岩洞型低中放废物处置库设计建造关键问题分析

第４７卷第９期　２　０　１　６年５月　文章编号：１００１—４１７９（２０１６）０９—００７５—０５　人　民　长　江　Ｙａｎｇｔｚｅ　Ｒｉｖｅｒ　Ｖｏ１．４７．Ｎｏ．９　Ｍａｙ，　２０１６　岩洞型低中放废物处置库设计建造关键问题分析　赵　鑫，金　乾，刘海波，喻　飞，张　涛，苏　毅　（长江勘测规划设计研究有限责任公司，湖北武汉４３００１０）　摘要：在介绍国内核电低中放废物的生产和处置现状的基础上，对比ＩＡＥＡ和国内法规，分析了对长寿命低中　放废物进行岩洞处置的必要性和紧迫性。根据国外岩洞型低中放废物处置库的建造情况，重点分析了国内该　型处置库在设计建造时需关注的关键问题，并提出了相关建议。如建议我国处置库采用巷道与筒仓相结合的　分开堆放形式；洞室内外应设置多重防排水设施，且内外排水分开设计；对处置区进行分区设置。合理布置通　风系统等。　关键词：长寿命低中放废物；处置库；放射性废物；岩洞　中图法分类号：ＴＵ９　文献标志码：Ａ　ＤＯＩ：１０．１６２３２／Ｊ．ｅｎｋｉ．１００１—４１７９．２０１６．０９．０１８　１研究背景　脂、重水堆Ｃ１４废树脂、工业废物与废放射源等　。　根据ＩＡＥＡ对放射性废物的最新分类标准　，推荐对　根据我国《核电中长期发展规划（２０１１—２０２０　这些废物进行中等深度处置。岩洞型处置为中等深度　年）》，２０２０年我国核电装机规模将达到在运５　８００万　处置的一种类型，结合国内法规《低中水平放射性固　ｋＷ，在建３　０００万ｋＷ，中国核电将迎来一个长期的发　体废物的岩洞处置规定》　，我国可对这部分废物进　展。同时，伴随核电站运行产生的放射性废物数量逐　行更深的岩洞处置。　年增多，若每台百万千瓦机组每年产生废物包体积按　根据ＩＡＥＡ的建议　，岩洞型中等深度处置库深　５０～６０　ｍ　计算…，则到２０２０年所有运行核电机组每　度在地下几十米到几百米，通过构建天然和工程屏障，　年产生废物包体积为３　０００～３　５００　ｍ　。　能在较长的时间实现对放射性核素的包容和隔离。与　根据我国放射性废物的处置法规，对低中放废物　近地表处置相比，中等深度处置可有效减少地表作用　主要实施近地表处置。我国目前建成运行了西北和广　的影响，降低人为闯入的风险，处置场的长期安全不依　东北龙两个近地表处置场，另有建设中的西南飞凤山　赖于有组织的监督和控制，同时其经济性要优于深地　处置场。根据《放射性废物管理规定》第十二条规　质处置，比较适合于含有长寿命放射性核素的低中放　定　，低中放固体废物的贮存期一般不宜超过５　ａ，应　废物的处置。　适时对废物进行相应的处理、整备或处置。目前大部　目前国际上已有岩洞型中等深度处置库的建造经　分核电站的低中放废物只能安放在核电站内的暂存库　验，而国内尚处在废物源项调查、政策法规研究阶段，　中，更多低中放废物处置库的建造迫在眉睫。　对处置库的工程建造研究报道不多。本文结合国际上　对比《放射性废物的分类》　和《低中水平放射性　的工程经验和国内相关法规，从工程设计建造角度分　固体废物的浅地层处置规定》　可知，有部分长寿命　析处置库建造过程中需关注的一些关键问题。　低中放废物所含的放射性核素及其比活度不能满足近　地表处置的要求。