本文關鍵詞：高放廢物地質(zhì)處置及其若干關鍵科學問題，由筆耕文化傳播整理發(fā)布。

第25卷 第4期

巖石力學與工程學報 Vol.25 No.4

2006年4月 Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering April，2006

高放廢物地質(zhì)處置及其若干關鍵科學問題

王 駒，陳偉明，蘇 銳，郭永海，金遠新

(核工業(yè)北京地質(zhì)研究院，北京 100029)

摘要：如何安全處置高水平放射性廢物是科學、技術和工程界所面臨的挑戰(zhàn)性問題。在介紹國內(nèi)外最新研究進展的基礎上，重點討論高放廢物地質(zhì)處置的若干關鍵科學問題：處置庫場址地質(zhì)演化的精確預測、深部地質(zhì)環(huán)境特征、多場耦合條件下(中(高)溫、地殼應力、水力作用、化學作用、生物作用和輻射作用等)深部巖體、地下水和工程材料的行為、低濃度超鈾放射性核素的地球化學行為與隨地下水遷移行為及處置系統(tǒng)的安全評價。同時，介紹了國外若干重大科研項目和若干研究熱點問題。

關鍵詞：高放廢物；地質(zhì)處置；地下實驗室；關鍵科學問題

中圖分類號：TL 942+.211 文獻標識碼：A 文章編號：1000–6915(2006)04–0801–12

GEOLOGICAL DISPOSAL OF HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTE AND

ITS KEY SCIENTIFIC ISSUES

WANG Ju，CHEN Weiming，SU Rui，GUO Yonghai，JIN Yuanxin

(Beijing Research Institute of Uranium Geology，China National Nuclear Corporation，Beijing 100029，China)

Abstract：Safe disposal of high level radioactive waste is a challenging task facing the scientific and technological world. This paper introduces the latest progress of high level radioactive waste disposal programs in the world，and discusses the key scientific issues as follows：(1) the precise prediction of the evolution of a repository site；(2) the characteristics of deep geological environment；(3) the behaviour of deep rock mass，groundwater and engineering material under coupled conditions(intermediate to high temperatures，geostress，hydraulic，chemical，biological and radiation process，etc)；(4) the geochemical behaviour of transuranic radionuclides with low concentration and its movement with groundwater；and (5) the safety assessment of disposal system. Several large-scale research projects and several hot topics related with high-level waste disposal are also introduced.

Key words：high-level radioactive waste；geological disposal；underground research laboratory；key scientific issues

性核素，對其安全處置是一個世界性難題。

世界各國有核國家都把安全處置高放廢物提到保證核能工業(yè)可持續(xù)發(fā)展、保護人民健康、保護環(huán)境的高度來認識，這是一項長期的戰(zhàn)略任務，應加以重視，其具體表現(xiàn)如下：

(1) 需要最高決策機構(如國會、總統(tǒng))來監(jiān)管這項工作；

(2) 有專門的實施機構承擔此項任務； (3) 有經(jīng)過國家批準的高放廢物處置研究計

1 引 言

與其他工業(yè)一樣，核工業(yè)的生產(chǎn)、研究以及核技術應用也會產(chǎn)生廢物，即“核廢物”，或稱“放射性廢物”。按放射性水平分類，核廢物可劃分為低放廢物、中放廢物和高放廢物。目前，已有較成熟的技術對低、中放廢物進行最終安全處置。而對于高放廢物，由于其含有毒性極大、半衰期很長的放射

收稿日期：2005–10–30；修回日期：2005–12–27

作者簡介：王 駒(1964–)，男，博士，1984年畢業(yè)于南京大學地質(zhì)系放射性礦產(chǎn)地質(zhì)專業(yè)，現(xiàn)任研究員、博士生導師、核工業(yè)北京地質(zhì)研究院總工程師，主要從事高放廢物地質(zhì)處置方面的教學與研究工作。E-mail：radwaste@public.bta.net.cn

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劃；

(4) 有專門的法律確保核廢物安全處置； (5) 有專門的研究經(jīng)費和項目經(jīng)費支持。 對于高放廢物的最終處置，曾經(jīng)有人提出“太空處置”、“深海溝處置”、“冰蓋處置”、“巖石熔融處置”等方案。經(jīng)過多年的研究和實踐，目前普遍接受的可行方案是深部地質(zhì)處置，即把高放廢物埋在距離地表深約500～1 000 m的地質(zhì)體中，使之永久與人類的生存環(huán)境隔離。埋藏高放廢物的地下工程即稱為“高放廢物處置庫”。

