高水平放射性废物地质处置:关键科学问题和相关进展

 如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界面临的挑战性问题。本文介绍高放废物的安全处置方法,废物质处置地下实验室的建设及其实验进展,重点讨论了高放废物地质处置中,处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下（中高温、地壳应力、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等）深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为、处置系统的安全评价等关键科学问题。     

柯尔碱膨润土作为高放废物处置库回填材料可行性分析

回填材料作为深地质处置库工程屏障的重要组成部分,其选材和性能研究历来是高放废物处置技术研究关注的重点内容。通过对新疆柯尔碱膨润土的渗透性、对核素阻滞性、膨胀性及导热性等关键参数的分析,结果表明其渗透性和导热性满足IAEA推荐要求,对核素钚的分配系数优于日本高放废物处置库所选用回填材料,膨胀性优于我国高庙子膨润土,认为柯尔碱膨润土性能满足高放废物处置库对回填材料的要求,可作为我国高放废物处置库回填材料。     

高放废物地质处置：进展与挑战

随着我国核能事业的飞速发展,高水平放射性废物的处理和处置,即将成为一个重大的安全和环保问题。在介绍国内外进展的基础上,重点讨论了高放废物地质处置面临的挑战：处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下(中(高)温、应力作用、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等)深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为及处置系统的安全评价。     

高压实膨润土-砂混合型缓冲材料的渗透性能研究

缓冲材料作为高放废物深地质处置中的最后一道人工屏障,它的水力学屏障作用直接影响到化学屏障作用的有效发挥及处置库的长期稳定性及安全性。采用自主研制的高压实黏土渗透实验装置,探讨了不同干密度和掺砂率条件下的膨润土-石英砂混合型缓冲饱和侧限渗透性能。实验研究结果表明,随着掺砂率的增加,膨润土-石英砂混合型缓冲材料的渗透系数先减小再增大,当掺砂率为10%时,缓冲材料的渗透系数最小,其最佳掺砂率为10%;缓冲材料的渗透系数随着试样干密度增加而减小,干密度控制在1.6~1.8 g/cm~3时,能够更好地满足高放废物深地质处置库对缓冲材料的渗透特性的要求。     

高放废物地质处置安全评价研究

高放废物安全处置是放射性废物管理的重难点问题之一。目前全球拥有核工业的国家正在积极探索安全处置高放废物的高科技研究新课题,但至今尚无高放废物处置库投入运作。本文综述了国内外高放废物地质处置安全评价研究工作,介绍了我国高放废物地质处置库安全评价的一些进展,旨在为我国高放废物地质处置安全评价提供建议与参考。     

乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程研究进展

为了减少核电反应堆产生的乏燃料对环境的影响,国际上开展了分离/嬗变和先进核燃料循环的研究.其中,从核废物中分离回收次要锕系和长寿命裂变产物是关键步骤.乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程与现有乏燃料处理处置方式相比,流程简单、二次废物少、经济性高,更能满足先进核燃料循环的分离要求.介绍了国内外在乏燃料后处理和高放废液分离一体化流程研究方面的成果和进展情况.     

甘肃省陇东地区粘土岩基本特性研究

高放废物地质处置库围岩的选择至关重要,各有核国家都对处置库可能的围岩进行了系统研究.从国外经验和国内前期研究成果来看,我国粘土岩是高放废物地质处置库建设中重要的候选围岩之一.对陇东地区进行了地质调查,介绍了该地区的区域构造和区域地质特征,重点对该地区的粘土岩的基本性质进行研究.研究结果结果表明,该地区的粘土岩真密度在2...     

甘肃北山预选区地质处置系统初步FEPs分析

特征、事件和过程(简称FEPs)分析是高放废物地质处置性能评价中的一个至关重要的步骤,基于瑞典SKB FEPs数据库,论文利用特征、事件和过程分析方法,结合我国甘肃北山地区实际情况,修正、排除和增加了FEPs,列举了适合于北山高放废物处置库系统的FEPs,对我国高放废物处置系统性能评价具有重要参考意义.     