这部分废物主要包括核燃料循环和　２　国内外岩洞型处置库的建造情况　核技术应用过程中产生的活化金属、滤芯和高活度树　由于低中放废物岩洞处置的核安全性较好、设计　收稿日期：２０１５—０９—１４　基金项目：中国工程院重点咨询项目“核电站反应堆及带放射性的辅助厂房置于地下的可行性研究”（２０１３一ＸＺ一２０）　作者简介：赵　鑫，男，教授级高级工程师，主要从事新能源及地下核电设计与研究工作。Ｅ—ｍａｉｌ：ｚｈａ。ｘｉｎ＠ｃｊｗｓｊｙ．ｃ。ｍ．ｃｎ　第９期　赵鑫，等：岩洞型低中放废物处置库设计建造关键问题分析　７７　３．１厂址选择　结合国际上的经验，瑞典、韩国、芬兰、匈牙利等国　的厂址均选在核设施附近，可便于废物的运输、辐射防　进行去污处理，提供事故状态下人员的辐射防护等。　洞室形式的选择主要考虑废物种类、洞室的稳定　性、建造经济性以及本国国情等。目前国际上岩洞处　置库的形式主要为水平巷道型、筒仓型以及巷道筒仓　混合型。韩国由于国土面积狭小，本国核电站数量众　多，在洞室形式的选择上更多地考虑了民众的接受程　度，全部采用了处置深度更深的筒仓形式　］，中低放　护和整体管理。我国原有的大区处置方式已不能满足　市场经济发展和最新的核电发展规划，因此需从政策　层面明确处置场的选址原则和责任主体，尽快开展厂　址的规划和选择。　厂址选择要综合考虑废物特性和数量、厂址天然　废物混合处置。瑞典和芬兰则根据废物包的不同比活　度，对中放低放废物进行分开处置。其中瑞典按照废　屏障和工程屏障条件，以及社会经济条件。选址准则　主要从地质、水文地质、地球化学以及人类活动几个方　面考虑。　（１）处置库应选在地质结构稳定的地质基础上，　避开高地震风险区和构造断裂带。地质构造要能有效　阻滞放射性核素的迁移。瑞典、芬兰和韩国选择花岗　岩作为主岩，美国拟选用凝灰岩和岩盐为主岩，法国和　日本拟选用花岗岩或黏土岩为主岩。　（２）处置库的水文地质特征应有利于废物的隔　离，其地下水的流向、流速和稀释能力应有效阻滞放射　性核素的迁移和扩散。　（３）应有利于限制放射性核素向环境释放，不应　明显降低工程屏障的寿命，在围岩的选择上应优先考　虑岩石裂隙以及基质中的矿物对放射性核素有较好阻　滞作用的岩体。　（４）避开厂址附近已有的可能影响处置库隔离能　力的自然和人为设施，应评价厂址附近已有钻孔和洞　穴与主岩存在的水力联系。　匈牙利对厂址的岩体地质结构以及地球化学特性　进行了详细的研究，韩国重点研究了厂址的地下水流　动情况，并根据厂址局部水流情况建立数值模型，给选　址和安全评价提供了详细的数据　川。　３．２　总体布置与处置区洞室形式选择　处置场要根据辐射防护要求进行分区，其总体布　置要综合考虑核安全、技术和经济因素，考虑分期建设　施工。设计原则要符合辐射防护基本原则和剂量限值　要求，处置库的类型和深度应和废物的类型、数量相适　应，应设置工程屏障尽可能减少水与废物的接触，提高　处置系统的隔离性能，处置系统的长期安全应不依赖　于人为的、主动的管理。　处置场的布置一般包括废物接收区、废物处置区　以及其它辅助设施。其中处置区主要包括处置废物的　洞室、废物运输通道、人员和设备通道、防排水和通风　防火设施，以及挖掘设备、废物定位设备和工程屏障施　工设备等。根据辐射防护的要求，处置区还应设置应　急设施，如为货包运输或吊装过程中可能产生的破损　物包的表面剂量进行了更详细的分类　］，在洞室形式　上采取巷道与筒仓结合的形式，巷道用来处置低放废　物，筒仓则用来处置中放废物。　