第十一章 放射性废物处置.docx

第十一章 放射性废物处置
第1节 近地表处置
将短寿命低中放废物（SL-LILW）置于地表上或地表下，设置或不设置工程屏障，最后加几米厚的防护覆盖层，或者将废物置于地表下几十米深的洞穴中处置。
目前主要采用混凝土构造的沟壕、窖仓、井筒或地面墓堆。
对短寿命低中放废物处置，一般认为隔离三、五百年就可以达到安全水平。
第1节 深地质处置
深地质处置系指在地下几百米（500-1000m）深的稳定地层中，采用工程屏障和天然屏障相结合的多重屏障隔离体系，将高放废物和长寿命α废物与人类生物圈长期安全隔离的处置方式。目前核工业界已达成共识，深地质处置能提供一种高放废物安全、可靠的处置方法[1]。
[1] Evelyne Bertel et al., Management of Recyclable Fissile and Fertile Materials, Global 2007, Boise, Idaho, Stept. 9-13, 2007, PP. 300-303.
深地质处置目前拟选用的处置岩体类型有：泥岩（粘土、页岩）、岩盐（盐层、盐丘）、结晶岩（花岗岩、玄武岩、片麻岩、辉长岩）等。
高放废物再深地质处置库中有四层屏障与生物圈隔离：
(1) 高放废物本身，高放废物玻璃固化体或乏燃料元件具有很低的浸出率；
(2) 废物的包装钢桶，能阻止放射核素外移；
(3) 回填材料，保证废物与岩石间热和力学性质的连续性，并减少地下水直接与废物罐接触；
(4) 岩石的地质屏障。
第1节 地下深孔处置
目前在石油和天然气工业中，钻几公里深的钻孔已属常规。据最近评估，一个全规模的4公里深的钻孔，可能在5个月内就能建成，花费约为$500万。
基于这种工业技术成就，有人建议在地下几公里的稳定结晶岩层中，钻直径80cm、4km深的钻孔，下部2km放置直径50cm、高4.4m的乏燃料贮存容器（每个容器放置2个PWR乏燃料组件），容器间用膨润粘土塞子隔开。上部2km用粘土或混凝土充填并密封，这样每个深孔可处置400t乏燃料。1GWePWR，每年卸出约20t乏燃料，一个深孔就可以处置20年卸出的乏燃料，全寿期（60年）3个深孔处置就行了。
深孔处置具有明显的优越性：
(1) 从废物处置位置到生物圈迁移途径大大加长。深孔处置比深地质处置库处置的辐射风险小几个数量级；
(2) 在几公里深孔结晶盐中，水分少，孔隙率和渗透性都很低；
(3) 在深孔中任何存在的水都会高盐度，由于结晶岩石密度较高，即使加热，高盐度的水也不可能靠对流上升到上层新鲜水中；
(4) 深孔场址比较容易找到。海洋底部也有合适的主岩体，在近海的板块上也可能已找到合适的场址。
但是深孔处置还是刚刚提出的概念设想，深孔选址的知识目前很不充足，还有待今后深入研究。高放废物深地质处置，从1957年美国科学院提出设想，到2002年美国参、众两院先后通过了在尤卡山建造地质处置库议案，随后布什总统批准尤卡山为美国核废物最终处置库场址，历时45年的基础研究和场址评价。可见，高放废物深地质处置的艰难。

11.1放射性废物处置概论
11.1.1定义
广义上讲，放射性废物处置包括全部的气载废物、液体废物及固体废物的处置。前两者通常是指将经过处理合格的废气或废水排放到大气或水体的过程；而后者则是是为了减少放射性废物对人类和环境的危害，把经过整备处理的放射性废物（如高放废液的固化体等）放置在一个不可回取的、有多重屏障的专门设施中，保证放射性核素衰变到安全水平之前与人类生物圈隔离所采取的措施。本章所涉及放射性废物处置主要是指固体废物的处置，同时简要介绍适于中放废液处置的水力压裂法。
放射性废物处置包括如下要点：
(1) 被处置的对象为符合处置要求的废物包；
(2) 需要按审管要求在选定的场址上建设处置设施；
(3) 废物处置必须经过审管部门批准；
(4) 处置意味着不打算回取废物；
(5) 处置系统的功能是保持废物与人类环境长期隔离，包括限制废物中的放射性核素向环境释放、保护废物不受环境过程的干扰两方面内容。
11.1.2处置原理
放射性废物的处置原理包括贮存衰变和迁移与扩散两种Chapman,N.A.,McKinley,I.G., 著.核废物地质处置[M].北京：原子能出版社，1992.