高放廢物處置庫采用的是“多重屏障系統(tǒng)”設計思路，即把廢物(乏燃料或玻璃固化塊)貯存在廢物罐中、外面包裹緩沖材料，再向外為圍巖(花崗巖、凝灰?guī)r、巖鹽等)。一般把廢物體、廢物罐和緩沖回填材料稱為“工程屏障”，把周圍的地質(zhì)體稱為“天然屏障”。

各國根據(jù)地質(zhì)條件的不同，選擇了不同巖性作為天然屏障，如瑞典、芬蘭、加拿大、韓國、印度選擇花崗巖；美國選擇凝灰?guī)r；比利時由于可選巖性有限，只能選擇黏土巖；法國、瑞士尚未確定是選擇花崗巖還是黏土巖；德國原定選在巖鹽之中，但后來決定重新啟動選址程序，至今未確定處置庫圍巖類型。

考慮到處置庫中的廢物毒性大，半衰期長，因而要求處置庫的壽命至少要達到1×104 a。這一要求是目前任何工程所沒有的。因而，處置庫的選址、設計、建造、性能評價就極為復雜。

開發(fā)處置庫是一個長期的系統(tǒng)化的過程，一般需要經(jīng)過基礎研究，處置庫選址場址評價，地下實驗室研究，處置庫設計、建設和關閉等階段。這些階段的任務不同，但在時間上有重疊，其中，地下實驗室是建設處置庫不可缺少的重要階段。各國在進行選址和場址評價的同時還開展大量研究和開發(fā)工作，比較重要的方面包括處置庫的設計、性能評價、核素遷移的實驗室研究和現(xiàn)場試驗、工程屏障研究等。

2 國際進展

高放廢物安全處置的復雜性一直受到世界的高度關注，歐、美、日等有核國家和地區(qū)通過制定國家政策、頒布法律法規(guī)、成立專門機構、撥付專門經(jīng)費、制定長期科技開發(fā)計劃、建立專門的地下研究設施和開展長期研究等方式，從政策、法規(guī)、機

構、經(jīng)費和科研等方面確保高放廢物的安全處置。其中，長期的科技攻關工作為掌握地質(zhì)處置技術起到了關鍵作用。例如，美國從1957年起開展這方面的研究，并制定了長期的研究開發(fā)計劃，在內(nèi)華達州尤卡山還花費近5億美元建造地下研究設施——ESF。美國的總研發(fā)費用達到65.8億美元。經(jīng)過近45 a的基礎研究和場址評價工作，美國總統(tǒng)布什最終于2002年批準了尤卡山場址和建庫計劃，預計美國將于2010年建成世界上首座高放廢物處置庫。歐盟、瑞典、日本也制定了國家層次的研發(fā)計劃，并投入了巨資。瑞典、加拿大和日本的研發(fā)費用分別達到44億克朗、7億加元和1.084×103億日元。歐盟在2003年啟動的第六框架研究計劃中，高放廢物地質(zhì)處置技術研究開發(fā)也占有相當重要的位置。

自美國國家科學院1957年提出高放廢物地質(zhì)處置的設想至今已有49 a的歷史。49 a來，“地質(zhì)處置”已從原來的概念設想、基礎研究、地下實驗室研究和示范，走到了今天大部分處置技術已基本成形、部分處置庫設計已基本完善，部分國家已確定場址(芬蘭于2001年確定了Okiluoto場址、美國于2002年確定尤卡山場址)的地步，尤其是在過去十幾年之中取得了重要進展。各國在法規(guī)、選址、場址評價、工程屏障、地下實驗室、概念設計、性能評價、處置庫建造、公眾接受等方面取得了重要進展[1

～11]

。

2.1 高放廢物各方面情況

(1) 法律法規(guī)

在國際原子能機構的支持下，有關國家之間簽訂了針對放射性廢物處置的“乏燃料安全管理與放射性廢物安全管理公約”；國際輻射防護委員會出版了“固體放射性廢物處置的輻射防護原則”(ICRP–64)和“放射性廢物處置的輻射防護政策”(ICRP–77)；國際原子能機構也頒發(fā)了一系列國際認同的非強制性放射性廢物安全標準(RAWASS)。

(2) 處置方法

深部地質(zhì)處置已成為公認的高放廢物永久處置方法。盡管早期探討過海床處置、深鉆孔處置和太空處置等方案，但就費用、風險和法規(guī)要求而言，這些方案實施的可能性不大。

(3) 燃料循環(huán)技術路線

英、法、德、日、俄和印度等國采取對乏燃料進行后處理、玻璃固化、暫存和最終處置的技術路線，而加拿大、瑞典、芬蘭和瑞士則對乏燃料直接進行處置。目前，美國暫采取乏燃料直接處置方案，

第25卷 第4期 王 駒等. 高放廢物地質(zhì)處置及其若干關鍵科學問題 ? 803 ?