随着核工业的发展，民众的参与程度和核安全认　知程度不断提高，对长寿命中低放废物要采取比近地　表处置深度更深的处置方式。我国幅员辽阔，核电站　与核设施数量众多，而低放废物一般又占低中放废物　总量的绝大部分，因此从安全、经济的角度建议采用巷　道和筒仓结合的方式，中放和低放废物分开处置。　３．３废物处置容器与堆码形式　瑞典ＳＦＲ废物包装使用的容器有：钢桶、混凝土　箱或钢箱、混凝土容器、ＩＳＯ标准容器等；韩国月城处　置场的处置容器主要包含２００Ｌ和３２０Ｌ的钢桶、方形　混凝土容器、聚乙烯容器以及ＨＩＣ高整体容器　。　根据核行业标准，国内主要包括钢桶、混凝土容器、钢　箱以及ＨＩＣ高整体容器。其中瑞典ＳＦＲ的废物包采　取直接堆码的形式，废物桶采用卧式堆放，当废物桶填　满巷道或筒仓后，利用高渗透性水泥灰浆进行整体灌　浆，保证堆码结构的稳定。而芬兰和韩国则对废物桶　做了混凝土外包装，其中韩国月城处置场为了提高装　载效率，对于２００　Ｌ的桶使用１６型包处置容器，对于　３２０　Ｌ的桶使用９型包处置容器，处置容器中废物桶进　行立式堆放（见图２）。　堆码形式的选择主要考虑堆码结构的稳定性和处　置空间的利用率。使用混凝土容器进行打包处理，增　加了一道工程屏障，同时提高了洞室的空间利用率，在　一定程度上保证了堆码结构的稳定性。若采取直接堆　码的形式，可参考国际上近地表处置的经验，废物桶立　式堆放，桶间灌注水泥砂浆，进行分层堆码，层间做混　凝土隔层，在保证堆码结构稳定的同时分散了每个废　物桶的受力，同时由于处置区底板受力，消除了卧式堆　放对处置库侧壁的压力，缺点则是降低了洞室空间的　利用率。国内处置场堆码结构的设计可根据实际情况　参考选择。　对于中放低放混合处置的洞室，对每一批次需要　处置的废物桶，中放废物要尽量放置在洞室的内部或　第９期　赵　鑫，等：岩洞型低中放废物处置库设计建造关键问题分析　７９　３．６气载放射性物质的排放　洞室内气载放射性物质主要来源于：废物桶碳钢　主要选择膨润土或黏土，岩洞壁喷射混凝土，岩洞壁和　洞室问填充膨润土。月城处置场对混凝土衬砌使用寿　腐蚀、有机物辐射降解和微生物降解产生的气体、混凝　土钢筋的氯蚀氢气、微量的　衰变气体。　在进行处置区通风设计时须考虑气载放射性物质　的释放。首先要保证气载放射性物质能够导出，避免　命的研究表明，地下环境下，由于氯离子侵蚀，１　４００　ａ　后６０　ｃｍ的混凝土衬砌将会完全老化破坏。　（５）在洞室内外应设置多重防排水设施和监测设　施，内外排水分开设计。　（６）根据辐照剂量对处置区进行分区设置，合理　布置通风系统。回填材料还应保证洞室内气体能够逸　由于气体释放压力上升对洞室结构稳定产生影响；其　次要保证气载放射性物质的排放符合标准。　气体的释放主要考虑回填材料的选择。瑞典ＳＦＲ　出。瑞典和韩国的研究显示，气体的产生不会造成洞　处置库筒仓的回填采用一种特殊水泥灰浆，这种灰浆　具有高渗透性及优良的施工性能，使生成的气体逸出，　不会在筒仓内产生压力升高。月城处置场的回填材料　直接使用洞室开挖处理后的压碎岩，压碎岩的缝隙可　以保证气体从洞室顶部逸出　。　对于气载放射性物质的排放，要对地下洞室进行　辐射分区设计，合理设置洞室通风系统，使洞室内通风　从低放射性水平洞室流向高放射性水平洞室，防止潜　在的污染扩大。各洞室通风出口处设置核辐射监测　仪，地下洞室向外界排放出口处设置放射性过滤装置　和辐射监测仪。