²³⁹Pu的半衰期长、毒性大,是放射性废物中普遍存在的一种核素,也是放射性废物地质处置安全评价中重点关注核素之一。本文基于多重屏障处置库概念设计,以某核废物处置工程屏障为研究对象,使用PHREEQC软件计算了钚在处置工程屏障水环境中的化学形态和溶解度,使用TOUGH2软件对钚在处置单元中的迁移行为进行了数值模拟研究,获得了不同时间处置单元中钚的放射性活度分布,定量揭示了钚在工程屏障中的迁移过程,研究表明:（1）钚在该处置工程屏障水环境中的主要存在形态为Pu（OH）4,所占份额超过99%,溶解度为1.0×10-9 mol/kgw。（2）pH值和Eh值是影响钚存在形态和溶解度的主要因素,裂隙水在进入处置工程的过程中,钚的存在形态和溶解度不会发生明显变化,处置工程屏障的水环境条件有利于阻滞钚的释放和迁移。（3）考虑正常景象和极端景象两种条件下钚在处置单元中的迁移过程,正常景象下钚的穿透浓度和速率在10万年左右达到峰值,而在极端情景下,峰值出现的时间提前至5万年;两种情景下经过50万年处置单元中钚的最高浓度均降低了4个量级,绝大部分的钚被保留在了工程屏障中,工程屏障可有效阻滞钚向环境中迁移。（4）渗透率和分配系数是模型中的关键参数,模型中分配系数的灵敏度高于渗透率的灵敏度。采用增强工程材料对核素的吸附性和降低工程材料的渗透率等措施,可提高工程屏障对核素的阻滞性能。本研究建立了放射性核素在工程屏障迁移的数值模拟方法,揭示了钚在工程屏障中的迁移规律,研究结果可应用于工程屏障优化设计中,为处置库安全评价提供依据。