。
所谓贮存衰变通称为“包容” (或浓集和约束)，就是在所要求的期间内尽量将废物保存在同一个地方，放射性核素经过充分衰变达到无害化水平。近地表处置方法总的包容期可达300年左右，特别适合于含短半衰期核素的低中放废物的处置。经过了这个总的包容期之后，废物中的短寿命核素和长寿命核素均达到极低水平，以致于这些核素进行任何程度的扩散都是可以接受的。
迁移与扩散是让废物通过自然过程以多种形式向环境进行转移，达到稀释的目的，而且稀释后的浓度不存在不可接受的危害。对于含有长寿命核素的高放废物来说，采用这种方法进行处置是有明显可取之处的。因为，它们的浓度通过衰变只会缓慢地减少，而将其长期包容在某一地方必然存在一种潜在的危险。最好的方案就是设计一个系统，先将废物包容一段时期（取决于废物种类），然后允许其进行缓慢的迁移与扩散。
11.1.3处置方案及处置场地
不同种类的废物，采用不同的处置方法。IAEA推荐，短寿命低中放废物（SL-LILW）采取近地表处置；长寿命低中放废物（LI-LILW）和高放废物（HLW）采取深地质处置。
目前，国际社会的普遍共识是半衰期低于30a的短寿命低中放废物适于近地表处置（5~10m），废物处理的重点是以减容为目的；而长寿命低中放废物（α废物）及高放废物大多倾向于采用深地层处置（500~1000m），强调地下实验室建设和现场试验以及低、中、高放废物的综合处置方式。最近，又提出了中深地层处置场概念，实际上就是将浅埋中、低放废物加深，要求上部有20m厚土壤覆盖，从而降低了这些废物返回人类生活环境的可能性，同时不易受天然灾害影响。处置场关闭后，地面还可以恢复，供其它方面使用。也可以说是类似于洞穴处置的一种形式。
各国在各种场址的选择上，都强调了就地、就近的原则，并在积极研究利用废矿坑、天然溶洞的可能性。根据不同类型的废物的处置要求，分别研究其适用的场地和安全性。当然，处置场地远离人类环境也是十分必要的。
11.1.4国家政策与国际合作
放射性废物的地质处置必须取得国家政府的支持及社会民众认可。因为放射性废物的处置有关千秋万代的人类健康，要求高、耗资大、周期长、涉及的学科面广，多采用系统工程方法加以分析和提出对策，没有政府在政策上的支持及资金方面的保障是很难实施的。另一方面，处置场的建设、运行等如得不到当地民众的理解与接受，也不可能顺利实施。
目前国际上一致认为每个国家在道义和法律上都应对自已的核废物负责，因此主张所有核废物都将在相关国家中得到妥善处置。现在，高放废物的处置都已被纳入各国的国家战略之中。然而，放射性废物的地质处置是一个涉及因素多、持续时间长、风险高的系统工程，所以，有核国家应该共享地质优势、技术成果及以往的经验教训等，加强国际交流与合作。这样既可以节约资金、促进技术的迅速发展，又能够充分利用适于进行地质处置的地质条件，降低环境风险。有些国家产生的高放废物量不多，没必要建设地质处置库；有些国家没有适于建设国家地质处置库的地质条件，这些国家更倾向于国际合作，共享具有经济优势的多国处置库顾忠茂.核废物处理技术[M].北京：原子能出版社，2009.
。
1998年，IAEA出版了一份技术文件，指出了在实现多国处置库概念过程中应考虑的主要因素，包括技术（安全）、机构（法律、安全保障）、经济、社会政治（公众接受）和道德方面的问题IAEA. Developing multinational radioactive waste repositories: infrastructural framework and scenarios of cooperation[R]. IAEA-TECDOC 1413, Vienna:IAEA, 2004.
