TW202036599A

TW202036599A - 放射性廢料貯存系統及方法

Info

Publication number: TW202036599A
Application number: TW108146292A
Authority: TW
Inventors: 喬Ｈ培爾; 史蒂芬芬史特爾; 約翰艾伯斯; 理查Ａ穆勒
Original assignee: 美商深絕公司
Priority date: 2018-12-18
Filing date: 2019-12-17
Publication date: 2020-10-01
Also published as: WO2020131916A1; US20200194140A1; US20220157482A1; US11158434B2

Abstract

本發明係關於一種有害材料貯存庫，其包括自地表至包括地質層之地下區域中形成的鑽孔，其中該鑽孔包括垂直部分及藉由過渡部分耦接至該垂直部分之非垂直部分，該非垂直部分包括用於有害廢料之儲存體積；安裝於該地質層與該鑽孔之間的套管，該套管包括一或多個金屬管狀區段；定位於該鑽孔之該非垂直部分之該儲存體積中的至少一個罐，該至少一個罐經設定尺寸以圍封有害材料之一部分且包括由非腐蝕性金屬材料形成之外殼；及插入至該鑽孔之該非垂直部分中以填充該至少一個罐與該套管之間的該儲存體積之至少一部分的回填材料。

Description

放射性廢料貯存系統及方法

本發明係關於放射性廢料貯存系統及方法。

諸如放射性廢料之有害廢料常常被放入長期、永久性或半永久性儲存裝置中，以便防止儲存廢料附近生活之人群中產生健康問題。舉例而言，在儲存位置鑑別及圍阻之確定性之方面，此類有害廢料儲存常常具有挑戰性。舉例而言，核廢料(例如，用過核燃料，不管來自商業動力反應器、測試反應器，或甚至高級別軍事廢料)之安全儲存被視為能源技術之突出挑戰中之一者。長期放射性廢料之安全儲存為在美國及全世界採用核力之主要障礙。習知廢料儲存方法強調使用隧道，且由尤卡山(Yucca Mountain)儲存設施之設計例示。其他技術包括鑽鑿至結晶基底岩石中的鑽洞(包括垂直鑽洞)。其他習知技術包括用源自淺地層中之隧道之壁之鑽洞形成隧道以允許人類進入。

在通用實施方案中，有害材料貯存庫包括自地表至包括地質層之地下區域中形成的鑽孔，其中鑽孔包括垂直部分及藉由過渡部分耦接至垂直部分之非垂直部分，非垂直部分包括用於有害廢料之儲存體積；安裝於地質層與鑽孔之間的套管，套管包括一或多個金屬管狀區段；定位於鑽孔之非垂直部分之儲存體積中的至少一個罐，至少一個罐經設定尺寸以圍封有害材料之一部分且包括由非腐蝕性金屬材料形成之外殼；及插入至鑽孔之非垂直部分中以填充至少一個罐與套管之間的儲存體積之至少一部分的回填材料。

在可與通用實施方案組合之一態樣中，有害材料包括放射性材料廢料。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，放射性材料廢料包括用過核燃料。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，非腐蝕性材料包括有包括鎳、鉻或鉬中之至少一者的合金。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，非腐蝕性材料包括鎳-鉻-鉬合金。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，合金包括合金625。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，鎳-鉻-鉬合金包括塊體耐腐蝕合金。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，鎳-鉻-鉬合金包括包覆耐腐蝕金屬。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，套管包括碳鋼合金。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，回填物包括自地表泵送至鑽孔之非垂直部分中之漿料以填充至少一個罐與套管之間的儲存體積之部分。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，漿料包括膨潤土。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，漿料包括基於膨潤土之漿料。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，儲存體積在開始於將至少一個罐置放至儲存體積中之第一時間段期間處於氧化環境狀態下。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，至少一個罐在第一時間段期間包括約2 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，套管在第一時間段期間包括約20 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，第一時間段為自至少一個罐置放至儲存體積中之第一持續時間。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，儲存體積在開始於第一時間段結束時之第二時間段期間處於第一還原環境狀態下。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，至少一個罐在第二時間段期間包括約2 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，套管在第二時間段期間包括約4 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，第二時間段自第一持續時間結束時延伸至自至少一個罐置放至儲存體積中之第二持續時間。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，儲存體積在開始於第二時間段結束時之第三時間段期間處於第二還原環境狀態下。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，至少一個罐在第三時間段期間包括約1 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，套管在第三時間段期間包括約2 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，第三時間段自第二持續時間結束時延伸至自至少一個罐置放至儲存體積中之第三持續時間。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，儲存體積在開始於第三時間段結束時之第四時間段期間處於第三還原環境狀態下。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，至少一個罐在第四時間段期間包括約0.1 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，套管在第四時間段期間包括約1 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，第四時間段自第三持續時間結束時延伸至自至少一個罐置放至儲存體積中之第四持續時間。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，儲存體積在開始於第四時間段結束時之第五時間段期間處於第四還原環境狀態下。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，至少一個罐在第五時間段期間包括約0.1 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，套管在第五時間段期間包括約1 μm/年之腐蝕速率。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，第五時間段自第四持續時間結束時延伸至自至少一個罐置放至儲存體積中之第五持續時間。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，地質層所處於之深度中之流體靜壓力足夠大以防止水沸騰。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，地質層包括高度還原性之孔隙水。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，地質層包括孔隙水缺氧之岩石。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，地質層包括完全飽和岩層。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，非垂直部分包括水平鑽孔。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，有害材料貯存庫之熱負荷藉由儲存體積內之至少一個罐之間距控制。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，儲存體積中之溫度藉由儲存體積內之至少一個罐之間距控制。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，至少一個罐包括在儲存體積中線性佈置之複數個罐。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，線性配置允許沿著儲存體積之均勻條件。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，至少一個罐在由來自有害廢料之熱量引起的加熱及冷卻循環期間具耐腐蝕性。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，控制儲存體積之環境以降低在加熱及冷卻循環期間之腐蝕性。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，至少一個罐在高溫、氧化水環境中具耐腐蝕性。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，至少一個罐藉由施加表面處理或塗層包括保護膜。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，在形成有害材料貯存庫期間，鑽孔中之氧氣減到最少。

可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣進一步包括消耗或控制氧氣之鑽孔中之去氧劑。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，在鑽孔中控制溫度或壓力或兩者以控制金屬氧化物腐蝕產物之形成。

可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣進一步包括一或多種膨脹吸收物。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，一或多種膨脹吸收物置放於套管中之預定位置處。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，非垂直部分包括處於非垂直部分的末端的擴展段。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，套管包括經工程改造之填充物以控制腐蝕。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，經工程改造之填充物包括基於膨潤土之漿料以控制腐蝕。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，經工程改造之填充物將環境調節為輕度鹼性的。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，經工程改造之填充物減少鑽孔中之氧氣。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，經工程改造之填充物降低微生物活性。

可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣進一步包括套管與地質層之間的膠結性材料以控制套管之腐蝕。

可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣進一步包括套管與地質層之間的材料以將鑽孔調節成輕度鹼性的。

可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣進一步包括套管與地質層之間的基於膨潤土之漿料以控制套管之腐蝕。

在另一通用實施方案中，用於形成用於有害材料貯存庫之經工程改造之屏障系統的方法包括自地表至包括地質層之地下區域中形成鑽孔，其中鑽孔包括垂直部分及藉由過渡部分耦接至垂直部分之非垂直部分，非垂直部分包括用於有害廢料之儲存體積；於地質層與鑽孔之間安裝套管，套管包括一或多個金屬管狀區段；將至少一個罐定位於鑽孔之非垂直部分之儲存體積中，至少一個罐圍封有害材料之一部分且包括由非腐蝕性金屬材料形成之外殼；及將回填材料插入至鑽孔之非垂直部分中以填充至少一個罐與套管之間的儲存體積之至少一部分。

在可與先前態樣中之任一者組合之另一態樣中，地質層包括其中孔隙水缺氧之岩石。

根據本發明之有害材料儲存貯存庫之實施方案可包括以下特徵中之一或多者。舉例而言，根據本發明之有害材料儲存貯存庫可允許有害材料在位於地下數千呎，自任何附近移動水解耦之儲存貯存庫內多個層級之圍阻。根據本發明之有害材料儲存貯存庫亦可使用經證實之技術(例如，鑽鑿)在經證實其中具有流體密封之烴達數百萬年之地下區域中，產生或形成用於有害材料之儲存區域。作為另一實例，根據本發明之有害材料儲存貯存庫可提供在具有適用於此類儲存之地質特性(尤其包括低滲透性、厚度及延性)之葉岩地層中有害材料(例如，放射性廢料)之長期(例如，數千年)儲存。另外，較大體積之有害材料可以低成本(相對於習知儲存技術)儲存，其部分歸因於有助於較長水平鑽洞(通常長度超過一哩)之指向性鑽鑿技術。另外，可發現具有適用於此類儲存之地質特性的岩層非常接近可發現或產生有害材料之位置，由此降低與輸送此類有害材料有關之危險。

根據本發明之有害材料儲存貯存庫之實施方案亦可包括以下特徵中之一或多者。大儲存體積反過來允許儲存待安置之有害材料而不需要複雜的先前處理，諸如濃縮或轉化成不同形式或轉移到罐中。作為另一實例，例如在來自反應器之核廢棄材料之情況下，廢料可不經修改以其原始丸，或以其原始燃料棒，或以其原始燃料整件(其含有幾十根燃料棒)形式保持。在另一態樣中，有害材料可保持在原始固持器中，但將水泥或其他材料注入固持器中以填充有害材料與結構之間的間隙。舉例而言，若有害材料儲存於燃料棒中，該等燃料棒轉而儲存於燃料整件中，則棒之間的空間(當在核反應器內部時通常填充有水)可填充有水泥或其他材料以提供與外部世界之又一額外隔離層。作為又另一實例，推進安全且低成本儲存有害材料，同時若存在認為回收所儲存材料有利之情況，仍允許取回此類材料。

本發明中所描述之標的物之一或多個實施方案的細節闡述於隨附圖式及以下描述中。標的物之其他特徵、態樣及優勢將自描述、圖式及申請專利範圍變得顯而易見。

相關申請案之交叉參考

本申請案主張以下各者之優先權：2018年12月18日申請之美國臨時專利申請案第62/781,337號；2018年12月26日申請之美國臨時專利申請案第62/784,991號；及2019年4月29日申請之美國臨時專利申請案第62/840,216號。先前申請案中的每一者的全部內容以引用的方式併入本文中。

圖1為有害材料儲存貯存系統100，例如用於有害材料之長期(例如，數十、數百或數千或更多年)但可取回、安全及穩固儲存之地下位置之例示實施方案之示意性說明。舉例而言，此圖說明一旦將有害材料之一或多個罐126部署於地下地層118中的例示有害材料儲存貯存系統100。如所說明，有害材料儲存貯存系統100包括自地表102且通過多個地下層112、114、116及118形成(例如鑽鑿或其他)的鑽孔104。儘管地表102說明為陸地表面，但地表102可為海底或其他水下表面，諸如湖或洋底或水體下方之其他表面。因此，本發明預期可在水體下方自在水體上或接近水體之鑽鑿位置形成鑽孔104。

在此有害材料儲存貯存系統100之實例中所說明的鑽孔104為指向性鑽孔。舉例而言，鑽孔104包括耦接至弧形或彎曲部分108 (其轉而耦接至實質上水平部分110)的實質上垂直部分106。如本發明中所使用，「實質上」在鑽孔指向性之上下文中，係指可能不恰好垂直(例如恰好垂直於地表102)或恰好水平(例如恰好平行於地表102)或恰好以相對於地表102之特定傾斜角傾斜的鑽孔。換言之，垂直鑽孔常常自真正垂直方向起伏偏移，垂直鑽孔可以偏離真正垂直之角度鑽鑿，且傾斜之鑽孔常常自真正傾斜角起伏偏移。另外，在一些態樣中，傾斜的鑽孔可不具有或展現沿鑽孔長度的恰好均勻傾斜(例如，以度為單位)。或者，鑽孔之傾斜可在其長度內變化(例如1至5度)。如此實例中所說明，鑽孔104之三個部分(垂直部分106，弧形部分108及水平部分110)形成延伸至地中之連續鑽孔104。如本發明中所使用，鑽孔104 (及所描述之鑽孔部分)亦可稱為井眼。因此，如本發明中所使用，鑽孔與井眼基本上同義且係指通過一或多個不適合人類佔用(亦即，直徑過小而人類無法進入其中)的地下地層形成的孔洞。

在此實例中，所說明之鑽孔104具有表面套管120，其經定位且設置於自地表102至地中特定深度的鑽孔104周圍。舉例而言，表面套管120可為在淺地層中圍繞鑽孔104設置(例如，灌水泥)之相對較大直徑管狀部件(或部件柱(string of member))。如本文所用，「管狀」可指具有圓形截面、橢圓形截面或其他形狀截面之部件。舉例而言，在此有害材料儲存貯存系統100實施方案中，表面套管120自地表延伸通過表面層112。在此實例中，表面層112為包含一或多個分層岩層之地質層。在一些態樣中，在此實例中，表面層112可或可不包括含淡水層、鹽水或鹵水源，或其他移動水(例如，移動通過地質層的水)源。在一些態樣中，表面套管120可將鑽孔104與此類移動水隔離，且亦可提供用於待安裝於鑽孔104中之其他套管柱的懸掛位置。另外，儘管未展示，但傳導套管可設置在表面套管120上方(例如，在表面套管120與表面102之間及表面層112內)以防止鑽井流體逸出至表面層112中。

如所說明，產生套管122定位於且設置於表面套管120井下之鑽孔104內。儘管被稱為「產生」套管，但在此實例中，套管122可或可不已經歷烴產生操作。因此，套管122係指且包括設置(例如，灌水泥)於表面套管120井下之鑽孔104中之任何形式之管狀部件。在有害材料儲存貯存系統100之一些實例中，產生套管122可在弧形部分108之末端開始且在整個傾斜部分110中延伸。套管122亦可延伸至弧形部分108中且延伸至垂直部分106中。

如所展示，水泥130圍繞套管120及122在套管120及122與鑽孔104之間的環中定位(例如，泵送)。舉例而言，水泥130可使套管120及122(以及鑽孔104之任何其他套管或襯套)安全通過地表102下的地下層。在一些態樣中，可沿著套管(例如，套管120及122以及任何其他套管)之整個長度安裝水泥130，或若對於特定鑽孔102合適，則可沿著套管之某些部分使用水泥130。水泥130亦可為罐126中之有害材料提供額外限制層。

鑽孔104及相關套管120及122可形成為具有各種例示尺寸及各種例示深度(例如，真正垂直深度或TVD)。舉例而言，傳導套管(未展示)可向下延伸至約120呎TVD，其直徑在約28吋與60吋之間。表面套管120可向下延伸至約2500呎TVD，其直徑在約22吋與48吋之間。表面套管120與產生套管122之間的中間套管(未展示)可向下延伸至約8000呎TVD，其直徑在約16吋與36吋之間。產生套管122可傾斜地延伸(例如，以包套傾斜部分110)，其直徑在約11吋與22吋之間。前述尺寸僅作為實例提供且本發明涵蓋其他尺寸(例如，直徑、TVD、長度)。舉例而言，直徑及TVD可視多個地下層(112、114、116及118)中之一或多者的特定地質學組成、特定鑽鑿技術以及含有待存儲於有害材料儲存貯存系統100中之有害材料的有害材料罐126之尺寸、形狀或設計而定。在一些替代實例中，產生套管122(或鑽孔104中之其他套管)截面可為圓形、截面可為橢圓形或某些其他形狀。

如所說明，鑽孔104之垂直部分106延伸通過地下層112、114及116，且在此實例中，在地下層118中著陸。如上文所論述，表面層112可或可不包括移動水。在此實例中，移動水層114在表面層112下方(但表面層112亦可包括一或多個移動水或液體源)。舉例而言，移動水層114可包括一或多個移動水源，諸如含淡水層、鹽水或鹵水或其他移動水源。在有害材料儲存貯存系統100之此實例中，移動水可為基於跨越地下層之全部或一部分之壓差移動通過地下層的水。舉例而言，移動水層114可為可滲透的地質層，其中水在層114內自由移動(例如，歸因於壓力差或以其他方式)。在一些態樣中，移動水層114可為在特定地理區域中之人類用水之主要來源。可構成移動水層114之岩層之實例包括多孔沙岩及石灰石，以及其他地層。

諸如不可滲透層116及儲存層118之其他所說明之層可包括靜止水。在一些態樣中，靜止水為不適合於人類或動物消耗，或兩者的水(例如淡水、鹽水、鹵水)。在一些態樣中，靜止水可為藉由其通過層116或118(或兩者)的運動，無法在10,000或更多年(諸如至1,000,000年)內到達移動水層114、地表102或兩者的水。

在有害材料儲存貯存系統100之此例示實施方案中，在移動水層114下方為不可滲透層116。在此實例中，不可滲透層116可不允許移動水穿過。因此，相對於移動水層114，不可滲透層116可具有低滲透性，例如數量級為毫微達西(nanodarcy)之滲透性。另外，在此實例中，不可滲透層116可為相對非延性(亦即，脆性)地質層。非延性之一種度量為脆度，其為壓縮應力與拉伸強度之比率。在一些實例中，不可滲透層116之脆度可在約20 MPa與40 MPa之間。

如此實例中所示，不可滲透層116比儲存層118更淺(例如更接近於地表102)。在此實例中，可構成不可滲透層116之岩層包括例如呈現如上文所描述之滲透性及脆度特性之某些種類之沙岩、泥岩、黏土及板岩。在替代實例中，不可滲透層116可比儲存層118更深(例如，進一步遠離地表102)。在此類替代實例中，不可滲透層116可由諸如花崗石之火成岩構成。

在不可滲透層116下方為儲存層118。在此實例中，儲存層118可出於若干原因經選擇為儲存有害材料之水平部分110之平台。相對於不可滲透層116或其他層，儲存層118可為厚的，例如，總垂直厚度在約100與200呎之間。儲存層118的厚度可允許更容易地著陸及指向性鑽鑿，由此允許水平部分110在構造(例如，鑽鑿)期間容易地安置在儲存層118內。若通過儲存層118的近似水平中心形成，則水平部分110可被包含儲存層118的約50至100呎的地質層環繞。另外，儲存層118亦可僅具有靜止水，例如，歸因於層118的極低滲透性(例如，數量級為毫(milli-)或毫微達西)。另外，儲存層118可具有足夠延性，以使得包含層118之岩層之脆度在約3 MPa與10 MPa之間。可構成儲存層118之岩層之實例包括：葉岩及硬石膏。此外，在一些態樣中，若儲存層具有足夠的地質特性以將可滲透層與移動水層114隔離，則有害材料可儲存在儲存層下方，甚至在諸如沙岩或石灰石之可滲透地層中。

在有害材料儲存貯存系統100之實施方案之一些實例中，儲存層118(及/或不可滲透層116)由葉岩構成。在一些實例中，葉岩可具有適合於上文針對儲存層118所描述之彼等特性的特性。舉例而言，葉岩地層可適合於有害材料之長期限制(例如，在有害材料罐126中)，且適合於其與移動水層114(例如，含水層)及地表102之隔離。葉岩地層可發現於地中相對較深處，通常3000呎或更深，且隔離地位於任何含淡水層下方。其他地層可包括鹽或其他不可滲透地層。

舉例而言，葉岩地層(或鹽或其他不可滲透地層)可包括增強材料之長期(例如，數千年)隔離的地質特性。舉例而言，此類特性已經由長期儲存(例如，數千萬年)之烴流體(例如，氣體、液體、混合相流體)，而不使大量之此類流體逸出至周圍層(例如，移動水層114)中來說明。實際上，葉岩已展示保持天然氣達數百萬或更多年，從而證實其長期儲存有害材料之能力。例示葉岩地層(例如，Marcellus、Eagle Ford、Barnett及其他)具有含有許多冗餘密封層之分層，該等冗餘密封層已有效地阻止水、油及氣體移動達數百萬年，缺乏移動水，且可預期(例如，基於地質學考量)在存儲之後密封有害材料(例如，流體或固體)達數千年。

在一些態樣中，儲存層118及/或不可滲透層116之地層可形成洩漏障壁或流體洩漏的障壁層，其可至少部分地藉由層數百年、數千年、數萬年、數十萬年或甚至數百萬年的烴或其他流體(例如，二氧化碳)儲存能力之證據確定。舉例而言，儲存層118及/或不可滲透層116之障壁層可基於烴或其他流體儲存之此類證據，由大於10,000年(諸如約10,000年與1,000,000年之間)之有害材料洩漏時間常數定義。

葉岩(或鹽或其他不可滲透層)地層亦可在適合之深度下，例如在3000與12,000呎TVD之間。此類深度通常低於含地下水層(例如表面層112及/或移動水層114)。另外，葉岩(包括鹽)中存在可溶性元素及在含水層中不存在此等相同元素表明葉岩與含水層之間的流體隔離。

可有利地適用於有害材料儲存之葉岩之另一特定品質為其黏土含量，在一些態樣中，其提供大於在其他不可滲透岩層(例如，不可滲透層116)中發現之延性的度量。舉例而言，葉岩可分層，由黏土(例如，按體積計介於約20-30%之間的黏土)及其他礦物質之薄交替層構成。與在不可滲透層(例如，白雲石或其他)中之岩層相比，此類組成可使得葉岩脆性較低且因此對斷裂(例如，自然地或以其他方式)較不敏感。舉例而言，不可滲透層116中之岩層可具有用於長期儲存有害材料之適合的滲透性，但脆性過高且通常為斷裂的。因此，對於有害材料之長期儲存，此類地層可能不具有足夠密封品質(如經由其地質特性證明)。

本發明預期在所說明的地下層112、114、116及118之間或當中可存在許多其他層。舉例而言，移動水層114、不可滲透層116及儲存層118中之一或多者可存在重複模式(例如，垂直地)。此外，在一些情況下，儲存層118可直接鄰近(例如，垂直地)移動水層114，亦即，無介入之不可滲透層116。在一些實例中，弧形鑽孔108及水平鑽孔110之全部或部分可形成於儲存層118下方，使得儲存層118(例如，具有如本文中所描述之特徵的葉岩或其他地質層)垂直地定位於水平鑽孔110與移動水層114之間。

在此實例中，鑽孔104之水平部分110包括在部分110之遠端部分中的儲存區域，有害材料可可取回地置放於該儲存區域中以用於長期儲存。舉例而言，可將工作管柱(work string) (例如，管道、盤管、纜線或其他)或其他井下傳送裝置(例如，牽引機)移動至經套管鑽孔104中以將一或多個(展示有三個，但可存在更多或更少)有害材料罐126置放至長期，且在一些態樣中可取回之部分110中之儲存倉中。

各罐126可圍封有害材料(展示為材料145)。在一些實例中，此類有害材料可為生物或化學廢料或其他生物或化學有害材料。在一些實例中，有害材料可包括核材料，諸如自核反應器(例如，商業動力或測試反應器)回收之用過核燃料或軍事核材料。呈核燃料丸形式之用過核燃料可自反應器取出且未經修改。核燃料丸為固體，但其可含有且發射多種放射性氣體，包括氚(13年半衰期)、氪-85 (10.8年半衰期)及含有C-14之二氧化碳(5730年半衰期)。其他有害材料145可包括例如放射性液體，諸如來自商業動力(或其他)反應器之放射性水。

在一些態樣中，儲存層118應能夠在層118內含有任何放射性輸出物(例如，氣體)，即使此類輸出物逸出罐126亦如此。舉例而言，儲存層118可基於放射性輸出物通過層118之擴散時間來選擇。舉例而言，逸出儲存層118之放射性輸出物之最小擴散時間可設定為例如核燃料丸之任何特定組分之半衰期的五十倍。五十個半衰期作為最小擴散時間將使放射性輸出量降低至原來的1×10^-15 。作為另一實例，將最小擴散時間設定為三十個半衰期將使放射性輸出量降低至原來的十億分之一。

舉例而言，在用過核燃料中，因為其24,100年之長半衰期，鈈-239通常被視為危險廢料產物。對於此同位素，50個半衰期將為1.2百萬年。鈈-239具有低水溶性，無揮發性，且作為固體其通過包含所說明之儲存層118(例如，葉岩或其他地層)之岩層之岩基的擴散時間極小(例如，數百萬年)。儲存層118(例如，由葉岩構成)如藉由含有氣態烴(例如，甲烷及其他)數百萬年的地質學歷史所展示，可提供具有此類隔離時間(例如，數百萬年)的能力。相比之下，在習知核材料儲存方法中，存在一些鈈可能在逸出限制時溶解於包含行動地下水之層中的危險。

在一些態樣中，可出於長期儲存有害材料之主要目的形成鑽孔104。在替代態樣中，可先前已出於產生烴(例如，油、氣體)之主要目的而形成鑽孔104。舉例而言，儲存層118可為攜有烴之地層，烴自其中產生，進入鑽孔104中且至地表102。在一些態樣中，儲存層118在產生烴之前可能已發生液壓斷裂。另外在一些態樣中，產生套管122可在液壓斷裂之前已經穿孔。在此等態樣中，產生套管122可經修補(例如，灌水泥)以修復在有害材料之存儲操作之前由穿孔過程造成之任何孔。另外，在彼時間亦可填充套管與鑽孔之間的水泥中之任何開裂或開口。

