中形成的竖直坑道。

优选为，所述去耦合填充层的横截面形状与所述处置容器的横截面相匹配；优选为所述去耦合填充层的高度不小于1米，进一步优选为1.5-2.5米之间，根据揭露的围岩条件特征可以进一步调节去耦合填充层的厚度。

优选为，所述去耦合填充层使用具有一定抗压、抗渗、阻热能力，并且不损害其他材料的无机材料形成；优选为，压实膨胀性粘土块。

优选为，所述缓冲层包括砌块层和散体填充层。

优选为，所述砌块层和散体填充层由蒙脱石含量超过60％未经提纯处理的纯膨润土形成；优选为蒙脱石含量在65％-80％之间的纯膨润土，进一步优选为蒙脱石含量在70％-80％之间的高庙子膨润土。

优选为，所述砌块层和散体填充层由混合型缓冲材料形成，所述混合型缓冲材料由纯膨润土和添加剂组成；其中，所述混合型缓冲材料中蒙脱石含量不低于30％，优选为50％-60％。。

优选为，所述添加剂选自增强导热性添加剂、增强核素吸附性添加剂、以及地球化学环境调节添加剂中的一种或多种。

优选为，所述增强导热性添加剂为石英沙或压碎花岗岩，所述石英沙或压碎花岗岩的添加量不超过50％，优选为10％-30％，进一步优选为20％；所述增强核素吸附性添加剂为热稳定性高的分子筛材料，所述分子筛材料的添加量不超过50％，优选为5％-20％，进一步优选为10％；所述地球化学环境调节添加剂的添加量不大于5％。

优选为，所述去耦合填充层的材料与所述缓冲层的材料相同。

本发明的有益技术效果在于：

(1)高放玻璃固化体废物与乏燃料存在明显的不同，固化体废物的形态具有可塑性，但考虑到后处理工艺、运输和储存过程的安全性，单个罐体内的废物量不宜过大，目前国际上比较通用的尺寸也是相似的。本发明所提出的处置容器双罐设计，能够同时满足高放废物处置单元温度限制要求、处置容器下放要求，在不影响处置单元安全性的前提下，可显著提高处置效率，缩减单位体积废物的处置成本。

(2)随着核工业相关技术的进一步发展，核工业所产出的高放废物的体积会很庞大，而处置库的处置空间与处置作业面往往是有限的。与粘土岩分层分布的特点不同，花岗岩层一般比较厚，在完整性较好的岩体中，水平单层放置处置容器或者一个竖直处置单元仅处置一个处置容器都是对处置空间的一种浪费。本发明中提出根据开挖过程揭露的处置坑附近围岩条件，在单个处置坑中放置多个处置容器，并在处置容器间填充去耦合填充层的方案，能够极大的提高处置的灵活性，尤其是在完整性好的花岗岩体中，可以显著提升处置空间利用率。此外，由于花岗岩岩体中裂隙的存在，在处置单元内部一般会设计有用于阻水的缓冲层。在花岗岩岩体中设置细长的水平处置单元，完成辐照屏蔽下的处置容器和高密度缓冲砌块放置等工作工艺难度很大，因而本发明提出的在竖直处置坑中放置多个废物罐技术成本更低。

(3)本发明中提出的处置单元及处置方法中设置了具有一定厚度的去耦合填充层，在处置库正常演化的情境下，去耦合填充层可以最大程度上弱化上下罐体间相互影响，保障处置单元的整体安全效果不显著低于单罐处置。在一些非正常演化情境下(如地震)，单个处置容器会发生破坏，而由于去耦合填充层包含有缓冲设计，具备缓冲层的相关特性，处置单元中其它处置容器的安全性不会发生明显降低。此外，由于去耦合填充层外部也受到了缓冲层的保护，其持久耐用性也可以得到保障。