。并于2004年给出了多国处置库的结论及推荐意见。
应当指出，从技术、经济、安全、环境等方面考虑，多国处置库的建设和运营均具有明显的优势，但是从社会、政治层面考虑，问题将会变得十分复杂。各国从其自身的政治利益出发，有可能使多国处置库问题陷入长期的外交谈判中。由于对放射性的害怕，对可能被选为处置库东道主国家的公众接受将是一个更加困难的问题。
11.1.5建设周期及资金保障
地质处置库建设周期较长，所需经费较大。据美国经验，建设一个浅埋处置场需5年，而高放废物处置场则需二、三十年研究和建设期。
截止2002年，美国、法国、加拿大、日本等世界上主要有核国家均对处置库的建设成本进行了分析，预测结果见表11-1。
从表中数据可以看出，尽管各国处置的规模不同、概念设计不同、处置条件不同、估算假设不同，导致所得的单位处置成本结果有一定的差别，但整体上还是反应出一定的规律。如高放废物地质处置库的建设成本多在几十甚至几百亿美元，而每吨重金属（tHM）的单位处置成本在十几到几十万美元之间，多数集中在50~80万美元/tHM之间。
表11-1 一些国家废物管理成本有关数据表
国家
处置对象
数量
围岩
估算的总成本
单位成本(万美元/tHM)
捷克
乏燃料
3724tHM
花岗岩
469亿捷克克郎
47.8
芬兰
乏燃料
5600tHM
花岗岩
25亿欧元
53.0
瑞典
乏燃料
7800 tHM
结晶岩
320亿瑞典克郎
47.5
美国
乏燃料为主
97000 tHM
凝灰岩
575亿美元
59.3
斯洛伐克
乏燃料
2500tHM
结晶岩
沉积岩
752亿
斯洛伐克克郎
86.4
日本
后处理的
固化体
32000tHM
硬质岩石
软质岩石
27489亿日元
28610亿日元
73.0
76.0
瑞士
后处理固化体或固化体+乏燃料
共3000tHM
1200tHM已确定后处理, 其余待定

粘土
29亿瑞士法郎
74.6

英国
后处理的固化体
+乏燃料
约10620tHM
4700t乏燃料
7400罐固化体
按坚硬岩石估算
50亿英镑

78.8
法国
后处理的固化体
80000m3(B)
6000m3(C)
粘土岩或花岗岩
150亿欧元
未计算
加拿大
CANDU乏燃料
73000tHM(3.7百万束)
结晶岩
162亿加元
16.7
另外，各国还对本国处置库的成本组成进行了统计分析，内容包括研发、建库、废物罐、运行费及关闭费用等，具体见表11-2。
表5-3　世界各国处置库费用组成统计表
国家
费用/比例
处置库费用
研发
建库
废物罐
运输
运行
封闭
其它
总计①
美国
亿美元
65.8
54.9
132.9
68.0
158.9
8.2
86.5
575.2
比例(%)
11.4
9.5
22.4
11.8
27.6
1.4
15.0
100.0
瑞典
十亿克朗
7.7
17.5
19.6
3.5

5.6
45.5
比例（%）
17②
38.5②
43.1

12
100
斯洛伐克
百万SK
93.2
202.1
105.0

163.0
32.6

752
比例（%）
12.3
26.8
14.0

21.7
4.3

100
日本
百亿日元
33.8
95.5
71.5
8.2
80.6
289.1
比例（%）
11.7
33.0
24.7
2.8
27.8
100
各国
比例范围
11.4~
17.0
31.9~40.8
21.7~39.4
1.4~4.3
1~27.8

注：①表中的总经费不含暂存、核电站退役及中低放处置经费。
②瑞典研发经费中含对中低放处置的研发成本,建库经费包含运行与封闭成本。
从表中数据可以各国在经费构成方面有许多共性，主要表现在如下几方面：
（1）研发经费约占10%以上；
（2）建库和包装材料约占30~40%左右，如果设计概念中对人工屏障要求较高，则废物包装材料成本比例相应提高，如美国和瑞典的处置库；
运行运输经费在20~40%左右，关闭经费约10%以下。
为确保建设资金，国际通行的方法是建立法定的筹资机制和标准。在充分考虑专家意见基础上，建议我国高放废物地质处置的资金筹措应当采取2种渠道：一是从核电的电费中提取，这部分费用主要是用于核电站产生的高放废物的最终处置；二是由政府财政支出，其主要用途是处置核军工产生的高放废物以及公益性单位产生的高放固体废物。
