甘肃北山高放废物地质处置库关闭后安全评价

【摘要】：安全评价是建立放射性废物地质处置安全信心的关键,也是处置库选址和设计的重要支撑。本文以拟建于甘肃北山预选区的高放废物处置库为研究对象,开展处置库关闭后的长期演变情景研究;运用理论分析和数值模拟等研究手段,开展处置库关闭后安全评价研究,并进行不确定性分析和处置库工程设计优化研究。主要结论如下:(1)在特征、事件和作用过程(FEPs)分析和预期演变描述的基础上,构建了处置库关闭后放射性核素释放及迁移的正常演变情景:假设处置库关闭后1000年废物罐失效,核素穿过缓冲层后随地下水释放并迁移。根据处置库关闭后未来演变发生的可能性,构建了处置库关闭时废物罐破损情景、场址上未探查到围岩中若干快速水力通道情景、地震导致缓冲层出现快速水力通道情景、地震导致缓冲层和围岩同时出现快速水力通道情景这四类典型非正常演变情景。(2)根据北山预选区场址条件和地下水迁移特性,对处置库关闭后的正常演变情景,进行评价模型构建和安全分析。结果表明,拟建于北山预选区新场、沙枣园、算井子这三个地段的拟处置60,000个废物罐的处置库,100万年内个人有效剂量最大值分别为0.0016mSv/a、3.93×10~(-8) mSv/a、0.017 mSv/a,均低于国际辐射防护委员会(ICRP)的剂量限值0.3mSv/a,符合高放废物地质处置库的安全要求。(3)以拟建于新场地段的处置库为研究对象,对非正常演变情景进行建模和分析,结果表明,在四类典型非正常演变情景条件下,处置库仍能满足安全要求。对工程屏障和天然屏障的参数分别进行不确定性分析,结果表明,参数的不确定性对安全评价结果影响较大。情景分析和参数的不确定性分析结果表明,在场址调查和实验室研究中,应关注对渗透系数、水力梯度、分配系数等关键参数的调查,应重视对深部裂隙分布和导水构造的识别,以及对场址范围内构造活动性的鉴定和隐伏构造的识别,以减少处置库关闭后核素运移和非预期事件干扰的不确定性,提高安全评价置信度。(4)以拟建于新场地段的处置库为研究对象,利用蒙特卡罗随机模拟方法,开展安全评价对处置工程设计的优化研究。假定渗透系数大于或等于4.11×10~(-7)m/s的导水节理带(裂隙带)为快速水力通道,在考虑完整围岩对核素阻滞的基础上,计算出处置坑对快速水力通道的安全避让距离至少为7 m;与此同时,在假定处置坑紧邻的完整围岩出现快速水力通道的条件下,考虑缓冲材料对核素的阻滞,计算认为缓冲层厚度达到33 cm能够满足处置的安全需求,而无需增加缓冲层厚度。