(4)乏燃料中主要的放射性核素固定于烧结的二氧化铀陶瓷燃料芯块内，这种材料即使在高温条件下遇水稳定性也很高。玻璃固化体中主要的放射性核素固定于微观结构骨架上，玻璃材质遇水会发生一定程度的溶解。考虑到花岗岩体中含有裂隙，核素在花岗岩体中迁移特性的预测相较于其它类型岩体更困难，从多重屏障的角度，在花岗岩体中处置玻璃固化体废物应更加侧重于对废物体的包容。与现有方案相比，本发明所推荐的处置容器材料具有在深地质环境中慢速均匀腐蚀或只有在特定条件下发生腐蚀的特征，结合外部高蒙脱石含量的膨润土保护层阻水、阻隔离子的作用，处置单元的整体包容效果得到显著提升。

(5)本发明中提出的缓冲层添加剂的前提是所添加的物质不显著降低其它屏障作用。加入增强导热性添加剂能够加快废物衰变热的导出速度，对于处置库布局，处置空间利用有利。加入增强核素吸附性添加剂能够加强缓冲层对某些特定放射性核素的吸附作用，提升工程屏障的阻滞能力，延缓放射性核素的迁出。加入地球化学环境调节剂，一方面能够有效保护处置容器，降低其腐蚀速率，另一方面也可以起到调整放射性核素价态、降低关键核素浸出与迁移速率的作用。

(6)本发明中提出的处置方法中包含一定厚度的去耦合填充层，在未来可能发生裂隙剪切错动的处置坑中，可根据裂隙延展情况，调整去耦合填充层厚度，使得裂隙剪动错滑区域穿过去耦合填充层，使得剪应力不直接作用于废物处置容器，这对于保障处置容器完整性，提高处置单元的安全可靠性也具有重要的价值。

附图说明

图1为本发明所提供的一种高水平放射性废物处置单元整体结构示意图。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明作进一步详细说明。

实施例1高放废物处置容器

本实施例所涉及的高水平放射性废物处置单元如图1所示。其中，高放废物处置容器1，包括，至少两个容置腔11，所述容置腔11用于容纳所述高放废物的初始包装结构；所述容置腔之间设置有隔离层12，所述隔离层12用于在物理上分隔所述初始包装结构，弱化初始包装结构间如辐照叠加、释热叠加等耦合作用的影响。采用这样的容器，能够在不影响各容置腔11内部的高放废物安全性的前提下，有效利用处置空间，提高处置效率，缩减单位体积废物的处置成本。虽然，图1中示例性的示出每个所述处置容器1具有两个容置腔11，但根据所述高放废物本身的放射水平、多个高放废物初始包装结构之间的耦合作用强弱等因素，本领域技术人员能够对每个所述处置容器1中的所述容置腔11的数量进行评估，在不影响处置安全性的情况下，可以设置更多的容置空间。

在一些实施例中，所述高放废物，是通过对反应堆运行产生的乏燃料进行了铀和钚的提取回收后残留的高放废液，然后采用硼硅酸盐玻璃固化手段整备成的固体形态的高放废物。其中，主要放射性成分是裂变碎片和次锕系元素等。

在一些实施例中，所述初始包装结构可以为任何能够与所述容置腔11相匹配的初始包装结构，优选为用于封装所述高放玻璃固化体的罐体，所述罐体优选为圆柱形罐体13。该所述初始包装用于对所述高放玻璃固化体进行初始的包装，以方便对高放玻璃固化体的塑形、运输与存储。

在一些实施例中，为满足工艺生产流程需要，减小废物在处置前发生泄露可能引起的安全风险，所述罐体13的容积为200升；通过对废物燃料历史的长期监测以及废物暂存期间释热、表面剂量率等特征的长期检测，获得暂存30-60年，处置初期单个罐体13的释热功率介于500～900瓦之间。早期对废物进行后处理，并进行高放废液玻璃固化，对于降低废物包释热功率有利，暂存30-60年后，处置初期单个罐体13的释热功率介于350W～700W之间。