除意大利由政府负责外，比利时、英国、法国则由废物产生者承担。美国、瑞士、瑞典、荷兰、芬兰、德国、加拿大等都通过电税电价由电力公司提供，平均每度电增加0.2~0.4厘(美元)。
11.2低中放废物近地表处置
11.2.1低中放废物近地表处置发展概况
低中放废物近地表处置是在具有几米厚的防护覆盖层的地表上或地表下、或者在地表下几十米的岩洞中处置废物。这种处置可带有工程屏障，也可不带工程屏障。
国际社会公认，包括90Sr和l37Cs等半衰期小于30a的短寿命放射性废物，以及不超过规定比活度限值的长寿命核素可统称为低中放废物，适于近地表处置。一般要求其处置系统的有效期为 300～500a，即相当于主要的短寿命核素10个以上半衰期的期限。实际上由于地质屏障的作用，有效隔离期限会更长一些。低中放废物置所要求的隔离程度并不是零释放，而是指不会导致不可接受的释放水平。
最初的放射性废物处置始于20世纪初期，主要是采用简单就地填埋的方式处置放射性物质加工产生的放射性废物。直至20世纪40年代，才开始真正意义上的大规模的放射性废物处置，主要处置方式有海洋处置和陆地简单浅埋处置两种方式。
所谓放射性废物海洋处置，是将科研、医疗、核燃料循环中产生的各种低放废物的水泥固化体或沥青固化体，装在特制的金属桶中倾倒入海洋里的一种方式。采用这种方式进行放射性废物处置的国家主要有美国、英国、荷兰、比利时、瑞士、法国、前苏联、日本及韩国等。在 1946～1982 年的 36 年中，估计约有相当于 63PBq的放射性废物倾倒入太平洋和大西洋的 50 多个地区。
截止目前，人们既没有发现过去的低放废物海洋倾倒对环境造成危害，也没有充足证据证明放射性废物的海洋倾倒确实无害。所以，对放射性废物海洋处置的环境影响仍然是一个未知数。但鉴于人们对放射性物质所能造成危害的认识的深入，意识到放射性废物需要与环境长期隔离。1983年，伦敦倾废公约第七次缔约国协商会议通过决议，实行自愿停止放射性废物的海洋倾倒。
陆地浅埋也即浅沟埋藏，最早是由美国联邦政府建造的。用于核武器研制和与之相配套的核燃料生产过程中所产生的放射性废物，称为军工放射性废物处置场。这些早期处置场，在建造时并未预料到会发生核素迁移，也很少去关注废物的包装方式、浅埋场的水文和地质特征、浅埋沟的回填和覆盖等。处置的效果完全取决于处置场址本身的自然条件，所以可称其为“场址决定型”处置或“简易近地表处置”。经验表明，这种处置方式易发生处置场的下沉或塌陷，产生“澡盆现象”，导致放射性核素的浸出和向外迁移。
具有现代意义的近地表处置始于1969年的法国芒什处置场的运行。该处置场初期在浅沟中放置塑料和沥青垫衬，后又发展成混凝土构筑物水泥浇注回填的一体化工程设施，有严格的回填、覆盖和排水设施。这种处置方式不仅依赖于场址本身、也依赖于一系列工程措施，具有天然和工程等多重屏障，被称为“多重屏障处置”或“工程近地表处置”。
此外，近年来一些国家还开展了介于近地表处置与深地质处置之间的岩洞处置活动，包括为废物处置而专门开挖的岩洞，和充分利用天然岩洞及废矿井等两种类型。
在上世纪80 年代，低中放废物处置技术进入优化发展的阶段。 在充分考虑场址自然条件的基础，以安全处置为目标，从系统的角度设计和评价低中放废物处置方案，优化处置结构，提出了适宜于不同自然条件的各种近地表处置工程方案。 在保证安全目标的前提下，实现废物处置的经济性。
据统计，世界上136个低中放废物处置设施中，工程近地表处置场占67%，简易近地表处置场占22%，岩穴处置库占7%，地质处置库占4%罗上庚.放射性废物处理与处置[M].北京：中国环境科学出版社，2007.
。几个典型低中放废物近地表处置场情况见表11-？。
表11-？几个典型低中放废物处置场情况
名称
La Manche
忙什
L’Aubu
奥布
Drigg
德里格
Rokkasho-Mura
青森县六所村
El Cabril
埃尔卡伯里尔
Forsmark
福斯玛克
国家
法国
英国
日本
西班牙
瑞典
地址
与阿格厂毗邻，距英国300km
离巴黎200km奥布省苏莱纳村
温茨凯尔西南6km，离海岸1km
北部青森县
马德里南400km
接近Forsmark核电厂
基本
构造
工程近地表处置库
工程近地表处置库
简易-工程近地表处置库
工程近地表处置库
工程近地表处置库
近海岸海底岩层（花岗岩）处置库
运行
情况
1969.1
~1994.6
~1992.1
1959~
1992.12~
1992~
