谢龙龙， 李洪辉， 赵帅维， 武海花， 张冰焘

(中国辐射防护研究院， 太原 030006)

截至2020年4月底，中国大陆在运核电机组47台，年发电量位列全球第3；在建核电机组15台，规模居世界首位[1]。核电站在运行和退役过程中不可避免会产生放射性废物。根据环境保护部、工业和信息化部、国防科技工业局三方联合发布的2017年第65号公告《放射性废物分类》[2]，“原则上，低水平放射性废物(低放废物)、中水平放射性废物(中放废物)和高水平放射性废物(高放废物)对应的处置方式分别为近地表处置、中等深度处置和深地质处置。”然而当处置库工程屏障失效后，将可能发生放射性核素的溶解、扩散与迁移，因此，查明放射性核素是否能迁至生物圈造成危害，是人们所关注的重点内容。

目前，中国在放射性废物处置方面与法国、瑞典等国家尚有一定的差距。广泛调研了国内、外放射性废物处置的工作进展，并从关键核素种类、黏土岩类型、具体迁移研究方法和设备方面，总结了当前国内、外对于放射性核素迁移特征的研究进展，并对今后中国放射性废物处置工作提出了相应的建议。

1 核素迁移研究对象与机理

1.1 核素迁移重点关注的核素类型

在放射性废物的处理与处置中，需要关注的主要是锕系元素、裂变元素和一些被中子活化的放射性核素。表1列出了核素迁移所研究的关键核素及其来源。

表1 废物分类及其部分关键核素Table 1 Waste classification and some key nuclide

1.2 迁移机理

1.2.1 放射性核素在孔隙材料中迁移机理

放射性核素在多孔隙材料中进行迁移时会包含扩散、对流及弥散等行为，扩散行为主要来自于核素浓度梯度上的差异，对流及弥散作用起因为介质的非均匀性造成地下水流速与路径的差异性，包含水流于孔隙通道中流动所受摩擦力的影响、水流于孔隙通道间流动所造成的速度差及水流路径长短的差异影响(图1)，而化学传输主要是来自于污染物与介质之间的相互转变作用，如吸附反应、错合及沉淀反应等，并与核素和介质本身化学性质相关。

图1 弥散行为在孔隙介质中产生的原因Fig.1 Reasons for dispersion behavior in porous media

其中核素在孔隙介质中的扩散主要通过多孔材料进行(图2)。1)总孔隙包括：层间孔隙、扩散层孔隙和自由层孔隙； 2)所有的孔隙，水和阳离子都能进入； 3)由于排斥效应，阴离子不能进入层间孔隙，少量阴离子能够进入扩散层孔隙； 4)阴离子的主要扩散路径为自由层孔隙[3-4]。

图2 多孔介质孔隙图Fig.2 Pore diagram of porous media

1.2.2 放射性核素在裂隙材料中迁移机理

裂隙岩体包括岩石基质和裂隙，需要同时研究核素在裂隙和岩石基质中的迁移(图3)。主要表现在：1)核素在裂隙中的对流；2)核素在裂隙与基质中的弥散(包括机械弥散和分子扩散)；3)核素与裂隙面产生离子交换与吸附；4)核素的放射性衰变等。由于岩石裂隙中流速较大，因此对流为主要方式；而在岩石基质中弥散占优。

图3 裂隙网络中核素迁移模型Fig.3 Nuclide migration model in fracture network

综上所述，核素在孔隙和裂隙材料中的迁移存在着一定的差异，根本原因是两种材料结构的不同。在孔隙介质中，核素主要通过其孔隙进行扩散，受浓度梯度差控制。而在裂隙介质中，核素在裂隙介质基质中弥散为主要方式，在裂隙中对流占优。此外，核素在孔隙和裂隙介质中都存在着相应的吸附、沉淀等化学反应以及核素的放射性衰变。

2 国内、外放射性废物处置方法及现状

各个国家由于考虑到其地质条件差异、处置库设计要求不同等因素，对于低中放废物的处理方式以及高放废物深地质处置库围岩选择有所不同，比如芬兰和韩国将本国所有的低中放废物都进行了中等深度处置[5-6]。德国在放射性废物管理领域的政策是要求将各种放射性废物在深地质层中处置[7]。加拿大对于低放废物和中放废物，均考虑进行深地质处置[8]。表2为目前国内、外放射性废物处置方法及现状[9-12]。

