Việc Sử Dụng Đất Sét Như Một Rào Cản Kỹ Thuật Trong Quản Lý Chất Thải Phóng Xạ — Một Bài Tổng Hợp
Tóm tắt
Việc chôn lấp địa chất là phương án ưu tiên cho việc lưu trữ cuối cùng đối với chất thải hạt nhân cấp cao và nhiên liệu hạt nhân đã qua sử dụng ở hầu hết các quốc gia. Đá vỏ được chọn làm nơi chứa có thể khác nhau trong từng chương trình quốc gia về quản lý chất thải phóng xạ, và các hệ thống rào cản kỹ thuật nhằm bảo vệ và cô lập chất thải cũng có thể khác nhau, nhưng gần như tất cả các chương trình đều xem xét đến việc sử dụng một rào cản kỹ thuật. Đất sét được sử dụng như một lớp đệm bao quanh và bảo vệ các gói chất thải riêng lẻ và/hoặc như một lớp niêm phong đường hầm, ngăn cách các phòng chôn lấp với các giếng dẫn lên bề mặt.
Đất sét bentonite và hỗn hợp bentonite/cát được chọn chủ yếu vì có độ thấm nước thấp trong trạng thái bão hòa. Điều này đảm bảo rằng khuếch tán sẽ là cơ chế vận chuyển chủ yếu trong hệ thống rào cản. Một lợi thế quan trọng khác là áp suất phồng lên, đảm bảo khả năng tự bịt kín và đóng các khe hở trong rào cản đã được lắp đặt cũng như khu vực bị hư hại do đào bới xung quanh các đường hầm đặt chất thải. Đất sét bentonite là một vật liệu địa chất tự nhiên đã ổn định trên quy mô hàng triệu năm và điều này rất quan trọng vì các rào cản cần phải giữ vững các thuộc tính của chúng trong thời gian lên đến 106 năm.
Để có thể cấp phép cho một kho lưu trữ cuối cùng đối với chất thải phóng xạ cấp cao, cần có sự hiểu biết vững chắc về cách các rào cản phát triển theo thời gian. Hiểu biết này dựa trên những kiến thức khoa học về các quá trình và điều kiện biên tác động lên các rào cản trong kho lưu trữ. Những điều kiện này thường được chia thành các quá trình nhiệt, thủy lực, cơ học và (sinh) hóa. Các ví dụ về các lĩnh vực cần được đánh giá bao gồm sự phát triển nhiệt độ trong kho lưu trữ trong giai đoạn đầu do nhiệt độ phân hủy trong chất thải, việc tái bão hòa các khối bentonite đã được lắp đặt, sự tích tụ của áp suất phồng lên trên các thùng chứa và đá xung quanh, cũng như sự suy giảm của thành phần montmorillonite trong bentonite. Một lĩnh vực phát triển quan trọng khác là các khía cạnh kỹ thuật: làm thế nào có thể chế tạo, kiểm soát chất lượng và lắp đặt các rào cản?
Từ khóa
#chất thải phóng xạ #đất sét bentonite #rào cản kỹ thuật #kho lưu trữ #bảo vệ môi trườngTài liệu tham khảo
Stroes-Gascoyne, S. , 2002.Assessment of the likelihood of significant microbial activity in Opalinus clay
Hökmark, H. Lönnqvist, M. and Fälth, B. , 2010.THM-issues in repository rock
Pusch, R. Karnland, O. Lajudie, A. and Decarreau, A. , 1993.MX 80 clay exposed to high temperatures and gamma radiation
Karnland, O. Olsson, S. and Nilsson, U. , 2006.Mineralogy and sealing properties of various bentonites and smectite-rich clay materials SKB TR 06-30, Svensk Kärnbränslehantering AB, Sweden
Villar, M.V. Martin, P.L. Romero, F.J. Barcala, J.M. Gutiérrez-Rodrigo, V. , Skoczylas, F. Davy, C.A. Agostini, F. and Burlion, N. , 2012 Gas transport through bentonite: influence of dry density, water content and boundary conditions Propriétés de Transfert des Géomatériaux 379–389.
Plötze, M. and Valter, M. , 2011.Bentonite as barrier material - thermal conductivity of compacted bentonite
Metcalfe, R. and Walker, C. , 2004.Proceedings of the International Workshop on Bentonite-Cement Interaction in Repository Environments 14–16 April 2004, Tokyo, Japan
ANDRA, 2005 Dossier 2005 Argile: Architecture and management of a geological repository .