如圖1中進一步所示，回填材料140可定位或循環至鑽孔104中。在此實例中，回填材料140環繞罐126且可具有井上延伸至鑽孔密封件134處或接近其之層級(例如，永久性封裝器、栓塞或其他密封件)。在一些態樣中，回填材料140可吸收放射性能量(例如γ射線或其他能量)。在一些態樣中，回填材料140可具有相對低的熱導率，由此充當在罐126與套管之間的絕緣體。

如圖1中進一步展示，另一回填材料150可定位或置放於罐126中之一或多者內以環繞有害材料145。在一些態樣中，回填材料150可吸收放射性能量(例如γ射線或其他能量)。在一些態樣中，回填材料150可具有相對低的熱導率，由此充當在有害材料145與罐126之間的絕緣體。在一些態樣中，回填材料150亦可為罐126提供硬挺屬性，例如降低可壓碎性、變形或對罐126之其他損壞。

在一些態樣中，系統100之前述組件中之一或多者可組合形成有害廢棄材料貯存庫100之經工程改造之障壁。舉例而言，在一些態樣中，經工程改造之障壁由以下組件中之一者、一些或全部構成：儲存層118、套管130、回填材料140、罐126、回填材料150、密封件134及有害材料145本身。在一些態樣中，經工程改造之障壁組件中之一或多者可起作用(或經工程改造以起作用)以：防止或減少鑽孔104中之腐蝕，防止或減少有害材料145逸出；減少或防止其他組件中之一或多者之熱降解；以及確保有害材料145不到達移動水層114(或表面層112，包括地表102)之其他安全措施。

圖2為用於放射性液體之有害材料儲存貯存庫200之例示實施方案的示意性說明。在一些態樣中，貯存庫200之一或多個組件可類似於提及有害材料貯存庫100時所描述之組件。舉例而言，此圖說明一旦(或當)將包括有害材料(例如放射性固體材料) 232之一定體積之放射性液體226提供至鑽孔204之水平部分210的例示有害材料儲存貯存系統200。如所說明，有害材料儲存貯存系統200包括自地表202且通過多個地下層212、214、216及218形成(例如鑽鑿或以其他方式)的鑽孔204。儘管地表202說明為陸地表面，但地表202可為海底或其他水下表面，諸如湖或洋底或水體下方之其他表面。因此，本發明預期可在水體下方自在水體上或接近水體之鑽鑿位置形成鑽孔204。

在此有害材料儲存貯存系統200之實例中所說明鑽孔204為指向性鑽孔。舉例而言，鑽孔204包括耦接至弧形或彎曲部分208 (其轉而耦接至實質上水平部分210)的實質上垂直部分206。如此實例中所說明，鑽孔204之三個部分(垂直部分206，弧形部分208及水平部分210)形成延伸至地中之連續鑽孔204。如本發明中所使用，鑽孔204 (及所描述之鑽孔部分)亦可稱為井眼。因此，如本發明中所使用，鑽孔與井眼基本上同義且係指通過一或多個不適合人類佔用(亦即，直徑過小而人類無法進入其中)的地下地層形成的孔洞。

在此實例中，所說明之鑽孔204具有表面套管220，其經定位且設置於自地表202至地中特定深度的鑽孔204周圍。表面套管220自地表延伸通過表面層212。在此實例中，表面層212為包含一或多個分層岩層之地質層。在一些態樣中，在此實例中，表面層212可或可不包括含淡水層、鹽水或鹵水源，或其他移動水(例如，移動通過地質層的水)源。在一些態樣中，表面套管220可將鑽孔204與此類移動水隔離，且亦可提供用於待安裝於鑽孔204中之其他套管柱的懸掛位置。另外，儘管未展示，但傳導套管可設置在表面套管220上方(例如，在表面套管220與表面202之間及表面層212內)以防止鑽井流體逸出至表面層212中。

如所說明，產生套管222定位於且設置於表面套管220井下之鑽孔204內。儘管被稱為「產生」套管，但在此實例中，套管222可或可不已經歷烴產生操作。因此，套管222係指且包括設置(例如，灌水泥)於表面套管220井下之鑽孔204中之任何形式之管狀部件。在有害材料儲存貯存系統200之一些實例中，產生套管222可在弧形部分208之末端開始且在整個傾斜部分210中延伸。套管222亦可延伸至弧形部分208中且延伸至垂直部分206中。

如所展示，水泥230圍繞套管220及222在套管220及222與鑽孔204之間的環中定位(例如，泵送)。舉例而言，水泥230可使套管220及222(以及鑽孔204之任何其他套管或襯套)安全通過地表202下的地下層。在一些態樣中，可沿著套管(例如，套管220及222以及任何其他套管)之整個長度安裝水泥230，或若對於特定鑽孔202合適，則可沿著套管之某些部分使用水泥230。水泥230亦可為放射性液體226提供額外限制層。鑽孔204及相關套管220及222可形成為具有各種例示尺寸及各種例示深度(例如，真正垂直深度或TVD)。

如所說明，鑽孔204之垂直部分206延伸通過地下層212、214及216，且在此實例中，在地下層218中著陸。如上文所論述，表面層212可或可不包括移動水。在此實例中，移動水層214在表面層212下方(但表面層212亦可包括一或多個移動水或液體源)。舉例而言，移動水層214可包括一或多個移動水源，諸如含淡水層、鹽水或鹵水或其他移動水源。在有害材料儲存貯存系統200之此實例中，移動水可為基於跨越地下層之全部或一部分之壓差移動通過地下層的水。舉例而言，移動水層214可為可滲透的地質層，其中水在層214內自由移動(例如，歸因於壓力差或其他)。在一些態樣中，移動水層214可為在特定地理區域中之人類消耗水之主要來源。可構成移動水層214之岩層之實例包括多孔沙岩及石灰石，以及其他地層。

諸如不可滲透層216及儲存層218之其他所說明之層可包括靜止水。在一些態樣中，靜止水為不適合於人類或動物消耗，或兩者的水(例如淡水、鹽水、鹵水)。在一些態樣中，靜止水可為藉由其通過層216或218(或兩者)的運動，無法在10,000或更多年(諸如至1,000,000年)內到達移動水層214、地表202或兩者的水。

在有害材料儲存貯存系統200之此例示實施方案中，在移動水層214下方為不可滲透層216。在此實例中，不可滲透層216可不允許移動水穿過。因此，相對於移動水層214，不可滲透層216可具有低滲透性，例如數量級為毫微達西之滲透性。另外，在此實例中，不可滲透層216可為相對非延性(亦即，脆性)地質層。非延性之一種度量為脆度，其為壓縮應力與拉伸強度之比率。在一些實例中，不可滲透層216之脆度可在約20 MPa與40 MPa之間。

如此實例中所示，不可滲透層216比儲存層218更淺(例如更接近於地表202)。在此實例中，可構成不可滲透層216之岩層包括例如呈現如上文所描述之滲透性及脆度特性之某些種類之沙岩、泥岩、黏土及板岩。在替代實例中，不可滲透層216可比儲存層218更深(例如，進一步遠離地表202)。在此類替代實例中，不可滲透層216可由諸如花崗石之火成岩構成。

在不可滲透層216下方為儲存層218。在此實例中，儲存層218可出於若干原因經選擇為儲存有害材料之水平部分210之平台。相對於不可滲透層216或其他層，儲存層218可為厚的，例如，總垂直厚度在約100與200呎之間。儲存層218的厚度可允許更容易地著陸及指向性鑽鑿，由此允許水平部分210在構造(例如，鑽鑿)期間容易地安置在儲存層218內。若通過儲存層218的近似水平中心形成，則水平部分210可被包含儲存層218的約50至100呎的地質層環繞。另外，儲存層218亦可僅具有靜止水，例如，歸因於層218的極低滲透性(例如，數量級為毫或毫微達西(milli- or nanodarcy))。另外，儲存層218可具有足夠延性，以使得包含層218之岩層之脆度在約3 MPa與10 MPa之間。可構成儲存層218之岩層之實例包括：葉岩及硬石膏。此外，在一些態樣中，若儲存層具有足夠的地質特性以將可滲透層與移動水層214隔離，則有害材料可儲存在儲存層下方，甚至在諸如沙岩或石灰石之可滲透地層中。

在一些態樣中，儲存層218及/或不可滲透層216之地層可形成洩漏障壁或流體洩漏的障壁層，其可至少部分地藉由層數百年、數千年、數萬年、數十萬年或甚至數百萬年的烴或其他流體(例如，二氧化碳)儲存能力之證據確定。舉例而言，儲存層218及/或不可滲透層216之障壁層可基於烴或其他流體儲存之此類證據，由大於10,000年(諸如約10,000年與1,000,000年之間)之有害材料洩漏時間常數定義。

本發明預期在所說明的地下層212、214、216及218之間或當中可存在許多其他層。舉例而言，移動水層214、不可滲透層216及儲存層218中之一或多者可存在重複模式(例如，垂直地)。此外，在一些情況下，儲存層218可直接鄰近(例如，垂直地)移動水層214，亦即，無介入之不可滲透層216。在一些實例中，弧形鑽孔208及水平鑽孔210之全部或部分可形成於儲存層218下方，使得儲存層218(例如，具有如本文中所描述之特徵的葉岩或其他地質層)垂直地定位於水平鑽孔210與移動水層214之間。

在此實例中，鑽孔204之水平部分210包括在部分210之遠端部分中的儲存區域，有害材料可可取回地置放於該儲存區域中以用於長期儲存。舉例而言，可將工作管柱或管224 (例如，管道、盤管、纜線或其他)移動至經套管鑽孔204中以將放射性液體226循環(例如用泵，未展示)至長期(例如永久性)之部分210中之儲存倉中。

在一些態樣中，可出於長期儲存有害材料之主要目的形成鑽孔204。在替代態樣中，可先前已出於產生烴(例如，油、氣體)之主要目的而形成鑽孔204。舉例而言，儲存層218可為攜有烴之地層，烴自其中產生，進入鑽孔204中且至地表202。在一些態樣中，儲存層218在產生烴之前可能已發生液壓斷裂。另外在一些態樣中，產生套管222可在液壓斷裂之前已經穿孔。在此等態樣中，產生套管222可經修補(例如，灌水泥)以修復在有害材料之存儲操作之前由穿孔過程造成之任何孔。另外，在彼時間亦可填充套管與鑽孔之間的水泥中之任何開裂或開口。

如圖2中進一步所展示，可將鑽孔密封件234 (例如，永久性封裝器、栓塞或其他密封件)置放於鑽孔之垂直部分206中。在一些態樣中，管224可延伸通過鑽孔密封件234，且一旦安置放射性液體226，即可抽出管224且閉合鑽孔密封件234 (或放置另一密封件)以流體隔離地表202處之鑽孔204與水平部分210。

在一些態樣中，系統200之前述組件中之一或多者可組合形成有害廢棄材料貯存庫200之經工程改造之障壁。舉例而言，在一些態樣中，經工程改造之障壁由以下組件中之一者、一些或全部構成：儲存層218、套管230及密封件234。在一些態樣中，經工程改造之障壁組件中之一或多者可起作用(或經工程改造以起作用)以：防止或減少鑽孔204中之腐蝕，防止或減少有害材料232逸出；減少或防止其他組件中之一或多者之熱降解；以及確保有害材料232 (放射性液體226內)不到達移動水層214(或表面層212，包括地表202)之其他安全措施。

圖3為包括經工程改造之障壁的有害材料儲存貯存庫300之另一例示實施方案的示意性說明。在一些態樣中，貯存庫300之一或多個組件可類似於提及有害材料貯存庫100時所描述之組件。舉例而言，此圖說明在將有害材料之一或多個罐326部署於地下地層中之後的例示有害材料儲存貯存系統300。如所說明，有害材料儲存貯存系統300包括自地表302且通過多個地下層312、314及316形成(例如鑽鑿或以其他方式)的鑽孔304。儘管地表302說明為陸地表面，但地表302可為海底或其他水下表面，諸如湖或洋底或水體下方之其他表面。因此，本發明預期可在水體下方自在水體上或接近水體之鑽鑿位置形成鑽孔304。

在此有害材料儲存貯存系統300之實例中所說明鑽孔304為指向性鑽孔。舉例而言，鑽孔304包括耦接至J形區段部分308 (其轉而耦接至實質上水平部分310)的實質上垂直部分306。如所展示之J形區段部分308具有類似於字母「J」之底部的形狀，且可經成形類似於用於管道系統中，用於防止氣體自彎曲部之一側遷移至彎曲部之另一側之橫排裝置。如本發明中所使用，「實質上」在鑽孔指向性之上下文中，係指可能不恰好垂直(例如恰好垂直於地表302)或恰好水平(例如恰好平行於地表302)或恰好以相對於地表302之特定傾斜角傾斜的鑽孔。換言之，垂直鑽孔常常自真正垂直方向起伏偏移，垂直鑽孔可以偏離真正垂直之角度鑽鑿，且水平之鑽孔常常自恰好水平起伏偏移。J形區段部分308為例如可防止或幫助防止有害廢料(或其中已夾帶洩漏之有害廢料的地下液體)自鑽孔304之水平部分310遷移至垂直部分306的成角鑽孔部分之實例。在此實例中，「成角鑽孔部分」為朝向垂直部分306與水平部分310 (或傾斜部分340)之間的地表202成角之鑽孔304之部分。

如此實例中所說明，鑽孔304之三個部分(垂直部分306，J形區段部分308及實質上水平部分310)形成延伸至地中之連續鑽孔304。亦如圖3中以虛線展示，J形區段部分308可耦接至鑽孔304之傾斜部分340而非(或除了)實質上水平部分310。

在此實例中，所說明之鑽孔304具有表面套管320，其經定位且設置於自地表302至地中特定深度的鑽孔304周圍。舉例而言，表面套管320可為在淺地層中圍繞鑽孔304設置(例如，灌水泥)之相對較大直徑管狀部件(或部件柱)。舉例而言，在此有害材料儲存貯存系統300實施方案中，表面套管320自地表延伸通過表面層312。在此實例中，表面層312為包含一或多個分層岩層之地質層。在一些態樣中，在此實例中，表面層312可或可不包括含淡水層、鹽水或鹵水源，或其他移動水(例如，移動通過地質層的水)源。在一些態樣中，表面套管320可將鑽孔304與此類移動水隔離，且亦可提供用於待安裝於鑽孔304中之其他套管柱的懸掛位置。另外，儘管未展示，但傳導套管可設置在表面套管320上方(例如，在表面套管320與表面302之間及表面層312內)以防止鑽井流體逸出至表面層312中。

如所說明，產生套管322定位於且設置於表面套管320井下之鑽孔304內。因此，套管322係指且包括設置(例如，灌水泥)於表面套管320井下之鑽孔304中之任何形式之管狀部件。在有害材料儲存貯存系統300之一些實例中，產生套管322可在J形區段部分308之末端開始且在整個實質上水平部分310中延伸。套管322亦可延伸至J形區段部分308中且延伸至垂直部分306中。

如所展示，水泥330圍繞套管320及322在套管320及322與鑽孔304之間的環中定位(例如，泵送)。舉例而言，水泥330可使套管320及322(以及鑽孔304之任何其他套管或襯套)安全通過地表302下的地下層。在一些態樣中，可沿著套管(例如，套管320及322以及任何其他套管)之整個長度安裝水泥330，或若對於特定鑽孔302合適，則可沿著套管之某些部分使用水泥330。水泥330亦可為罐326中之有害材料提供額外限制層。

鑽孔304及相關套管320及322可形成為具有各種例示尺寸及各種例示深度(例如，真正垂直深度或TVD)。舉例而言，傳導套管(未展示)可向下延伸至約120呎TVD，其直徑在約28吋與60吋之間。表面套管320可向下延伸至約2500呎TVD，其直徑在約22吋與48吋之間。表面套管320與產生套管322之間的中間套管(未展示)可向下延伸至約8000呎TVD，其直徑在約16吋與36吋之間。產生套管322可傾斜地延伸(例如，以包套實質上水平部分310及/或傾斜部分340)，其直徑在約11吋與22吋之間。前述尺寸僅作為實例提供且本發明涵蓋其他尺寸(例如，直徑、TVD、長度)。

如所說明，鑽孔304之垂直部分306延伸通過地下層312、314及316，且在此實例中，在地下層319中著陸。如上文所論述，表面層312可或可不包括移動水。在此實例中，在表面層312下方之地下層314為移動水層314。舉例而言，移動水層314可包括一或多個移動水源，諸如含淡水層、鹽水或鹵水或其他移動水源。在有害材料儲存貯存系統300之此實例中，移動水可為基於跨越地下層之全部或一部分之壓差移動通過地下層的水。

諸如不可滲透層316及儲存層319之其他所說明之層可包括靜止水。在一些態樣中，靜止水為不適合於人類或動物消耗，或兩者的水(例如淡水、鹽水、鹵水)。在一些態樣中，靜止水可為藉由其通過層316或319(或兩者)的運動，無法在10,000或更多年(諸如至1,000,000年)內到達移動水層314、地表302或兩者的水。

在有害材料儲存貯存系統300之此例示實施方案中，在移動水層314下方為不可滲透層316。在此實例中，不可滲透層316可不允許移動水穿過。因此，相對於移動水層314，不可滲透層316可具有低滲透性，例如數量級為0.01毫微達西之滲透性。另外，在此實例中，不可滲透層316可為相對非延性(亦即，脆性)地質層。非延性之一種度量為脆度，其為壓縮應力與拉伸強度之比率。在一些實例中，不可滲透層316之脆度可在約20 MPa與40 MPa之間。

如此實例中所示，不可滲透層316比儲存層319更淺(例如更接近於地表302)。在此實例中，可構成不可滲透層316之岩層包括例如呈現如上文所描述之滲透性及脆度特性之某些種類之沙岩、泥岩、黏土及板岩。在替代實例中，不可滲透層316可比儲存層319更深(例如，進一步遠離地表302)。在此類替代實例中，不可滲透層316可由諸如花崗石之火成岩構成。

在不可滲透層316下方為儲存層319。在此實例中，儲存層319可出於若干原因經選擇為儲存有害材料之實質上水平部分310之平台。相對於不可滲透層316或其他層，儲存層319可為厚的，例如，總垂直厚度在約100與200呎之間。儲存層319的厚度可允許更容易地著陸及指向性鑽鑿，由此允許實質上水平部分310在構造(例如，鑽鑿)期間容易地安置在儲存層319內。若通過儲存層319的近似水平中心形成，則實質上水平部分310可被包含儲存層319的約50至100呎的地質層環繞。另外，儲存層319亦可僅具有靜止水，例如，歸因於層319的極低滲透性(例如，數量級為毫或毫微達西)。另外，儲存層319可具有足夠延性，以使得包含層319之岩層之脆度在約3 MPa與10 MPa之間。可構成儲存層319之岩層之實例包括：葉岩及硬石膏。此外，在一些態樣中，若儲存層具有足夠的地質特性以將可滲透層與移動水層314分離，則有害材料可儲存在儲存層下方，甚至在諸如沙岩或石灰石之可滲透地層中。在有害材料儲存貯存系統300之實施方案之一些實例中，儲存層319(及/或不可滲透層316)由葉岩構成。

在一些態樣中，儲存層319及/或不可滲透層316之地層可形成洩漏障壁或流體洩漏的障壁層，其可至少部分地藉由層數百年、數千年、數萬年、數十萬年或甚至數百萬年的烴或其他流體(例如，二氧化碳)儲存能力之證據確定。舉例而言，儲存層319及/或不可滲透層316之障壁層可基於烴或其他流體儲存之此類證據，由大於10,000年(諸如10,000年與1,000,000年之間)之有害材料洩漏時間常數定義。

本發明預期在所說明的地下層312、314、316及319之間或當中可存在許多其他層。舉例而言，移動水層314、不可滲透層316及儲存層319中之一或多者可存在重複模式(例如，垂直地)。此外，在一些情況下，儲存層319可直接鄰近(例如，垂直地)移動水層314，亦即，無介入之不可滲透層316。在一些實例中，J形區段鑽孔308及實質上水平部分310 (及/或傾斜部分340)之全部或部分可形成於儲存層319下方，使得儲存層319(例如，具有如本文中所描述之特徵的葉岩或其他地質層)垂直地定位於實質上水平部分310 (及/或傾斜部分340)與移動水層314之間。

如此實例中所示，鑽孔304之實質上水平部分310包括在部分310之遠端部分中的儲存區域317，有害材料可可取回地置放於該儲存區域中以用於長期儲存。舉例而言，可將工作管柱(例如，管道、盤管、纜線或其他)或井下牽引機移動至經套管鑽孔304中以將一或多個有害材料罐326置放至長期，且在一些態樣中可取回之部分310中之儲存倉中。

各罐326可圍封有害材料，諸如放射性材料。放射性材料之實例包括用過核燃料及高放射性廢料(例如呈固體形式)以及放射性液體，諸如放射性水。

在一些態樣中，儲存層319應能夠在層319內含有任何放射性輸出物(例如，氣體)，即使此類輸出物逸出罐326亦如此。舉例而言，儲存層319可基於放射性輸出物通過層319之擴散時間來選擇。舉例而言，逸出儲存層319之放射性輸出物之最小擴散時間可設定為例如核燃料丸之任何特定組分之半衰期的五十倍。五十個半衰期作為最小擴散時間將使放射性輸出量降低至原來的1×10^-15 。作為另一實例，將最小擴散時間設定為三十個半衰期將使放射性輸出量降低至原來的十億分之一。

如圖3中進一步展示，儲存罐326可經定位用於在實質上水平部分310中長期儲存，如所示，該實質上水平部分經由J形區段部分308耦接至鑽孔104之垂直部分106。如所說明，J形區段部分308包括朝向地表302成角的方向向上部分。在一些態樣中，舉例而言，當存在儲存於罐326中之放射性有害材料時，J形區段部分308之此傾角(及若形成，傾斜部分340之傾角)可提供進一步之安全及圍阻程度，以防止或阻礙材料(即使其自罐326洩漏)達到例如移動水層314、鑽孔304之垂直部分306、地表302或其組合。舉例而言，有害材料中之有關放射核種傾向於相對易浮或較重(相較於材料之其他組分)。易浮放射核種可為洩漏之最大問題，此係由於較重元素及分子傾向於下沉，且不會朝向地表302向上擴散。氪氣，且特定言之氪-85，為比空氣更重(如大多數氣體)但比水輕得多的易浮放射性元素。因此，若將氪-85引入至水浴中，則此類氣體將傾向於朝向地表302向上浮動。另一方面，碘比水更緻密，且若引入水浴中，則傾向於向下擴散。

藉由包括鑽孔304之J形區段部分308，放射性材料之任何此類擴散(例如，即使自罐326洩漏且在鑽孔304中在水或其他液體存在下，或其他)將向上成角度地朝向實質上水平部分310，且更特定言之，朝向實質上水平部分310之遠端321，且遠離鑽孔304之J形區段部分308 (及垂直部分306)。因此，將不向洩漏之有害材料(即使呈可擴散氣體形式)提供(例如直接地)通過鑽孔310之垂直部分306到達地表302(或移動水層314)之路徑。舉例而言，洩漏之有害材料(尤其呈氣態形式)將在鑽孔部分310之遠端321，或一般而言，在鑽孔304之實質上水平部分310內定向且聚集。

在一些態樣中，可出於長期儲存有害材料之主要目的形成鑽孔304。在替代態樣中，可先前已出於產生烴(例如，油、氣體)之主要目的而形成鑽孔304。舉例而言，儲存層319可為攜有烴之地層，烴自其中產生，進入鑽孔304中且至地表302。在一些態樣中，儲存層319在產生烴之前可能已發生液壓斷裂。另外在一些態樣中，產生套管322可在液壓斷裂之前已經穿孔。在此等態樣中，產生套管322可經修補(例如，灌水泥)以修復在有害材料之存儲操作之前由穿孔過程造成之任何孔。另外，在彼時間亦可填充套管與鑽孔之間的水泥中之任何開裂或開口。

如圖3中進一步所示，回填材料340可定位或循環至鑽孔304中。在此實例中，回填材料340環繞罐326且可具有井上延伸至鑽孔密封件334處或接近其之層級(例如，永久性封裝器、栓塞或其他密封件)。在一些態樣中，回填材料340可吸收放射性能量(例如γ射線或其他能量)。在一些態樣中，回填材料340可具有相對低的熱導率，由此充當在罐326與套管之間的絕緣體。

另一回填材料(諸如圖1中所示之材料150)可定位或置放於罐326中之一或多者內以環繞罐內之有害材料。在一些態樣中，此類回填材料可吸收放射性能量(例如γ射線或其他能量)。在一些態樣中，此類回填材料可具有相對低的熱導率，由此充當在有害材料與罐326之間的絕緣體。在一些態樣中，此類回填材料亦可為罐326提供硬挺屬性，例如降低可壓碎性、變形或對罐326之其他損壞。

