与高放核废物地质处置相关的能动构造研究

摘 要：高放核废物采用深地质处置的方法被称为“throwaway cycle”（丢弃循环）。这种剧毒的放射性物质要经历20个半衰期的时间才能变为无害的，因此地质处置库的选择首先要把地震地质稳定性放在首位，其中关键的厂址相关参数（site-related parameters）称之谓地表断层作用（surface faulting），即断层的能动性评价（assessment of capability for surface faulting）。本文对能动构造研究的主要内容提出了新的认识，相关结论已被我国核安全规范（HAF010）所接受。

关键词：高放核废物；地质处置；地震能动构造；地表断层作用

中图分类号：X771 文献标识码：A

一、问题的提出

核技术首先用之于军事目的，这是众所周知的历史事实。民用或商用核工业相对要滞后很多。1946年，美国国会通过了《原子能法案》，并规定要设立原子能委员会以发展和平利用原子能的计划，同时建立了国会原子能联合委员会以监督原子能委员会的活动。但原子能委员会对军事目的给予了优先权，对发展商用核反应堆只提供了象征性的经费。二十世纪50年代初，美国艾森豪威尔政府禁止了私营事业机构进入核领域。至60年代美国核电工业一蜂而上，70年代则迅速迭入低谷。尽管如此，由于未能预计到核废料问题也并不感到存在任何技术上的障碍，低辐射废料直接填埋于浅沟或者放在无人居住地带隔离起来。高辐射的废料（约7000万加仑的高辐射军用废料）堆放在华盛顿、南卡莱罗纳及爱德华州的政府工厂中；有6900万立方英尺的低辐射商用及军用废料存在于华盛顿、南卡莱罗纳及肯塔基州的浅沟中；1.4亿吨的铀尾矿堆积成山，遍及南部；约7000吨商用反应堆产生的废燃料存在反应堆所在地的冷水池或“游泳池”中的支架上。核废物的处置及对人类生存环境的影响，成了一个“挥之不去”的问题和“烫手的山芋”。

美国在West Valley， Sheffield， Maxey Flats， Oak Ridge， Savannah River， Barnwell， Hanford， Idaho Falls， Beatty， Los Alamos及Nevada Test Site有核废物的贮存或处置场地，但高放废物只存放于West Valley。1984年12月20日，美国能源部曾就高放废物处置库有关的9个场址公布了环境评价（EA）草案，其中5个被提名进行特别鉴定的场址。再经国家科学放射性废物管理委员会审查后，由总统正式提名3个场址，能源部在这3个场址上各建造2个直径7m的勘探竖井，深度300～1200米。原计划1991年由能源部在3个场址对比的基础上向总统推荐一个场址，以开发为第一个高放废物深层处置库（规划该库可贮存7万吨核废物，造价达200亿美元，原预计1998年投入使用）。同时能源部还对第二个深层处置库进行了选址和研究工作。内华达州尤卡山成为唯一被推荐的场址。但内华达州于2001年12月对联邦政府提出了，反对把尤卡山建成核废料贮存所。内华达州同时还设法阻止对尤卡山的供水，拉斯维加斯市通过法律禁止运输核废料把核废料运往尤卡山的命令，他们就会带头在州的边界上组成一道人墙，阻止火车和卡车入境，并逮捕负责运输的人。尤卡山最终高放废物贮存所在美国成了一件政治上的大事，布什在2002年正式批准了该项工程，2004年在总统大选时成为克里攻击布什并争夺选民的焦点议题。2013年尤卡山工程再告停止。

美国公众反对建立核废料处理场，这是对建立永久性核废料处理的一个困难问题。很多人不希望高或低辐射废料经过他们的居住地，更反对储存在他们的后院，有9个州禁止在他们的州界内掩埋核废料，还有4个州宣布在核废料处理技术成熟之前，推迟新的反应堆建造。所以，尽管在70年代美国原子能委员会（AEC）及后来的核管理委员会（NRC）颁布了一些核废物处理方面管理规定和原则性的要求，但在核废物处置库的选择方面久议不决或决而不断，直至2002年才确定尤卡山为最终处置库所在地。关于处置库的选址特别是在地震及活动构造方面引用了核电站选址的相关规定，如美国国家标准ANSI/ANS-2.19《独立乏燃料储存设施（水池型）场址选择与设计――确定场址相关参数导则》，美国核管会管理导则RG3.44《独立乏燃料储存设施（ISFSI）安全分析报告的标准格式和内容（水池型）》，NRC RG3.26《核燃料后处理厂安全分析报告的标准格式和内容》中都相继要求，要详细描述厂址8公里范围内、长度大于300米的能动断层（Capable fault），要确定与能动断层相关的地震以及震中与能动断层的关系。