但其方案中考慮了在100 a之內(nèi)還能從處置庫中回取乏燃料，美國處置庫中還同時處置軍工高放廢液的玻璃固化塊。

(4) 地質(zhì)處置技術路線

在通過大規(guī)模的基礎研究和地下實驗室研究，獲得了豐富的經(jīng)驗和掌握技術之后，越來越多的國家高放廢物地質(zhì)處置今后的技術路線是：處置庫選址和場址評價→特定場址地下實驗室→處置庫建造。

(5) 地質(zhì)處置規(guī)劃

美國已明確將于2010年建成尤卡山高放廢物處置庫；芬蘭將于2020年建成乏燃料處置庫；瑞典將于2006年確定場址，隨后開始建庫；法國經(jīng)過15 a的大規(guī)模研究，將于2006年提交建造高放廢物庫的可行性報告。歐盟已于2002年通過導則，敦促其成員國必須于2008年制定選址計劃，并于2018年確定各國最終場址。

(6) 處置技術

就整體而言，地質(zhì)處置所必須的技術(廢物整備、處置庫設計和工程技術)已經(jīng)具備，但某些技術及其施工經(jīng)驗尚缺乏。鑒于處置技術的難度，地質(zhì)處置庫的設計越來越趨向考慮核廢物的可回取性。

(7) 選址工作

此方面的工作取得了突破性進展，芬蘭于2001年5月確定了Olkiluoto為高放廢物處置庫場址；美國于2002年7月確定了內(nèi)華達州的尤卡山為最終場址；瑞典選出2處最終場址(Forsmark和Oskarshamn場址)，并將于2006年確定最終場址；而日本則于2002年啟動了處置庫的選址工作。

(8) 場址特性評價

在天然系統(tǒng)研究、場址評價方法、現(xiàn)場測試方法和技術、數(shù)據(jù)測量技術、準確判斷系統(tǒng)的不確定性和不均一性等方面獲得了突破性的進展。

(9) 工程屏障研究

針對不同的處置概念，提出了不同的工程屏障設計，并對其在處置庫條件下的性能及其與天然屏障的作用有了深刻的了解；以結晶巖為圍巖的處置庫，將采用膨潤土作為回填材料。

(10) 地下實驗室中的大規(guī)模試驗及國際合作取得進展

瑞典?sp?、比利時Mol、加拿大URL、瑞士Grimsel和Mont Terri、法國Meuse/Haute Marne、美國尤卡山的ESF等地下實驗室研究均獲得了大量成果；日本目前還在籌建瑞浪和幌延地下實驗室。

(11) 處置系統(tǒng)總性能評價方法和技術日漸成熟

天然和人工類似物研究為提高地質(zhì)處置的置信度發(fā)揮了重要作用，大部分國家均完成了階段性的處置系統(tǒng)性能評價報告。

2.2 各國高放核廢物處置研究進展 2.2.1 美國

美國共有104個民用反應堆正在運行[2

，，7]

，其

乏燃料連同軍事高放廢物將在一起最終處置。據(jù)預測，到2030年，美國將積累9.0×103 t國防高放廢物和8.5×104 t從商用反應堆中卸出的乏燃料。美國的高放廢物地質(zhì)處置計劃由能源部負責執(zhí)行，其下屬的民用放射性廢物管理辦公室以及尤卡山場址特性評價辦公室具體負責實施，包括運輸、容器開發(fā)、處置庫設計、場址評價以及申請許可證和建造、運行等。該國采取乏燃料直接處置的技術路線，處置庫概念設計為平巷型，位于地下水位以上的包氣帶中，處置后的乏燃料可在100 a內(nèi)回取。美國的高放廢物處置庫侯選場址位于內(nèi)華達州的尤卡山，到目前為止，詳細的場址評價工作已完成，性能評價也已完成。美國能源部已經(jīng)向美國核管署提交建庫申請，預計核管署將用3 a時間評審完畢。美國整個處置計劃約需587億美元，經(jīng)費主要來自電費的提成，每年能收取費用約6億美元。美國原計劃于1998年建好尤卡山處置庫，后因種種原因，現(xiàn)推遲到2010年左右才能建好處置庫。