在一些態樣中，系統100之前述組件中之一或多者可組合形成有害廢棄材料貯存庫300之經工程改造之障壁。舉例而言，在一些態樣中，經工程改造之障壁由以下組件中之一者、一些或全部構成：儲存層319、套管330、回填材料340、罐326、罐326中之回填材料、密封件334及罐326內之有害材料本身。在一些態樣中，經工程改造之障壁組件中之一或多者可起作用(或經工程改造以起作用)以：防止或減少鑽孔304中之腐蝕，防止或減少有害材料逸出；減少或防止其他組件中之一或多者之熱降解；以及確保有害材料不到達移動水層314(或表面層312，包括地表302)之其他安全措施。

圖4為用於放射性液體之有害材料儲存貯存庫400之例示實施方案的示意性說明。在一些態樣中，貯存庫300之一或多個組件可類似於提及有害材料貯存庫200及300時所描述之組件。舉例而言，此圖說明一旦(或當)將包括有害材料(例如放射性固體材料，諸如圖2中之材料232)之一定體積之放射性液體426提供至鑽孔404之水平部分410的例示有害材料儲存貯存系統400。如所說明，有害材料儲存貯存系統400包括自地表402且通過多個地下層412、414、416及419形成(例如鑽鑿或以其他方式)的鑽孔404。儘管地表402說明為陸地表面，但地表402可為海底或其他水下表面，諸如湖或洋底或水體下方之其他表面。因此，本發明預期可在水體下方自在水體上或接近水體之鑽鑿位置形成鑽孔404。

在此有害材料儲存貯存系統400之實例中所說明鑽孔404為指向性鑽孔。舉例而言，鑽孔404包括耦接至J形區段部分408 (其轉而耦接至實質上水平部分410)的實質上垂直部分406。如所展示之J形區段部分408具有類似於字母「J」之底部的形狀，且可經成形類似於用於管道系統中，用於防止氣體自彎曲部之一側遷移至彎曲部之另一側之橫排裝置。J形區段部分408為例如可防止或幫助防止有害廢料(或其中已夾帶洩漏之有害廢料的地下液體)自鑽孔404之水平部分410遷移至垂直部分406的成角鑽孔部分之實例。在此實例中，「成角鑽孔部分」為朝向垂直部分406與水平部分410 (或傾斜部分440)之間的地表402成角之鑽孔404之部分。

如此實例中所說明，鑽孔404之三個部分(垂直部分406，J形區段部分408及實質上水平部分410)形成延伸至地中之連續鑽孔404。亦如圖4中以虛線展示，J形區段部分408可耦接至傾斜部分440而非(或除了)鑽孔404之實質上水平部分410。

在此實例中，所說明之鑽孔404具有表面套管420，其經定位且設置於自地表402至地中特定深度的鑽孔404周圍。舉例而言，表面套管420可為在淺地層中圍繞鑽孔404設置(例如，灌水泥)之相對較大直徑管狀部件(或部件柱)。舉例而言，在此有害材料儲存貯存系統400實施方案中，表面套管420自地表延伸通過表面層412。在此實例中，表面層412為包含一或多個分層岩層之地質層。在一些態樣中，在此實例中，表面層412可或可不包括含淡水層、鹽水或鹵水源，或其他移動水(例如，移動通過地質層的水)源。在一些態樣中，表面套管420可將鑽孔404與此類移動水隔離，且亦可提供用於待安裝於鑽孔404中之其他套管柱的懸掛位置。另外，儘管未展示，但傳導套管可設置在表面套管420上方(例如，在表面套管420與表面402之間及表面層412內)以防止鑽井流體逸出至表面層412中。

如所說明，產生套管422定位於且設置於表面套管420井下之鑽孔404內。套管422係指且包括設置(例如，灌水泥)於表面套管420井下之鑽孔404中之任何形式之管狀部件。在有害材料儲存貯存系統400之一些實例中，產生套管422可在J形區段部分408之末端開始且在整個實質上水平部分410中延伸。套管422亦可延伸至J形區段部分408中且延伸至垂直部分406中。

如所展示，水泥430圍繞套管420及422在套管420及422與鑽孔404之間的環中定位(例如，泵送)。舉例而言，水泥430可使套管420及422(以及鑽孔404之任何其他套管或襯套)安全通過地表402下的地下層。在一些態樣中，可沿著套管(例如，套管420及422以及任何其他套管)之整個長度安裝水泥430，或若對於特定鑽孔402合適，則可沿著套管之某些部分使用水泥430。水泥430亦可為放射性液體426提供額外限制層。

如所說明，鑽孔404之垂直部分406延伸通過地下層412、414及416，且在此實例中，在地下層419中著陸。如上文所論述，表面層412可或可不包括移動水。在此實例中，在表面層412下方之地下層414為移動水層414。舉例而言，移動水層414可包括一或多個移動水源，諸如含淡水層、鹽水或鹵水或其他移動水源。在有害材料儲存貯存系統400之此實例中，移動水可為基於跨越地下層之全部或一部分之壓差移動通過地下層的水。

諸如不可滲透層416及儲存層419之其他所說明之層可包括靜止水。在一些態樣中，靜止水為不適合於人類或動物消耗，或兩者的水(例如淡水、鹽水、鹵水)。在一些態樣中，靜止水可為藉由其通過層416或419(或兩者)的運動，無法在10,000或更多年(諸如至1,000,000年)內到達移動水層414、地表402或兩者的水。

在有害材料儲存貯存系統400之此例示實施方案中，在移動水層414下方為不可滲透層416。在此實例中，不可滲透層416可不允許移動水穿過。因此，相對於移動水層414，不可滲透層416可具有低滲透性，例如數量級為0.01毫微達西之滲透性。另外，在此實例中，不可滲透層416可為相對非延性(亦即，脆性)地質層。非延性之一種度量為脆度，其為壓縮應力與拉伸強度之比率。在一些實例中，不可滲透層416之脆度可在約20 MPa與40 MPa之間。

如此實例中所示，不可滲透層416比儲存層419更淺(例如更接近於地表402)。在此實例中，可構成不可滲透層416之岩層包括例如呈現如上文所描述之滲透性及脆度特性之某些種類之沙岩、泥岩、黏土及板岩。在替代實例中，不可滲透層416可比儲存層419更深(例如，進一步遠離地表402)。在此類替代實例中，不可滲透層416可由諸如花崗石之火成岩構成。

在不可滲透層416下方為儲存層419。在此實例中，儲存層419可出於若干原因經選擇為儲存有害材料之實質上水平部分410之平台。相對於不可滲透層416或其他層，儲存層419可為厚的，例如，總垂直厚度在約100與200呎之間。儲存層419的厚度可允許更容易地著陸及指向性鑽鑿，由此允許實質上水平部分410在構造(例如，鑽鑿)期間容易地安置在儲存層419內。若通過儲存層419的近似水平中心形成，則實質上水平部分410可被包含儲存層419的約50至100呎的地質層環繞。另外，儲存層419亦可僅具有靜止水，例如，歸因於層419的極低滲透性(例如，數量級為毫或毫微達西)。另外，儲存層419可具有足夠延性，以使得包含層419之岩層之脆度在約3 MPa與10 MPa之間。可構成儲存層419之岩層之實例包括：葉岩及硬石膏。此外，在一些態樣中，若儲存層具有足夠的地質特性以將可滲透層與移動水層414隔離，則有害材料可儲存在儲存層下方，甚至在諸如沙岩或石灰石之可滲透地層中。在有害材料儲存貯存系統400之實施方案之一些實例中，儲存層419(及/或不可滲透層416)由葉岩構成。

在一些態樣中，儲存層419及/或不可滲透層416之地層可形成洩漏障壁或流體洩漏的障壁層，其可至少部分地藉由層數百年、數千年、數萬年、數十萬年或甚至數百萬年的烴或其他流體(例如，二氧化碳)儲存能力之證據確定。舉例而言，儲存層419及/或不可滲透層416之障壁層可基於烴或其他流體儲存之此類證據，由大於10,000年(諸如10,000年與1,000,000年之間)之有害材料洩漏時間常數定義。

本發明預期在所說明的地下層412、414、416及419之間或當中可存在許多其他層。舉例而言，移動水層414、不可滲透層416及儲存層419中之一或多者可存在重複模式(例如，垂直地)。此外，在一些情況下，儲存層419可直接鄰近(例如，垂直地)移動水層414，亦即，無介入之不可滲透層416。在一些實例中，J形區段鑽孔408及實質上水平部分410(及/或傾斜部分440)之全部或部分可形成於儲存層419下方，使得儲存層419(例如，具有如本文中所描述之特徵的葉岩或其他地質層)垂直地定位於實質上水平部分410(及/或傾斜部分440)與移動水層414之間。

如此實例中所示，鑽孔404之實質上水平部分410包括在部分410之遠端部分421中的儲存區域417，有害材料可可取回地置放於該儲存區域中以用於長期儲存。舉例而言，可將工作管柱或管424 (例如，管道、盤管或其他)移動至經套管鑽孔404中以將放射性液體426循環(例如用泵，未展示)至長期(例如永久性)之部分410中之儲存倉中。

在一些態樣中，儲存層419應能夠在層419內含有任何放射性輸出物(例如，氣體)。舉例而言，儲存層419可基於放射性輸出物通過層419之擴散時間來選擇。舉例而言，逸出儲存層419之放射性輸出物之最小擴散時間可設定為例如核燃料丸之任何特定組分之半衰期的五十倍。五十個半衰期作為最小擴散時間將使放射性輸出量降低至原來的1×10^-15 。作為另一實例，將最小擴散時間設定為三十個半衰期將使放射性輸出量降低至原來的十億分之一。

在一些態樣中，可出於長期儲存有害材料之主要目的形成鑽孔404。在替代態樣中，可先前已出於產生烴(例如，油、氣體)之主要目的而形成鑽孔404。舉例而言，儲存層419可為攜有烴之地層，烴自其中產生，進入鑽孔404中且至地表402。在一些態樣中，儲存層419在產生烴之前可能已發生液壓斷裂。另外在一些態樣中，產生套管422可在液壓斷裂之前已經穿孔。在此等態樣中，產生套管422可經修補(例如，灌水泥)以修復在有害材料之存儲操作之前由穿孔過程造成之任何孔。另外，在彼時間亦可填充套管與鑽孔之間的水泥中之任何開裂或開口。

如圖4中進一步所展示，可將鑽孔密封件434 (例如，永久性封裝器、栓塞或其他密封件)置放於鑽孔之垂直部分406中。在一些態樣中，管424可延伸通過鑽孔密封件434，且一旦安置放射性液體426，即可抽出管424且閉合鑽孔密封件434 (或放置另一密封件)以流體隔離地表402處之鑽孔404與水平部分410。

在一些態樣中，系統400之前述組件中之一或多者可組合形成有害廢棄材料貯存庫400之經工程改造之障壁。舉例而言，在一些態樣中，經工程改造之障壁由以下組件中之一者、一些或全部構成：儲存層419、套管422、水泥430及密封件234。在一些態樣中，經工程改造之障壁組件中之一或多者可起作用(或經工程改造以起作用)以：防止或減少鑽孔404中之腐蝕，防止或減少放射性液體426內之有害材料逸出；減少或防止其他組件中之一或多者之熱降解；以及確保有害材料(放射性液體426內)不到達移動水層414(或表面層412，包括地表402)之其他安全措施。

在一些態樣中，系統100之前述組件中之一或多者可組合形成有害廢棄材料貯存庫400之經工程改造之障壁。舉例而言，在一些態樣中，經工程改造之障壁由以下組件中之一者、一些或全部構成：儲存層419、套管430、回填材料440、罐426、罐426中之回填材料、密封件434及罐426內之有害材料本身。在一些態樣中，經工程改造之障壁組件中之一或多者可起作用(或經工程改造以起作用)以：防止或減少鑽孔404中之腐蝕，防止或減少有害材料逸出；減少或防止其他組件中之一或多者之熱降解；以及確保有害材料不到達移動水層414(或表面層412，包括地表402)之其他安全措施。

短暫地轉至圖5A，此圖說明用於放射性(例如，有害)材料貯存庫(諸如，有害材料貯存庫100)之例示經工程改造之障壁(或經工程改造之屏障系統) 500的徑向截面。在此實例中，經工程改造之屏障系統500包括母岩層502。母岩層502(例如，儲存層118)可歸因於(例如)滲透性、延性或允許地層502以流體方式將氣體或液體與其他地層隔離之其他地質學準則而選擇。經工程改造之屏障系統500亦包括水泥504及套管506。水泥504結合或幫助結合套管506(例如，鋼套管或其他)至岩層502。例示經工程改造之屏障系統500亦包括填充套管506與罐外殼510之間的環形空間之回填材料508(例如，回填材料140)。罐外殼510界定其中圍封有害材料之體積，且可由例如耐腐蝕材料，諸如金屬合金形成。罐回填物512亦為此示例經工程改造之屏障系統500之部分。罐回填物512(如回填材料508)可例如吸收或部分吸收放射性能量(例如γ射線)且為非導熱材料。最後，此例示經工程改造之屏障系統500包括放射性材料514，其可經加工或形成以減小或消除自罐外殼510逸出或洩漏之可能性。

短暫地轉至圖5B，此圖說明經工程改造之屏障系統500之另一部分550。如此實例中所展示，罐外殼510在岩層502中形成之鑽孔中隔開。套管506將鑽孔與地層502分離。如此實例中所展示，圍封放射性材料514之罐外殼510使得來自各罐外殼510之熱量(歸因於自放射性材料514之熱輸出)沿著鑽孔傳播。

一般參照本發明，例示有害材料儲存貯存系統(例如，100、200、300及400)可提供多個圍阻層作為經工程改造之屏障系統，以確保有害材料(例如，生物、化學、核)密封地儲存於合適的地下層中。在一些例示實施方案中，可存在至少十二個圍阻層。在替代實施方案中，可採用較少或較多數目個圍阻層。

首先，使用用過核燃料作為例示有害材料，燃料丸自反應器取出且不經修改。其可由燒結二氧化鈾(UO2)、陶瓷製成，且可保持固體狀且發射多種放射性氣體，包括氚(13年半衰期)、氪-85 (10.8年半衰期)及含有C-14之二氧化碳(5730年半衰期)。除非丸暴露於極具腐蝕性之條件或損壞多個圍阻層之其他作用下，否則大多數放射性同位素(包括C-14、氚或氪-85)將含於丸中。

其次，燃料丸由燃料棒之鋯錫合金管環繞，正如在反應器中。如所描述，管可安裝於原始燃料整件中，或自用於較緊密裝填之彼等整件移除。

第三，將管置放於有害材料罐之密封外殼中。外殼可為聯合結構或多面板結構，其中多個面板(例如，側面板、頂部板、底部板)以機械方式緊固(例如，螺釘、鉚釘、焊縫及以其他方式)。

第四，材料(例如，固體或流體)可填充有害材料罐，以在材料與罐之外部之間提供進一步緩衝。

第五，一或多個有害材料罐定位於襯有在一些實例中在整個鑽孔(例如實質上垂直部分、弧形部分及傾斜部分)中延伸之鋼，或其他密封套管的鑽孔中。套管膠結就位，為待移動通過之有害材料罐提供相對光滑表面(例如，相比於鑽孔壁)，從而減小存儲或取回期間洩漏或破裂之可能性。

第六，固持或幫助固持套管就位之水泥亦可提供密封層以在有害材料逸出罐之情況下容納該有害材料。

第七，有害材料罐儲存於定位於包含儲存層之岩層之較厚(例如，100-200呎)縫隙內的鑽孔之部分(例如，傾斜部分)中。儲存層可至少部分歸因於岩層之地質特性(例如，僅靜止水、低滲透性、厚、合適延性或非脆度)來選擇。舉例而言，在葉岩作為儲存層之岩層之情況下，此類型之岩石可提供圍阻層級，此係因為已知葉岩數百萬年來用於密封烴氣。葉岩可含有鹵水，但彼鹵水應明顯為靜止的，且不與表面淡水連通。

第八，在一些態樣中，儲存層之岩層可具有提供另一圍阻層級之其他獨特地質學特性。舉例而言，葉岩常常含有諸如硫化鐵之反應性組分，該等反應性組分降低有害材料(例如，用過核燃料及其放射性輸出物)可在不以甚至進一步降低此類輸出物之擴散速率之方式反應的情況下遷移通過儲存層之可能性。此外，儲存層可包括通常具有極低擴散率之組分，諸如黏土及有機物。舉例而言，葉岩可分層且由黏土及其他礦物質之薄交替層構成。諸如葉岩的儲存層中的岩層的此類分層可提供此額外圍阻層。

第九，儲存層之位置可比將儲存層(例如，垂直地)與移動水層分離之不可滲透層更深，且在其下方。

第十，儲存層可基於在地下層內此類層之深度(例如3000至12,000呎)來選擇。此類深度通常遠低於含有移動水之任何層，且因此儲存層之絕對深度提供額外圍阻層。

第十一，本發明之有害材料儲存貯存系統之例示實施方案有助於監測所儲存之有害材料。舉例而言，若監測之資料指示有害材料洩漏或其他(例如，溫度、放射性變化或其他)或甚至罐被干預或侵入，則可取回有害材料罐以進行維修或檢查。

第十二，一或多個有害材料罐可視需要(例如在監測或不監測之情況下)可取回以進行週期性檢查、調整或維修。因此，可在不允許未衰減的有害材料自罐洩漏或逸出的情況下解決罐之任何問題。

第十三，即使有害材料自罐逸出且無不可滲透層位於洩漏之有害材料與地表之間，洩漏之有害材料仍可容納於處於不具有至表面或含水層(例如移動水層)或將被認為對人類有害的其他區域之向上路徑之位置的鑽孔內。舉例而言，可為傾斜鑽孔、J形區段鑽孔的封死終端或垂直起伏鑽孔的峰的位置可不具有至鑽孔的垂直部分的直接向上(例如，朝向表面)路徑。

分析放射性材料貯存庫的經工程改造之障壁

本發明描述作為貯存庫100、200、300及400中之一或多者的部分的經工程改造之障壁(或經工程改造之屏障系統(EBS))之分析。本發明亦描述EBS腐蝕效能。分析EBS腐蝕效能以用於在深層水平鑽孔(諸如鑽孔104)中棄置(例如)用過核燃料及其他高階核廢料，且EBS設計之態樣與腐蝕效能相關。一旦有害材料(在罐中)已安置，時間段設置持續時間及環境條件以追蹤10,000年中之環境演變。前20年涵蓋加熱至最高溫度、冷卻之開始及自中度氧化厭氧條件之轉變。EBS可經設計以能夠經過侵蝕性初始時期，且在繼續存在數萬年之條件下進入厭氧時期。在一些態樣中，EBS定義為具有耐腐蝕Ni-Cr-Mo合金作為罐及碳鋼套管。時間-溫度行為來自熱模擬。結果包括罐及套管之金屬損失及穿孔時間，以及在各時間段內產生之氫氣及形成之金屬氧化物的量。具有9.5 mm壁之罐之首次穿孔之時間為45,000年。鋼套管為在套管內部及外部之環境之間持續接近3,000年之障壁。形成之氫氣及金屬氧化物之體積跟隨金屬之腐蝕率。設計考量係關於環境之有利態樣：還原環境、完全飽和岩石、無沸騰且無濕乾濕循環。

如所描述，材料棄置於水平鑽孔中，例如於上覆於基底岩石之沈積岩中，但亦可使用變質岩。在此實例中，EBS表示置放於貯存庫內之經工程改造之材料，包括有害材料形式、有害材料罐、緩衝材料、回填物及密封件。有害材料密封於沿水平鑽孔中之鋼套管安置之罐中。罐係放射核種遷移之不可滲透絕對障壁，直至其被突破。鋼套管幫助罐安置，提供結構支撐，且為放射核種遷移之障壁，直至穿孔。

腐蝕為罐穿孔之風險且控制套管之降解。罐及套管之腐蝕行為為對經工程改造之屏障系統之效能及放射核種遷移之控制的促成因素。為了安全且可靠的效能，罐可能需要由高度耐腐蝕金屬製成以用於廢料之長期圍阻。在此處之實例中，罐由鎳-鉻-鉬(Ni-Cr-Mo)合金(在廣泛之環境範圍內具有極佳耐腐蝕性之合金家族)製成。在還原環境中，壁厚度為1 cm之Ni-Cr-Mo罐之穿孔時間為50,000年。套管可由碳鋼製成以輔助罐安置、提供結構強度及將內部套管環境與外部套管環境分離，直至套管穿孔。

此分析之目標為分析基礎情況組態的EBS之腐蝕效能，且使EBS設計之態樣與腐蝕效能相關。安置經過10,000年的罐及套管之長期腐蝕行為分成五個時間段以追蹤鑽孔環境之演變。針對各時期的鑽孔環境設定金屬的腐蝕速率。對金屬及水形成金屬氧化物及氫氣之腐蝕反應進行計算。結果包括罐及套管之金屬損失及穿孔時間，以及在各時間段內及總體產生之氫氣及形成之金屬氧化物的量。

於深層水平鑽孔中棄置核廢料適於多種廢料類型，其中罐尺寸經設計以容納特定燃料類型。為棄置銫/鍶膠囊(來自美國核防禦程式(United States' nuclear defense program)之舊式廢料之形式)，罐之直徑為約12 cm且長度為60 cm。對於用過核燃料整件，直徑更大及更長的罐各自可容納一個燃料整件。將廢料置放在具有附著端板之金屬圓筒內，且定位且密封另一端板。經由垂直鑽孔區段降下密封罐且沿水平棄置區段安置於套管中。

腐蝕行為藉由合金之耐腐蝕性與環境腐蝕性之組合來確定。腐蝕模式為一般腐蝕。完全飽和岩石中之環境自具有高溫、中度氧化水之轉變階段演變至環境溫度、高度還原水。水為鹵水且可具有多種具有一系列濃度之溶解物種。氯化物鹵水為典型的。水平棄置區段處之環境溫度高於表面且取決於深度。溫度自源自廢料形式之殘餘衰變熱上升，且接著隨著廢料衰變而下降。加熱至最高溫度及冷卻的開始發生在罐安置之後的5-10年內。罐壁之最高溫度為170℃。在1 km鑽孔深度下，在40年熱學加熱及冷卻時期之後為緩慢冷卻至60℃之環境溫度。

此處分析之例示情況為用於棄置銫/鍶膠囊。情況為假設的，但其表示EBS之組態、鑽孔之配置及母岩之地質學以用於實際棄置項目。分析水平鑽孔之短區段。此區段可按比例擴大以用於棄置的全部數目個膠囊及棄置區段全長。各廢料膠囊密封於耐腐蝕合金罐中。組態包含十個罐，0.6 m長×11.4 cm外徑×9.5 mm壁厚度。將罐沿著鋼套管(12 m長×14 cm內徑×12.5 mm壁厚度)安置。沿著鋼套管之罐之間的分離距離為0.6 m。套管之外徑為16.5 cm，且鑽孔直徑為21.6 cm。在10 MPa流體靜壓力及60℃溫度之環境條件下，水平區段之深度為1 km。

金屬罐由高度耐腐蝕Ni-Cr-Mo合金製成。Ni-Cr-Mo合金具有高強度、極佳可製性以及出色的耐腐蝕性。此等合金亦對局部腐蝕過程具有高度抗性。對於分析，具有Ni-60 w/o、Cr-27 w/o及Mo-6 w/o之主要元素組成的合金625 (UNS N06625)表示合金之Ni-Cr-Mo家族。呈重量百分比及原子百分比之全部組成呈現於表1中。

	Ni	Cr	Mo	Nb + Ta	Nb	Ta	Fe
重量%	58	23	10		2	2	5
原子%	60	27	6	0	1.30	0.67	5.4

表1

該套管係由API-5CT L80套管(API-5CT L80 Casing Pipe) (其屬於耐腐蝕套管之鋼種組)製成。L80鋼之重量百分比及原子百分比之組成分別為Fe-87 w/o及Cr-13 w/o及Fe-85 at/o及Cr-15 at/o。

自腐蝕速率及暴露時間計算金屬損失及穿透深度。腐蝕速率及暴露時間之產物確定金屬穿透之深度及剩餘壁厚度。圖5D展示關於隨時間推移(年，x軸)之套管壁厚度(毫米，y軸)之圖572。罐之腐蝕率、暴露時間及表面積確定腐蝕之金屬之體積。合金625之密度為8.44 g/cm³ 且L80鋼之密度為7.44 g/cm³ 。應注意，以µm/年為單位之腐蝕速率的值等於金屬損失之體積(cm³ /m² -年)及金屬損失之莫耳數(mol/m² -年)。