Sato, T. Kuroda, M. Yokoyama, S. Tsutsui, M F K Tanaka, T. and Nakayama, S. , 2004.Dissolution mechanism and kinetics of smectite under alkaline conditions Proceedings of the International Workshop on Bentonite-Cement Interaction in Repository Environment
Karnland, 2008, Sealing ability of Wyoming bentonite pellets foreseen as buffer material-Laboratory results, Physics and Chemistry of the Earth, 33
Velde, 1992, Estimation of the diagenetic smectite to illite transformation in time temperature space, American Mineralogist, 77, 967
Nuclear Waste Management Organization/OECD/NEA, 1995 The Environmental and Ethical Basis of Geological Disposal of Long-Lived Radioactive Wastes .
SKB, 2011 Environmental Impact Statement, Interim storage, encapsulation and final disposal of spent nuclear fuel, March 2011, ISBN 978-91-978702-5-2 .
IAEA International Atomic Energy Agency, 2003 Scientific and Technical Basis for the Geological Disposal of Radioactive Wastes .
JNC, 2000 H12: Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW Disposal in Japan, Project Overview Report .
SKB, 2010 Design, production and initial state of the buffer .
Dueck, A. Börgesson, L. and Johannesson, L.-E. , 2010.Stress-strain relation of bentonite at undrained shear
NAGRA, 2002 Project Opalinus Clay Safety Report: Demonstration of disposal feasibility for spent fuel, vitrified high-level waste and long-lived intermediate-level waste (Entsorgungsnachweis) NAGRA Tech .
NAGRA, 2008 Vorschlag geologischer Standortgebiete für das SMA- und das HAA-Lager: Darlegung der Anforderungen, des Vorgehens und der Ergebnisse [Einengungsbericht] .
Dixon, D. A. Gray, M. N. and Graham, J. , 1996 Swelling and hydraulic properties of bentonites from Japan, Canada and USA. Proceedings of the second International Congress on Environmental Geotechnics, Osaka, Japan 5–8.
Bradbury, M. H. (in prep.) Long Term Geochemical Evolution of the Near-Field of a SF/HLW Radioactive Waste Repository. Nagra Tech. Report NTB 12-01. Nagra, Wettingen, Switzerland.
Nuclear Waste Management Organization, 2012 Description of Canada’s Repository for Used Nuclear Fuel and Centre of Expertise .
ENRESA, 2000 FEBEX project .
Birgersson, M. Karnland, O. and Nilsson, U. , 2010.Freezing of bentonite
Huertas, F. Fuentes-Cantilliana, J.L. Rivas, F. Linares, J. Farina, P. Jockwer, N. Kickmaier, W. Martinet, M.A. Samper, J. Alonso, E. and Elorza, F.S. , 2000.Full scale engineered barriers experiment for a high level radioactive waste in crystalline host rock (FEBEX project): final report
NAGRA, 2010 Beurteilung der geologischen Unterlagen fur die provisorischen Sicherheitsanalysen in SGT Etappe 2 -Klärung der Notwendigkeit ergänzender geologischer Untersuchungen .
AECL, 1994 Environmental Impact Statement on the Concept for Disposal of Canada’s Nuclear Fuel Waste .
Neretnieks, L. Liu, L. and Moreno, L. , 2009.Mechanisms and models for bentonite erosion. SKB Technical Report TR-09-35
Bock, H. Dehandschutter, B. Martin, C. D. Mazurek, M. de Haller, A. Skoczylas, F. and Davy, C. , 2010.Self-sealing of fractures in argillaceous formations in the context of geological disposal of radioactive waste
Börgesson, L. Fredrikson, A. and Johannesson, L.-E. , 1994.Heat conductivity of buffer materials
Jennings, 1986, Diagenesis of Plio-Pleistocene sediments of the Colorado River Delta, Southern California., Journal of Sedimentary Petrology, 56, 89
Evans, D. F. and Wennerström, H. , 1999 The Colloidal Domain: where Physics, Chemistry, Biology, and Technology Meet 2nd edition.
Hower, 1966, The mineralogy of illites and mixed-layer illite/montmorillonites., American Mineralogist, 51, 825
Pytte, A.M. , 1982.The kinetics of smectite to illite reaction in contact metamorphic shales
Stroes-Gascoyne, S. , 2011.Microbiological characteristics of compacted bentonite for a dry density of 1450 kg/m3: A literature review