內(nèi)華達州尤卡山場址是目前惟一的候選場址，歷經(jīng)近20 a的大規(guī)模詳細研究，已完成場址可行性評價報告和環(huán)境影響評價報告。2002年7月，美國總統(tǒng)布什已批準內(nèi)華達州的尤卡山場址。

美國由于超鈾廢物量比較大(共有1.7×105 m3)，故在新墨西哥州的地下巖鹽層中建造了“廢物隔離中間工廠”(也稱WIPP處置庫)，用于存放、處置超鈾廢物。該處置庫已建設好，己于1999年3月開始接受美國軍工超鈾廢物。

美國高放廢物處置庫工程自1976年開始著手進行選址工作，至2010年處置庫建成，需經(jīng)過4個階段，約需35 a的時間。 2.2.2 瑞典

瑞典有4個核電站[2

，7，9，10]

，共12個機組(包括

已退役的2個機組)，核電占總發(fā)電量的51.6%。到2010年，預計累計產(chǎn)生的乏燃料將達7.9×104 t。目前，乏燃料存放在Simpevarp核電站附近的乏燃料中間儲存設施(CLAB)之中，并由核電站出資成立的

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“瑞典核燃料與廢物管理公司(SKB)”負責高放廢物地質(zhì)處置工作，采取的技術路線是用深部地質(zhì)處置方法在結晶巖(花崗巖)中處置乏燃料。瑞典從20世紀70年代即開始系統(tǒng)、詳細的研究工作，其研究計劃及成果被國際公認為是最好的，是在花崗巖介質(zhì)中開展高放廢物地質(zhì)處置工作的“領頭羊”。20世紀80年代，在Stripa鐵礦建造了位于花崗巖中的地下實驗室，在1995年又建成了位于花崗巖中的Asp?地下實驗室；同時開展了大量試驗，包括場址評價方法學、新型儀器試制(如地質(zhì)雷達等)、核素遷移、工程屏障性能、深部地質(zhì)環(huán)境等研究，世界上有十幾個國家或組織參加了該項研究。瑞典自1976年開始選址，目前已篩選出2處場址，正在開展詳細的場址特性評價，預計將于2007年確定最終場址。

瑞典的乏燃料管理各單位的職能如下： (1) 議會：確保相關法律的實施；

(2) 環(huán)境部：行使政府職權，授權批準核廢物管理設施的建造和廢物管理研發(fā)計劃；

(3) 瑞典核能監(jiān)察署(SKI)：負責監(jiān)察核設施和廢物管理設施的的核安全，評審核研發(fā)計劃和經(jīng)費計；

(4) 瑞典輻射防護局(SSI)：負責監(jiān)察核設施和廢物管理設施的輻射防護，評審核研發(fā)計劃，向SKI提交評價報告；

(5) 瑞典核廢物資金管理局(KASAM)：向政府部門及SKI，SSI提出資金使用建議；

(6) 瑞典核燃料和廢物管理公司(SKB)：乏燃料處置研發(fā)和工程實施單位，負責研發(fā)計劃、經(jīng)費預算、地下實驗室、乏燃料和處置庫的設計、建造和運行。 2.2.3 德國

德國的第1個核電站于1961年建成發(fā)電。目前有20個核電機組(其中1個已經(jīng)關閉)[2

，7]

，核電占

總發(fā)電量的39%。德國將采取對乏燃料直接處置的技術方案，處置庫圍巖為巖鹽(鹽丘)，除把放射性廢物劃分為高放、中放和低放廢物外，還按廢物的發(fā)熱情況把廢物分為發(fā)熱廢物和非發(fā)熱廢物。德國目前有7.6×104 m3非發(fā)熱廢物、8.4×103 m3發(fā)熱廢物。據(jù)預測，到2040年，將有2.97×105 m3非發(fā)熱廢物、2.4×104 m3發(fā)熱廢物。發(fā)熱廢物中，908 m3為高放廢液玻璃固化體，2.814×103 m3為中放廢物，其余為乏燃料。被處置的放射性廢物總活度為1021 Bq。