氫氣產生及氧化物形成分析係針對表2中所呈現之金屬至金屬氧化物反應。

3Fe + 4H2O = Fe3O4 + 4H2

Ni + H2O = NiO + H2

2Cr + 3H2O = Cr2O3 + 3H2

Mo + 2H2O = MO2 + 2H2

表2

反應係關於金屬與水反應以形成金屬氧化物及氫氣。每莫耳腐蝕之金屬所產生之氫氣係基於金屬中之元素之莫耳分率及每莫耳各元素所產生之氫氣。對於合金625，鐵、鉻、鉬及鐵之莫耳分率分別為0.60、0.27、0.06及0.05。合金625所產生之氫氣係每cm³ 腐蝕之金屬1.19 cm³ 氫氣。對於L80鋼，鐵及鉻之莫耳分率分別為0.85及0.15。L80鋼所產生之氫氣係每cm³ 腐蝕之金屬1.36 cm³ 氫氣。在標準溫度及壓力(STP)下計算氫氣之體積。隨後將STP下之體積轉換用於在水平棄置區段處之壓力及溫度。對於10 MPa之壓力及170℃之溫度，溫度/壓力係數為0.016。對於棄置區域中之條件，氫氣之體積極大地減小。

在腐蝕過程期間，產生金屬氧化物。由合金625形成之金屬氧化物為NiO、Cr₂ O₃ 、MO₂ 及Fe₃ O₄ ，且L80鋼之氧化物為Fe₃ O₄ 及Cr₂ O₃ 。每莫耳腐蝕之合金形成的金屬氧化物為莫耳分率乘以每莫耳各元素形成的氧化物之總和。體積膨脹為所形成之氧化物的體積減去所消耗之金屬的體積。合金625之氧化物形成為每cm³ 腐蝕之金屬2.33 cm³ 氧化物。L80鋼之氧化物形成為每cm³ 腐蝕之金屬2.09 cm³ 氧化物。

Ni-Cr-Mo合金在廣泛之環境範圍中提供最高水準之耐腐蝕性。合金625 (UNS N06625)因其高強度、極佳可製性及出色的耐腐蝕性而使用。其用於傳送酸氣及油的海底管道、鹽水管道、化學工業中的加工管道。極其腐蝕性條件包括高於35%之硫化氫濃度、達至220℃之溫度及接近150 MPa之井壓。在核領域中，合金625用於核反應器中之反應核及控制棒組件。海水應用通常需要高拉伸強度及耐腐蝕性，且合金625用作鋼絲繩、螺旋槳葉片、海下輔助推進電動機。其廣泛用於高溫腐蝕性環境。

鈍態金屬具有非常低之腐蝕速率。Ni-Cr-Mo合金之可量測腐蝕速率在惡劣環境中為0.1 µm/年。耐腐蝕性係由自行形成、薄(例如數奈米厚)膜提供。對於Ni-Cr-Mo合金，鈍態膜為富鉻氧化物。腐蝕效能取決於此薄膜之穩定性/耐久性。對於Ni-Cr-Mo合金，鈍態膜不僅非常穩定，而且膜自行癒合且在由機械或化學作用破壞之情況下迅速重新形成。此等合金對惡劣環境中之局部腐蝕具有較大抗性，因此腐蝕模式為一般腐蝕。罐將極其緩慢地腐蝕，且最終穿孔將為由一般腐蝕產生的塊狀之全壁穿透。對於此處之基礎情況，首次穿孔發生在45,000年。

各時間段的在環境中之罐材料之腐蝕速率之指定為分析之基本態樣。時間段之腐蝕速率及持續時間確定金屬穿透、腐蝕之金屬體積、所產生之氫氣及所形成之氧化物。自文獻、技術報告、用於核廢料棄置及相關工業應用之其他貯存系統的分析收集Ni-Cr-Mo合金及碳鋼之腐蝕速率。目標為自例如用於支持多個國家中之核廢料貯存庫之實驗室及實地研究收集EBS中的條件範圍及環境演變的相關資料。另外，在工業應用中存在Ni-Cr-Mo合金及碳鋼之腐蝕效能的資訊。兩個主要的資訊解決與儲存及棄置核廢料及核廢料容器之腐蝕效能相關的腐蝕問題。棄置於深層水平鑽孔中之腐蝕速率利用彼等綜述及其支持參考文獻中之資訊。腐蝕速率為針對金屬在鈍態條件下之一般腐蝕。儘管兩種EBS金屬在還原環境中具有較高局部耐腐蝕性，但局部腐蝕並不在此文之範疇內。

Ni-Cr-Mo合金之腐蝕速率之指定之基礎如下。進行Ni-Cr-Mo合金之腐蝕行為之詳盡研究以支持尤卡山貯存庫。電化學方法精確測定0.01 µm/年及更低之腐蝕速率。對於高溫、氧化、氯化物溶液中之Ni-Cr-Mo合金，在惡劣環境(諸如高溫、高氯化物充氣溶液)中所量測之腐蝕速率為0.1 µm/年及更低。出現熱脈衝及暫時性氧化條件時，此等條件比前兩個時間段中之彼等條件更惡劣，且比具有缺氧環境的後三個時期中之彼等條件惡劣得多。厭氧環境之預期速率為0.01 µm/年。在基礎情況下之罐之指定腐蝕速率為保守性的，例如高於預期值之值。

碳鋼因其強度及易於製造廣泛使用。鋼套管將安裝在鑽孔中且膠結就位以用於結構支撐。L80鋼種(API-5CT)具有比H2S及CO2服務中更低等級更高的耐腐蝕性。鋼在還原環境中為鈍態的，具有1 µm/年或更小之腐蝕速率。直至其穿孔，套管亦將套管內部之環境與套管與鑽孔之間的環境分離。穿孔將為由一般腐蝕產生的塊狀之全壁穿透。

已在多個國際核貯存庫程式中及針對油領域應用研究膨潤土中碳鋼之腐蝕。氧加快鋼之腐蝕，且氧之含量為腐蝕速率之關鍵決定因素。鋼和膨潤土在厭氧條件下產生鈍態行為。對於與壓實膨潤土接觸之碳鋼外包裝，量測到約0.1 µm/年之腐蝕速率。脫氣膨潤土漿料中之腐蝕速率為1 µm/年或更小。Smart及同事之腐蝕速率量測值似乎強有力且持續地支持保護性腐蝕產物膜將在厭氧條件下在C-鋼上產生，且長期腐蝕速率將為約0.1-1 µm/年之暗示。

碳鋼之腐蝕速率之基礎如下。鋼之短期腐蝕速率為若干µm/年且在若干年後減少至1 µm/年或更低。在鹼性水泥孔隙水中，主要腐蝕產物為Fe3O4且腐蝕速率為約0.01 µm/年至0.1 µm/年。基礎情況下之套管的指定腐蝕速率被認為係保守性的，例如高於預期值的值。

環境之演變為EBS中之材料之腐蝕行為分析中之因素，且水之組成為腐蝕效能之重要決定因素。岩石中之典型的孔隙水為氯化物鹵水，且氯化物濃度可在稀釋至濃縮水準範圍內。可存在其他溶解物種。鹵水為缺氧的且歸因於此氧之缺乏，環境高度還原。酸度/鹼度在接近中性至輕度鹼性範圍內，例如pH 6-10。

水平鑽孔處於完全飽和岩石中。存在環繞鑽孔之「受干擾」岩石區域。此岩石已斷裂或以其他方式受鑽鑿過程影響。受干擾區域通常延伸超出鑽孔壁等於約一個鑽孔半徑之距離。對於基礎情況，受干擾區域為約10 cm厚，且不受干擾岩石自彼處朝外延伸。來自鑽鑿及置放套管之製程水及/或來自周圍岩石之孔隙水使受干擾岩石完全飽和。

在典型葉岩氣/油操作中，套管與岩石之間的環形空間填充有水泥。儘管對於在水平鑽孔中儲存廢料，此類水泥可能並非必需的，但基礎情況包括套管/鑽孔環形空間之膠結。在水泥之情況下，水具有pH 10-12之中度鹼性。鹼性溶液中之鋼腐蝕速率較低且在鹼性物種存留時保持如此。罐/套管環形空間填充有基於膨潤土之漿料。可使用EBS中之替代填充物。

當安置含有核廢料之罐時，岩石中之溫度起初上升，且隨後隨著壽命短之放射性同位素衰變及熱傳導掉而降低。岩石為飽和的且EBS填充有液體及固體，而無蒸氣空間。由於在深處之流體靜壓力，不存在水之沸騰。腐蝕過程係對於浸沒於液體中之金屬。侵蝕性條件及水滴及膜在熱金屬表面、液體/蒸氣界面上之複雜行為及雙相液體/蒸氣過程並不相關。

EBS中之腐蝕過程修改環境。鋼套管之腐蝕為用於減少鑽孔中之殘餘氧氣之主要方法。氫氣產生及金屬氧化物形成伴隨由在厭氧條件下腐蝕產生的金屬損失。超出鑽孔及岩石水中氫氣之溶解度的氫氣產生在EBS內產生氣相。在鑽孔之深處之高流體靜壓力極大地減小氣體之體積。氫氣為可影響環境之微生物活性之養分。藉由腐蝕過程形成金屬氧化物亦可改變環境之化學條件且可影響物種之吸附及輸送。自金屬至金屬氧化物之體積膨脹增加EBS中之壓力。

溫度亦為用於腐蝕分析之環境之特徵。水平棄置區段經過加熱及冷卻循環。放射性同位素之衰變在燃料丸中產生熱量，其傳遞至罐、套管及岩石。結果為溫度上升且接著隨著放射性下降，及岩石持續傳導走熱量而減小。在安置罐之後，水平棄置區段中之溫度自環境溫度上升至最高溫度，且隨後緩慢冷卻至環境溫度。

已藉由熱模型化多個貯存系統計算自罐安置至10,000或更多年之溫度-時間行為。已藉由數值模擬分析安置於水平鑽孔中之產生熱量之核廢料罐附近之熱演變。此處所分析之假設情況利用來自此等模擬之代表值。加熱至最高溫度及冷卻的開始發生在罐安置之後的5-10年內。最高溫度為：膠囊，182℃；罐壁，170℃；套管，165℃；鑽孔壁，160℃；及進入岩石1 m，103℃。加熱延伸至母岩中幾公尺。存在40年熱學加熱及冷卻時期，隨後緩慢冷卻至環境溫度。藉由水平區段之深度判定環境溫度及壓力。對於1 km深度下之鑽孔，代表值為60℃之溫度及10 MPa之流體靜壓力。EBS或母岩內之金屬表面上不存在水之沸點，此係由於深處之流體靜壓力。對於10 MPa流體靜壓力，水之沸點為310℃。

為了分析，定義五個時期，且描述條件以橫跨自罐安置直至10,000年之時間。該方法適用於將極其長之貯存庫時間框分成更可管理之區域以追蹤腐蝕行為、環境之演變及累積損壞之量。目標為使腐蝕效能與環境隨時間之演變相關。環境之腐蝕性在具有加熱及冷卻循環的較早時間中更有侵蝕性，且在具有高度還原性、缺氧、低溫條件的較晚時間中要溫和得多。

0-2年之初始時期涵蓋合金耐腐蝕性變化及環境朝向還原條件演變之早期轉變時期。暴露條件為由在鑽鑿、套管安裝及罐安置期間引入之氧氣中度地氧化。初始加熱已開始，且在罐及套管上存在新鮮金屬表面。在2-20年之第二時間段期間，達至最高罐表面溫度，冷卻開始，且氧氣被消耗，使條件移動至高度還原環境。接下來的兩個時期允許考慮溫度在高度還原環境中隨著溫度冷卻對腐蝕之行為。對於20-100年之第三時期，溫度已自120冷卻至80℃，且對於100-1000年之第四時期，溫度進一步冷卻至低於80℃。在1000年時，溫度已冷卻至60℃，環境岩石溫度，且維持穩定10,000年及更多。1000年至10,000年之第五時期期間之條件為60℃及高度還原環境。

各時期期間之腐蝕速率係基於針對彼時期之相關環境中之腐蝕的報導值而設定。為時期指定單一腐蝕速率，且為了計算假定其保持恆定。測定各時期之腐蝕速率及持續時間的腐蝕、氫氣產生及氧化物形成之量。腐蝕速率在初始時期期間設定較高且在100年之後的時期設定較低，此係由於在較晚時期中之腐蝕性及溫度較低。對於在各時期期間之條件之鎳-鉻-鉬合金及碳鋼之一般腐蝕，腐蝕速率設定在所報導之速率之上限範圍內。

對於合金625，前20年之腐蝕速率設定為2 µm/年，以認知較高溫度及自新鮮金屬表面的早期轉變時期及非完全厭氧條件。20至100年之速率設定為1 µm/年以認知高於環境溫度之溫度。在100年之後之基線腐蝕速率設定為0.1 µm/年，其高於有關溫和環境條件之預期值。對於碳鋼，對於中度氧化環境中之新鮮金屬表面，0-2年之腐蝕速率設定為20 µm/年。歸因於朝向完全厭氧條件之轉變，對於2-20年速率降低至4 µm/年。對於在高溫、缺氧鹵水中之腐蝕，速率為2 µm/年。在100年之後，由於溫度降低且達成環境條件，腐蝕速率為1 µm/年。

為表明腐蝕速率對每年金屬損失量之影響，針對一系列腐蝕速率測定氫氣產生及金屬氧化物形成。對於各腐蝕速率(µm/年)，呈現每年重量損失(g/m2)、所產生之氫氣的莫耳數(莫耳/m2)、所產生之氧化物的體積(cm3/m2)及來自氧化物形成之體積膨脹(cm3/m2)。

關於0.01至10 µm/年範圍內變化之腐蝕速率，由合金625製成之罐的資料呈現於表3中。

腐蝕速率 (µm/ 年 )	重量損失 (g/m2)/ 年	mol 氫氣 /mol 625	mol 氫氣 /m2/ 年	mol 625 氧化物 /mol 625	625 氧化物體積 (cm3/m2)/ 年	固體膨脹體積 (cm3/m2)/ 年
0.01	0.084	1.19	0.0119	2.33	0.03	0.02
0.1	0.84	1.19	0.119	2.33	0.28	0.13
1	8.44	1.19	1.19	2.33	2.77	1.77
10	84.4	1.19	11.9	2.33	27.73	17.73

表3

在腐蝕速率範圍內，重量損失為0.084至84 g/m2-年。對於合金625，每莫耳腐蝕之金屬產生1.19莫耳氫氣，且每平方公尺罐表面氣體產生介於每年0.01至11.9莫耳氫氣範圍內。每莫耳腐蝕之合金625產生2.33莫耳金屬氧化物，且金屬氧化物腐蝕產物之體積介於每年0.03至28 cm3/m2罐金屬範圍內。來自此等腐蝕產物之形成的固體之體積膨脹介於每年0.02至18 cm3/m2罐金屬範圍內

對於罐安置時間至10,000年之時間段，合金625罐之腐蝕行為在表4中呈現。

安置之後的年數	條件	暴露年數	腐蝕速率 -µm/ 年	每時期之罐金屬損失 ( μm )	累積罐金屬損失 (µm)	罐剩餘壁厚度 -mm
置放罐	安裝時					9.25
0-2	早期轉變	2	2	4	4	9.25
2-20	厭氧 T ＞ 120℃	18	2	36	40	9.21
20-100	厭氧T 120-80℃	80	1	80	120	9.13
100-1000	厭氧T ＜ 80℃	900	0.1	90	210	9.04
1000-10000	厭氧T = 60℃ (am)	9000	0.1	900	1110	8.14

表4

Ni-Cr-Mo合金之極佳耐腐蝕性在極低金屬穿透比率中反映出來。金屬損失在100年時為0.12 mm，在1000年時為0.2 mm且在10,000年之後為僅1.1 mm。在1000年之後，9.25 mm之起始金屬厚度減小至9 mm，且在10,000年之後，壁厚度保持大於8 mm。

雖然腐蝕模式為一般腐蝕，但逐漸腐蝕之表面並不完全平滑而是具有一些較淺凸起和凹陷。另外，由於金屬損失，罐之機械強度降低。考慮到此等情況，將罐壁之穿孔時間之準則設定為穿透9.25 mm壁厚度之50%的時間。在彼基礎上，首次穿孔發生在45,000年。直至彼時間為止，罐仍保持為對放射核種之遷移的絕對不可滲透的障壁，且沒有來自罐外之水進入且與核廢料接觸。

在早期時間之後，出於三個主要原因，腐蝕速率顯著降低。環境自中度氧化演變為高度還原，此係因為鑽孔中之殘餘氧氣被消耗且條件為缺氧的。加熱及冷卻時期幾乎結束，且溫度處於或接近環境條件。合金之耐腐蝕性已變得甚至更大。Ni-Cr-Mo合金上之自行形成保護膜提供耐腐蝕性，且空氣形成膜的結構及組成在暴露於環境時變化。老化之膜在第一月/年內變得更具保護性。

在無氧還原水中，氫氣產生及金屬氧化物形成為金屬腐蝕過程之產物。由合金625形成之金屬氧化物為NiO、Cr2O3、MO2及Fe3O4。金屬與水反應之反應呈現在表3中。

在STP下計算氫氣體積且轉換成在水平鑽孔深度下之壓力及溫度下的體積。各時間段及累積氣體產生之氫氣產生值呈現於表5中。

安置之後的年數	條件	每時期之氫氣產生 -cm3	每年氫氣 (cm3) STP	所產生之累積氫氣 (cm3 STP)	所產生之累積氫氣 (cm3 ，在 HZ 下 )	T/P 作用下之總膨脹 %
置放套管	安裝時	0	0	0	0	0
0-2	早期轉變	11	5.7	11	0	0.000
2-20	厭氧T ＞ 120℃	102	5.7	114	2	0.000
20-100	厭氧T 120-80℃	228	2.8	341	5	0.001
100-1000	厭氧T ＜ 80℃	256	0.3	597	7	0.002
1000-10000	厭氧T = 60℃ (環境岩石 T)	2560	0.3	3157	38	0.010

表5

在(STP)下之累積氣體產生分別在2、20、100及1,000年時為11 cm³ 、114 cm³ 、341 cm³ 及597 cm³ 。產生氣體之速率隨著時間顯著降低。每年所產生之氫氣的值呈現於圖5C中。圖5C展示關於隨時間推移(年，x軸)之所產生氫氣(立方公分，y軸)之圖570。在初始轉變時期期間，速率為最高5.7 cm³ /年，且隨後在100年之後極大地減小至0.3 cm³ /年。

氫氣可溶於鑽孔及岩石水，且若超出溶解限度，則形成氫氣。基於在水平棄置區段之溫度及壓力下的氣體體積來計算來自套管內及整體鑽孔內氣體產生之體積膨脹百分比。來自氫氣之體積膨脹為可忽略的，在100年為0.001%且在小於1000年之所有時間為0.01%或更小。此係歸因於所產生之氫氣量較少，且歸因於在鑽孔之深度下之流體靜壓力，氣體之體積減少100倍。

每時期之金屬氧化物之量及來自所產生之金屬氧化物的累積體積膨脹呈現於表6中。

安置之後的年數	條件	每時期之暴露年數	腐蝕速率 -μm/ 年	每時期形成之氧化物體積 -cm3	累積氧化物膨脹體積 cm3
置放罐	安裝時	0	0	0	0
0-2	早期轉變	2	2	22	22
2-20	厭氧T ＞ 120℃	18	2	200	223
20-100	厭氧T 12080℃	80	1	445	668
100-1000	厭氧T ＜ 80℃	900	0.1	501	1169
1000-10000	厭氧T = 60℃ (環境)	9000	0.1	5012	6181

表6

氧化物膨脹之累積體積為所產生之氧化物cm³ 體積淨變化減去金屬損失cm³ 。100年及1000年之累積體積膨脹分別為668 cm³ 及1169 cm³ 。由腐蝕過程形成之金屬氧化物堆積成金屬表面上之多孔層。1000年之金屬損失為0.2 mm，且1000年之保護膜頂部上腐蝕產物層之厚度小於0.5 mm。

所形成之金屬氧化物之體積為腐蝕之金屬之體積的2.3倍，且自金屬至金屬氧化物之體積膨脹增加經工程改造之屏障系統中之壓力。每年氧化物膨脹之體積跟隨腐蝕金屬損失。在安置罐之後隨時間變化的每年氧化物膨脹之值呈現於表7中。

安置之後的年數	每年氧化物膨脹體積 cm3	罐內部膨脹 %	鑽孔內部膨脹 %
2	11.1	0.02	0.01
20	10.0	0.18	0.06
100	5.6	0.53	0.17
1000	0.6	0.93	0.30
10000	0.6	4.94	1.61

表7

在100年之初始轉變時期之後，速率顯著降低至每年0.6 cm³ 。來自套管內及整體鑽孔內之罐腐蝕及氧化物產生之體積膨脹百分比值展示在1000年，膨脹在套管內部接近1%且對於總鑽孔體積為0.3%。

為表明腐蝕速率對每年金屬損失量之影響，針對一系列腐蝕速率測定氫氣產生及金屬氧化物形成。關於0.01至100 μm/年範圍內變化之腐蝕速率，L80鋼套管的資料呈現於表8中。

腐蝕速率 (μm/ 年 )	L80 體積 (cm3/m2) / 年	重量 (g/m2)/ 年	mol L80/m2/ 年	mol 氫氣 / mol L80	mol 氫氣 /m2/ 年	mol L80 氧化物 /mol L80	L80 氧化物體積 (cm3/m2)/ 年	固體膨脹體積 (cm3/m2)/ 年	100 年膨脹 (mm)
0.1	0.1	0.784	0.09	1.36	0.13	2.085	0.21	0.11	0.01
1	1	7.84	0.95	1.36	1.29	2.085	2.090	1.09	0.10
10	10	78.4	9.47	1.36	12.88	2.085	20.85	10.85	1
100	100	784	100.00	1.36	136.00	2.085	208.50	108.50	11

表8

在腐蝕速率範圍內，重量損失為0.78至784 g/m² -年。對於L80鋼，每莫耳腐蝕之金屬產生1.36莫耳氫氣，且每平方公尺罐表面氣體產生介於每年0.13至136莫耳氫氣範圍內。每莫耳腐蝕之L80鋼產生2.09莫耳金屬氧化物，且金屬氧化物腐蝕產物之體積介於每年0.21至209 cm³ /m² 罐金屬之範圍內。來自此等腐蝕產物之形成的固體之體積膨脹介於每年0.11至109 cm³ /m² 罐金屬範圍內。若12.5 mm厚鋼套管以10 µm/年腐蝕，則625年之後將消耗所有鋼。

對於罐安置時間至10,000年之時間段，L80鋼套管之腐蝕行為在表9中呈現。

安置之後的年數	條件	暴露年數	腐蝕速率 -µm/ 年	每時期之套管金屬損失 ( μm )	累積套管金屬損失 ( μm )	套管剩餘壁厚度 -[mm)
置放套管	安裝時					12.50
0-2	早期轉變	2	20	40	40	12.42
2-20	厭氧T ＞ 120	18	4	72	112	12.28
20-100	厭氧T 120-80	80	2	160	272	11.96
100-1000	厭氧T ＜ 80	900	1	900	1172	10.16
1000-10000	厭氧T = 60℃ (環境岩石 T)	5078	1	5078	6250	0.00

表9

腐蝕速率在初始時期期間最高，同時殘餘氧氣經消耗，且經歷較高溫度。在100年之後，環境為厭氧的，且腐蝕以1 µm/年之速率緩慢進行。100年時之金屬損失為0.27 mm且在1000年時為1.2 mm。在100年及1000年時，剩餘套管壁厚度分別為12 mm及10.2 mm。消耗所有鋼之時間為6,078年。

雖然腐蝕模式為一般腐蝕，但逐漸腐蝕之表面並不完全平滑而是具有一些較淺凸起和凹陷。另外，由於金屬損失，套管之機械強度降低。將套管壁之穿孔時間之準則設定為穿透12.5 mm壁厚度之50%的時間。在彼基礎上，首次穿孔發生在接近3,000年。在早期時間之後，腐蝕速率顯著降低。環境自中度氧化演變為高度還原，此係因為鑽孔中之殘餘氧氣被消耗且條件為缺氧的。加熱及冷卻時期幾乎結束，且溫度處於或接近環境條件。

在無氧還原水中，氫氣產生及金屬氧化物形成為金屬腐蝕過程之產物。由L80鋼形成之金屬氧化物為Fe₃ O₄ 及Cr₂ O₃ 。金屬與水反應之反應呈現在表3中。

在STP下計算氫氣體積且轉換成在水平鑽孔深度下之壓力及溫度下的體積。各時間段及累積氣體產生之氫氣產生值呈現於表10中。

年數	累積氫氣 ID cm3 STP	累積氫氣 OD cm3 STP	累積總氫氣 cm3 STP	膨脹 % ID STP	P/T 作用下之膨脹 % ID	膨脹 % OD STP	P/T 作用下之膨脹 % OD	總膨脹 % STP	P/T 作用下之總膨脹 %
0
2	292	344	636	0.2	0.004	0.2	0.003	0.2	0.003
20	817	963	1760	0.7	0.010	0.5	0.008	0.5	0.007
100	1692	1994	3687	1.4	0.022	1.1	0.017	1.0	0015
1000	7731	9112	16844	6.2	0.099	4.9	0.078	4.4	0.070
6078	25064	29563	54645	200	0.321	15.9	0.254	14.2	0.228