1988.4~
占地
面积
14hm2
90 hm2(其中30 hm2处置废物)
40 hm2
290 hm2
20 hm2(实用2 hm2)

处置
容量
535 000m3
1 000 000 m3
800 000 m3
40 000 m3(Ⅰ期)
400 000 m3(Ⅱ期)
50 000 m3
(100 000 m3)
100 000 m3
处置
情况
混凝土槽坑放置8各大混凝土容器(二层)浇盖板，上层再堆放200L废物桶，上盖1~1.5m土，覆土植被
开始建设，混凝土槽24m×21m×6m，上面有可移动账房，避免雨水进入
1988年前简易沟处置废物，1988年改建成新工程近地表处置场
地表下14~19m深处，混凝土构筑物，贮存单元：24m×24m×6m
1986年开始选址，1990年开始建造，1992年投入运行，拂过奥布式构筑
有斜井通入海底库中，两种混凝土形式160m×(10~18)m×4m和φ30×70m
使用
年限
25a
50a
直至2050a
40a
25a
25a
建造
投资
1.5亿法郎(60年代价)，关闭费8700万美元
2.67亿美元
—
10亿美元
6710万美元
1.51亿美元
处置
费用
运行费3 000万美元/a(1990年价)
运行费4 000万美元/a，(2亿法郎/a)
—
—
400万美元/a
270亿美元
控制期
300a
300a
—
300a
300a
300a
收费
标准
480~1 480美元/m3
1 600美元/m3
20~290英镑/m3
—
1 030~3 300美元/m3
2 300~4 500美元/m3
监管
部门
ANDRA国家放射性废物管理局
NDA所有BNFL经营
日本科技厅日本原子力安全委员会
ENRESA西班牙放射性废物管理公司
SKB瑞典核燃料和废物管理公司
关闭和关闭后照管费用
16 500万美元
—
—
—
800万美元
1 400万美元
11.2.2低中放废物近地表处置多重屏障原则
11.2.2.1低中放废物处置的多重屏障原则及系统组成
IAEA 总结了各国低中放废物处置的经验教训, 同时吸收了高放废物处置研究中发展起来的多重屏障概念, 从上世纪80 年代初开始逐渐形成了低中放废物处置多重屏障原则, 它对低中放废物处置的安全提供了有力的保证。此外, 国际核安全咨询组在 1991年报告中针对核电站安全问题系统地提出了纵深防御原则, 它对进一步丰富和完善低中放废物处置多重屏障原则起了重要的借鉴作用。
以近地表处置为例，整个低中放废物处置系统应由以下几个相对独立的部分组合而成：
①废物体；
②废物包装容器；
③处置单元构筑物；
④覆盖层；
⑤处置场地质和水文地质单元。
上述各部分的组合，构成一个多重屏障系统。其中，废物体、废物包装容器、处置单元构筑物和覆盖层构成工程屏障；相对封闭的地质体构成天然屏障。一般来说, 废物体和废物包装容器的屏障能力是由废物产生单位提供的；而处置单元构筑物和覆盖层以及地质体的屏障能力则是由处置场选址、设计、建造和运行单位提供的。后来人们发现，在处置场关闭后对处置场施行有组织的控制(institutional control) 能提供补充的屏障能力，如建立围墙、控制出入、检查维护、环境监测等。我们把这种屏障叫做管理屏障。天然屏障在处置场工程寿期结束后仍然起作用； 工程屏障作为一个整体可在整个工程寿期内起作用；管理屏障主要在工程寿期内的前期起作用。
11.2.2.2多重屏障系统的特性和效能
低中放废物处置的多重屏障系统不是各个屏障的堆积，它的总体效能也不等于各个屏障的叠加。多重屏障系统具有整体性，它的内部结构存在层次性和互补性，它的效能具有动态性和可预测性。
系统的整体性要求来源于系统的安全目标。低中放废物处置系统的安全目标是达到国家规定的总体效能指标，包括总屏障能力指标(可用剂量标准和危险标准表示)和耐久性要求(可用寿期表示)。 为了使一个特定的处置系统达到其总体效能要求，应在各子系统之间合理分配效能指标。IAEA 建议的可应用于地质环境、处置库和废物等各子系统的效能评价准则，为进一步的考虑提供了基础。应当指出，为了实现整个系统的总体效能指标，没有必要过分地扩展某些子系统或单个屏障的阻隔能力，否则会造成不必要的浪费。此外，为了增进系统的广泛适应性，甚至可以适当放宽对某些子系统的效能要求，而以加强另外一些子系统的效能作为补偿。