表2 国内、外放射性废物处置方法及现状Table 2 Methods and current status of radioactive waste at home and abroad disposal

3 核素迁移研究方法及现状

核素迁移的研究最早可以追溯到1958年， C.W.Christensen[13]研究高原砂页岩卷状铀矿床的淋积成因理论，引领了核素迁移的研究工作。中国的核素迁移研究工作已有三十余年，起步较晚但成果丰硕。1986年，核工业北京地质研究院[14]与IAEA合作，对回填材料的无机吸附剂进行了一系列的研究。核素迁移研究经过几十年的发展形成了很多成熟的研究方法，被广泛采用的主要有：实验室研究、野外现场研究和数值模拟研究等。

3.1 实验室研究

实验室研究是利用迁移装置对核素从地下处置库内部向外迁移的模拟过程，其优点是可以自由选择地质材料，并通过调节核素类型和浓度、地下水pH等手段较为真实地还原地下场景，主要目的是得到核素在所研究地质材料中的分配和扩散系数等相关物理量。目前应用较为广泛的方法主要有3种，即，扩散池法、毛细管法和土柱法。

3.1.1 扩散池法

优点是操作相对简单，能够模拟核素在水平或垂直方向上从地下处置库内部向外的扩散，且扩散池黏土压实密度跨度广。选取了4个典型的扩散装置，示意图见图4。

A—Paul shererr机构；B—日本原子研究所；C—裂隙材料扩散装置；D—北京大学。图4 不同扩散池法的装置示意图Fig.4 Schematic diagram of different diffusion cell methods

3.1.2 毛细管法

毛细管法实验装置简单但操作技术要求较高，模拟核素垂直方向上(自下而上)的扩散，并且管内黏土压实密度偏低。毛细管法的示意图如图5所示。

图5 毛细管法示意图Fig.5 Schematic diagram of capillary method

田文宇等[28]使用毛细管法研究了离子强度对125I在压实膨润土中的迁移扩散，表明在离子强度0.03～1.00 mol·L-1的范围内，碘离子的Da随着离子强度I的增加而增加，并且Da与I的对数之间存在近似线性关系。张伟华等[29]采用改进的毛细管法研究扩散源液的离子强度、温度、pH值和同位素载体浓度等因素对核素125I在压实北山花岗岩粉中扩散的影响。结果表明：在固液比为20 g·L-1时，碘离子的吸附可以忽略，但扩散速率很快，125I的Da值与扩散温度、源液离子强度、同位素载体浓度呈正相关，扩散速率随溶液pH值升高而降低。

3.1.3 土柱法

土柱实验法模拟核素垂直方向上(自上而下)的扩散。该方法优点是能通过施加压力等技术来缩短实验周期，缺点是操作复杂且重现性相对较差，土柱法的示意图如图6所示。

图6 土柱法示意图Fig.6 Schematic diagram of soil column method

3.2 野外现场实验

20世纪80年代，中国辐射防护研究院(中辐院)与日本原子研究所在太原盆地建立了野外试验场，中辐院李书绅等[32]发现60Co、85Sr和134Cs在非饱和黄土中有很高的分配系数。在REPRO项目：WPDE1工作报告中[33]，在芬兰Olkiluoto的Onkalo地下设施中，使用HTO、22Na+、125I-、36Cl-作为示踪剂，开展单钻孔基质扩散试验，结果表明岩石基质中存在吸附和阴离子排斥作用，因此岩心基质中的孔隙不能用于阴离子扩散。

3.3 数值模拟研究

数值模拟避免了漫长的实验流程，通过建立相应的理论模型，选取所研究的地质资料和试验数据，针对研究核素的迁移特征进行模拟与计算。SKB R-14-19 Connect Flow中的地下水流和反应输运模型技术报告[34]，使用Connect Flow模拟地下水流量的计算和化学物质的运输，每个时间步骤的化学反应均由PHREEQC软件库进行。基于有限体积法，实现了一种新方法来执行溶质向岩石基质中扩散的计算，该新方法允许化学反应和在岩石矩阵中的扩散，新方法还提供了额外的灵活性来定义岩石矩阵的离散化。Jui-Sheng Chen[35]等提出了一个半分析模型，用于建模放射性核素衰变链的三维放射性迁移。可以在任何所需时间同步评估放射性核素衰变链所有成员的三维放射性浓度，作为评估放射性核素长期迁移行为以及环境对放射性核素影响的快速有效的工具。中国辐射防护研究院毛亮[36]等利用GMS计算了放射性核素93mNb、79Se、99Tc、93Zr和126Sn在陇东预选区中百万年尺度的污染迁移过程。模拟结果表明：黏土岩具有低渗透性与强吸附的优点，对核素迁移有着很好的阻滞作用。