表10

在STP下之累積氣體產生分別在2、20、100及1,000年時為636 cm³ 、1780 cm³ 、3687 cm³ 及16844 cm³ 。產生氣體之速率隨著時間顯著降低。每年所產生之氫氣的值呈現於圖5E中。圖5E展示關於隨時間推移(年，x軸)之所產生氫氣(立方公分，y軸)之圖576。在初始轉變時期期間，速率為最高318 cm³ /年，且隨後在100年之後極大地減小至25 cm³ /年。

氫氣可溶於鑽孔及岩石水，且若超出溶解限度，則形成氫氣。基於在水平棄置區段之溫度及壓力下的氣體體積來計算來自套管內及整體鑽孔內氣體產生之體積膨脹百分比。由於歸因於在鑽孔之深度下之流體靜壓力，氣體之體積減少100倍，因此來自氫氣之體積膨脹為可忽略的，在100年為0.015%且在1000年為0.07%。

每時期之所形成之金屬氧化物體積及體積膨脹呈現在表11中。

安置之後的年數	條件	每時期之暴露年數	腐蝕速率 -μm/ 年	每時期之金屬損失體積 - 套管 ID -cm3	每時期之形成氧化物體積 - 套管 ID-cm3	每時期之金屬損失體積 - 套管 OD -cm3	每時期之形成氧化物體積 -OD-cm3	每時期之形成氧化物總體積 -cm3	時期期間每年 ID 氧化物膨脹 (cm3)	時期期間每年 OD 氧化物膨脹 (cm3)	時期期間每年總氧化物膨脹 (cm3)
0-2	早期轉變	2	20	215	447	253	527	974	116	137	254
2-20	厭氧T ＞ 120℃	18	4	386	805	455	949	1754	23	27	51
20-100	厭氧T 120-80℃	80	2	858	1789	1011	2109	3898	12	14	25
100-1000	厭氧T ＜ 80℃	900	1	4827	10064	5689	11861	21925	6	7	13
1000-10000	60℃ (環境岩石 T)	5078	1	13617	28391	16049	33461	61853	3	3	6

表11

各體積之所消耗金屬形成2.09體積之金屬氧化物，且淨體積膨脹為所形成之氧化物體積減去腐蝕之金屬體積。呈現來自內套管表面、外套管表面之氧化物形成及在鑽孔內之總氧化物形成的結果。套管之內表面積為5.36 m² 且外表面積為6.32 m² 。歸因於表面積，金屬損失及氧化物形成之體積在套管之外表面上比在內表面上更大。歸因於各後續時期之持續時間更長，每時期所產生之氧化物體積增加，而腐蝕速率降低。各後續時期之每年體積膨脹降低。每年鑽孔中氧化物形成之總體積展示於圖5F中。圖5F展示關於隨時間推移(年，x軸)之氧化物膨脹體積(立方公分，y軸)之圖578。體積膨脹自前兩年的254 cm³ 下降至隨後18年的51 cm³ ，且隨後在後續時期繼續減少。

在100年及1000年時，套管金屬損失分別為0.27 mm及1.2 mm。假定無孔隙率之完全緻密氧化物，氧化物形成厚度為0.56 mm及2.5 mm。內及外套管表面上之氧化物厚度大致相等。當套管完全消耗時，12.5 mm厚之鋼將產生等於26 mm厚的層之氧化物。各時期的所形成氧化物之累積體積及來自氧化物之體積膨脹在表12中呈現。

年數	所形成氧化物之累積體積 ID-cm3	累積氧化物膨脹 ID (cm3)	所形成氧化物之累積體積 OD -cm3	累積氧化物膨脹 OD (cm3)	所形成氧化物之累積總體積 - cm3	累積總氧化物膨脹 (cm3)	膨脹 % ID	膨脹 % OD	總膨脹 %
0
2	447	233	527	274	974	507	0.19%	0.15%	0.13%
20	1252	652	1476	768	2728	1420	0.52%	0.41%	0.37%
100	3042	1583	3585	1865	6626	3448	1.26%	1.00%	0.90%
1000	13105	6820	15446	8038	28551	14858	5.45%	4.32%	3.87%
5078	41497	21594	48907	25450	90404	47045	17.25%	13.68%	12.24%

表12

在100年及1000年時，鑽孔中之總氧化物膨脹分別為3,448 cm³ 及14,858 cm³ 。對應的體積膨脹百分比為0.9%及3.87%。6078年之後當鋼套管完全消耗時，總膨脹為12%。

自金屬至金屬氧化物之體積膨脹增加經工程改造之屏障系統中之壓力。壓力在套管內部及外部獨立地增加直至套管穿孔，且在鑽孔穿孔中累積增加。鑽孔中固體之體積膨脹等於水之體積減少。水之可壓縮性係數為4.4E-10 1/Pa。水體積減少百分之一引起壓力增加22 MPa。

最終目標為設計及構建具有穩固EBS之核廢料棄置系統以滿足安全及可靠棄置之長期要求。對棄置於深層水平鑽孔中之基礎情況之腐蝕行為之分析產生關於在10,000年中罐及套管之效能之資訊，且為EBS之設計提供見解。分析集中於罐及套管之腐蝕行為，此係由於腐蝕係罐穿孔之最大風險，且套管係經工程改造之屏障系統之整體組件。

總之，由耐腐蝕Ni-Cr-Mo合金製成之罐展現極佳效能。1,000年之後金屬損失僅為1.1 mm，且在10,000年之後，9.25 mm之起始金屬厚度保持超過8 mm厚。對於罐壁之首次穿孔為當50%壁厚度被消耗時的準則，罐為持續45,000年之對水穿透至其中及放射核種外溢之絕對障壁。在1000年之後，L80鋼套管自12.5 mm減小至10.2 mm。在接近3,000年時發生套管之首次穿孔，且消耗所有鋼之時間為6,078年。直至套管穿孔，其為內部罐/套管環境與外部套管/鑽孔環境之間的障壁。

氫氣產生及金屬氧化物形成伴隨金屬腐蝕。形成之氫氣及金屬氧化物之量跟隨金屬之腐蝕速率。與耐腐蝕合金罐相比，鋼套管之腐蝕兩者均較高。在鑽孔中所產生之氫氣之所計算的STP體積由該深度之流體靜壓力降低100倍。所形成之金屬氧化物的莫耳體積分別為合金625與L80鋼之金屬莫耳體積的2.3倍及2.09倍。來自金屬氧化物形成之體積膨脹增加EBS內之壓力。氫氣產生及金屬氧化物形成可影響環境、輸送、吸附及其他過程。此等影響之分析超出此文之範疇。

分析腐蝕效能之兩個因素為金屬之耐腐蝕性及環境之腐蝕性。此等兩者之間的相互作用確定相關腐蝕模式、腐蝕過程及速率、潛在故障模式及效能評估。廢料棄置之分析之特定特徵為延伸至10,000年及更大之極長的相關效能時期。有用工具為用持續時間及環境條件定義時間段以追蹤環境之演變。此處，定義五個時期。前兩個時期，0-2及2-20年，涵蓋加熱至最高溫度、冷卻之開始及隨著殘餘氧氣被消耗，自中度氧化厭氧條件之轉變。剩餘時期涵蓋冷卻至120℃、80℃及接近環境60℃之時間。此等溫度係關於腐蝕現象的臨限及工業經驗及實驗室資料及分析之可用性。

10,000年中之腐蝕、氫氣產生及氧化物形成之軌跡自結果顯而易見。在前20年，每年金屬損失、所產生之氫氣及氧化物形成顯著下降。此主要歸因於轉變成厭氧條件。此後，環境為缺氧的且在持續時間內保持基本上不變。在100年之後，環境已冷卻至80℃且罐及套管中存在低腐蝕速率。

隨後挑戰為設計能夠經過侵蝕性初始100年時期，且在繼續存在數萬年之條件下進入厭氧時期之系統。此將10,000年分析聚焦於其中熱脈衝達到峰值，且溫度已減小至80℃的前100年。100年之分析在傳統工程改造及經驗之領域內。因此，存在選擇什麼合金以用於罐的考量，該合金將在高溫(在此處基礎情況中170℃)下在中度氧化環境中繼續存在數十年且具有最小損壞。對於此等條件，對鈍態金屬之最大威脅係對局部腐蝕過程之易感性。因此，選擇Ni-Cr-Mo合金用於罐。對於還原環境，Ni-Cr-Mo將被視為過度的，且將選擇成本較低的耐腐蝕性較低之金屬。然而，需要高度耐腐蝕性合金來滿足前所未有的對於安全且可靠的圍阻、經過侵蝕性轉變時期及隨後異常長的時間段繼續存在之需要。Ni-Cr-Mo合金具有滿足此等需要的機械強度及耐腐蝕性。

在初始20至100年期間，因高溫及中度氧化環境存在侵蝕性腐蝕條件。多種鈍態合金(例如，形成保護性鈍態膜之鈍態合金)可為鈍態的且在此環境中具有極低腐蝕速率。然而，關鍵問題為金屬是否能保持鈍態，且若鈍態膜受損，則其是否會自發地重新形成。若鈍態膜不重新形成，則金屬嚴重損壞且穿透速率較快。Ni-Cr-Mo合金經設計以具有持久保護性(鈍態)膜，該膜自行形成且在機械或化學上受損的情況下將快速重新形成。此為區分其與較不耐腐蝕的合金之區別。

經工程改造之障壁由組合地起作用，以在時間段之調控時期及以外防止放射核種自EBS遷移至母岩的若干組件組成。EBS之整體評估開始於二氧化鈾用過燃料丸，且向外移向鑽孔表面。此處集中於EBS之腐蝕效能。相關組件為罐、罐與套管之間的填充劑、套管及套管與鑽孔之間的填充劑。

腐蝕緩和之策略為選擇10,000年中在演變環境中對於效能適合之材料。下文呈現材料及環境之設計考量以及一些進一步增強EBS效能的策略。

除可觀耐腐蝕性以外，Ni-Cr-Mo合金具有超過用於深層隔離棄置之彼等材料的對於高溫的結構強度。其以需要形狀及尺寸可用。罐可藉由常見工業製程製造。焊接程序如檢查及品質程序以及工業應用之實質歷史及大量材料效能資料中一般進行標準化。存在大量資料及分析記錄Ni-Cr-Mo合金在惡劣環境中之傑出腐蝕行為。特定言之，在比深層水平鑽孔棄置之彼等條件苛刻得多的條件下進行全面研究，以支持尤卡山貯存庫。

碳鋼套管具有所需之結構強度、形狀及尺寸之可用性及可製性。此等鋼廣泛用於油領域及廣泛範圍之其他工業應用中。套管係由API-5CT L80套管(其屬於耐腐蝕套管之鋼種組)製成。其在含有硫化氫及二氧化碳之環境中具有比普通碳鋼更大的耐腐蝕性。用於核廢料貯存庫之若干國際程式已在厭氧環境中產生關於碳鋼之實驗室資料及實地測試結果。腐蝕速率被記錄為極低。

多個設計考量係關於環境之態樣。除了適合位置及有利的地質以外，位置選擇及環境特徵亦促成EBS之高效能。

高度還原環境 ：在短暫轉變時期之後，初始中度氧化環境具有小得多的腐蝕性，且隨後環境條件保持穩定。

環境之均勻性 ：沿著水平鑽孔之條件為均勻的。相比之下，垂直區段可穿過具有不同充氣水準之多個層。非均質充氣/脫氣區域可產生局部腐蝕或長遠腐蝕單元。在水中具有二氧化碳或硫化氫之區域可引起嚴重腐蝕。此為相對於在其中觀測到較高腐蝕速率及20-50年之套管壽命的油及氣井之工業經驗，水平區段中鋼套管之長壽命的區分因素。

完全飽和岩石 ：不存在二相氣體/液體溶液消除侵蝕性腐蝕過程，諸如熱金屬表面上之液滴及氣相中之水分薄膜。岩石中之完全飽和簡化分析且降低不確定性。

在深處之流體靜壓力 ：由於由流體靜壓力抑制沸騰，在罐表面處或在岩石中不存在水之沸騰。不同於若干其他貯存系統之條件，在金屬表面上或在岩石中不存在沸騰，且此等水平鑽孔不存在濕乾濕循環。

罐與套管之間的環境 ：程序經設計以將鑽鑿、套管安裝及罐安置的水及流體中之氧氣降至最低。罐/套管環形空間填充有經處理以使溶氧降至最低之基於膨潤土之漿料。

套管與鑽孔之間的環境 ：水泥填充此環形空間且將孔隙水調節為中度鹼性。鹼性溶液中之鋼腐蝕速率較低。對於貯存庫時間鹼度將不存留；然而，腐蝕減少在至厭氧條件之早期轉變時期期間為有益的。

熱時期之減少及較低最高溫度將縮短暴露於惡劣環境之時間，降低腐蝕速率且降低局部腐蝕之風險。沿鑽孔之罐間距允許控制熱負荷及溫度。基於所容納廢料之熱負荷的罐之受控選擇及間距可產生均勻溫度且避免熱點。EBS設計可增強至岩石之熱傳遞。加快轉變至還原條件之方法包括減少鑽孔中之殘餘氧氣及使用清除劑物種來消耗或控制氧氣。

用於置放套管及安置罐之水平鑽孔組態及程序允許使用「經工程改造之」填充物用於罐/套管及套管/鑽孔環形空間。此提供控制自安裝在鑽孔中直至套管穿孔，套管內之環境之機會。在此分析中，套管穿孔為接近3000年時。基於膨潤土之漿料或其類似物灌注有有益添加劑，諸如去氧劑、鹼度調節劑及抗微生物處理劑。套管與鑽孔之間的空間填充有膠結性填充劑，且包括其他有益添加劑係可行的。輕鹼度促進鋼在初始套管安裝時之鈍性。鹼度及添加劑在密封之前的取回時期期間及在至厭氧條件之轉變時間期間緩和腐蝕。

來自鐵腐蝕產物形成之體積膨脹增加在套管內部及外部之壓力。壓力可藉由膨脹吸收物，諸如空的薄壁組件及沿著鑽孔所包括的膨脹區域在EBS中緩和。增加鑽孔直徑增加膨脹之體積，且降低鋼之量降低所形成之金屬氧化物之體積。

目標為分析用於在深層水平鑽孔中棄置核廢料之EBS之腐蝕效能且使EBS設計之態樣與腐蝕效能相關。具有規定持續時間及環境條件之時間段用於分析，以在10,000年內追蹤環境之演變。前20年涵蓋加熱至最高溫度、冷卻之開始及自中度氧化厭氧條件之轉變。在此早期轉變時期後，腐蝕、氫氣產生及氧化物形成大幅度減少。隨後主要挑戰為設計能夠經過侵蝕性初始時期，且在繼續存在數萬年之條件下進入厭氧時期之系統。Ni-Cr-Mo罐滿足此挑戰，在高溫中度氧化環境中具有極低腐蝕速率及對局部腐蝕之極大抗性。

Ni-Cr-Mo合金罐展現極佳效能。1000年時之金屬損失為0.2 mm且10,000年時僅1.1 mm。具有9.5 mm壁之罐之首次穿孔時間為45,000年。在1000年之後，L80鋼套管自12.5 mm減小至10.2 mm。在接近3,000年時發生套管之首次穿孔。罐保持為持續數萬年的對進水及放射核種外溢之絕對不可滲透障壁，且套管為持續若干千年的內部罐/套管環境與外部套管/鑽孔環境之間的障壁。

在EBS之設計中，選擇材料以使得效能滿足在10,000年內在演變環境中之貯存庫需求。深層水平鑽孔之若干態樣為有益的，環境在初始轉變時期之後為高度還原的且沿著鑽孔之長度為均勻的，岩石完全飽和且在深處之流體靜壓力抑制沸騰。另外，EBS組態允許使用「經工程改造之」填充物以用於罐/套管及套管/鑽孔環形空間。熱負荷及溫度可基於所容納廢料之熱負荷藉由罐之間距及分佈來控制。

深層水平鑽孔廢料棄置系統具有促進用於放射核種遷移之長期控制及支持安全性情況下之不確定性降低的強力技術基礎的有利屬性。部分地，由於水平鑽孔棄置系統避免涉及其他貯存系統之若干現象及過程(使其分析複雜化且增大不確定性)。深層水平鑽孔避免之分析的主要複雜性包括：分析二相氣體/液體過程，測定沸騰對金屬表面及周圍岩石之影響，及處理來自衰變熱的較大熱脈衝，其引起隨時間推移之濕乾濕循環。

在指向性鑽孔中棄置放射性液體。

如參考圖1-圖4所描述，放射性液體(諸如放射性水)可安置(在罐中或不在罐中)於有害廢料貯存庫(諸如貯存庫100、200、300及400)之儲存區域內。舉例而言，在日本之福島核反應器廠址，水在地下流動經過熔化之放射性廢料，變得被氚(氫之放射性同位素)污染。氚之半衰期為12.3年。在福島之此經污染(例如氚化)之水的總體積為接近一百萬立方公尺，且目前在該廠址儲存於地上之大型1000立方公尺貯槽中。已提出，水可排出至海中，但日本公眾強烈反對該方法。日本政府亦考慮將氚化水置放於混凝土坑中之相對較淺深度(表面以下小於10公尺)。此地下埋放太淺而無法具有來自地質隔離之任何實質性優點。經提出用於棄置福島之氚化水的替代方法為「地質注射(geosphere injection)」。考慮三種不同變體：無預處理、稀釋及分離。本質性之阻礙為可能不存在適合的地下地層，且監管性之阻礙為除非重度稀釋(70倍或更大)，棄置呈液體形式之放射性廢料被日本核管理局(the Nuclear Regulation Authority of Japan)禁止。

本發明之例示實施方案描述將放射性水棄置於形成為如參考圖1-圖4描述之一或多個地下地層的深層、人類不可佔用之指向性鑽孔中。在一些態樣中，其中形成深層指向性鑽孔的地下地層(層118、218、319及419以及其他適合的地層)含有停滯水(例如，停滯鹵水)。在一些態樣中，停滯水可展示為年份足夠久的，使得停滯水中之任一者可到達表面水(例如，來自表面水表面之飲用水或人類可消耗水)時，氚將已衰變到天然水準。由於氚之半衰期為12.3年，此意謂在123年之後，放射性降低至原來的(1/2)10=0.001。在250年之後，水準降低至其原始水準之(1/2)20=0.000001=一百萬分之1。

在一些態樣中，可測試(例如，藉由使用放射性同位素方法)停滯水以判定停滯水之年份是否足夠久(且因此朝向地表的行動性足夠緩慢)。舉例而言，停滯水之年份(及/或行動性)的充分性可使用存在於儲存於所提出棄置地下地層中之鹵水中的天然氚及碳-14之量測值來判定。若此等放射性同位素之存在與表面水中之含量相比較低，則可展現需要時間的隔離。基於成功測試，地下地層可適用作用於長期(例如，數十、數百或數千年)儲存有害廢料，諸如放射性水之有害廢料貯存庫。

在有害廢料貯存庫100、200、300及400之例示實施方案中，放射性水可在地球表面下幾百公尺至若干公里深，儲存於較長水平或接近水平鑽孔中。深度可經選擇為經由氚及/或碳-14之量測，滿足先前所描述之隔離要求的一個深度。在替代實施方案中，可使用垂直鑽孔，但此類垂直或接近垂直鑽孔(例如，無指向性或水平部分)可提供比可由指向性或水平鑽孔獲得的更小每鑽孔棄置體積。

如參考圖1-圖4所描述，垂直或接近垂直進入鑽孔自表面鑽鑿。在鑽孔到達棄置地層之前，鑽孔之方向為彎曲的，使得當其到達棄置地層時，鑽孔隙水平或接近水平。在一些態樣中，製造可保持8吋直徑罐之鑽孔。8”孔之面積為0.033平方公尺=1/30平方公尺。對於3 km，鑽孔之體積為100立方公尺。對於1,000,000立方公尺氚化(例如放射性)水，將需要10,000個此類鑽孔。鑽孔可以大於8吋之直徑鑽鑿。若舉例而言鑽孔具有16吋孔洞，則僅需要打2,500個鑽孔。具有16吋孔之鑽孔可能比8吋井更具棄置成本效益。

在一些態樣中，鑽孔之垂直部分及彎曲部分為「進入」部分，因為無放射性水儲存於此等部分中(且僅儲存於水平鑽孔部分中)。進入部分用以將放射性液體(罐內部或不在罐內部)傳送至水平或接近水平棄置鑽孔部分。在棄置之後，可密封進入部分。

在一些例示實施方案中，單一進入區段(例如，單一垂直部分)可用於進入若干水平或接近水平棄置鑽孔部分(例如，若干多邊鑽孔部分)。在棄置用過核燃料整件時，有時避免使用多邊棄置，因為可較難以回收整件。然而，若廢料回收中不察覺存在價值，則使用多邊棄置鑽孔部分以長期儲存氚化(例如放射性)水可存在節省成本的優勢。

如圖1-圖4中所描述，指向性鑽孔之全部或部分可包括套管(例如，用水泥固定至鑽孔適當位置之管狀管道區段)。或者，指向性鑽孔之全部或部分可不包括任何套管或水泥。舉例而言，若不需要取回廢料，則套管可不提供優勢。另外，不存在套管及水泥可增加可用於棄置放射性水之體積。

在一些態樣中，指向性鑽孔可首先排出已進入其之任何鹵水，且隨後填充有放射性水。進入孔接著將被密封(例如，藉由井眼塞或封裝器，或水泥、膨潤土、礫石及岩石)。在一些態樣中，可存在多個密封件(例如，在水平鑽孔部分與進入部分之間的接合點，且在垂直進入部分中)。在一些態樣中，放射性水可循環(例如，泵送)至隨後密封之指向性鑽孔部分中。

在一些態樣中，放射性水可與水泥混合，該水泥諸如用於將套管固定至鑽孔之水泥或隨後泵送至鑽孔中之另一批水泥(或兩者)。因為可製造含有70體積%或更多水的水泥，所以在深處之所需鑽孔長度可增加約43%。在其他態樣中，放射性水可與諸如聚丙烯酸鈉之凝膠混合，且凝膠可隨後泵送至孔中。聚丙烯酸鈉產生為超過99%水之凝膠，因此將不需要額外鑽鑿。

在一些態樣中，與凝膠或水泥混合之放射性水可置放於密封罐(如參考圖1及圖3所描述)中，且此等可移動至水平鑽孔區段中。舉例而言，罐可用纜線牽引機或藉由盤管或鑽管移動至鑽孔中。在一些態樣中，含有氚化水(或與水泥或凝膠混合之放射性水)之罐可比含有用過核燃料整件之罐重量更輕。此係因為水與構成用過核燃料整件之二氧化鈾相比密度低得多。若使用罐，則其可由CRA (耐腐蝕合金)製成。CRA包括合金-22及合金-625，兩者均由鎳/鉬/鉻製成。存在可用於罐之其他CRA。若在深處之化學條件指示腐蝕將不會在125至250年內突破罐壁，此時氚將已衰變，則罐可由非CRA製成。然而，若諸如Sr-90及Cs-137之其他放射性同位素以顯著較高含量存在於水中，則CRA可能為較佳的。Sr-90及Cs-137之半衰期均為約30年，因此十個半衰期將可能需要300年CRA。

在一些態樣中，在安置放射性水(在罐中或不在罐中)之後，可監測所棄置之水。監測可藉由將電線或光纜置放於進入孔中且將一根電線或光纜(或其部分)置放於棄置鑽孔中來進行。電線或光纜可在末端處或在沿著其長度之位置處具有輻射感測器。一個可能輻射感測器將為塗佈於光纜上之磷光體。當氚衰變時，其發射短程β粒子(電子)。若彼β粒子進入磷光體，則其使得發射光脈衝。

若氚化水置於罐中，且感測器在外部，則具有氚預期量值之光脈衝之存在將為氚已逸出罐之指示。若不使用罐，則輻射感測器應展示具有12.3年之半衰期的光脈衝速率下降之穩定速率。下降立即開始，且在1個月後，下降將為0.5%，變化可易於偵測。若不使用罐，則任何額外速率之下降可歸因於藉由鹵水的凝膠之飽和度提高或藉由流入岩石中之氚損失。預期氚衰變存在可量測變化之事實有助於確保監測方法為有效的。

氚偵測器亦可用於偵測來自Cs-137之γ輻射或來自Sr-90之β衰變及γ輻射。此等射線將藉由其將產生之較大閃光區別於氚β射線。此等速率可能過低而不能由氚偵測器偵測到，且若需要其之分開的監測器，則可包括藉由光纖電纜連接之較大閃爍偵測器。此Cs/Sr偵測器將由金屬屏蔽件圍繞，該金屬屏蔽件將防止來自氚的低能量β射線進入，從而使得閃爍體閃爍。