ＳＦＲ处置库在通风口进行了监测，暂　未发现超量的放射性核素逸出；月城处置场则对气载　放射性核素的释放进行了一系列的实验室研究。　韩国研究人员采用二维模型模拟月城处置场的洞　室结构¨　，使用Ｔｏｕｇｈ２　ＥＯＳ５多维多相模块对３个筒　仓在０～１　４００　ａ间的气体释放情况进行了研究。经计　算，气体总的释放率为５．９５×１０～ｋｇ／ｓ。实验结果显　示，多数的释放气体（以氢气为主）溶解于地下水中，　而洞室内气体的释放未产生明显的压力升高，不会对　洞室结构产生影响。　４结论与建议　（１）国内低中放处置库的建造已远不能满足核工　业的发展要求，应根据ＩＡＥＡ最新的废物分类标准，对　长寿命低中放废物尽快开展岩洞型低中放处置场的设　计和建造研究。　（２）国际上岩洞型中等深度处置库多数选在已有　核设施附近，洞室形式包括巷道、筒仓以及巷道筒仓结　合等形式，根据废物剂量的不同，有中放低放废物分开　堆放和混合堆放两种形式。建议我国采用巷道筒仓结　合的分开堆放形式。　（３）废物包的码放主要考虑堆码结构稳定性和洞　室的空间利用率。为提高码放效率，可对废物包进行　打包。为保证结构稳定，堆码时建议进行分层处理，桶　间灌注水泥砂浆，层间浇筑混凝土，废物桶立式堆放。　（４）填充材料一般选择水泥浆，缓冲和回填材料　室内压力的明显升高，不会对洞室结构产生影响，排气　口的放射性含量满足要求。　参考文献：　［１］　郑文棠，程小久．我国低中放废物处置相关问题研究［Ｊ］．南方能　源建设，２０１４，１（１）：７５—８２．　［２］ＧＢ　１４５００—２００２放射性废物管理规定［ｓ］．　［３］　ＧＢ　９１３３—１９９５放射性废物的分类［Ｓ］．　［４］　ＧＢ　９１３２—１９８８低中水平放射性固体废物的浅地层处置规定　［ｓ］．　［５］　刘建琴，熊小伟，范智文．Ｅ放射性废物中等深度处置研究初探　［Ａ］．中国核学会核化工分会放射性三废处理、处置专业委员会　学术交流会论文集［Ｃ］∥．北京，中国核学会，２０１１．　［６］　ＩＡＥＡ　Ｓａｆｅｔｙ　Ｓｔａｎｄａｒｄｓ　Ｓｅｒｉｅｓ　Ｎｏ．ＧＳＧ一１．Ｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ　ｏｆ　Ｒａｄｉｏａｃ．　ｔｉｖｅ　Ｗａｓｔｅ［Ｓ］．Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ　Ａｔｏｍｉｃ　Ｅｎｅｒｇｙ　Ａｇｅｎｃｙ，２００９．　［７］　ＧＢ　１３６００—１９９２低中水平放射性固体废物的岩洞处置规定［ｓ］．　［８］Ｊｉｎ　Ｂｅａｋ　Ｐａｒｋ，Ｈａｅｒ　Ｙｏｎｇ　Ｊｕｎｇ，Ｅｕｎ　Ｙｏｕｎｇ　Ｌｅｅ，ｅｔ　ａ１．Ｗｏｌｓｏｎｇ　ｌｏｗ—　ａｎｄ　ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ—ｌｅｖｅｌ　ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ　ｗａｓｔｅ　ｄｉｓｐｏｓａｌ　ｃｅｎｔｅｒ：ｐｒｏｇｒｅｓｓ　ａｎｄ　ｃｈａｌｌｅｎｇｅｓ［Ｊ］．Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，２００９，４１（４）：１　—１６．　［９］　罗上庚．放射性废物的滨海岩洞处置［Ｊ］．放射性废物管理与核设　施退役，２０１２，（６）：２Ｏ一２７．　