4 结论与展望

在放射性废物处置中核素迁移的研究中，对于固体放射性废物所释放的核素随地下水在多孔材料和裂隙材料中的迁移研究，如Opalinus黏土、中国的GMZ膨润土、北山花岗岩等，都已经研究得比较全面，获得了大量的数据和成果。但目前对于中放和高放废物处置开展的工作主要集中在实验室研究与软件模拟条件，许多因素都与真实的地下条件存在差距。尤其是高放废物地质处置安全评价需要考虑上万年时间尺度，给真实场景的演化增加了不确定性。

此外，在安全性分析中，由于放射性废物罐腐蚀或有机物降解以及随后通过地质屏障迁移而产生气体。产生的气体可能会积聚，并且随着压力的增加，它将开始流经工程屏障，最终流经地质屏障[37]。气体运移的机理可能是：扩散、两相流、变形耦合的两相流，可能导致多孔介质破裂，会对核素迁移产生影响。日本核废料管理基金会与研究中心(RWMC)在瑞士 Nagra 的 Grimsel现场实验室进行的“工程屏障的气体渗透试验”(GMT)的研究，瑞典SKB技术研究报告与瑞士NAGRA技术研究报告都曾给出过气体迁移的理论模型与数据。国内关于处置库内气体的产生机理实验及气体在处置库内迁移模拟方面的研究工作较少，未检索到相关报道。主要开展的工作集中在气体在缓冲材料中的渗透性实验研究。

综上所述，提出一些放射性废物处置中核素迁移研究的建议：

1)开展关于放射性核素在受照黏土中的迁移研究

目前放射性核素迁移研究的地质材料多为未经过辐照或经过改性的黏土，但在长期深地质处置过程中，黏土介质会受到高放废物的辐照，因此物理化学性质可能会发生改变。如Pushkareva等[38]发现受到30 MGy剂量辐照的黏土(如蒙脱石和高岭土)比表面积会增大，且微观组成如SiO2和 Al2O3含量会发生变化。中国辐射防护研究院杨仲田团队[39]用红外光谱分析仪、同步热分析仪和X射线衍射仪分析了不同γ辐照剂量(1 000、2 000、3 000、4 000和5 000 KGy)对改性钠基膨润土性能和微观结构的影响。结果表明：在5 000 KGy大剂量γ辐照后，高庙子改性钠基膨润土中某些官能团发生了少量的化学转变，耐热性能有所提高。但国内、外关于放射性核素在受照黏土中的迁移研究很不全面，未来应开展更为系统的工作，为开展高放废物处置场址评价和地质处置物理化学研究提供保障。

2)完善黏土岩核素迁移研究工作

由于中国高放地质处置库围岩类型尚未确定，且国内的放射性核素迁移研究绝大多数集中在花岗岩及其缓冲回填材料上。鉴于内蒙古巴音戈壁盆地塔木素预选区、苏宏图预选区和内蒙古二连盆地川井预选区等3个黏土岩预选区也是中国高放废物处置库的候选围岩。因此对于放射性核素在黏土岩中的迁移研究也很有必要。

3)开展地质处置库中气体迁移的模拟研究

高放废物处置库内气体产生的主要来源有两方面：1)玻璃固化体外包装容器与地下水长时间接触产生的大量的H2；2)直接处置的乏燃料释放出来的放射性气体，如：129I、14C、36Cl和222Rn等。处置库系统内各部件所承受的压力会随着气体(如H2等)不断释放而逐渐增大，当压力达到一定程度时，可能会破坏工程屏障的完整性，诱导围岩产生新的裂缝从而增大岩体的渗透性，气体的产生和迁移会显著影响缓冲回填材料的再饱和时间，从而减少废物体内的核素的释放速率。因此开展气体迁移模拟研究很有必要。