如前所述，在许多情况下处置系统失效而产生辐射照射的途径是由于水的入渗所引起的放射性核素的释放和迁移。因此可以将各个屏障按其功能划分为隔水屏障和放射性核素滞留屏障两个基本层次。隔水屏障有顶部覆盖层、混凝土构筑物、某些回填材料、废物包装容器以及其它防排水措施；滞留屏障有废物体、回填材料、包气带岩土介质和含水层岩土介质等。从多重屏障系统发挥其功能的实际过程来说，隔水屏障好比第一道防线，滞留屏障好比第二道防线，它们的位置相互交错，功能相互补充，构成了一个纵深防御体系。在同一功能的屏障之间也分层次，也有互补性。多重屏障系统的设计是按分层互补原则进行选择和配置的。
各子系统并非同步失效，使多重屏障显出动态性。但这并不妨碍系统总体效能的预测。多重屏障系统总体效能的可预测性是建立在安全评价方法学的基础之上的。安全评价方法学是对废物处置系统的总体效能进行定量分析的手段。它的出现标志着多重屏障地理论与技术水平发展到了一个新的高度。安全评价不完全 是对现成设计的被动式评价，更不局限于在处置场建成以后的事后评价，它更多的是主动的和事前的评价。它是完善废物处置安全系统工程的有力工具。
11.2.3低中放废物处置的技术安全原则
低中放废物处置的多重屏障原则必须进一步具体化为各项技术安全原则, 以增加其可操作性。这些技术安全原则在有关的技术标准中都有明确规定并做了详尽的发挥。主要的技术安全原则：
(1) 选址准则；
(2) 工程屏障和地质屏障互补性原则；
(3) 处置工程与邻近的其他工程相互影响评价；
(4) 废物包接收准则；
(5) 混凝土构筑物设计准则与工程寿期；
(6) 废物包堆置的安全要求；
(7) 多重覆盖层设计准则；
(8) 多重防排水系统设计准则；
(9) 回填和覆盖材料的选择；
(10) 功能的可检查性原则；
(11) 监护期的设置及可维修性原则。
由以上技术安全原则的内容可知, 低中放废物处置的多重屏障原则同防护与安全基本原则中的纵深防御原则是一致的。多重屏障可视为纵深防御原则在废物处置中的具体应用, 在应用中也显露了多重屏障的特点, 即更长的时间尺度, 并因此而增加了问题地复杂性。
已有五十年历史的现代意义的低中放废物处置的实践经验与教训, 和在总结这些经验与教训基础上建立起来的多重屏障原则，都为低中放废物处置的安全性提供了保证。
11.2.4 低中放废物处置的工程模式
鉴于世界各国国情的差异, 采用处置方案也各不相同, 但都考虑了以下几个因素：
1) 本国的具体自然条件；
2) 废物性质和数量以及废物来源的分布；
3）国家对环境保护的要求；
4）技术水平；
5）经济实力；
6）社会公众舆论。
11.2.4.1陆地浅埋处置
低中放废物的陆地浅埋处置包括全地下式、半地下式和全地上式等形式。
按其工程要求又可分为有工程构筑物和无工程构筑物（即裸埋）两种形式。各国根据本国的具体情况灵活采用。
1.全地下式
这是最早采用的一种方式, 直到目前仍有很多国家在沿用。该方法是将废物埋入地下, 覆盖后的上表面与地表标高基本相同或略高。常用的工程模式是壕沟式, 壕沟内做成若干混凝土处置单元，在处置单元内存放废物。也可不建处置构筑物, 把废物直接堆放在沟内。
全地下式的特点是处置构筑物和覆盖层均在地表之下，如果覆盖层施工质量高, 且表面种植与当地相同的植物, 则关闭后的处置场与周围地貌应是没有区别的, 但全地下式要求地下水水位较深, 使处置构筑物底板在地下水水位之上。
2.半地下式
半地下式又称坟丘式, 在工程上与全地下式基本相同, 但壕沟的挖深较浅, 处置构筑物有一部分在地表以上, 或处置构筑物的顶板与地表相齐, 而覆盖层完全在地表之上。这种形式在堆放废物时要求将放射性比活度较高的废物放在下面, 并用砂砾或其它材料充填空隙,上面最好用混凝土浇成地板状, 然后再堆放比活度较低的废物。堆完后用各种回填材料回填覆盖, 覆盖后看起来像个大坟堆。 法国芒什、美国的里奇兰、西谷、橡树岭等都是采用的这种形式, 只不过坟丘高度不同。
3.全地上式
全地上处置方式是将处置构筑物建造在已选定的场址地表面之上, 待装满一层废物后用水泥浆充填空隙以保证构筑物的整体性和稳定性, 当废物填满处置单元后, 浇注混凝土顶板, 使构筑物成为整块长方体, 在所有表面上涂上沥青或塑料粉之类的防水层, 在构筑物下面有集水系统, 以便当覆盖层失去防渗性能时收集任何可能流过处置单元的水分, 并对收集到的水进行检验。在正常情况下, 这些集水系统是干燥的, 是验证工程屏障有效性的一种手段, 更重要的是可借此取得公众对处置安全性的信任。覆盖层应设计成能迅速排除降水。覆盖层由各种回填材料组成, 起到防水作用, 最上面的植被最好与周围的绿色植物混合交融。