用於測定作為有害廢料貯存庫之地下地層之適用性的熱測試方法。

圖6A-圖6D為用於有害材料儲存貯存庫之熱特性測試系統600之示意性說明。舉例而言，本文中描述將用過核燃料及高階放射性廢料棄置於使用指向性鑽鑿技術鑽鑿至深層低滲透性地質層中之水平孔中(例如，參考圖1-圖4)。源自此等廢料形式之殘餘衰變熱引起鑽孔及周圍母岩內之溫度增加。水平鑽孔內之廢料罐之間距及各種障壁組件之組態可經設計以使得最高溫度保持低於經工程改造及天然貯存系統之各元件設定之限度。本發明包括設計計算，其檢驗關於廣泛範圍之材料特性及棄置組態的產生熱量之廢料周圍的熱演變。此外，本發明描述待為原位加熱器測試之部分的監測系統之替代佈局，該測試幫助判定完工貯存系統之熱特性。進行資料價值分析以確保將在加熱器測試期間收集足夠資訊，使得對水平存儲孔周圍之熱演變的後續模型預測將可靠地估計鑽孔中之最高溫度。模擬表明，可靈活地設計所提出之鑽孔棄置策略以確保由衰變核廢料產生之熱量之耗散。本發明由此描述一種原位加熱器測試，其可提供在完工條件下開發貯存庫效能之可靠預測模型所需的相關資料，藉此提供確定地下地層適合(或不適合)作為有害廢料貯存庫，諸如貯存庫100、200、300及400中之任一者。

圖6A說明用於有害材料儲存貯存庫之例示熱特性測試系統600。在圖6A之此實例中，熱特性測試系統包括置放於鑽孔604中(例如，在實質上水平部分610內)，且經由纜索636 (例如，電、光、液壓或以其他方式)可通信地耦接至監測控制系統646的一或多個感測器638。井下加熱器626定位於井眼604之實質上水平部分610中。實質上水平部分610耦接至弧形部分608，其轉而耦接至鑽孔604之實質上垂直部分606，鑽孔604係經由通過地下層612、614、616並進入地下層618而形成。在此實例中，鑽孔604包括藉由水泥630固持就位之套管部分620及622 (例如，表面或傳導套管及產生套管)。

儘管說明為在鑽孔602內(例如，在套管內部)，但感測器638可置放於套管外部，或甚至在套管安裝於鑽孔602中之前建構至套管中。感測器638亦可置放於套管(例如套管620及/或622)外部或流體控制套管634外部。

如所展示，井下加熱器626置放於鑽孔610內，且在此實例中置放於用於有害廢料，諸如用過核燃料或其他放射性材料之儲存區域內。井下加熱器626可經由(例如)井下傳送裝置(例如，工作管柱或纜線)或井下牽引機安置在鑽孔610中。如此實例中所展示，井下加熱器626由纜索636控制以在鑽孔部分610內提供可控制量之熱量。舉例而言，井下加熱器626可為電阻加熱器、微波或雷射加熱器或井下燃燒加熱器。

如所展示，感測器638可在井下加熱器626之操作期間監測在鑽孔部分610 (及其他地點，諸如地下層618)內之溫度。可沿著纜索636將溫度資料傳輸至監測控制系統646。監測控制系統646又可記錄資料，判定資料中之趨勢(例如，溫度及其他資料之上升)。在一些態樣中，可存在單一感測器638。在替代態樣中，可存在多個感測器638。

圖6B展示熱特性測試系統600之另一例示實施方案。在此實例中，感測器638定位於與實質上垂直部分606分開地形成之第二水平鑽孔640內。第二水平鑽孔640可為未經套管之鑽孔，纜索636可通過其在監測控制系統646與感測器638之間延伸。在此實例中，第二水平鑽孔640形成於實質上水平部分610上方但在儲存層618內。因此，感測器638可記錄儲存層618之溫度資料。在替代態樣中，第二水平鑽孔640可形成在儲存層618下方、在不可滲透層616中之儲存層上方或在其他層中。另外，儘管圖6B展示由與實質上水平部分610相同的實質上垂直部分606形成的第二水平鑽孔640，但第二水平鑽孔640可由分開的垂直鑽孔與弧形鑽孔形成。

圖6C展示熱特性測試系統600之另一例示實施方案。在此實例中，感測器638定位於與鑽孔604分開地形成之第二垂直鑽孔642內。第二垂直鑽孔642可為經套管或未經套管之鑽孔，纜索636可通過其在監測控制系統646與感測器638之間延伸。在此實例中，第二垂直鑽孔642於實質上水平部分610上方但在儲存層618內達到最低點。因此，感測器638可記錄儲存層618之溫度資料。在替代態樣中，第二垂直鑽孔640可在儲存層618下方、在不可滲透層616中之儲存層上方或在其他層中達到最低點。另外，儘管展示在鄰近儲存層618之層級處置放於第二垂直鑽孔642中，但感測器638可置放於第二垂直鑽孔642內之任何地方。或者，在一些態樣中，第二垂直鑽孔642可在鑽孔602之前建構，由此准許在建構鑽孔602期間藉由安裝感測器638監測。另外，監測鑽洞642可經密封以防止洩漏至鑽洞642中之材料將具有至地表602之路徑的可能性。

圖6D展示熱特性測試系統600之另一例示實施方案。在此實例中，感測器638定位於與鑽孔604分開地形成之第二指向性鑽孔644內。第二指向性鑽孔644可為未經套管之鑽孔，纜索636可通過其在監測控制系統646與感測器638之間延伸。在此實例中，第二指向性鑽孔644鄰近實質上水平部分610且在儲存層618內著陸。因此，感測器638可記錄儲存層618之溫度資料。在替代態樣中，第二指向性鑽孔644可在儲存層618下方、在不可滲透層616中之儲存層上方或在其他層中著陸。另外，儘管展示在鄰近儲存層618之層級處置放於第二指向性鑽孔644中，但感測器638可置放於第二指向性鑽孔644內之任何地方。

熱特性測試系統600之例示實施方案提供用於自熱觀點判定地下地層作為有害廢料貯存庫之適合性的組件之描述基礎。提供系統600及其操作之例示分析。舉例而言，分析用過核燃料(SNF)及高階放射性廢料(HLW)之地質棄置，其使用置放於在適合的水地層單元中鑽鑿之深層、近水平、小直徑之孔中的耐腐蝕罐，其安全地且穩固地使廢料與可進入環境隔離。較佳在核廢料當前儲存於表面設施中之位置處或附近打用鋼管套管之垂直進入孔。在造斜點(稍微高於目標貯存庫深度)，鑽孔逐漸彎曲直至其接近水平，具有略微向上傾斜。取決於廢料類型及罐尺寸，鑽孔之直徑自9至30吋(0.23至0.76 m)變化。將含有廢料之罐降入垂直進入孔中且推動至水平棄置區段中；將其端對端安置(潛在地隔開分離距離，其為當前分析中所研究的設計參數中之一者)在沿鑽孔排列之套管中。棄置區段及垂直進入孔最終被密封。

對於任何其他地質棄置概念(諸如挖掘貯存庫或深層垂直鑽洞棄置)，必須關於特定貯存庫設計及在調控遵從時期期間預期之條件評估經工程改造及天然屏障系統之效能。此處集中於此類評估之熱態樣及其影響設計決策之方式。

歸因於放射核種之衰變核廢料釋放熱量，在罐內升高溫度。熱量隨後耗散至附近經工程改造之貯存庫結構及宿主地層中。預測鑽孔之棄置區段及周圍母岩內之溫度演變係必需的，此係因為其可改變多屏障系統之特性且潛在地引起影響貯存庫之近場中之放射核種的遷移的驅動力。熱驅動降解機制亦可使得廢料罐更難取回。經工程改造之屏障系統之組件的最高溫度及溫度-時間曲線為效能之主要決定因素，且特定言之，耐腐蝕合金罐及鋼套管之腐蝕效能。需要藉由分析對障壁功能之可接受影響來測定，且最終可藉由調節器設定之最高允許溫度因此為地質貯存庫之重要設計變數，此係因為其確定臨時儲存時間以及罐裝載、罐間距及棄置鑽孔之間的最小距離。所有此等因素影響用於給定量廢料之鑽孔之組態及長度(且因此亦影響成本)。

衰變熱係時間相依的，且藉由以下測定：(a)廢料之放射核種庫存(自身取決於廢料類型及在SNF的情況下，初始富集及燃耗百分比)，及(b)反應器冷卻後之持續時間。初始溫度上升及後續冷卻時期被稱作熱脈衝，其通常持續幾十年至幾百年，直至溫度在廢料安置之前接近其環境值。

已使用實驗室及實地實驗以及數值分析廣泛地研究各種棄置系統在熱脈衝期間之溫度演變。已在專用於核廢料研究之地下岩石實驗室中進行用於飽和區域中之挖掘貯存庫之大規模、長期加熱器測試。使用高級模擬器分析在此等實驗期間收集之資料，以預測及重現各種緩衝材料及周圍地層之觀測到的熱、水文、地質力學及地化演變。此等研究揭示了熱產生之重要性，此係因為其誘導了偶合熱量-水文(TH)效應。較強熱擾動藉由對熱及水文過程的複雜回饋機構，亦影響貯存庫組件之地化條件以及地質力學特性及應力狀態。作為尤卡山項目之部分亦進行且數值分析若干加熱器測試。尤卡山之不飽和高度斷裂火山岩，及廢料封裝在開放棄置漂移中之配置引起明顯不同於儲存廢料於位於飽和區域中之回填存儲孔中之貯存庫中遇到的條件之條件。因為後一組態更類似於在深層水平鑽孔棄置中所遇到之組態，所以此處不進一步論述尤卡山之熱測試及模型化。最終，使用半分析及數值模型研究起因於在深入鑽入大陸地殼之結晶基底岩石中的垂直鑽洞中棄置高階放射性廢料之熱效應。此等分析中之一些亦檢驗由岩石及孔隙流體之熱膨脹誘導之流體流動，且考慮經設計以部分地熔融及再結晶花崗母岩以用於額外鑽洞密封之極高溫情況。

在水平鑽孔中安置核廢料之概念具有一些有利屬性。除操作優勢之外，存在多個有益因素。舉例而言，完全飽和之母岩之還原環境進一步延長由耐腐蝕合金製成之罐的壽命。如將在下文論述，在鑽孔中產生熱量之核廢料之線性配置使得熱管理顯著較不具挑戰性。可避免在深處之水之沸騰，降低多相流動過程之複雜性。此外，相對較小溫度變化引起較弱熱-機械應力，從而幫助保持經工程改造之障壁之完整性及減少對宿主地層之干擾。此等屬性顯著降低需要經由效能評估傳播之不確定性，且加強安全性情況之技術基礎。

本分析之目標為檢驗(a)設計參數及(b)母岩熱特性之不確定性對水平棄置鑽孔中及周圍之溫度的影響。反應曲面基於此類系統中之熱耗散之數值模擬產生。此外，進行敏感性及資料價值分析以幫助設計可降低後續模型預測中之不確定性的原位加熱器實驗。

分析展示可藉由調節幾個設計參數來管理的含有產生熱量之核廢料之水平鑽孔中之溫度演變。宿主地層之熱特性對溫度演變具有主要影響；此等特性因此必須以足夠低之估計不確定性判定，其可藉由合適的鑽孔表徵方法及在短期加熱器測試期間收集敏感性資料來實現。

概念及數值模型開發

廢料安置幾何結構及水平鑽孔內之經工程改造之障壁之組態需要經設計以使得最高溫度保持低於針對經工程改造及天然貯存系統之各組件設定之某些限度。下文所呈現之設計計算係基於數值模擬。待開發之概念模型的完善度及特徵及方法必須表示出的細節層級係藉由模型之特定目的給定，該目的在此情況下係檢驗關於廣泛範圍之材料特性及棄置組態的產生熱量之廢料罐周圍之熱演變。與支持核廢料貯存庫之安全性情況及效能評估之詳細研究相比，此類範疇計算通常具有關於保真度及精確性之較低需求。儘管如此，在模型開發期間作出之簡化假定必須顯而易見，且在一旦已知充分詳細組態便進行之最終分析的上下文中調整。針對當前通用設計計算作出之假定及模型選擇描述於以下子章節中。

系統描述

深層水平鑽孔棄置概念以多種廢料形式為目標，該等廢料形式範圍為來自美國防禦程式之核廢料至來自不同反應器類型之用過核燃料(SNF)整件，至玻璃化高階廢料(HLW)。雖然設計計算必須適應各廢料類型之特殊性(尤其罐幾何結構及熱輸出特徵)，但此處所描述之方法係通用的，且可因此使用單一廢料類型來說明。此處考慮主要含有在防禦燃料之化學加工期間以氯化銫(CsCl)及氟化鍶(SrF2)形式提取的壽命短之銫-137 (137Cs)及鍶-90 (90Sr)的膠囊之棄置。由316L不鏽鋼製成之膠囊通常為20.775吋(0.528 m)長、直徑2.6吋(0.066 m)且重量小於10 kg。目前，在翰福特廢料囊封及儲存設施(Hanford Waste Encapsulation and Storage Facility)水下儲存有1,335個銫及601個鍶膠囊；本發明描述對此等膠囊在深層水平鑽孔中之永久性棄置的分析。

分析檢驗將一個或若干個此類膠囊插入至由耐腐蝕合金(例如合金625)製成之罐中的提議；該罐將具有大約4.5吋(0.114 m)之外徑。膠囊與罐之間的空間填充有為了機械穩定性且提供用於熱耗散之足夠傳導率之合適回填材料(諸如石英砂)。罐置放於內徑為5.5吋(0.140 m)的襯套或套管中。罐與套管之間(及個別罐之間軸向)的空間可填充有鑽井流體、漿料或適合緩衝材料(諸如膨潤土)。套管很可能膠結至8.5吋(0.216 m)直徑的水平鑽孔中，該鑽孔為貯存庫之棄置區段。在母岩中完成棄置區段，該母岩不僅展現有利的水文地質、地化及地質力學特性，而且亦受低滲透性上覆層(諸如葉岩、黏土岩及泥岩)保護且已與表面水及含水層隔離極長時間，如(例如)藉由駐留鹵水之同位素年份測定證實。雖然鑽鑿可損壞孔周圍之岩石，但預期此類地皮或開挖受干擾區域厚度較小，其中對岩石熱特性之影響輕微。進一步假定各種組件係以鑽孔軸為中心之完美圓柱形殼。已檢驗偏心組態對溫度分佈之影響，且經判定其對此等範疇計算之目的為不顯著的。

圖5A展示呈沿著且垂直於鑽孔軸的垂直截面之各種組件之示意500 (亦即，經工程改造之屏障系統)。假定廢料膠囊間距為恆定的，熱源均勻地分佈在廢料膠囊當中及內，且在水平鑽孔之中及周圍重力效應可忽略。在此等條件下，可開發二維徑向模型，其具有在膠囊中心處且在兩個膠囊之間的中點中垂直於鑽孔軸之對稱平面(例如，如圖5B中所展示)。膠囊間距為可調節的設計參數。外部模型半徑足夠大以避免邊界效應。

Sr及Cs膠囊之平均功率輸出可分別為193.2 W及143.6 W。Sr膠囊之熱輸出實質上比Cs膠囊之熱輸出更可變，其中標準差分別為101.0 W及14.1 W，且最大輸出分別為504.6 W及195.4 W。然而，傳導支配式熱傳遞之所得溫度演變大致線性地取決於熱輸出，亦即，針對每膠囊100 W之參考熱產生比率所計算之結果可容易地按比例調整為具有不同初始放射性及不同冷卻時期之膠囊。

因為熱產生與放射性衰變直接相關，時間相依速率遵循各別同位素之指數衰變曲線，亦即，

， (1)

其中

為初始熱產生速率，

為同位素κ之衰變常數，其藉由

與半衰期

相關，且t 為時間。銫及鍶之半衰期分別為30.17及28.79年。

將獨佔地將熱產生指定至膠囊自身，亦即，不考慮歸因於輻射之鑽孔或母岩之其他組件之加熱。此藉由⁹⁰ Sr (及其衰變產物)經歷β衰變，從而發射之電子在膠囊內被吸收之事實而證明。對於¹³⁷ Cs，約22%之衰變能量藉由短程電子釋放；藉由γ射線釋放之剩餘78%之能量在CsCl及合金625中有效減少，其中僅極小部分存儲在套管中且幾乎不存儲在母岩中。

物理過程

經工程改造及天然材料中之熱能耗散主要藉由熱傳導來驅動，且在小得多的程度上藉由移動流體(液體或氣體)經由對流及輻射熱輸送而驅動。在相變期間之潛熱效應及來自重力位變化之作用亦影響溫度分佈。許多熱及水文過程強有力地偶合，特定言之，在發生相變之情況下。機械效應由熱應力觸發，且孔隙流體之地化及岩石之礦物組成受溫度影響。雖然存在歸因於化學反應及應力變化而影響溫度之回饋機制，但其通常比偶合熱-水文作用弱得多。

對於相關深層水平鑽孔系統，傳導為主要熱傳遞機制。此無庸置疑對於經工程改造之屏障系統之液壓不可滲透，但高度導熱的金屬，且亦對於多孔回填材料及母岩(其設計為具有低滲透性及孔隙率，且位於低液壓梯度環境中)是這種情況。對於預期溫度及在不存在大型開放空間之情況下，輻射熱傳遞為可忽略的，或包括於以實驗方式測定之熱導率值中。重力位在鑽孔之水平棄置區段中不相關，且在垂直區段中，尤其在不存在流動之情況下不具有顯著性。

在深層鑽孔貯存庫中不預期潛熱效應，在該深層鑽孔貯存庫中環境流體壓力接近於流體靜壓力且因此可能高於飽和蒸氣壓，甚至在相對高溫下亦防止沸騰。圖7包括展示沸騰溫度(以℃計)隨壓力(以巴為單位) (其與深度(以公尺，m為單位)相關，呈現流體靜壓力曲線)而變之圖700。舉例而言，對於1 km之貯存庫深度，低於300℃之溫度將不引起沸騰。最後，歸因於母岩之熔融及再結晶之潛熱效應與在此研究中考慮之溫度範圍不相關。

為避免偶合熱-水文-地化過程(其在蒸汽相演變時加劇)之複雜性，建議貯存庫中之最高允許溫度低於圖7中所示之沸騰溫度曲線。應注意，較低最高溫度準則可出於其他原因，諸如緩衝材料或母岩之膨脹及相關熱應力或非所要礦物變化係合理的。避免蒸汽亦提高經工程改造之障壁組件之腐蝕效能，尤其罐材料之腐蝕效能。

在將熱傳導鑑別為主要熱傳遞機制之情況下，呈現為熱傳導方程式中之係數之材料特性已知具有可接受層級之不確定性係有幫助的，此係因為該等材料特性很可能為溫度預測之最有影響參數。熱傳導係由被稱為熱擴散率

之參數群組管理之擴散過程，其中K 係熱導率，

係密度，且c 係比熱。此等參數為由多種組分及相組成的主體材料之所有有效參數。雖然密度及比熱可作為材料組分中之每一者的體積平均值合理良好地計算，但複合多孔介質之熱導率在較大程度上取決於其傳導性更大與抗性更大之組分之間的連通性。粒子之配置及接觸及回填材料或地質層之孔隙中之流體之連通性為複雜的，且阻止自其組分之特性容易地計算熱導率，從而甚至對於類似岩石類型產生值之相當大範圍。然而，可以實驗方式以良好精確性測定有效熱導率。該等參數亦為溫度相依的，其中通常隨著溫度增加熱導率降低且熱容量增加，從而部分地補償彼此對熱擴散率之影響且因此對溫度之總體作用。對於下文所論述之設計計算，熱導率為各向同性且恆定的，且在材料界面處假定良好的熱接觸。應注意，甚至兩種材料之間的小間隙(由液體或氣體填充)亦具有絕緣體之效應，該絕緣體可明確地模型化或藉由調節有效熱導率而考慮。

水之熱特性為熟知的且僅微弱地取決於鹽度。若使用特定鑽井流體、泥漿或漿料，則其熱(及液壓)特性需要經量測且包含於模擬中，尤其在不使用多孔回填材料或在鑽孔內或在地層中之對流變得顯著之情況下。

雖然預期流體流動及相關熱傳導為熱傳遞之次要貢獻者，但在模擬中將考慮該流體流動及相關熱傳導。然而，假定流體流動之唯一驅動力係藉由流體及孔隙之熱膨脹而觸發的力。應注意，熱微孔膨脹率部分地補償流體膨脹，且所得壓力變化進一步由微孔之彈性變形介導，在該模型中，假定該彈性變形視孔隙壓力而非有效應力而定。

如上文所論述，指定時間相依熱源，其遵循廢料中之放射核種之衰變曲線。假定熱源均勻地分佈於表示廢料膠囊之體積內。雖然廢料未必均勻，但膠囊之高熱導率很可能使溫度及釋放至經工程改造之屏障系統的熱量均勻化。應注意，儘管上文所概述之熱驅動偶合過程本質上為複雜的，但促進熱耗散之水平鑽孔概念減少熱應力，且因此減小預測其對貯存庫效能之影響的挑戰。

數學及數值模型

在先前子章節中論述之物理過程之數學模型實施於TOUGH2數值模擬程式中，該數值模擬程式計算斷裂多孔介質中之非等溫、多相、多組分流體流動。TOUGH2對以通用積分形式公式化之質量及能量平衡方程式進行求解。可針對任意子域

將時間相依能量平衡方程式之簡化版本(假定水為唯一組分的單相液體條件)書寫，該任意子域係由封閉表面

定界為：

。 (2)

在方程式(2)之左側的時間間隔

期間之能量積聚含有來自固相及液相之比重，其中

為孔隙率，

及

分別為顆粒及水密度，T 為溫度，

為固體比熱，且

為液態水之特定內能。右側之第一項為跨越體積邊界之熱通量，其包括傳導及對流組分。此處，K 為上文所論述之有效熱導率，h 為液態水之比焓，且n 為表面元素

上之向內指向

之法向向量。液體質量通量F 由達西定律(Darcy's law)給出：

， (3)

其中u 為達西速度，k 為絕對滲透率，

為液態水之動態黏度，P 為流體壓力，且g 為重力加速度之向量。所有熱物理流體特性為壓力及溫度之函數，基於IAPWS-95公式精確計算。最後，方程式(2)中之特定源術語q 與方程式(1)之時間相依衰變熱曲線成比例。

TOUGH2使用有限體積公式，其中空間離散化直接由原始守恆方程式之積分形式進行，而不將其轉換成偏微分方程式。將時間完全隱式地離散化為一階反向有限差。使用牛頓-拉普森迭代(Newton-Raphson iteration)同時求解所得偶合非線性代數方程式(其中在各方格區塊中壓力及溫度作為未知主要變數)。在數值上計算亞可比矩陣(Jacobian matrix)之元素。在各迭代處，使用經預調節共軛梯度求解器反轉線性殘差方程式之集合。在進行正向模擬之iTOUGH2模擬最佳化框架內進行以下子章節中論述之所有分析，從而求解逆算問題，且進行敏感性、不確定性及資料價值分析。

模型設置

偶合流體流動及熱傳遞過程在圖5A中所展示之二維徑向模型域內模擬。將模型域離散化成圓柱形殼元件，其各自具有0.5吋(0.0127 m)之軸長。在軸向方向上之模型域之總長度在12.0吋(0.3048 m)與84.0吋(2.1336 m)之間可調節以適應廢料膠囊之間的不同分離距離。在徑向方向上，前100個殼具有0.125吋(0.003175 m)達至12.5吋(0.3175 m)之半徑的恆定厚度，其後殼厚度對數性地增加直至達到3600吋(91.44 m)之外部模型域半徑。該模型在其之間具有總共22,008個元件及43,717個連接件。在空間中之各點處對三個方程式(用於三個主要變數，壓力、飽和度及溫度)求解。

在對稱平面處指定無流動邊界。在外部模型域半徑處，將狄瑞西雷邊界條件(Dirichlet boundary condition)指定為100巴之壓力及40℃之溫度，表示深度為1 km之水平廢料棄置區段。在整個模型域中，將相同值用作初始條件。由於熱傳遞僅輕度受絕對壓力值及溫度值影響，因此報導結果為相對於40℃之初始溫度之溫度變化。

在基於牛頓-拉普森迭代的收斂行為的自動時間-步驟調節的情況下進行歷時30年的持續時間的瞬時模擬。在廢料膠囊之中心(X =0.0；如圖5B中所展示)處且針對選定徑向距離(各自表示經工程改造之屏障系統之組件)提取溫度變化。產生反應曲面以用於最高溫度變化，其藉由經由離散時間序列之三個最高點擬合多項式，且將其導數設定為零來提取。