在一些实施例中，所述罐体13优选为细长的桶状结构，进一步优选为圆柱形结构。其中，所述圆柱形优选为直径与高度之比小于0.5，进一步优选为，所述圆柱形的直径为0.45米，高度为1.4米。这种相对细长的尺寸既能满足单个罐体的放置稳定性要求，又能够高效的将废物衰变功率导出。考虑处置单元几何尺寸、开挖难度、处置容器厚度等相关因素后，相对细长的罐体能够与其他部件，如处置容器、隔离层、去耦合填充层等，实现更好的结合，降低废物热释放的线功率，达到较佳的处置效果。

在一些实施例中，所述隔离层12优选为镍铜低合金钢、不锈钢或陶瓷材料制成；所述隔离层12的厚度为不小于0.2米。所述隔离层12的厚度在大于或等于0.2米时，能够弱化上下罐体间的辐照叠加等作用，使得隔层材料不会因辐照量过大发生辐照损伤。所述隔离层优选为选用与所述处置容器1的外壳14相同的材料形成，以降低所述处置容器1的整体成本。当所述隔离层12选用与所述处置容器1的外壳14为相同材料形成时，优选为所述处置容器1及隔离层12通过一次浇铸一体形成(不包括端盖)，且为对称结构，由此可以降低成本。

在一些实施例中，根据处置环境进一步选择形成所述处置容器1的外壳14的材料。若将所述处置容器1放置在还原环境、PH值中性、TDS浓度(总溶解性固体物质浓度)较低的地质环境等的处置环境中，优选使用该环境下腐蚀速率低、成本可控的金属材料作为所述外壳14的材料，比如镍铜低合金钢。通过合金化处理，镍铜低合金钢在上述环境中表现出均匀腐蚀的特性，腐蚀速率慢，包容性好。由此选择所述外壳14的材料，不仅能够保证足够的耐腐蚀性和机械强度，还能够有效的降低处置成本。若将所述处置容器1放置在S^2-、HS^-含量及产出极低的处置环境中，优选为通过具有内层材料和外层材料的双层材料形成所述外壳14；由于在上述环境中，铜的腐蚀速率极慢，因此优选铜作为所述外层材料，以在较低成本的情况下，能够在在极长的时间内保持处置容器完整性，包容废物体。内层材料则只要选择能够满足机械强度与辐照屏蔽要求的材料即可，如碳钢、不锈钢、铸铅等。

实施例2高放废物处置单元

本实施例还涉及一种高水平放射性废物处置单元，其中包括一个或两个以上的所述处置容器1；其中，当所述处置单元包括两个以上的所述处置容器1时，在所述处置容器1之间设置有去耦合填充层4，所述去耦合填充层4用于弱化所述处置容器1之间的耦合作用。

根据本发明的技术方案可知，根据不同的设置需求，本领域技术人员能够根据其所具备的本领域的常规知识，选择适宜设置所述处置单元的地质环境以及坑道的形式。本实施例中示例性的说明所述处置单元优选的处置环境及处置方式。如附图1所示，在本实施例中，优选为在花岗岩体2中设置处置坑道3。其中，所述处置坑道3位置的选择遵循规避原则，规避所述花岗岩体2中易发生剪切错动的长裂隙和导水量较大的裂隙。所述处置坑道3优选为，竖直坑道，即所述处置坑道3优选为在所述花岗岩体2中设置的竖直坑道，所述处置坑道3优选为圆柱形坑道。

如图1所示，所述处置容器1优选为在所述处置坑道3中竖直排列，在多个所述处置容器1之间设置有所述去耦合填充层4，所述去耦合填充层4用于减少所述处置容器1之间的耦合作用。所述耦合作用主要指，所述处置容器1中的高放废物诱发的周围化学环境，热、水、力等物理场环境变化影响到相邻处置容器周围的化学、物理场变化，产生场叠加等耦合作用。