全地上式是近二十几年发展起来的新的处置技术, 其优点是：
①不需开挖大量土石方, 可不用大型挖掘机械；
②地面施工较易；
③避免了因地下水上升而形成的渗润现象；
④对大气降水排除较快, 不会形成“浴盆效应”；
⑤处置场退役后场址容易恢复。
其主要缺点有：
①构筑物的稳定性要求比全地下式或半地下式的高, 设计时一定要有安全系数较大的抗震措施；
②覆盖层受周期性气候变化影响大, 风化剥蚀现象严重；
③大量的回填土源难以寻觅, 可能为此增加处置成本。
法国奥布处置场是这种形式的典型代表。
11.2.4.2岩洞处置
岩洞处置大体上是介于陆地浅埋处置和深地质处置之间的一种方法,它是将低中放废物在地表以下几十米深度、不同地质环境和不同类型的岩洞中的处置。
岩洞可以是废矿井、现有人工洞室或天然洞穴，也可以为处置废物而专门挖掘。
在低渗透性的岩石( 如泥质岩、某些结晶岩和蒸发岩 ) 中和在干燥岩洞中的废物处置可不需要工程屏障, 而在具有显著渗透性的岩石( 砂质岩和石灰质岩 ) 中则需设置工程屏障。
岩洞处置最大的优点是占地面积小, 处置设施全部在岩洞中, 地面只有辅助设施。这对国土小, 人口稠密, 地质结构稳定的国家是很适用的。
其缺点是施工和运行难度显然比陆地浅埋大, 由此引起的建造和运行经费也比较大。岩洞处置现有十几个国家在计划或运行之中。
目前，应用岩洞处置较多的方式有废矿井和人工洞穴两种。
1.废矿井处置
废矿井处置是利用已终产或废弃的采矿坑道进行低中放废物的处置。所利用的废矿井有盐矿(德国)、铁矿(德国、瑞典和西班牙)、铀矿(法国、西班牙)、石膏矿(奥地利和瑞士)和石灰石矿(捷克)。
废矿井处置的埋深较大(相对于陆地浅埋而言), 人类活动和动植物侵扰的影响较小, 处置安全性好。另一个优点是处置空间是现成的,还可利用地面上原有的辅助设施, 因此可节省大量的挖掘经费和辅助设施建造经费。
问题是原矿井是从采矿角度设计的, 且在开采过程中地质环境已遭受不同程度的破坏, 不一定符合处置低中放废物的要求。 例如岩石性质、裂隙分布及地下水情况均可能发生变化，原采矿巷道和洞室结构不一定适宜堆放废物, 洞口与地表交汇处封堵难易程度未必能满足安全处置的要求。另外,由于含矿层深度较大及矿产的种类,可能在运输过程和处置过程中给操作人员带来不利影响。
2.人工洞穴处置
人工洞穴是将废物处置在地表下人工挖掘出的洞穴之中, 然后充填空隙,回填空间,封堵等。常用的洞穴形式有五种。
① 隧道形式：在水平巷道内将废物堆满整个巷道断面, 到一定长度后封堵。
② 窑室形式：在水平方向上挖掘一个长方体的空间, 将废物堆满,出口处用回填材料封堵。
③ 筒仓形式：从水平方向向下挖掘一个直径较大的圆柱形空间,废物堆满整个空间, 空隙及顶部用回填材料充填和封顶。
④ 深井形式：从水平巷道向下方或斜下方挖掘直径较小的长孔, 废物包一个接一个地投放下去, 空隙及上部用回填材料充填及封堵。
⑤ 竖井形式：从地表直接向下挖掘深孔,直径较小, 将废物包投掷下去,用水泥浆浇灌空隙,上部用回填材料回填, 回填部分要有足够的高度。
采用人工洞穴处置低中放废物的国家多半是国土狭小,很难找到或者没有合适的浅埋处置场址, 如瑞士、瑞典和韩国等。因此就采用了耗资较大的地下岩洞处置低中放废物的方法。
设在福斯马克(Forsmark) 的瑞典低中放废物处置场就是人工洞穴处置的一个实例, 该处置场位于福斯马克核电站附近的海底下,海水深约5m, 在海床下 60m 左右的硬质岩层中挖掘洞穴, 处置形式为隧道和筒仓两种形式, 见图7－8和图7－9。通过两条平行的长达1km的隧道与地面相连, 一条是工作人员出入通道, 另一条是运输废物的通道, 隧道道壁上有收集渗漏水和裂隙水的管路系统, 隧道底两侧有集水明沟,汇集水用泵抽至地面, 处置区还有 4 个水平岩洞和一个立式筒仓，水平岩洞长160m,分成若干个混凝土处置单元,用遥控吊车安放废物, 堆满后浇注盖板。立式筒仓高 51m,内径 26m,仓中用混凝土墙 分成许多边长为 2.5m 的方形竖井, 处置操作用遥控升降设备完成,放三层后浇注一层水泥浆,直到装满。