［１０］　Ｇ￣ｒａｌｄ　Ｏｕｚｏｕｎｉａｎ，Ｏｄｉｌｅ　Ｏｚａｎａｍ．Ｄｉｓｐｏｓａｌ　Ｐｒｏｊｅｃｔ　ｆｏｒ　Ｌｏｗ—Ｌｅｖｅｌ　Ｌｏｎｇ—Ｌｉｖｅｄ　Ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ　Ｗａｓｔｅ　ｉｎ　Ｆｒａｎｃｅ［Ａ］．ＷＭ２００９　Ｃｏｎｆｏｒ－　ｅｎｃｅ［Ｃ］／／Ｐｈｏｅｎｉｘ，ＡＺ，２００９．　［１　１］　Ｂ６１ｉｎｔ　Ｎ０ｓ，Ｐ６ｔｅｒ　Ｍｏｌｎ６ｒ，Ａｔｔｉｌａ　Ｂａｋｓａｙ．Ｄｉｓｐｏｓａｌ　ｏｆ　ｌｏｗ　ａｎｄ　ｉｎｔｅｒ．　ｍｅｄｉａｔｅ　ｌｅｖｅｌ　ｗａｓｔｅ　ｉｎ　Ｈｕｎｇａｒｙ［Ｊ］．Ｒｕｄａｒｓｋｏ—ｇｅｏｌｏ？ｋｏ—ｎａｆｔｎｉ　ｚｂｏｒｎｉｋ，２０１２，２４：８１—８５．　［１　２］　Ｖａｌｅｒｉａ　Ｃｕｃｃｉａ，Ｇｅｏｒｇｅ　Ｕｅｍｕｒａ，ｅｔ　ａ１．Ａｎ　ｕｐｄａｔｅｄ　ｏｖｅｒｖｉｅｗ　ｏｆ　ｌｏｗ　ａｎｄ　ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ　ｌｅｖｅｌ　ｗａｓｔｅ　ｄｉｓｐｏｓａｌ　ｆａｃｉｌｉｔｉｅｓ　ａｒｏｕｎｄ　ｔｈｅ　ｗｏｒｌｄ　［Ａ］．２０１　１　Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ａｔｌａｎｔｉｃ　Ｃｏｎｆｅｒｅｎｃｅ［ｃ］／／Ｂｅｌｏ　Ｈｏｒｉｚｏｎｔｅ，ＭＧ，Ｂｒａｚｉｌ，２０１１．　［１３］　Ａｎｉｔａ　Ａ　ＳＯｒｌｉｅ．Ｔｈｅ　Ｃｏｍｂｉｎｅｄ　ｄｉｓｐｓｏａｌ　ａｎｄ　ｓｔｏｒａｇｅ　ｆａｃｉｌｉｔｙ　ｒｏｒ　ｌｌｗ　ａｎｄ　ｉｌｗ　ｉｎ　ｈｉｍｄａｌｅｎ，ｎｏｒｗａｙ：ｎｏｗ　ｉｎ　ｏｐｅｒａｔｉｏｎ［Ａ］．ＷＭ０ｌ　Ｃｏｎｆｅｒ－　ｅｎｃｅ［Ｃ］／／Ｔｕｃｓｏｎ，ＡＺ，２００１．　［１４］　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．　［１５］　Ｊａｅ—ｃｈｕｌ　Ｈａ．Ｇａｓ　Ｍｉｇｒａｔｉｏｎ　ｉｎ　Ｌｏｗ—ａｎｄ　Ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ—Ｌｅｖｅｌ　Ｗａｓｔｅ（ＬＩＬＷ）Ｄｉｓｐｏｓａｌ　Ｆａｃｉｌｉｔｙ　ｉｎ　Ｋｏｒｅａ［Ｒ］．ＩＣＥＭ，Ｂｒｕｓｓｅｌｓ，　２０１３．　（编辑：郑毅）　（下转第９４页）　９４　人　民　长　江　２０１６年　ｅｓｓ　ｉｎ　Ｌｉｂｙａ［Ｊ］．Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ａｒｉｄ　Ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔｓ，１９９６，３２（４）：３７３—　３８６．　［７］　钱鸿缙，王继唐，罗宇生．湿陷性黄土地基［Ｍ］．北京：中国建筑工　业出版社．１９８５．　３４：１４６７一Ｉ４８７．　［１０］　黄志全，王思敬．离心模型试验技术在我国的应用概况［Ｊ］岩土　力学，１９９８，１７（２）：１９９—２０３．　王长丹，王旭，周顺华．自重湿陷性黄土与单桩负摩阻力离心模　［８］　杜延龄，韩冰．土工离　模拟试验技术［Ｍ］．北京：中国水利水电　出版社．２０１０．　型试验［Ｊ］．