其中，所述去耦合填充层4优选在深部地质环境中的能够具备较强的化学稳定性的材料形成，优选为所述去耦合填充层4由压实散体或块体形成，如所述去耦合填充层4与缓冲层5使用相同的材料形成，以更好地承受上覆材料的重力以及外部材料的膨胀压力。所述去耦合填充层4的高度优选为不小于1米，这样的去耦合填充层4能够使得上下罐的热影响显著降低，其他如水、力等相互耦合作用也能够衰减至较低水平。

由此，在所述处置容器1之间设置的所述去耦合填充层4，能够有效弱化上下处置容器1之间的相互影响，处置容器1能够同时满足高放废物处置单元温度限制要求、处置容器下放要求等，在不影响处置单元安全性的前提下，可显著提高处置效率，提高处置的灵活性，缩减单位体积废物的处置成本。

在一些实施例中，在所述处置容器1和/或去耦合填充层4外侧还设置有能够包容所述处置容器1和/或去耦合填充层4的缓冲层5。如图1所示，所述缓冲层5包围在间隔设置的所述处置容器1和去耦合填充层4的外侧。在深地质环境中可能导致所述处置容器1发生腐蚀的条件下，所述缓冲层5能够提供在所述处置容器1外部的阻水、阻隔离子的作用，使得所述处置单元的整体包容效果得到显著提升。此外，即使所述处置容器1因腐蚀、受力等原因导致所述处置容器1发生泄露，所述缓冲层5也能够起到阻隔作用，有效阻滞从所述处置容器1中泄露出的放射性核素向周围环境的进一步扩散。

其中，位于所述处置容器1顶部的砌块应当具有足够的厚度，以屏蔽所述处置坑道3内的放射性废物对上面巷道6的辐照影响。所述去耦合填充层4和位于所述处置容器1的底部的砌块需能具有足够的强度，以承受上部的压力。

其中，所述缓冲层5优选为包括砌块层52和散体填充层51，所述砌块层52相对于所述散体填充层51设置在所述处置坑道3的内侧，更邻近所述处置容器1和去耦合填充层4的位置，以方便施工过程中为向所述处置坑道3内部放置所述处置容器1和去耦合填充层4。为进一步减少施工成本，所述砌块层52和散体填充层51优选使用相同材料形成，可以选用蒙脱石超过70％的内蒙古高庙子膨润土形成。当然，优选为使用具有添加剂的混合型缓冲材料形成，即由膨润土和所述添加剂共同形成的混合型缓冲材料，在所述混合型缓冲材料中保持蒙脱石含量不低于30％。所述缓冲材料能够为所述缓冲层5在不显著降低其他屏障作用的情况下，提供其他方面更有效的保护效果。所述缓冲材料进一步优选为，选自增强导热性添加剂、增强核素吸附性添加剂、以及地球化学环境调节剂中的一种或多种。其中，所述增强导热性添加剂为石英沙或压碎花岗岩，所述石英沙或压碎花岗岩的添加量不超过50％，优选为10％-30％，进一步优选为20％；所述增强核素吸附性添加剂为热稳定性高的分子筛材料，所述分子筛材料的添加量不超过50％，优选为5％-20％，进一步优选为10％；所述地球化学环境调节添加剂的添加量不大于5％。加入增强导热性添加剂能够加快废物衰变热的导出速度，对于处置库布局，处置空间利用有利。加入增强核素吸附性添加剂能够加强缓冲层对放射性核素的吸附作用，提升工程屏障的阻滞能力，延缓放射性核素的迁出。加入地球化学环境调节剂，一方面能够有效保护处置容器，降低其腐蚀速率，另一方面也可以起到调整放射性核素价态降低关键核素浸出与迁移速率的作用。