德國負責放射性廢物處置工作的有關機構是： (1) 聯(lián)邦環(huán)境、自然保護和核安全部(BMU)：負責核安全和輻射防護，其下屬的聯(lián)邦輻射防護辦公室(BfS)為放射性廢物處置的實施機構。

(2) 聯(lián)邦經(jīng)濟和技術部(BMWi)：負責廢物處置的有關技術開發(fā)工作，其下屬的聯(lián)邦德國地球科學和自然資源研究院(BGR)為技術支撐單位，開展場址調(diào)查、地學研究、工程地質(zhì)和巖石力學等工作。

(3) 廢物處置庫建造和運行公司(DBE)：在BfS指導下成立，負責處置庫規(guī)劃、設計、建造和運行等工作。目前，DBE負責戈勒本勘探設施、康納德鐵礦等設施的運行和維護。

關于放射性廢物處置，德國政府決定所有放射性廢物均需處置在深部地質(zhì)體中，并且，所有廢物僅處置在一個處置庫中，要求該處置庫應于2030年建好并運行。除已處理的乏燃料外，德國將采取對乏燃料直接處置的技術方案。鑒于德國北部有200個大小不同的鹽丘以及巖鹽的優(yōu)點，德國于20世紀60年代就選定巖鹽作為放射性廢物處置庫的圍巖，并開始了放射性廢物處置研究工作。20世紀60年代建造有位于鹽礦中的Asse試驗處置庫(運行期為1967～1978年)，70年代建設有位于鹽礦中Morse- leben處置庫(原民主德國)，運行期為1971～1998年。1976年起開始研究在康納德廢棄鐵礦中處置非發(fā)熱廢物的研究。

戈勒本鹽礦(Gorleben)于1977年選為高放廢物地質(zhì)處置庫候選場址，1979～1984年開展了地質(zhì)調(diào)查，共施工了4個深度約為2 000 m的鉆孔、500多個小于1 000 m的鉆孔；1986～1994年開挖完成2個深達840 m的豎井；1996年起開展了綜合的坑道場址調(diào)查工作。2000年德國綠黨執(zhí)政之后，于2001年6月11日通過一項協(xié)議，決定德國今后放棄核電，并暫停戈勒本場址的工作。目前，DBE只有近200名員工在該處作維護維修工作。

德國從1960年起開始高放地質(zhì)深部地質(zhì)處置技術研究，主要包括：(1) 選址和場址評價研究：根據(jù)德國的地質(zhì)情況，選擇了巖鹽為主巖；(2) 深部地質(zhì)環(huán)境研究：以戈勒本和Asse鹽礦為基地開展研究；(3) 工程屏障研究：主要是廢物罐的研究；(4) 處置庫施工和作業(yè)技術研究；(5) 地下實驗室研究，主要在Asse鹽礦開展；(6) 性能評價研究。

在基礎研究方面，德國已建立完整的室內(nèi)大型研究設施，如BGR的大型巖石力學研究設施、DBE的處置作業(yè)設施和設備原型設施等，曾在Asse開展

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過地下實驗室研究(1978年結束)。由于暫停了國內(nèi)的高放廢物地質(zhì)處置研究，德國轉而積極參與了國外地下實驗室的一系列試驗和技術交流，如參加了瑞士Grimsel，Mont Terri，瑞典?sp?和法國Meuse/ Haute Marne場址等的地下現(xiàn)場研究。 2.2.4 瑞士

瑞士有5個核電機組[2

，7]

，核電占總發(fā)電量的

40.6%，其乏燃料總量將達到3.0×103 t，是先運到英國和法國進行處理，制成玻璃固化體(約500 m3)后，再運回國內(nèi)進行處置，相關工作由瑞士核廢物處置合作機構(Nagra)負責進行。采用深部地質(zhì)處置方式，處置庫圍巖為花崗巖或黏土巖。選址工作始于20世紀80年代初，并初步選擇瑞士北部的花崗巖作為場址，已施工7口深度約2 000 m的鉆孔，但由于公眾反對，場址評價工作暫停。瑞士還建有2個地下實驗室：位于花崗巖中的Grimsel地下實驗室和位于黏土巖中的Mont Terri地下實驗室，大量的現(xiàn)場試驗正在緊鑼密鼓地進行。 2.2.5 法國

法國是核電大國，共有59個機組[2

，7]