關鍵材料特性概述於表13中。此等為將在相當大範圍內調節以考慮回填材料及潛在母岩之不同選擇之參考材料特性。

材料	參數	單位	值	範圍
膠囊	熱導率，K	W m^-1 K^-1	11.9	8.0 - 40.0
	固體密度，	kg m^-3	5500.0	n/a
	固體比熱，	J kg^-1 K^-1	427.0	400.0 - 700.0
	孔隙率，	%	1.0	n/a
	滲透率，k	m²	0.0	n/a
罐	熱導率，K	W m^-1 K^-1	13.0	8.0 - 40.0
	固體密度，	kg m^-3	8000.0	n/a
	固體比熱，	J kg^-1 K^-1	490.0	400.0 - 700.0
	孔隙率，	%	1.0	n/a
	滲透率，k	m²	0.0	n/a
套管	熱導率，K	W m^-1 K^-1	40.0	8.0 - 40.0
	固體密度，	kg m^-3	7670.0	n/a
	固體比熱，	J kg^-1 K^-1	460.0	400.0 - 700.0
	孔隙率，	%	1.0	n/a
	滲透率，k	m²	0.0	n/a
回填物	熱導率，K	W m^-1 K^-1	2.0	0.5 - 3.0
	固體密度，	kg m^-3	2650.0	n/a
	固體比熱，	J kg^-1 K^-1	880.0	700.0 - 900.0
	孔隙率，	%	40.0	n/a
	滲透率，k	log(m² )	-16.0	n/a
母岩	熱導率，K	W m^-1 K^-1	2.0	0.5 - 3.0
	固體密度，	kg m^-3	2710.0	n/a
	固體比熱，	J kg^-1 K^-1	850.0	700.0 - 900.0
	孔隙率，	%	5.0	n/a
	滲透率，k	log(m² )	-17.0	n/a
廢料	初始熱負荷，Q_H0	W/膠囊	100.0	50.0 - 200.0
	膠囊間距，Δx	m	1.0	0.61 - 4.30

表13

在表13中，「範圍」係指參數之下及上邊界，定義由大域敏感性分析檢驗之範圍及反應曲面；n/a：不適用，亦即參數不變。此外，「回填物」係指罐、套管及環之回填物；各自可由不同材料，例如石英砂、膨潤土、鑽泥或水泥組成；待基於所選擇之回填材料選擇特性。最終，「母岩」係指可考慮之各種母岩，包括沈積、岩漿及變質岩；待基於位置特異性母岩選擇特性。

局部及大域敏感性分析

除了計算表13之參考參數集及一些離散變體之溫度評價之外，此分析亦包括廣泛的局部及大域敏感性分析及資料價值分析。需要局部敏感性係數以計算複合敏感性量測值，且計算估計及預測不確定性。局部敏感性係數為輸出變數

相對於輸入參數

之偏導數，其在參考參數集p *下評價：

。 (4)

由於

具有模型輸出之單位而不是參數之單位，所以在涉及不同類型之輸入及輸出的情況下，此等敏感性係數不可容易地彼此進行比較。引入按比例調整之無因次局部敏感性係數：

， (5)

其中

為輸入或參數比例因子，且

為輸出或觀測比例因子。在敏感性分析之上下文中，

為預期參數變化，且

表示模型預測之變化被認為顯著時的臨限值。在資料價值分析(如稍後所描述)之上下文中，

解釋為可接受參數不確定性，且

為在反轉之後獲得的預期平均殘差，或目標預測之可接受預測不確定性。

局部敏感性分析指示未知、不確定或可變參數中之每一者對目標預測之相對影響，該目標預測在此實例中為貯存系統內之特定點處的最高溫度。然而，若模型為非線性的，則敏感性係數取決於參數集，其在項目之早期設計階段期間顯著變化。使用大域敏感性分析方法以鑑別總體上最有影響的參數。作為任何大域方法，莫里斯一次一個(Morris one-at-a-time，MOAT)基本效應方法檢驗可接受值範圍內之許多參數組合。MOAT方法將參數超立方體之各軸再分成總計

個方格點之r-1 區間，其中n 為參數之數目。接著針對各參數j 計算擾動Δ

。 (6)

選擇參數空間中之隨機方格點，運行模型，且評價效能量測值z 。隨後一次一個且以隨機順序，各參數

由

擾動，運行模型以重新計算z ，且對於輸出之相應影響(被稱作基本效應，

)演算為

。 (7)

針對參數空間中之路徑的多個隨機選擇之起點重複程序，該參數空間由n +1個模擬運行組成以用於評價此點附近之基本效應。在多個此類路徑完成之後，計算絕對基本效應之平均值及標準差(分別由

及

指示)。平均值評估各別參數對輸出之總體影響；標準差指示效應為線性及相加性的抑或為非線性的，或是否涉及參數當中之相互作用。產生用於由大域敏感性分析鑑別之最重要設計因素對之反應曲面。

資料價值分析

最後，進行資料價值分析以幫助設計其中可以足夠精確測定影響最高溫度之關鍵參數的實驗。資料價值分析鑑別且對各(潛在或現有)資料點對(例如，用於熱特性之估計的)逆算問題及(例如，最高貯存庫溫度之)後續預測模擬之解法作出的貢獻進行排名。其係基於敏感性係數、線性估計誤差分析(以獲得在給定可用資料及其不確定性之情況下的所估計參數中之不確定性)及線性不確定性傳播分析(以獲得在給定經估計參數中之不確定性之情況下的預測不確定性)。

此分析將n 指示為將基於m 離散量測估計的不確定參數之數目，亦即，n 為參數向量p 之長度，且m 為觀測向量z 之長度。應注意，m 在資料價值分析期間改變，此係由於個別資料點(或整個資料集)自參考資料集移除或作為潛在觀測對象添加。所估計參數

之協方差矩陣被計算為：

。 (8)

此處，J 為

亞可比矩陣，其保持敏感性係數

；

為

觀測協方差矩陣，其在其對角線上含有方差

。

進行線性不確定性傳播分析以得到模型預測之協方差矩陣：

。 (9)

此處，亞可比矩陣

相對於參數p 保持相關預測之敏感性係數，該參數p 的不確定性藉由使用方程式(8)計算的

描述。

在資料價值分析中，分別針對不同校準資料集重新評價估計及預測不確定性矩陣

及

。接著將資料價值

定義為由資料之移除造成的預測不確定性(藉由

之跡線來量測)之相對增加，或藉由資料之添加獲得的預測不確定性之相對降低。以參考資料開始，方程式(8)及(9)之不確定性分析確定估計或預測不確定性是否足夠低，亦即，對於模型之預期目的是否為可接受的。若如此，則資料價值分析指示可移除哪些資料以獲得較不複雜且較不昂貴之設計，而對所估計參數之品質影響最小且不實質上增加預測不確定性。若不確定性不可接受地高，則資料價值分析表明可將哪些潛在資料添加至參考資料集以有效地減小估計及預測不確定性。

溫度演變

針對三個不同膠囊間距，圖8中之圖800(a)、805(a)及810(a)中展示在距膠囊中心之各種徑向距離(表示系統之不同組件)處的溫度演變；在安置產生熱量之廢料膠囊之後三年的模擬溫度分佈展示於右側欄中。一般而言，圖8展示說明針對膠囊間距為(圖800) 2 ft (0.6096 m)；(圖805) 4 ft (1.219 m)；及(圖810) 6 ft (1.829 m)之每廢料膠囊100 W之初始熱釋放的3年之後的溫度變化((a)圖)及溫度分佈((b)圖)之演變的圖。

在此實例中，若廢料膠囊以極小分離距離端對端安置，則溫度較高，且若膠囊相隔較遠，則最高溫度變化減小。然而，冷卻效應對於較大分離距離變得較小，此係因為熱耗散體系自圓柱形(圖8，圖800(a)及圖800(b))轉變至大致球形(圖8，810(a)及810(b))。因此，僅關於最高溫度的無關益處可由間距多於約2 m膠囊獲得。

對於每膠囊100 W之初始熱輸出，具有2 ft (0.6096 m)間距之緻密膠囊安置組態對於膠囊自身產生約73℃之最高溫度增加，且在鑽孔壁處產生約60℃之最高溫度增加。前已述及，此等溫度增加與熱輸出成比例。如自圖7之沸騰曲線及圖8 (圖800(a)、圖805(a)及圖810(a))中所示之最高溫度增加推斷，為了避免罐與套管之間的回填材料中之沸騰，初始熱輸出在40℃之環境溫度下之深度為1 km之鑽孔內必須限於約360 W。應注意，無銫膠囊且僅小部分鍶膠囊產熱超過360 W。此等膠囊可儲存於表面處持續更長時期，或置放於具有與其相鄰者之適當增加之分離距離的水平鑽孔中。一般而言，應使用稍微加寬之安置模式，以顧及熱輸出、環境溫度及壓力及各種材料(尤其母岩，其熱導率為最不確定的、最可變的且同時為最有影響的，如以下敏感性分析中所表明)之熱特性之不確定性。

敏感性分析

此分析包括局部及大域敏感性分析以獲得對系統行為之洞察及鑑別有影響及無影響參數。此分析亦映射出廣泛範圍之最有影響的參數下之最高溫度變化，從而產生反應曲面作為方便的設計工具。

對於鑽孔棄置概念，熱耗散幾乎完全在徑向方向上，其穿過配置於同心的圓柱形殼中之不同材料。由於此組態，連續地遇到組件，且因此，藉由具有相對較低熱擴散率之組件來控制熱流。預期具有高熱導率及較小殼厚度之金屬元件(亦即，罐及套管)對空間及時間溫度分佈具有不顯著影響。此藉由局部敏感性分析確認，該分析針對48吋(1.22 m)之膠囊間距進行。針對各熱參數(

之行)及選定位置處之最高溫度(

之列)計算複合敏感性量測值(定義為針對敏感性矩陣之各行及列的按比例調整之敏感性係數(方程式5)之絕對值之總和)。此分析亦評價熱輸出之10%變化對最高溫度之影響。

表14指示母岩之熱導率為最有影響之參數，隨後為熱源之強度。

	參數
觀測對象	K _膠 _囊	K *_回填* ₁	K _罐	K *_回填* ₂	K _套 _管	K _環	K _岩 _石	Q _熱 _量
T _膠 _囊	0.13	2.76	0.06	1.25	0.05	1.18	14.25	4.67	24.35
T _罐	0.02	0.06	0.06	1.25	0.05	1.18	14.36	4.00	20.98
T _套 _管	0.02	0.05	0.03	0.02	0.05	1.18	14.44	3.72	19.51
T _岩石 _{0.0 m}	0.01	0.04	0.02	0.02	0.04	0.12	14.61	3.42	18.28
T _岩石 _{0.1 m}	0.01	0.02	0.01	0.01	0.02	0.06	12.22	2.83	15.18
T _岩石 _{0.5 m}	0.00	0.01	0.01	0.00	0.00	0.00	8.28	1.96	10.26
T _岩石 _{1.0 m}	0.00	0.00	0.00	0.00	0.00	0.00	5.51	1.37	6.88
	0.19	2.94	0.19	2.55	0.21	3.72	83.67	21.97

表14

在表14中，熱導率及熱輸出之參數比例因子分別為

及

；下標回填1及回填2分別指膠囊與罐之間，以及罐與套管之間的回填材料；熱容量及材料密度之敏感性係數顯著較小且因此未列表。另外，相關觀測對象(「Obs.」)為在貯存庫壽命期間遇到之最高溫度；T _岩石 _{X m} 為自鑽孔壁X m之岩石中的最高溫度；由於僅考慮溫度，因此觀測比例因子為不相關的，其設定為

。

如所預期，岩石熱導率之10%變化具有與熱輸出之10%變化大約相同的影響。罐回填材料之傳導率對膠囊溫度具有一些作用，但不對罐外部之溫度具有作用。膠囊、罐及套管之熱特性在由高度傳導材料製造之情況下基本上不相關。隨著熱量在徑向向外方向上耗散，觀測對象之複合敏感性量測值一般隨著徑向距離遠離鑽孔軸而降低。母岩之熱導率在鑽孔壁處具有其最大影響，在該鑽孔壁處觀測結果並置在參數所涉及之域內。此等一般見解相對於參數比例因子之略微主觀選擇相當穩固，亦即，即使熱導率之不確定性在材料之間變化，此並不實質上影響上文所作出之定性陳述。

局部敏感性分析視所選擇之參考參數集(例如，表13)而定。因此，進行莫里斯大域敏感性分析以檢驗簡單的局部敏感性分析之有效性且檢驗非線性及相互作用效應。此大域敏感性分析中所涉及之參數及其上限及下限(定義參數超立方體)列出於以上表13中。12維參數超立方體細分成

區間且沿

路徑進行檢驗，如章節2.6中所描述。

圖9展示作為莫里斯大域敏感性分析之絕對基本效應(

；方程式7)之平均值與標準差之間的交叉曲線之圖900。虛線表示

，其中

為基本效應之平均值之標準誤差。所有參數在虛線下方，指示其非零影響在統計學上為顯著的。迄今為止，最有影響之參數為熱輸出(圓形)、母岩熱導率(菱形)及膠囊間距(X形)。除母岩熱容量(三角形)之外，相比所有其他組件之熱容量(三角形)，熱導率(菱形)顯著更有影響。更接近鑽孔軸之特性(深色)不如更遠離之特性(淺色)有影響，除了影響廢料膠囊之最高溫度的膠囊熱容量(三角形)之外。參數亦具有相當大的非零標準差，指示其呈現相互作用效應。此係預期的，此係因為溫度基本上藉由所有熱擴散率之加權調和平均值判定。

大域敏感性分析證實先前藉由局部複合敏感性量測值獲得之參數等級。儘管膠囊間距為可調節設計參數，且廢料膠囊之熱輸出為熟知的，但母岩熱導率為需要精確測定之主要參數。此有影響參數中之任何不可接受高的估計不確定性將傳播至所預測最高貯存庫溫度中之高不確定性。此將由資料價值分析解決，該資料價值分析幫助減小對相關模型預測最有影響之參數的估計不確定性。

反應曲面

圖10 (圖(a)至圖(e))展示隨母岩及膠囊間距之熱導率而變化的選定徑向位置處之最高溫度增加之二維反應曲面。更特定言之，如所示，隨以下貯存庫組件之100 W初始熱輸出之母岩熱導率及膠囊間距而變之最高溫度增加之反應曲面：(圖(a))廢料膠囊；(圖(b))罐；(圖(c))套管；(圖(d))鑽孔壁；及(圖(e))自鑽孔壁1 m之母岩。選擇母岩傳導率，因為其係亦可取決於岩石類型及空間不均勻性而在相當大的範圍內變化之最有影響的特性。膠囊間距作為可針對有效溫度控制調節之主要設計參數來選擇。

為了獲得母岩熱導率及膠囊間距之既定組合的實際溫度，來自反應曲面之值必須乘以熱輸出因子

，且將結果與在棄置區域之深處的環境溫度相加。若具有200 W之熱輸出的廢料膠囊棄置於深度為1 km之水平鑽孔中，則反應曲面之白角中之參數組合將引起沸騰。(前已述及，除沸騰溫度以外之熱準則可能相關。)根據貯存庫組件中之每一者之相關最高溫度準則及母岩之原位熱導率，此等反應曲面可直接用於判定合適之膠囊間距。

圖11展示回填物熱導率對最大膠囊及鑽孔壁溫度之影響。更特定言之，圖11展示隨以下貯存庫組件之100 W初始熱輸出之套管回填物及環熱導率而變之最高溫度增加之反應曲面：(圖(a))廢料膠囊；及(圖(b))鑽孔壁。

罐與套管之間的回填物可為鑽泥、漿料、砂、膨潤土、水泥或另一適合材料；環回填物(在套管與鑽孔壁之間)為例如鑽泥或水泥。此等反應曲面中檢驗之熱導率範圍的下限表示漿料或說明存在流體填充間隙。只有當回填物傳導率接近此等下限時，溫度提高與參考情況稍微相關。應注意，與圖10中所展示之溫度範圍相比，圖11之兩個反應曲面中的溫度範圍小得多，證實此等兩個參數之較低影響。對於高於約1.5 W m^-1 K^-1 之熱導率，膠囊溫度之敏感性變得較小且對於鑽孔壁溫度，敏感性基本上消失。應注意，增加回填材料之熱導率使離開膠囊之熱耗散(如此使其冷卻)更快，同時加速熱脈衝之向外傳播，因此引起在鑽孔壁處之最高溫度增加。

資料價值分析

資料價值分析之目的為設計原位加熱器測試(例如如圖6A-圖6D中所示)，其以足夠精確性判定有影響熱特性，從而使得貫穿鑽孔及鄰近母岩之最高溫度可用可接受的母岩作為有害廢料貯存庫之不確定性及適合性來預測。基本想法為將含有電加熱器之膠囊插入至鑽孔之棄置區段中，根據設計規格回填測試區段，隨後開始以受控制的瓦數釋放熱量。接下來，藉由分佈式溫度感測器(DTS)記錄溫度演變資料。DTS系統使用雷射背向散射技術以沿著光學感應器纜索連續量測溫度，從而產生具有高空間及時間解析度之資料。溫度資料經反轉以判定關鍵特性，特定言之母岩熱導率。一旦鑑別出熱特性，則圖10之反應曲面可用於判定實際廢料膠囊之合適間距。

資料價值分析提供幫助判定溫度感測器之數目及位置以及加熱實驗之持續時間的定量量測。稱作校準及預測模型之兩個模型需要依次地開發及運行。校準模型模擬加熱器測試資料，而預測模型模擬藉由棄置產生熱量之核廢料誘導之最高溫度。校準模型涵蓋加熱器測試之短持續時間；預測模型涵蓋熱時期之長得多之持續時間。

對於參考測試，分析具有實際廢料膠囊之尺寸之單一加熱器，在200 W之恆定輸出下加熱長達30天。此分析量測附接至套管之DTS感測器處之溫度。此等溫度資料可藉由平均殘差為1℃的校準模型匹配。此標準差經選擇為大於約0.1℃之DTS之量測準確度以考慮模型簡化。若此等量測不足，則可考慮加熱器以及附接至鑽孔壁之潛在DTS感測器表面處之溫度量測。此外，此分析包括關於熱導率及熱容量之一些先前資訊，反映對經工程改造之材料(金屬及回填物)，以及所取回之岩芯樣品或母岩之切割片段之獨立特性量測。然而，不依賴於此資訊極其準確；其主要用於穩定假想逆算問題(方程式8)之解法。亦藉由在反轉期間估計加熱器輸出之不確定性來考慮其，其中將20℃之標準差指派至其先前資訊值。

圖12展示隨加熱時間而變之溫度增加及資料價值度量的圖1200。在小於2天之後溫度增加超過20℃，且在加熱30天之後達到40℃，其中相比於鑽孔壁，加熱器處之溫度稍微較高。無因次資料價值度量量測隨著添加資料，預測之最高貯存庫溫度之不確定性的相對減小。資料價值在加熱之初始幾天期間急劇增加。在較晚時間，資料價值(其說明間距緊密之資料點之參數相關性及冗餘)接近恆定值。此指示DTS資料之資訊含量最初快速生長，但隨著加熱器測試延長而減小至恆定速率。在較早時間精確地量測溫度係最有益的，並且較晚資料提供額外的，儘管較不重要的資訊。一旦達成可接受之不確定性預測，即可終止測試。

在一些態樣中，不可藉由將DTS自套管移動至鑽孔壁或朝向加熱器移動而獲得顯著益處。藉由將DTS光纖電纜夾持至套管外部來安裝其不僅為最實用的，且亦為合乎需要的，此係因為其避免廢料安置操作干擾纜索。因此，在一些態樣中，焦點僅集中於沿套管收集之DTS資料，捨棄額外感測器之使用。

首先論述假想反轉之結果，其僅為方程式(8)之評價，其中假設與(仍不存在)資料之匹配與先前觀測協方差矩陣

一致。所估計參數之所得協方差矩陣

揭露進行加熱器測試主要有助於測定母岩之熱導率。

表15展示不同測試持續時間之估計及預測不確定性。在不進行原位加熱器測試之情況下，所預測之最高溫度之不確定性較高。舉例而言，在95%信賴等級上，在鑽孔壁處的最高溫度變化之預測將讀為

。即使確認違反方程式(9)之不確定性分析基礎之常態及線性假設，此較大不確定性使得預測基本上並不非常有用。

估計	預測
時間 [d]	σ _K _岩石
0	1.00	14.8	14.6	14.6	14.7	12.3	8.3	5.6
1	0.28	2.9	2.1	2.1	2.8	2.3	1.6	1.0
2	0.25	2.7	1.5	1.3	2.0	1.7	1.1	0.8
5	0.20	2.7	1.2	0.8	1.2	1.0	0.7	0.5
10	0.16	2.7	1.1	0.7	0.9	0.7	0.5	0.3
20	0.14	2.7	1.1	0.6	0.6	0.5	0.3	0.2
30	0.13	2.7	1.1	0.6	0.5	0.4	0.2	0.2

表15

在表15中，「預測」係指在貯存庫壽命期間預測之最高組件溫度的不確定性。

進行一天之加熱器測試，最有影響參數(母岩熱導率)之估計不確定性自其之前值1.0降低至小於0.3 W m^-1 K^-1 。若準確地控制加熱器輸出，則可達成甚至更低之不確定性，此係由於此等兩個參數係很大程度上相關的。與使用K_rock 同時估計之其他參數之不確定性降低組合引起顯著改良之溫度預測。特定言之，在鑽孔壁處之最高溫度現在讀為

。此類預測不確定性是否可接受取決於其用於貯存庫設計及效能評估之用途。可藉由延長加熱器測試來進一步減小不確定性，儘管在較晚時間添加之價值遞減。若測試持續10天或更長時間，則母岩在鑽孔壁所經歷之模型預測最高溫度之不確定性小於1℃。

針對經工程改造及天然材料之廣泛範圍之熱特性模擬水平鑽孔之棄置區段中之溫度演變。舉例而言，此分析特定地檢驗在熱脈衝時期期間在鑽孔及近場母岩內之選定位置處遇到的最高溫度。敏感性分析指示影響最高溫度之關鍵因素為母岩之熱導率、廢料膠囊之間的間距及產生熱量之廢料之瓦數。大域敏感性分析表明，對最有影響之參數之鑑別係穩固的，即使參考特性值為不確定的或在廣泛範圍內可變的。在此等三個有影響參數中，僅母岩之熱導率無法調節，且需要針對所選擇之棄置位置處的原位條件來測定。若其值結果過低(引起貯存庫中之過高溫度)，則需要選擇不同層或探索完全不同的位置。廢料之熱輸出可藉由延長反應器冷卻後時期來部分地控制。最後，鑽孔內之廢料間距為用於貯存庫之熱管理之主要的可易於調節的設計參數。

回填材料之熱特性對最高溫度具有小得多的影響。若回填物傳導率接近極小值，則溫度略微增加。此類較小值僅可在罐、套管或鑽孔壁之整個圓周上產生相對較寬的流體填充間隙充當絕緣體之情況下出現。儘管存在此可能性，可建議應主要基於回填材料履行特定障壁功能的能力，而非由於其熱特性而選擇適合回填材料。

此分析亦檢驗進行原位加熱器測試以判定完工貯存系統之熱效能的可能性。自操作觀點來看，所提出之加熱器測試良好整合於位置發展及表徵過程中。在完成鑽孔之後，將加熱器(其具有與廢料膠囊相同之尺寸)推送至棄置區段之末端，測試鑽孔之完整性及不存在障礙物，確認實際廢料膠囊之安置係可能的。隨後根據設計規格配備儀器及回填短測試區段，測試相應程序。加熱及資料收集開始。在運作加熱器實驗時，整個鑽孔可用於記錄、表徵及棄置製備。藉由使用將預先設置之校準模型進行反轉來即時地分析溫度資料。一旦收集足夠資料以使得以所要精確程度判定位置特異性熱特性，則可終止加熱器測試，且可開始安置廢料。若存在沿著鑽孔的相當大不均勻性之指示，則可在選定位置重複加熱器測試。最後，DTS感測器可用以觀測沿著棄置區段之熱演變，作為效能確認監測之部分。加熱器實驗之設計(包括供應動力之方式)應進一步經最佳化且在試點鑽孔中進行測試。若主要目標僅為測定母岩在原位條件下之熱導率(亦即，不測試完工經工程改造之屏障系統之熱效能)，則可考慮使用DTS與鑽洞長度之電阻加熱器之組合(被稱作分佈式熱擾動感測器的系統)的侵入性較小之方法。

在水平鑽孔及周圍宿主地層內預期之最高溫度為主要影響吾等穩固地預測貯存庫效能之能力的重要因素。此等溫度需要以可接受低的預測不確定性模擬，以便為證明其低於調控性熱限度提供合乎情理的基礎。儘管此研究中未論述或提出此類熱限度，但建議貯存庫溫度在原位條件下在所有時間保持低於沸騰溫度，以避免起因於相變及相關偶合過程之顯著複雜性。

一般而言，較長水平鑽孔中之廢料膠囊或用過核燃料整件之線性配置產生可用於熱耗散之相對較大比表面積。因此，與其他貯存庫概念(其中相對較大體積之產生熱量之廢料密集地封裝在挖掘洞室或大直徑存儲孔中)中之熱管理相比，鑽孔貯存庫之熱管理具有較小挑戰性。對於約2 m之中等膠囊間距，熱干擾極小；使用此處所概述之設計方法可調整鑽孔之棄置區段之較緻密負載。模擬展示廢料間距為管理鑽孔之棄置區段中之溫度的極有效設計參數。