岩石力学与工程学报，２０１０，２９（增１）：３１Ｏｌ一３１０７．　［１２］　胡再强，谢定义，沈珠江．非饱和黄土渠道浸水变形的离心模型　试验研究［Ｊ］．西安理工大学学报，２０００，１６（３）：２６—２１９．　（编辑：郑毅）　［９］　Ｕｃｈｉｔａ　Ｙ，Ｓｈｉｍｐｏ　Ｔ，Ｓａｏｕｍａ　Ｖ．Ｄｙｎａｍｉｃ　ｃｅｎｔｒｉｆｕｇｅ　ｔｅｓｔｓ　ｏｆ　ｃｏｎｃｒｅｔｅ　ｄａｍ［Ｊ］．Ｅａ￣ｈｑｕａｋｅ　ａｎｄ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ　ａｎｄ　Ｓｔｒｕｃｔｕｒａｌ　Ｄｙｎａｍｉｃｓ，２００５，　Ｒｅｓｅａｒｃｈ　ｏｎ　ｓｅｌｆ——ｗｅｉｇｈｔ　ｍｏｉｓｔｅｎｉｎｇ　ｃｏｌｌａｐｓｉｂｌｅ　ｄｅｆｏｒｍａｔｉｏｎ　ｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓ　ｏｆ　ｌｏｅｓｓ　ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ　ｂｙ　ｃｅｎｔｒｉｆｕｇｅ　ｍｏｄｅｌ　ｔｅｓｔ　ＪＩＮ　Ｓｏｎｇｌｉ　；ＸＩＮＧ　Ｙｉｃｈｕａｎ　，ＺＨＡＯ　Ｗｅｉｑｕａｎ　，ＡＮ　Ｐｅｎｇ　，ＹＡＮ　Ｈａｏ　ｆ　１．Ｃｈｉｎ０　Ｉｎ５ｔｉｔＭｔｅ　ｏｆ　Ｗａｔｅｒ　Ｒｅｓｏｕｒｃｅｓ　ａｎｄ　Ｈｙｄｒｏｐｏｗｅｒ　Ｒｅｓｅａｒｃｈ，Ｂｅｉｊｉｎｇ，１０００４８，Ｃｈｉｎａ；　２．Ｃｏｌｌｅｇｅ　ｏｆ　Ｇｅｏｌｏｇｉｃａｌ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ　ａｎｄ　Ｓｕｒｖｅｙ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，Ｃｈａｎｇ￣ｎ　Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｘｉ＇ａｎ　７１００６４，Ｃｈｉｎａ；３．Ｇｅｏｌｏｇｉｃａｌ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ　Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ　ｏｆ　Ｂｅｒｉｎｇ　Ｍｉｎｉｎｇ　Ｓｅｒｖｉｃｅ　Ｂｕｒｅａｕ，Ｂｅｉｊｉｎｇ　１０２３００，Ｃｈｉｎａ）　Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ　ｄｏｕｂｌｅ—ｌｉｎｅ　ｍｅｔｈｏｄ　ｈａｓ　ｂｅｅｎ　ｕｓｅｄ　ｔｏ　ｓｔｕｄｙ　ｔｈｅ　ｓｅｌｆ—ｗｅｉｇｈｔ　ｍｏｉｓｔｅｎｉｎｇ　ｃｏｌｌａｐｓｉｂｌｅ　ｄｅｆｏｒｍａｔｉｏｎ　ｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓ　０ｆ　ａ　１ｏｅｓｓ　ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ　ｏｆ　ｗａｔｅｒ　ｄｉｖｅｒｓｉｏｎ　ｃｈａｎｎｅｌ，Ｙｉｌｉ　ｒｅｇｉｏｎ　ｏｆ　Ｘｉｎｊｉａｎｇ，ｂｙ　ａ　ｃｅｎｔｒｉｆｕｇａｌ　ｍｏｄｅｌ　ｔｅｓｔ．