人工洞穴是根据处置场标准和规范进行选址和设计建造的,安全性好, 但成本比较高。
11.3高放废物地质处置
11.3.1高放废物地质处置发展概况
11.3.1.1OKLO天然反应堆的启迪
大约20亿年前，在西南非洲加蓬OKLO地区发生过天然核裂变反应。在20 亿年前, 该地区天然铀中235U的丰度约为 4%,与现代核反应堆中铀燃料的235U丰度接近。而且，该矿石中含较多的水 (12%～15%)作为慢化剂, 从而满足了产生链式核反应的基本条件, 使该矿床生成后不久便出现了 13 个天然链式核反应带。
在 20亿年前, 这些“反应堆”曾持续运行了105～106a, 共耗去235U 6～12t(约合 1000～2000t天然铀), 约产生 1.5t 金属钚, 5.4t 裂变产物。该矿床中“反应堆”周围岩石的温度曾达到450～600℃, 压力达 (800～1000)×105 Pa，核裂变热曾使岩石中地下水产生热环流的范围半径超过30m。在核反应时, 地下水便是天然的慢化剂,使235U裂变时产生的快中子慢化, 从而使链式核反应持续下去。
当裂变热使地下水汽化完后, 链式核反应中止, 热量逐渐散失贻尽； 当地下水再度流入核反应带岩石中时, 这些“反应堆”重又启动。如此反复、持续进行。
从核废物处置角度, 人们感兴趣的是这些“反应堆”产生的放射性核素在漫长的地质年代中的迁移行为。
研究表明, 该矿床这些“反应堆”中产生的锕系元素、稀土元素、Bi、Te、Nb等,仍保留在晶质铀矿晶体结构中,Sr、Rb、Zr、Ru、Tc 、Nd 等裂变产物在天然“反应堆”停止运行后的一百万年期间, 约向核反应带外侧迁移了数米至10 m, 其中部分核素被粘土吸附, 部分裂变产物(例如 Cs、I)现已完全消失, 后者可能是经由地下水扩散迁移的。
与核废物处置体系相比,Oklo“反应堆”是在含水岩层中运行的, 既无包装容器, 又无工程回填材料, 宛如一个由天然放射性元素(U、Th、Ra等)、超铀元素等组成的天然核废物处置库,“反应堆”主岩为砾岩、砂岩、粘土岩, 这些岩石的孔隙度较大, 渗透性较强,加之岩层中广泛发育褶皱、断裂, 使整个体系处于弱氧化环境中。
即使在这样的环境中, 天然“反应堆”中的绝大部分放射性核素均未发生明显的迁移,或被粘土吸附。
部分核素曾发生了迁移, 但在15～20 亿年间仅迁移了数米之远, 而环境温度(>400 ℃)、压力 (108 Pa) 似乎对核素的迁移并无明显影响。
由此可见, 选择在地质构造简单、孔隙较小、渗透性较差的岩石和弱还原地球化学环境中处置高放废物及部分低中放废物, 其处置安全性可以得到保证。
11.3.2 国外高放废物地质处置研究开发进展
11.3.2.1 国外高放废物地质处置研究开发进展总体情况
高放废物处置是一个技术复杂的高科技工程项目，它耗资大、周期长、对社会影响大，其研究开发已超越国界。
自美国科学家1950年提出高放废物地质处置的设想，至今已有半个多世纪。50多年来，“地质处置”已从原来的概念设想、基础研究、地下实验研究，进入到处置库场址预选。芬兰、美国等少数国家已完成了场址的确定。
1. 法规和标准的制定
法规和标准方面有了很大的发展。在IAEA的支持下,《乏燃料管理安全与放射性废物管理安全联合公约》已于2001年6月18日生效, 至2005年8月已有34个国家成为缔约国；国际放射防护委员会(ICRP) 出版了《固体放射性废物处置的辐射防护原则》(ICRP-64)、《放射性废物处置的放射防护政策》(ICRP-77)和《适用于长寿命固体放射性废物处置的辐射防护原则》(ICRP-81)；IAEA也颁布了《高放废物地质处置安全要求》(WS-R-4)等一系列国际认同的非强制性放射性废物安全标准 (RAWASS)。许多国家开展了高放废物处置战略、策略和多方案比较研究, 有十多个国家提出了高放废物地质处置库的构想或规划, 大部分规划正在实施中。
2.技术研究开发进展
（1）处置地质
前期研究开发工作主要集中在选址和场址评价研究。目前处置库的选址和场址评价工作进展较快的是美国和芬兰。
美国已选定内华达州的尤卡山场址, 并已完成场址评价工作。
芬兰于 2001 年确定处置库场址, 目前正在开展详细的场址评价工作。
瑞典正在 2 处场址上开展场址评价工作。
德国的选址工作早在上世纪60年代就已开始, 场址评价已完成,还建造了深度为 840m 的地下实验室以评价场址的适