針對棄置相對較小但在熱學上較熱之銫及鍶膠囊進行此處呈現之設計計算。銫膠囊(其通常在其安置在鑽孔中時產生約100 W)之最高溫度比環境溫度高小於100℃，亦即遠低於原位沸騰溫度。僅小部分鍶膠囊具有足夠高之熱輸出以顯著提高溫度，但此等情況可藉由增加膠囊間距來容易地管理。熱最大值在少於10年，亦即，比針對大型挖掘貯存庫預測之時間短得多的時間之後達到。應注意，水平鑽孔中之深層核廢料隔離被認為對於其他廢料形式，特定言之SNF整件亦為可行的。此文中所論述之熱分析需要經調適用於此等其他廢料形式之特定幾何結構及熱輸出。

藉由聚焦於貯存庫之短區段中之局部行為來適當地俘獲主要傳導性熱傳遞，同時其他過程(例如，腐蝕氣體遷移、局部流體流動、放射核種遷移)可需要將整個鑽孔(包括垂直進入區段)模型化。儘管如此，類似於此處所呈現之方法的整體方法可用於檢驗支持貯存庫設計、不確定性定量及效能評估之此類過程。

在進行設計計算及不確定性分析之前，需要仔細地評估有影響且不確定之參數。此分析經由資料價值分析證實，短期原位加熱器測試係穩固地鑑別影響貯存庫中之溫度演變的關鍵因素的可行方法。主要概念想法為運行如以下之測試：(a)在原位條件下使用完工組態(因此測試實際棄置系統)；(b)在實際規模下檢驗系統(因此避免對向上按比例調整之需要)；(c)使用熱應力干擾系統(因此調用相關過程)；及(d)收集等同於相關預測變數之(溫度)資料(因此避免對間接推斷之需要)。可容易地整合至水平鑽孔廢料貯存庫之操作中的良好設計之加熱器測試為獲得熱系統行為之可信度，及改良進行關於岩層作為有害廢料貯存庫之適合性的穩固預測之能力的有效的合乎情理的方式。

圖13為根據本發明之控制器(或控制系統) 1300的示意性說明。舉例而言，控制器1300可用於先前所描述之操作，例如作為加熱及監測控制系統646或作為其部分。舉例而言，控制器1300可與如本文所描述之有害材料貯存庫可通信地耦接，或作為其部分。

控制器1300意欲包括各種形式之數位電腦，諸如印刷電路板(PCB)、處理器、數位電路，或者為運載工具的部分之數位電腦。另外，系統可包括攜帶型儲存媒體，諸如通用串列匯流排(USB)快閃驅動器。舉例而言，USB快閃驅動器可儲存作業系統及其他應用。USB快閃驅動器可包括輸入/輸出組件，諸如可插入至另一計算裝置之USB埠中的無線傳輸器或USB連接器。

控制器1300包括處理器1310、記憶體1320、儲存裝置1330及輸入/輸出裝置1340。組件1310、1320、1330及1340中之每一者係使用系統匯流排1350互連。處理器1310能夠處理用於在控制器1300內執行之指令。處理器可使用數個架構中之任一者來設計。舉例而言，處理器1310可為CISC (複雜指令集電腦)處理器、RISC (精簡指令集電腦)處理器或MISC (最小指令集電腦)處理器。

在一個實施方案中，處理器1310為單執行緒處理器。在另一實施方案中，處理器1310為多執行緒處理器。處理器1310能夠處理儲存於記憶體1320中或儲存裝置1330上之指令以在輸入/輸出裝置1340上顯示使用者介面之圖形資訊。

記憶體1320在控制器1300內儲存資訊。在一個實施方案中，記憶體1320為電腦可讀媒體。在一個實施方案中，記憶體1320為揮發性記憶體單元。在另一實施方案中，記憶體1320為非揮發性記憶體單元。

儲存裝置1330能夠提供用於控制器1300之大容量儲存器。在一個實施方案中，儲存裝置1330為電腦可讀媒體。在各種不同實施方案中，儲存裝置1330可為軟碟裝置、硬碟裝置、光碟裝置、磁帶裝置、快閃記憶體、固態裝置(SSD)或其組合。

輸入/輸出裝置1340為控制器1300提供輸入/輸出操作。在一個實施方案中，輸入/輸出裝置1340包括鍵盤及/或指標裝置。在另一實施方案中，輸入/輸出裝置1340包括用於顯示圖形使用者介面之顯示單元。

所描述之特徵可實施於數位電子電路，或電腦硬體、韌體、軟體，或其組合中。設備可實施於有形地體現於資訊載體中之電腦程式產品中，例如，實施於用於由可程式化處理器執行之機器可讀儲存裝置中；且方法步驟可由執行指令程式之可程式化處理器執行，以藉由對輸入資料進行操作且產生輸出來執行所描述實施方案之功能。所描述特徵可有利地實施於一或多個電腦程式中，該一或多個電腦程式可在包括至少一個可程式化處理器之可程式化系統上執行，該至少一個可程式化處理器經耦接以自資料儲存系統、至少一個輸入裝置及至少一個輸出裝置接收資料及指令，且將資料及指令傳輸至該資料儲存系統、該至少一個輸入裝置及該至少一個輸出裝置。電腦程式為可直接地或間接地用於電腦中以執行某一活動或產生某一結果之指令集。電腦程式可以包括經編譯或解釋語言之程式設計語言之任何形式撰寫，且其可以任何形式採用，包括作為獨立程式或作為適用於計算環境中之模組、組件、次常式或其他單元。

用於執行指令程式之適合處理器包括(作為實例)通用及專用微處理器，及任何種類之電腦的唯一處理器或多個處理器中之一者。一般而言，處理器將自唯讀記憶體或隨機存取記憶體或兩者接收指令及資料。電腦之基本元件為用於執行指令之處理器及用於儲存指令及資料之一或多個記憶體。一般而言，電腦亦將包括用於儲存資料檔案之一或多個大容量儲存裝置或以操作方式耦接以與其通信；此等裝置包括磁碟，諸如內部硬碟及可移式磁碟；磁光碟；及光碟。適用於有形地體現電腦程式指令及資料之儲存裝置包括所有形式之非揮發性記憶體，包括(作為實例)半導體記憶體裝置，諸如EPROM、EEPROM、固態驅動器(SSD)及快閃記憶體裝置；磁碟，諸如內部硬碟及可移式磁碟；磁光碟；及CD-ROM及DVD-ROM磁碟。處理器及記憶體可由特殊應用積體電路(application-specific integrated circuit，ASIC)補充或併入於其中。

為提供與使用者之互動，特徵可實施於具有以下之電腦上：顯示裝置，諸如陰極射線管(CRT)或液晶顯示器(LCD)或發光二極體(LED)監測器，以用於向使用者顯示資訊；以及鍵盤及指標裝置，諸如滑鼠或軌跡球，使用者可藉由該滑鼠或軌跡球將輸入提供至電腦。另外，此等活動可經由觸控式螢幕平板顯示器及其他合適機構來實施。

特徵可實施於包括後端組件(諸如資料伺服器)或包括中間軟體組件(諸如應用程式伺服器或網際網路伺服器)或包括前端組件(諸如具有圖形使用者介面或網際網路瀏覽器之用戶端電腦)或其任何組合之控制系統中。系統之組件可藉由數位資料通信之任何形式或媒體(諸如通訊網路)連接。通信網路之實例包括區域網路(「LAN」)、廣域網路(「WAN」)、同級間網路(具有特用或靜態成員)、網格計算基礎結構及網際網路。

根據本發明之第一例示實施方案包括用於測試有害廢料貯存庫位置之方法。該方法包括將加熱單元運至自地表至包括岩層的地下區域中或以下形成的鑽孔中。鑽孔包括自地表形成的垂直部分及耦接至形成於地下區域中或以下之垂直部分的非垂直部分。非垂直部分包括經組態以儲存一或多個經組態以圍封有害材料之罐的有害材料貯存庫部分。該方法進一步包括將加熱單元定位於鑽孔之非垂直部分之有害材料貯存庫部分中；操作加熱單元以在指定持續時間內在有害材料貯存庫部分中產生熱；在指定持續時間期間監測鑽孔之有害材料貯存庫部分中或其附近之溫度；及基於監測溫度，測定岩層或鑽孔之有害材料貯存庫部分中之至少一者的一或多種熱特性。

在可與第一例示實施方案組合之一態樣中，岩層包括沈積、火成或變質岩層中之至少一者，諸如葉岩、黏土岩或泥岩中之至少一者。

在可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，有害材料包括核材料廢料。

在可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，核廢料包括用過核燃料。

在可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，加熱單元與一或多個罐中之一者的尺寸類似。

在可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，加熱單元經組態以在持續時間內輸出50與500瓦特之間的熱量。

在可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，監測溫度包括藉由定位於位於鑽孔中之套管上的溫度感測器量測溫度。

在可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，溫度感測器包括分佈式溫度感測器(DTS)，其包括光纖感測器纜索。

在可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，一或多個熱特性包括岩層之熱擴散率。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括在持續時間期間合計複數個所監測溫度。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括基於複數個在持續時間期間所監測之溫度，測定鑽孔之有害材料貯存庫部分中或附近之溫度變化。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括基於複數個在持續時間期間所監測之溫度計算資料價值度量，該資料價值度量包括相關效能量度(諸如在鑽孔之有害材料貯存庫部分中或附近預測的最高溫度)之不確定性的相對減小。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括基於在持續時間期間在鑽孔之有害材料貯存庫部分中或附近監測之溫度來判定岩層之熱擴散率之不確定性。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括基於岩層之熱擴散率的不確定性或所預測效能量度之不確定性中之至少一者小於臨限值停止加熱單元之操作。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括基於岩層之所測定熱擴散率來測定岩層或鑽孔之有害材料貯存庫部分中之至少一者的一或多個熱特性之一部分。

在可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，岩層或鑽孔之有害材料貯存庫部分中之至少一者的一或多個熱特性之部分包括以下中之至少一者：置放於有害材料貯存庫部分中之相鄰罐之間的間隔距離；有害材料之最大允許熱輸出；定位一或多個罐中之回填材料之熱擴散率的最小允許範圍；定位於鑽孔中之回填材料之熱擴散率的最小允許範圍；套管之熱擴散率的最小允許範圍；或罐材料之熱擴散率的最小允許範圍。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括基於岩層之所測定熱擴散率判定形成於地下區域中或下方之鑽孔之非垂直部分之有害材料貯存庫部分的適合性。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括，基於所判定適合性，將一或多個罐自地表移動通過鑽孔之垂直部分，通過鑽孔之非垂直部分，且進入有害材料貯存庫部分中。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括用回填材料填充鑽孔之至少一部分。

可與第一例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括在將一或多個罐移動通過鑽孔之垂直部分之前自鑽孔移除加熱單元。

根據本發明之第二例示實施方案包括用於經組態以進行第一例示實施方案及第一例示實施方案之所有態樣之操作的有害廢料貯存庫之熱測試系統。

第三例示實施方案包括有包括自地表朝向包括有害廢料貯存庫之地下區域形成垂直進入鑽孔的方法；自垂直進入鑽孔朝向或進入地下區域形成至少一個彎曲進入鑽孔；自至少一個彎曲進入鑽孔進入地下區域中形成水平鑽孔，水平鑽孔包括有害廢料貯存庫之至少一部分；自地表移動放射性水通過垂直進入鑽孔及至少一個彎曲進入鑽孔，且進入水平鑽孔之有害廢料貯存庫中；且將至少一個密封件安裝於垂直進入鑽孔或彎曲進入鑽孔中之至少一者內。

在可與第三例示實施方案組合之一態樣中，放射性水包括放射性材料。

在可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，放射性材料包括氚、銫或鍶中之至少一者。

在可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，移動放射性水包括將放射性水泵送至水平鑽孔之有害廢料貯存庫中。

可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括，在將放射性水泵送至水平鑽孔之有害廢料貯存庫中之前，混合放射性水與膠結性材料或凝膠。

可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括將放射性水圍封於一或多個有害廢料罐中。

在可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，將放射性水移動至水平鑽孔之有害廢料貯存庫中包括將一或多個有害廢料罐移動至水平鑽孔之有害廢料貯存庫中。

可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括，在將放射性水圍封至一或多個有害廢料罐中之前，混合放射性水與膠結性材料或凝膠。

在可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，一或多個有害廢料罐包括耐腐蝕合金。

可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括將套管安裝於水平鑽孔中；且藉由水泥將套管緊固於水平鑽孔中。

可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括混合放射性水之至少一部分與膠結性聚集體以形成水泥；且在套管與水平鑽孔之間循環所形成水泥。

可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括監測儲存於水平鑽孔之有害廢料貯存庫中之放射性水。

在可與第三例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，監測包括量測接近所儲存之放射性水之水平鑽孔中之β或γ輻射量。

在第四例示實施方案中，有害廢料貯存庫包括自地表朝向包括有害廢料貯存庫的地下區域形成的垂直進入鑽孔；自垂直進入鑽孔朝向或進入地下區域形成的至少一個彎曲進入鑽孔；及自至少一個彎曲進入鑽孔進入地下區域形成的水平鑽孔。水平鑽孔包括經組態以圍封一定體積的自地表移動之放射性水之有害廢料貯存庫之至少一部分。水平鑽孔通過垂直進入鑽孔及至少一個彎曲進入鑽孔，且進入水平鑽孔之有害廢料貯存庫中而形成。貯存庫亦包括安裝於垂直進入鑽孔或彎曲進入鑽孔中之至少一者內之至少一個密封件。

在可與第四例示實施方案組合之一態樣中，放射性水包括放射性材料。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，放射性材料包括氚、銫或鍶中之至少一者。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，將一定體積之放射性水泵送至水平鑽孔之有害廢料貯存庫中。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，將一定體積之放射性水與膠結性材料或凝膠混合。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，將一定體積之放射性水圍封於一或多個有害廢料罐中。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，一或多個有害廢料罐儲存於水平鑽孔之有害廢料貯存庫中。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，經混合之一定體積之放射性水及膠結性材料或凝膠圍封於一或多個有害廢料罐內。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，一或多個有害廢料罐包括耐腐蝕合金。

可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括安裝於水平鑽孔中之套管；及緊固水平鑽孔中之套管的水泥。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，水泥包括與膠結性聚集體混合的放射性水之至少一部分。

可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣進一步包括井下監測系統，其經組態以監測儲存於水平鑽孔之有害廢料貯存庫中之放射性水。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，監測系統經組態以量測接近所儲存之放射性水之水平鑽孔中之β或γ輻射量。

在可與第四例示實施方案之前述態樣中之任一者組合的另一態樣中，監測系統包括電線或光纖電纜，其定位於水平鑽孔之至少一部分中以量測β或γ輻射量。

已描述數個實施方案。儘管如此，應理解，可在不脫離本發明之精神及範疇的情況下進行各種修改。舉例而言，本文中所描述之實例操作、方法或過程可包括比所描述彼等更多或更少的步驟。另外，此類實例操作、方法或過程中之步驟可以與圖中所描述或所說明之步驟不同的順序進行。因此，其他實施方案係在以下申請專利範圍之範疇內。

100:有害材料儲存貯存系統 102:地表 104:鑽孔 106:實質上垂直部分 108:弧形或彎曲部分 110:實質上水平部分 112:表面層 114:移動水層 116:不可滲透層 118:儲存層 120:表面套管 122:產生套管 126:罐 130:水泥 134:鑽孔密封件 140:回填材料 145:有害材料 150:回填材料 200:有害材料儲存貯存系統 202:地表 204:鑽孔 206:實質上垂直部分 208:弧形或彎曲部分 210:實質上水平部分 212:表面層 214:移動水層 216:不可滲透層 218:儲存層 220:表面套管 222:產生套管 224:管 226:放射性液體 230:水泥 232:有害材料 234:鑽孔密封件 300:有害材料儲存貯存系統 302:地表 304:鑽孔 306:實質上垂直部分 308:J形區段部分 310:實質上水平部分 312:表面層 314:移動水層 316:不可滲透層 317:儲存區域 319:儲存層 320:表面套管 321:遠端 322:產生套管 326:罐 330:水泥 334:鑽孔密封件 340:傾斜部分 400:有害材料儲存貯存系統 402:地表 404:鑽孔 406:實質上垂直部分 408:J形區段部分 410:實質上水平部分 412:表面層 414:移動水層 416:不可滲透層 417:儲存區域 419:儲存層 420:表面套管 421:遠端部分 422:產生套管 424:管 426:放射性液體 430:水泥 434:鑽孔密封件 440:傾斜部分 500:經工程改造之屏障系統 502:母岩層 504:水泥 506:套管 508:回填材料 510:罐外殼 512:罐回填物 514:放射性材料 550:經工程改造之屏障系統之另一部分 570:圖 572:圖 576:圖 578:圖 600:熱特性測試系統 602:鑽孔 604:鑽孔 606:實質上垂直部分 608:弧形部分 610:實質上水平部分 612:地下層 614:地下層 616:不可滲透層；地下層 618:儲存層；地下層 620:套管 622:套管 626:井下加熱器 630:水泥 636:纜索 638:感測器 640:第二水平鑽孔 642:第二垂直鑽孔 644:第二指向性鑽孔 646:監測控制系統 700:圖 800:圖 805:圖 810:圖 900:圖 1200:圖 1300:控制器 1310:處理器 1320:記憶體 1330:儲存裝置 1340:輸入/輸出裝置 1350:系統匯流排

圖1為根據本發明之包括經工程改造之障壁的有害材料儲存貯存庫之例示實施方案的示意性說明。

圖2為根據本發明之用於放射性液體之有害材料儲存貯存庫之例示實施方案的示意性說明。

圖3為根據本發明之包括經工程改造之障壁的有害材料儲存貯存庫之另一例示實施方案的示意性說明。

圖4為根據本發明之用於放射性液體之有害材料儲存貯存庫之另一例示實施方案的示意性說明。

圖5A-圖5B為根據本發明之用於有害材料儲存貯存庫之經工程改造之障壁的示意性截面說明。

圖5C-圖5F為根據本發明之用於有害材料儲存貯存庫之經工程改造之障壁之一或多個量度或準則的圖示。

圖6A-圖6D為根據本發明之用於有害材料儲存貯存庫之熱特性測試系統之示意性說明。

圖7-圖12為根據本發明之用於有害材料儲存貯存庫之熱特性測試系統之一或多個量度或準則的圖示。

圖13為根據本發明之控制器(或控制系統)的示意性說明。

100:有害材料儲存貯存系統

102:地表

104:鑽孔

106:實質上垂直部分

108:弧形或彎曲部分

110:實質上水平部分

112:表面層

114:移動水層

116:不可滲透層

118:儲存層

120:表面套管

122:產生套管

126:罐

130:水泥

134:鑽孔密封件

140:回填材料

145:有害材料

150:回填材料

Claims

一種有害材料貯存庫，其包含：鑽孔，其自地表至包含地質層之地下區域中形成，該鑽孔包含垂直部分及藉由過渡部分耦接至該垂直部分之非垂直部分，該非垂直部分包含用於有害廢料之儲存體積；套管，其安裝於該地質層與該鑽孔之間，該套管包含一或多個金屬管狀區段；至少一個罐，其定位於該鑽孔之該非垂直部分之該儲存體積中，該至少一個罐經設定尺寸以圍封有害材料之一部分且包含由非腐蝕性金屬材料形成之外殼；及回填材料，其插入至該鑽孔之該非垂直部分中以填充該至少一個罐與該套管之間的該儲存體積之至少一部分。
如請求項1之有害材料貯存庫，其中該有害材料包含放射性材料廢料。
如請求項1之有害材料貯存庫，其中該非腐蝕性材料包含有包含鎳、鉻或鉬中之至少一者的合金。
如請求項1之有害材料貯存庫，其中該套管包含碳鋼合金。
如請求項1之有害材料貯存庫，其中該回填物包含自該地表泵送至該鑽孔之該非垂直部分中之漿料以填充該至少一個罐與該套管之間的該儲存體積之該部分。
如請求項1之有害材料貯存庫，其中：該儲存體積在開始於將該至少一個罐置放至該儲存體積中之第一時間段期間處於氧化環境狀態下，該儲存體積在開始於該第一時間段結束時之第二時間段期間處於第一還原環境狀態下，該儲存體積在開始於該第二時間段結束時之第三時間段期間處於第二還原環境狀態下，該儲存體積在開始於該第三時間段結束時之第四時間段期間處於第三還原環境狀態下，及該儲存體積在開始於該第四時間段結束時之第五時間段期間處於第四還原環境狀態下。
如請求項6之有害材料貯存庫，其中：該至少一個罐在該第一時間段期間包含約2 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第一時間段期間包含約20 µm/年之腐蝕速率，該至少一個罐在該第二時間段期間包含約2 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第二時間段期間包含約4 µm/年之腐蝕速率，該至少一個罐在該第三時間段期間包含約1 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第三時間段期間包含約2 µm/年之腐蝕速率，該至少一個罐在該第四時間段期間包含約0.1 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第四時間段期間包含約1 µm/年之腐蝕速率，及該至少一個罐在該第五時間段期間包含約0.1 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第五時間段期間包含約1 µm/年之腐蝕速率。
如請求項1之有害材料貯存庫，其中該地質層所處於之深度中之流體靜壓力足夠大以防止水沸騰，或該地質層包含高度還原性之孔隙水，或該地質層包含孔隙水缺氧之岩石，或該地質層包含完全飽和岩層。
如請求項1之有害材料貯存庫，其中該有害材料貯存庫之熱負荷藉由該儲存體積內之該至少一個罐之間距控制。
如請求項1之有害材料貯存庫，其中該至少一個罐包含藉由施加表面處理或塗層形成的保護膜。
如請求項1之有害材料貯存庫，其進一步包含置放於該套管中之預定位置處之一或多種膨脹吸收物。
如請求項1之有害材料貯存庫，其中該套管包含經工程改造之填充物以控制腐蝕，且該經工程改造之填充物包含基於膨潤土之漿料以控制腐蝕。
一種用於形成用以有害材料貯存庫之經工程改造之屏障系統的方法，其包含：自地表至包含地質層之地下區域中形成鑽孔，該鑽孔包含垂直部分及藉由過渡部分耦接至該垂直部分之非垂直部分，該非垂直部分包含用於有害廢料之儲存體積；於該地質層與該鑽孔之間安裝套管，該套管包含一或多個金屬管狀區段；將至少一個罐定位於該鑽孔之該非垂直部分之該儲存體積中，該至少一個罐圍封有害材料之一部分且包含由非腐蝕性金屬材料形成之外殼；及將回填材料插入至該鑽孔之該非垂直部分中以填充該至少一個罐與該套管之間的該儲存體積之至少一部分。
如請求項13之方法，其中該有害材料包含放射性材料廢料。
如請求項13之方法，其中該非腐蝕性材料包含有包含鎳、鉻或鉬中之至少一者的合金。
如請求項13之方法，其中該套管包含碳鋼合金。
如請求項13之方法，其中該回填物包含自該地表泵送至該鑽孔之該非垂直部分中之漿料以填充該至少一個罐與該套管之間的該儲存體積之該部分。
如請求項13之方法，其中：該儲存體積在開始於將該至少一個罐置放至該儲存體積中之第一時間段期間處於氧化環境狀態下，該儲存體積在開始於該第一時間段結束時之第二時間段期間處於第一還原環境狀態下，該儲存體積在開始於該第二時間段結束時之第三時間段期間處於第二還原環境狀態下，該儲存體積在開始於該第三時間段結束時之第四時間段期間處於第三還原環境狀態下，及該儲存體積在開始於該第四時間段結束時之第五時間段期間處於第四還原環境狀態下。
如請求項18之方法，其中：該至少一個罐在該第一時間段期間包含約2 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第一時間段期間包含約20 µm/年之腐蝕速率，該至少一個罐在該第二時間段期間包含約2 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第二時間段期間包含約4 µm/年之腐蝕速率，該至少一個罐在該第三時間段期間包含約1 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第三時間段期間包含約2 µm/年之腐蝕速率，該至少一個罐在該第四時間段期間包含約0.1 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第四時間段期間包含約1 µm/年之腐蝕速率，及該至少一個罐在該第五時間段期間包含約0.1 µm/年之腐蝕速率，且該套管在該第五時間段期間包含約1 µm/年之腐蝕速率。
如請求項13之方法，其中該地質層所處於之深度中之流體靜壓力足夠大以防止水沸騰，或該地質層包含高度還原性之孔隙水，或該地質層包含孔隙水缺氧之岩石，或該地質層包含完全飽和岩層。
如請求項13之方法，其中該有害材料貯存庫之熱負荷藉由該儲存體積內之該至少一個罐之間距控制。
如請求項13之方法，其中該至少一個罐包含藉由施加表面處理或塗層形成的保護膜。
如請求項13之方法，其進一步包含在該套管中之預定位置插入一或多種膨脹吸收物。
如請求項13之方法，其中該套管包含經工程改造之填充物以控制腐蝕，且該經工程改造之填充物包含基於膨潤土之漿料以控制腐蝕。