原子能院自主设计的高放玻璃固化体模拟处置装置和地下孔道试验装置研制成功

近日，由原子能院退役治理工程技术中心自主设计的高放玻璃固化体模拟处置装置和地下试验装置研制成功，并顺利通过专家组验收。两项装置历时一年加工制造完成，将为我国高放废物处置库场址比选、概念设计和安全评价提供技术支撑和科学依据，为在地下实验室运行阶段开展核素迁移实验做好技术储备。

高放玻璃固化体模拟处置装置

地下孔道试验装置

核素释出与迁移研究是地下试验技术体系的重要内容，而地下实验室开挖过程中所产生的围岩扰动层破碎带和围岩裂隙是地面研究所不具备的核素迁移通道。对此，退役中心特种废物处理处置创新研发团队在充分调研世界各国地下处置实验装置的基础上，密切结合我国高放处置库选址和场址评价工程需求，系统开展了围岩裂隙和扰动层对高放废物体核素源项释放的影响研究，以及深部围岩条件下核素迁移行为研究，掌握了关键核素在深部地质条件下的释出规律及其在扰动层区域和裂隙中的迁移规律，优化了迁移模型，并自主设计了模拟处置装置和地下孔道试验装置。设备研制充分考虑了高放地质处置实际情况下的低氧和高压环境，均设有独立的加热装置，可以更加真实地模拟地下水穿透高放处置库围岩与近场处置巷道，模拟加速条件下核素的释出和迁移速率，可连续运行达3年以上。

后续，高放玻璃固化体模拟处置装置和地下孔道试验装置将采用北山处置库现场获取的不同深度裂隙的花岗岩、新鲜裂隙填充物、花岗岩基岩、扰动层围岩来模拟多重屏障，结合北山地下水样品在装置中进行动态试验，从而总结归纳出水、热、力、化学多场耦合条件下高放玻璃固化体核素释出与迁移参数的变化规律，为在地下实验室运行阶段开展核素迁移试验，提供更可靠的技术储备和更精确的数据基础。