Ｔｈｅ　ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌ　ｒｅｓｅａｒｃｈ　ｓｈｏｗｓ　ｔｈａｔ　ｔｈｅ　ｓｅｌｆ—ｗｅｉｇｈｔ　ｍｏｉｓｔｅｎｉｎｇ　ｃｏｌｌａｐｓｉｂｌｅ　ｄｅｆｏｒｍａｔｉｏｎ　ｏｆ　ｌｏｅｓｓ　ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ　ｉｓ　ａ　ｂｉｎａｒｙ　ｉｎｃｒｅａｓｉｎｇ　ｆｕｎｃｔｉｏｎｓ　ａｂｏｕｔ　ｔｈｅ　ｓｏｉｌ　ｓａｔｕｒａｔｉ０ｎ　ｄｅｇｒｅｅ　ａｎｄ　ｔｈｅ　ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ　ｔｈｉｃｋｎｅｓｓ，　ａｎｄ　ｔｈｅ　ｆｕｎｃｔｉｏｎ　ｆｏｒｍｓ　ａ　ｈｙｐｅｒｂｏｌｉｃ　ｐａｒａｂｏｌｏｉｄ　ｃａｌｌｅｄ　ｓｕｒｆａｃｅ　ｏｆ　ｓｅｌｆ—ｗｅｉｇｈｔ　ｍｏｉｓｔｅｎｉｎｇ　ｃｏｌｌａｐｓｉｂｌｅ　ｄｅｆｏｒｍａｔｉｏｎ，ｉｎ　３　Ｄ　ｓｐａｃｅ　ｏｆ　ｔｈｅ　ｍｏｉｓｔｅｎｉｎｇ　ｃｏｌｌａｐｓｉｂｌｅ　ｄｅｆｏｒｍａｔｉｏｎ—ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ　ｔｈｉｃｋｎｅｓｓ—ｓｏｉｌ　ｓａｔｕｒａｔｉｏｎ　ｄｅｇｒｅｅ．Ｔｈｅｎ　ｔｈｒｏｕｇｈ　ｔｈｅ　ｃｏｍｐａｒｉｓｏｎ　ｏｆ　ｔｈｅ　ｒｅｓｕｌｔ　ｏｂｔａｉｎｅｄ　ｉｎ　ｔｈｅ　ｃｅｎｔｒｉｆｕｇａｌ　ｍｏｄｅｌ　ｔｅｓｔ　ｗｉｔｈ　ｔｈｅ　ｄａｔａ　ｆｒｏｍ　ｔｈｅ　ｉｎ—ｓｉｔｕ　ｗａｔｅｒ　ｉｍ—　ｍｅｒｓｉｏｎ　ｔｅｓｔ．ｔｈｅ　ｒｅａｓｏｎａｂｉｌｉｔｖ　ｏｆ　ｔｈｅ　ｍｏｉｓｔｅｎｉｎｇ　ｄｅｆｏｒｍａｔｉｏｎ　ｓｕｒｆａｃｅ　ｈａｓ　ｂｅｅｎ　ｐｒｏｖｅｄ，ａｎｄ　ｔｈｅ　ｆｅａｓｉｂｉｌｉｔｙ　ｏｆ　ｔｈｅ　ｃｅｎｔｒｉｆｕｇａｌ　ｍｏｄｅｌ　ｔｅｓｔ　ｉｎ　ｓｔｕｄｖ　０ｆ　ｔｈｅ　ｃｏｌｌａｐｓｉｂｌｅ　ｄｅｆｏｒｍａｔｉｏｎ　ｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｓ　ｏｆ　ｌｏｅｓｓ　ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ　ｉｓ　ｖｅｒｉｆｉｅｄ　ａｓ　ｗｅｌ１．　Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：　ｍｏｉｓｔｅｎｉｎｇ　ｃｏｌｌａｐｓｅ；ｄｏｕｂｌｅ—ｌｉｎｅ　ｍｅｔｈｏｄ；ｃｅｎｔｒｉｆｕｇａｌ　ｍｏｄｅｌ　ｔｅｓｔ；ｌｏｅｓｓ　ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ　，…】一】～　一】……，“　（上接第７９页　Ｒｅｓｅａｒｃｈ　ｏｎ　ｋｅｙ　ｉｓｓｕｅｓ　ｏｆ　ｄｅｓｉｇｎ　ａｎｄ　ｃｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ　ｏｆ　ｄｉｓｐｏｓａｌ　ｃａｖｅｒｎ　ｆｏｒ　ｌｏｗ　ａｎｄ　ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ　ｌｅｖｅｌ　ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ　ｗａｓｔｅ　ＺＨＡＯ　Ｘｉｎ，ＪＩＮ　Ｑｉａｎ，ＬＩＵ　