高放废物处置库非饱和多场耦合数值模拟与参数分析

为对高放废物处置库进行安全评估,建立了岩土材料饱和非饱和的渗流温度应力(THM)多场耦合数值模型,对处置库(处置容器、缓冲材料和围岩)进行非饱和THM多场耦合数值模拟。基于COMSOL Multiphysics软件平台,以北山花岗岩高放废物处置库和内蒙古高庙子膨润土为研究对象,对高放废物处置库进行长达500a的数值模拟,对比分析耦合与非耦合的模拟结果,并对渗透率、导热系数和地下水深度等参数进行敏感性分析。结果表明:耦合模拟的温度比非耦合模拟的温度低13℃;地下潜水面由0m上升到1000m的时候,缓冲材料完全饱和的时间由703a下降到了28a;围岩的固有渗透率下降5个数量级时,缓冲材料的饱和时间由28a上升到了250a;各个物理场相互耦合,共同影响处置库的长期稳定性。     

高放废物处置库因格井预选区水化学—同位素分析

因格井坳陷是中国高放废物地质处置库黏土岩重要预选场址之一。选取研究区19组水样作为研究对象,利用Piper三线图和Gibbs图等方法,探讨该区域的地下水化学特征和氢氧同位素特征,主要结论是:研究区的地表水和地下水的水化学类型主要是Cl-SO_4-Na-Ca型或Cl-SO_4-Na型,水化学类型差别不大;pH大多落在7~9之间,TDS值均小于100 g·L~(-1),两者符合中国黏土岩选址的基本标准;地下水主要接受大气降水的补给,地表水的补给作用不明显,初步认为,就水文地质条件而言,因格井坳陷预选区适合建造高放废物处置库。     

KBS-3乏燃料包装容器表面中子剂量分布模拟分析

KBS-3乏燃料包装容器用于瑞典乏燃料地质处置,其内衬材料分成I24,I25和I26三类.乏燃料使处置库处于高强度放射场,包装容器表面的中子剂量分析对乏燃料包装容器运输、地质处置库剂量分析和地下水辐照分解有重要意义.采用MCNP程序模拟计算三种不同内村材料(I24,I25和I26)包装容器表面的中子剂量分布,分析计算结...     

内蒙古塔木素高放废物地质处置库三维地质建模研究

内蒙古塔木素地区是我国高放废物粘土岩处置库选址的重点研究区域,三维地质模型可直观、立体的展示地下深部结构空间的分布形态,是一种有效的场址评价手段。为确保地质模型的可靠性,融合了已有的地质平面图、12条浅层地震剖面,对塔木素地区进行三维地质建模研究。依据塔木素地区三维地质模型刻画的粘土岩目标层位、断裂构造空间分布特征,结合我国高放废物地质处置库选址标准,在预选地段东南处圈定了一处高放废物地质处置库的优选区域。     

欧拉反褶积方法在内蒙古塔木素粘土岩预选区的应用

内蒙古塔木素地区是我国高放废物粘土岩处置库选址的重点研究区域,断裂是处置库选址的主要调查内容之一。为快速查明处置库预选区内深部断裂空间展布,依据区域航磁资料为基础,对塔木素预选区开展了欧拉反褶积反演研究,结合研究区地质资料对研究区断裂分布进行了解释,同时为处置库选址推荐提供了有效参考。     

流体包裹体研究在高放废物处置库场址评价中的应用——以新疆阿奇山1号岩体为例

流体包裹体是封存于矿物内的古流体,对裂隙充填脉体的流体包裹体研究可以揭示高放废物深地质处置库预选场址的深部热环境及古地下水热历史。以新疆阿奇山1号岩体为研究对象,通过测定1号岩体中不同期次热液脉体中包裹体的形成温度、盐度、成分等信息,结合该区的地质背景及其稳定同位素特征,综合分析阿奇山地段1号选址岩体热液流体性质及其活动的强度,为评价阿奇山地段候选场址的稳定性提供科学依据,为高放废物处置库场址的评价提供新的方法依据。     