美国的以上法规为国际原子能机构颁布的一系列安全标准奠定了基础，同时也为各国核废物处置提供了政策上的参考依据。IAEA在80年代特别颁布了一系列核安全标准（Uss， Nuclear Safety Standards），其中关于政府管理（Governmental Organization）方面有50-C-G系列9个导则，选址（siting）方面有50-C-S系列13个导则，设计（Design）方面50-C-D系列14个导则，运行（Operation）方面50-C-O系列11个导则，质量保证（Quality Assurance）50-C-QA系列11个导则。此外，还出版了安全系列、技术报告系列、TECDOC系列和会议系列的指导丛书，其中涉及核废物安全管理的有《核电厂放射性废物的管理》（1985）、《核电厂放射性废物系统的设计》（1986）、《核电站放射性废物的安全处理指南》（1980）、《核电站选址中的剂量评价》（1988）。世界各国关于放射性废物的地质处置现状，核工业北京地质研究院的王驹博士等曾于1999年翻译出版了美国劳伦斯伯克利国家实验室地球科学部P.A. Witherspoon教授编辑出版的《Geological Problems in Radioactive Waste Isolation―Second Worldwide Review》（1996）专著，书中集中介绍了世界26个国家和地区在核废物（主要是高放废物）地质处置的最新进展，内容包括：地质处置计划，处置库的概念设计，处置库围岩类型选择，选址和场址特性评价，地下实验室现场实验，地质稳定性研究，水文地质研究，岩石力学研究，核素迁移研究，缓冲材料研究及环境评价研究等，令人感到意外的是该书内容不涉及具体的地震及能动断层评价技术要求。

二、我国核废物处置库研究现状

我国于1977年开始研究放射性废物的最终处置，1979年研究确定：高放废物一般要就地临时贮存20至30年，使放射性减弱，然后永久处置；中、低放核废物可以就地、就近选择合适地址处置。

1985年由核工业总公司提出“中国高放废物深地质处置研究发展计划”（DGD计划），计划共分四个阶段：1985～2025年，场址筛选和场址特性评价；2025～2029年，处置库设计；2041～2050年，处置库建造；2051年以后，处置库运行。根据这一总体计划，1986年成立了由核工业北京地质研究院、核工业北京工程设计研究院、中国原子能科学研究院和中国辐射防护研究院的专家组成了“高放废物地质处置专家协调组”，负责研究发展计划及选址、场址评价、处置库设计和性能评价等有关领域的研究工作。在全国筛选、区域筛选、地区筛选和场址筛选的基础上，先后选定华东、西北、西南、华南以及东北作为五个中、低放废物处置场。1989年以来，工作主要集中于西北地区，并考虑把花岗岩作为候选围岩，同时开展了地震、构造骨架、活动断层、地壳稳定性、岩性、水文地质和工程地质工作，根据研究结论，选取前红泉和旧井两地区开展进一步研究工作。但截止目前为止，选址勘测及评价的主要依据，是根据现有的研究成果、国外同行的经验和核废料的特性，尚无国家选址标准予以指导（王驹，2005）。1998年国家核安全局批准了3个相关的规定：《放射性废物的分类》（HAD 40I/04）、《放射性废物近地表处置场选址》（HAD 40I/05）、《放射性废物地质处置库选址》（HAD 40I/06），尚无高放废物地质处置库选址的规定。

区域内的地震地质工作是针对四零四厂开展的。1985年，核工业部西北地勘局对四零四地区区域的稳定性进行了研究。1988年，国家地震局地壳应力研究所和兰州地震研究所完成了《四零四地区地震地质综合研究报告》。1991年，国家地震局地质研究所进一步提交了《四零四厂1257工程设计地震动参数及地震小区划》研究报告。这些工作主要就厂址及其附近的活断层、地震基本烈度复核、地震危险性分析及区域构造稳定性评价提出了结论性意见，需要强调的是所有研究都不涉及断层的能动性的研究。

能动构造研究是地质屏障中至关重要的一环，高放废物深地质处置库的场址选择对断层的能动性评价是不可或缺的，这是处置库未来安全运行的决定性因素。

三、能动构造的主要研究内容

1）断层的活动性与能动性的关系研究。断层的活动性和能动性是两个相互区别与关联的重要课题。

2）我国晚更新世（约10万年）以来构造运动的特点研究。断层能动性的主要特征是年代问题，确定年代依据是建立在整个新构造运动基础上的。我国喜马拉雅运动以来，晚更新世至今是一次决定性的构造运动，波及全国，持续至今，并影响未来，时间约10万年。