实施例3高放废物处置方法

本实施例还涉及一种高水平放射性废物处置方法，该方法中，根据能够所需的地址条件选择位置形成处置坑道3；然后在所述缓冲层5内设置一个或两个所述处置容器1；当包括两个以上所述处置容器1时，在所述处置容器1之间设置有去耦合填充层4，所述去耦合填充层4用于弱化所述处置容器1之间的耦合作用。

根据本发明的技术方案可知，根据不同的设置需求，本领域技术人员能够根据其所具备的本领域的常规知识，选择适宜存放所述处置单元的地质环境以及坑道的形式。本实施例中示例性的说明所述处置单元优选的处置环境及处置方式。如附图1所示，在本实施例中，优选为在花岗岩体2中形成处置坑道3。其中，所述处置坑道3位置的选择遵循规避原则，规避所述花岗岩体2中易发生剪切错动的长裂隙和导水量较大的裂隙。因此，在形成所述处置坑道3之前，优选还包括对处置环境的检测和判断，即检测和判断所述花岗岩体2中不存在易发生剪切错动的长裂隙和导水量较大的裂隙的位置或范围，并在此位置附近或范围内形成处置坑道3。优选为，在所述花岗岩体2中形成竖直的处置坑道3，即所述处置坑道3优选为在所述花岗岩体2中设置的竖直坑道。

具体步骤为，在所述处置坑道3内，先形成所述砌块层52，所述砌块层52内侧留有能够使所述处置容器1和/或所述去耦合填充层4放入的内部空间，且所述砌块层52与所述坑道3的内壁之间也形成有一定的间隙。然后，将所述处置容器1放置在所述内部空间内，形成所述去耦合填充层4，再放置下一个处置容器1，以此类推，形成多个所述处置容器1与所述去耦合填充层4间隔设置的结构。在放置了预定数量的处置容器1和去耦合填充层4以后，将所述砌块层52密封，以使得所述砌块层52能够包围位于所述内部空间内的所述处置容器1和/或所述去耦合填充层4。最后，在所述间隙内形成散体填充层51。

由此处置方法，能够同时满足高放废物处置单元温度限制要求、处置容器下放要求等，在不影响处置单元安全性的前提下，可显著提高处置效率，提高处置的灵活性，缩减单位体积废物的处置成本。在处置库正常演化的情境下，去耦合填充层可以最大程度上弱化上下罐体间相互影响，保障处置单元的整体安全效果不显著低于单罐处置。在一些非正常演化情境下(如地震)，单个处置容器会发生破坏，而由于去耦合填充层包含有缓冲设计，具备缓冲层的相关特性，处置单元中其它处置容器的安全性不会发生明显降低。此外，由于去耦合填充层外部也受到了缓冲层的保护，其持久耐用性也可以得到保障。

在此实施例中，所形成的处置容器1、处置坑道3、去耦合填充层4、缓冲层5的结构、材料等特征均与前述各实施例的内容相同。

综上所述，本发明提供的一种高水平放射性玻璃固化体废物在花岗岩体中竖直处置的处置容器、处置单元及处置方法，能够实现高放玻璃固化体在花岗岩体中的高效、灵活处置，在完整性好的花岗岩体中，显著提升空间利用率；能够实现在花岗岩体中对废物更长时间的包容，确保废物处置长期安全性。

上面结合附图和实施例对本发明作了详细说明，但是本发明并不限于上述实施例，在本领域普通技术人员所具备的知识范围内，还可以在不脱离本发明宗旨的前提下作出各种变化。本发明中未作详细描述的内容均可以采用现有技术。

Claims (3)