，核電占總發(fā)電量的78.2%。預計到2040年將有5.0×103 m3的高放廢物玻璃固化體和8.3×104 m3的超鈾廢物需要處置。法國國家放射性廢物處置機構(ANDRA)負責法國境內(nèi)高放及中低放廢物的處理及處置工作。法國采用深部地質(zhì)處置技術路線，可選擇的圍巖為花崗巖和黏土巖，其選址工作始于20世紀80年代，至目前為止已篩選出3處場址：Meuse/Haunt Marne場址(黏土巖)、Vienne場址(花崗巖)和Gard場址(黏土巖)，并計劃在每個場址上施工鉆孔(共施工約50個深鉆孔)、建造地下實驗室，以評價場址的適宜性。但Vienne場址因公眾反對，現(xiàn)已放棄，正準備選擇另一處位于花崗巖中的場址。Meuse/Haunt Marne場址已獲當?shù)孛癖娡�意�?000年開始建地下實驗室，并于2004年建成。評價工作要求于2006年完成，若評價結果認為場址是適宜的，則將進行示范處置并建造處置庫。

關于高放廢物的安全處置，法國于1991年12月30日通過了一項法案，要求在2006年之前完成對高放廢物地質(zhì)處置、高放廢物的分離、嬗變和高放廢物長期儲存的可行性研究，以明確采取何種方法安全“對付”高放廢物。經(jīng)過15 a的研究，已經(jīng)明確采用深部地質(zhì)處置的方法永久處置法國的高放廢物。 2.2.6

加拿大

加拿大有16臺核電機組[2

，7]

，核電占總發(fā)電量

的份額為14.2%。加拿大原子能有限公司(AECL)負責有關高放廢物處置研究工作，預計將被處置的廢物量為6.0×103 t乏燃料。處置庫將位于深500～ 1 000 m的花崗巖中。已建有White Shell地下實驗室，并開展了大量現(xiàn)場試驗，已完成環(huán)境影響評價報告書及有關方法學研究。選址研究工作始于1973年，預計2025年左右建成高放廢物處置庫。 2.2.7 日本

日本目前有17座核電站(53個機組)[2

，7]

，核電

占總發(fā)電量的35.2%。目前這些核電站退役后，將總共產(chǎn)生5.3×104 t的乏燃料。經(jīng)后處理、玻璃固化之后，將被最終處置。為實施高放廢物地質(zhì)處置，日本2000年成立了“高放廢物地質(zhì)處置實施機構”(NUMO)，負責具體的選址和建庫工作。該機構于2002年啟動了高放廢物處置庫的選址工作，其方法是向日本的3 239個社區(qū)征集志愿建庫的社區(qū)。但是3 a多過去了，收效甚微，目前尚無一處場址，下步工作步驟也尚不明確。

2005年10月，日本兩大核能研究單位：日本核燃料循環(huán)開發(fā)機構(JNC)和日本原子能研究院(JAERI)正式合并，合并后的機構名稱為“日本原子能機構”。該機構的東海事業(yè)所是日本高放廢物地質(zhì)處置研究/開發(fā)工作的主力單位，分別于1993，2000年出版了高放廢物地質(zhì)處置綜合研究報告，即H3和H12報告，而2005年剛剛出版H17報告。日本1976年就提出應采用深部地質(zhì)處置方式處置高放廢物，并開展了大量研究，包括室內(nèi)大型試驗、性能評價和地下實驗室研究。在釜石和東濃地下實驗室開展過大量現(xiàn)場科學試驗，還參與瑞典、加拿大和瑞士等國的地下實驗室研究。目前正在建設瑞浪和幌延2個地下實驗室。前者位于花崗巖中，設計深度1 000 m，目前已達150 m深。后者位于沉積巖中，深度500 m。 2.2.8 芬蘭

芬蘭目前有2座核電站[2

，7]

，位于西南沿海

Eurajoki省Olkiluoto的核電站由2臺840 MW機組組成，由TVO公司運營；位于東南沿海Loviisa省Hastholmen的核電站由2臺488 MW機組組成，由Fortum熱電公司運營。核電占總發(fā)電量的32%。芬蘭目前僅積存1.2×103 t乏燃料，按核電站運行40 a計算，芬蘭需處置的乏燃料為2.6×103 t；若按運行60 a計算，則有4.0×103 t。芬蘭政府又已批準新建造1座核電站，故需處置的乏燃料會更多。

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