Ｈａｉｂｏ，ＹＵ　Ｆｅｉ，ＺＨＡＮＧ　Ｔａｏ，ＳＵ　Ｙｉ　（Ｃｈａｎｇｉｉａｎｇ　Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ　ｏｆ　Ｓｕｒｖｅｙ，Ｐｌａｎｎｉｎｇ，Ｄｅｓｉｇｎ　ａｎｄ　Ｒｅｓｅａｒｃｈ，Ｗｕｈａｎ，４３００１０，Ｃｈｉｎａ）　Ａｂｓｔｒａｃｔ：　Ｗｅ　ｐｒｅｓｅｎｔ　ｔｈｅ　ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ　ａｎｄ　ｄｉｓｐｏｓａｌ　ｃｏｎｄｉｔｉｏｎ　ｏｆ　ｌｏｗ　ａｎｄ　ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ　ｌｅｖｅｌ　ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ　ｗａｓｔｅ　ｉｎ　Ｃｈｉｎａ，ａｎｄ　ｄｅｍｏｎｓｔｒａｔｅ　ｔｈｅ　ｎｅｃｅｓｓｉｔｙ　ａｎｄ　ｕｒｇｅｎｃｙ　ｏｆ　ｄｉｓｐｏｓｉｎｇ　ｔｈｅ　ｌｏｎｇ—ｌｉｆｅ　ＬＩＬＲＷ　ｉｎ　ｃａｖｅｒｎ　ｆａｃｉｌｉｔｉｅｓ　ａｃｃｏｒｄｉｎｇ　ｔｏ　ＩＡＥＡ　ｌａｗ　ａｓ　ｗｅｌｌ　ａｓ　ｄｏ。　ｍｅｓｔｉｃ　ｒｅｇｕｌａｔｉｏｎｓ．Ｂａｓｅｄ　ｏｎ　ｔｈｅ　ｃｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ　ｅｘｐｅｒｉｅｎｃｅｓ　ｏｆ　ｆｏｒｅｉｇｎ　ｄｉｓｐｏｓａｌ　ｃａｖｅｒｎ　ｆｏｒ　ＬＩＬＲＷ，ｗｅ　ｐｕｔ　ｆｏｒｗａｒｄ　ｓｏｍｅ　ｋｅｙ　ｉｓｓｕｅｓ　ｉｎ　ｔｈｅ　ｄｅｓｉｇｎ　ａｎｄ　ｃｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ　ｏｆ　ＬＩＬＲＷ　ｄｉｓｐｏｓａｌ　ｃａｖｅｒｎ　ｉｎ　Ｃｈｉｎａ，ａｎｄ　ｓｅｖｅｒａｌ　ｓｕｇｇｅｓｔｉｏｎｓ　ａｒｅ　ｇｉｖｅｎ，ｓｕｃｈ　ａｓ　ｐｉｌｉｎｇ　ｕｐ　ｔｈｅ　ｗａｓｔｅ　ｓｅｐａｒａｔｅｌｙ　ｂｙ　ｌａｎｅｗａｙ　ａｎｄ　ｓｉｌｏ；ａｒｒａｎｇｉｎｇ　ｉｓｏｌａｔｅｄ　ｍｕｈｉ—ｌｅｖｅｌ　ｄｒａｉｎａｇｅ　ｆａｃｉｌｉｔｉｅｓ　ｉｎｓｉｄｅ　ａｎｄ　ｏｕｔｓｉｄｅ　ｔｈｅ　ｃａｖｅｒｎ；ｄｉｖｉｄｉｎｇ　ｔｈｅ　ｄｉｓ—　ｐｏｓａｌ　ａｒｅａ　ａｃｃｏｒｄｉｎｇ　ｔｏ　ｔｈｅ　ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ　ｌｅｖｅｌ，ａｎｄ　ｃｈｏｏｓｉｎｇ　ａ　ｒａｔｉｏｎａｌ　ｖｅｎｔｉｌａｔｉｏｎ　ｓｙｓｔｅｍ．　Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：ｌｏｎｇ—ｌｉｆｅ　ｌｏｗ　ａｎｄ　ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ　ｌｅｖｅｌ　ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ　ｗａｓｔｅ（ＬＩＬＲＷ）；ｃａｖｅｒｎ　ｄｉｓｐｏｓａｌ　ｆａｃｉｌｉｔｙ；ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ　ｗａｓｔｅ；　ｒａＶＰｒｎ