1.一种高水平放射性废物处置容器，其特征在于：该容器包括至少两个容置腔，所述容置腔用于容纳所述高水平放射性废物的初始包装结构；

所述容纳腔之间设置有隔离层，所述隔离层用于物理分隔所述初始包装结构，弱化所述初始包装结构间的耦合叠加影响；

所述高水平放射性废物为高放射性玻璃固化体；

所述初始包装结构为用于封装所述高放射性玻璃固化体的罐体；

所述罐体的容积不超过300升，单个罐体的释热功率介于300瓦-1000瓦之间；

所述隔离层由低腐蚀速率金属材料、耐腐蚀金属材料或低孔隙率无机非金属材料制成；

所述隔离层的厚度为不小于0.2米；

所述容器的外壳由低腐蚀速率的金属或低孔隙率的无机非金属材料制成的单层结构；

所述低腐蚀速率的金属材料为低合金钢；所述低孔隙率的无机非金属材料为水泥基复合材料或特殊陶瓷材料；所述特殊陶瓷材料优选为韧性陶瓷材料；

所述隔离层与所述处置容器的、不包括端盖的外壳一体形成；

所述容器的外壳通过具有内层材料和外层材料的双层材料形成；

所述外层材料为铜或耐腐蚀金属材料，耐腐蚀金属材料优选为钛；

所述隔离层与所述不包括端盖的内层材料一体形成；

所述内层材料为价格较低、便于加工、抗压并具备一定屏蔽辐照功能的材料。

2.一种高水平放射性废物处置单元，其特征在于：该单元包括一个或两个以上容器；

当所述处置单元包括两个以上所述容器时，在所述容器之间设置有去耦合填充层，所述去耦合填充层用于弱化所述容器之间的耦合作用；

所述去耦合填充层的横截面形状与所述处置容器的横截面相匹配；所述去耦合填充层的高度不小于1米，根据揭露的围岩条件特征可以调节去耦合填充层的厚度；

所述去耦合填充层使用具有一定抗压、抗渗、阻热能力，并且不损害其他材料的无机材料形成；

在所述容器和/或去耦合填充层外侧还设置有包围所述容器和/或去耦合填充层的缓冲层；

所述缓冲层由混合型缓冲材料形成，所述混合型缓冲材料由膨润土和添加剂组成；其中，所述混合型缓冲材料中蒙脱石含量不低于30％；

所述添加剂选自增强导热性添加剂、增强核素吸附性添加剂、以及地球化学环境调节添加剂中的一种或多种；

其特征在于所述导热性添加剂优选为石英沙或压碎花岗岩，所述石英沙或压碎花岗岩的添加量不超过50％；所述增强核素吸附性添加剂优选为热稳定性高的分子筛材料，所述分子筛材料的添加量不超过50％；所述地球化学环境调节添加剂的添加量为不大于5％；

所述去耦合填充层的材料与所述缓冲层的材料相同。

3.一种高水平放射性废物处置方法，其特征在于：该方法包括：

形成处置坑道；

在所述坑道内形成缓冲层；

在所述缓冲层内设置一个或两个以上权利要求1所述的容器；

当包括两个以上所述容器时，在所述容器之间设置有去耦合填充层，所述去耦合填充层用于弱化所述容器之间的耦合作用；

所述处置坑道为在花岗岩体中形成的竖直坑道；

所述去耦合填充层的横截面形状与所述处置容器的横截面相匹配；所述去耦合填充层的高度不小于1米，根据揭露的围岩条件特征可以调节去耦合填充层的厚度；

所述去耦合填充层使用具有一定抗压、抗渗、阻热能力，并且不损害其他材料的无机材料形成；

所述缓冲层由混合型缓冲材料形成，所述混合型缓冲材料由膨润土和添加剂组成；其中，所述混合型缓冲材料中蒙脱石含量不低于30％；

所述添加剂选自增强导热性添加剂、增强核素吸附性添加剂、以及地球化学环境调节添加剂中的一种或多种；

所述导热性添加剂为石英沙或压碎花岗岩，所述石英沙或压碎花岗岩的添加量不超过50％；所述增强核素吸附性添加剂为热稳定性高的分子筛材料，所述分子筛材料的添加量不超过50％；所述地球化学环境调节添加剂的添加量为不大于5％；

所述去耦合填充层的材料与所述缓冲层的材料相同。

Images