3）断层的地震性研究。地震是断层活动的结果，但地震的震级与断层的能动性有何关系？有认为没有关系者，有认为必须有M≥5级的地震才能算活动断层。在美国M≥3级的地震被列为“macroearthquake”和 “microearthauake”的界限并作为能动性的依据。在我国应如何划分？

4）断层的地表破裂与牵连机制的研究。断层运动的不同性质与断层的几何结构有关。通常断裂带可分为主断层、分支断层和次级断裂，属于同一断裂系的断层运动（特别是主断层的运动）会牵动同一体系的断层一起运动。

5）断层的近地表破裂判据研究。在能动构造的识别标准中，“近地表”是一个很重要的概念。这涉及到覆盖区（包括松散沉积物和水域覆盖区）高精度地球物理方法问题，不同方法的精度和局限性以及判断近地表破裂可靠程度问题。

6）断层的断代依据研究。新年代学的方法用于测定断层运动的特性和最近一次运动的时间是非常重要的。但是不同方法的物理意义是不同的，精度也相差很大。近年来的实践表明，不加分析的“拿来主义”是不行的，特别是如何测定断层最后一次运动以及对它的物理意义和精度。

通过能动构造定义和识别标准的研究，建立符合我国地震地质特征的识别原则。通过断层的活动性与能动性、断层能动性的时间意义、地震性、牵连机制、近地表破裂判据和新年代学方法进行研究，是能动构造研究的核心内容。

几个重要概念辨析

1）活动断层（Active fault）、活动构造（Active tectonics）、能动断层（Capable fault）、能动构造（Capable tectonics）等术语的构造含义和区别，是引起广泛争议的主要问题之一。

2）确定可供鉴别的最新构造标志层。地层的错断及相关断层运动年龄的确定，应以地层上的地质证据为主。目前国内不同规范给出的是不同的规定，凸显出不同的认识，在实际工程评价中可能会给出相互矛盾的结果。认真研究我国第四纪以来地层的分层、分布、厚度、结构、组成特点，并进一步确定断层上断点最新运动的标志层；

3）断代方法物理意义和构造意义分析。断层物质的采样、测年，确定断层活动年龄，是目前广泛采用的方法。很多研究往往直接引用测试年龄的数据以佐证断层活动的年龄，少有对方法学的研究和数据给出的物理意义的说明。其实，不同测试方法给出的物理意义是不一样的，精度不同构造意义也不同。

4）能动构造体系的研究。断裂的体系观点是认为断裂可划分出主干断裂、分支断裂和次级断裂，断裂的内部结构和体系特点决定了对断裂调查宽度的确定，问题很关键也很复杂，分析的难度很大。

四、结束语

核裂变产物的废物罐在移离核反应堆新埋在地下地质体中，第一年可使温度达到1000℃，老化10年后仍可达到250℃。废物罐的距离以5米计，存放10年后的温度为700℃，间距约为10米时，温度仍达400℃。受热岩石会膨胀，使处置库附近的岩石扩张，岩石会产生不均匀裂缝，水沿裂缝的渗入并溶解核废料复又回到生物圈，预测这类可能发生的事件以及评价场地能承受这种高热度安全阈值是困难的。按目前这种废料的放置方法预测，整个储存场地在600年内可身高10米。而由此产生的水平移动也会使放置的废物罐之间的距离重新排列，对存储场地未来的安全估计更是极端困难。不管怎么说，这种温度产生的影响尚可由技术进步来逐步解决，而地质处置库的地质构造环境，活动的构造条件。地震孕育及发生的背景，特别是断裂的能动性，必须采用避让的方法，必须在早期的选址中给出科学的评价，因为任何工程措施都不足以满足高度安全的需求。对于高放核废料处置库的研究我们才刚刚起步，对能动构造的研究仍是一片空白。核安全的要求促使我们必须迈出这一步。

参考文献：

[1] 李愿军.安全导则中的地震震级划分意义[J]工程地质学报，1993（1）.

[2] US NRC. Seismic and geologic siting criteria for nuclear power plants[Z].10 CFR100 App. A，1991.

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[5] 李愿军.我国高放废物处置库的选址与能动断层研究[J].震灾防御技术，2007（4）.

（本文审稿 陈洪江）