高放废物地质处置的安全管理与策略

 高放废物在数千年的人类生存环境中仍然存在危害性，目前基于非能动安全所提出的地质处置方案是高放废物安全管理的首选策略，其安全评价的时间尺度高达万年，处置库场址的申请和建造的审批重点在于长期安全性的论证。因此，地质处置的安全评价系统需要简化，以便于计算和预测，从而提高安全评价结果的置信度。介绍了高放废物地质处置的研究进展、地质处置的非能动安全及核技术的安全管理启示。鉴于地质处置安全的不确定性，引入了安全监管的概念。     

核废物处置地球化学工程屏障研究

针对一个放射性废物处置场围岩的不良性能,提出采用添加剂改良地球化学条件,建造地球化学工程屏障,将库体释放核素固定在库体附近,确保环境安全.还着重讨论了在不同地段固定不同核素的多重屏障设计,屏障的有效性实验,屏障的持久性实验及其评价方法.     

高放废物处置库缓冲回填材料热-水-力耦合研究进展

用于高放废物处置库中的缓冲回填材料,在处置库运行期间产生的热-水-力耦合作用下,其性状发生改变,这将对缓冲回填材料的防护性能产生重要影响,进而引发一系列安全稳定性问题。因此,关于缓冲回填材料热-水-力耦合研究愈来愈受到广泛关注。在总结和分析国内外有关膨润土热-水-力耦合作用研究的基础上,从温度场、应力场和变形场等方面对当前的研究成果进行了归纳和总结,在此基础上指出,基于室内试验及数值模拟研究成果,开展深层地下现场试验研究是该领域当前发展的重要趋势,相关研究可为处置库运行时热-水-力耦合行为预测及处置库的规划、设计及建造提供理论参考。     

算井子地段地表岩体结构面发育程度评价

为了探讨结构面发育程度对高放废物地质处置库选址的影响,以甘肃北山算井子地段岩体为研究对象,通过调查地表岩体节理和断层几何特征,采用数理统计方法获得节理产状、密度、间距、迹长和断层产状、断裂带宽度和断层泥厚度等统计数据,提出多尺度结构面综合评价指标来评价岩体结构面发育程度。结果表明:BS22和BS23钻孔周围分别发育4个和5个节理优势组,节理产状服从正态分布;BS22和BS23钻孔周围岩体节理平均中点面密度分别为0.037 m^-2和0.035 m^-2,平均迹长分别为20.38 m和17.39 m;解译出断层F1产状为35°∠85°,延伸长度为4.49 km; BS22钻孔周围岩体结构面发育程度更低,更适合作为我国高放废物处置库建造场址。     

高效去除放射性核素和重金属离子的石墨烯材料

正随着核能的不断发展,对核电站(尤其核事故)产生的放射性核废物的妥善处理和安全处置已成为世界上许多国家所面临的严重问题,也是当今核能利用必须解决的关键问题。我国核电已进入发展阶段,放射性废液的有效处理及处置对核电和核工业的发展、环境的保护以及人类的健康有重要意义。放射性废液的处理主要用吸附容量高的功能化吸附材料对放射性核素进行富集、浓缩、固化并最终贮存到废物库。石墨烯理论上是一种由单层碳原子紧密堆积而成的     

放射性废物处置中的地质学问题及研究现状

放射性废物地质处置是一个涉及放射性化学、原子物理、水文地质学、水文地球化学、构造地质学、土木工程学多学科的复杂的系统工程，其中由于处置库建设的主体工程是地质工程，因此地质工作在放射性废物地质处置中占有重要的地位。在分析国内外有关资料基础上，结合放射性废物地质处置工作中的经验，指出了低中放射性废物和高放射性废物地质处置工程中地质工作的研究内容、研究范围及国内外研究现状，并强调了地质构造、水文地质、水文地球化学、地球物理、矿物岩石、岩土工程和地质灾害等地质工作在放射性废物地质处置中的作用。