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。     

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...     

甘肃北山地区三维地质建模方法对比研究

三维地质建模是可视化表达地下地质体的空间分布和有效分析空间数据的重要方法.甘肃北山区域面积大而且地质构造较为复杂,是我国高放废物地质处置预选区之一.本文在综述国内外地质建模工具和特点的基础上,基于甘肃北山地区地质和水文地质条件,采用ArcScene、GoCAD、Petrel以及DHI-WASY公司的FEFLOW Explorer软件构建了三维地质模型,展示了高程信息、断层分布、渗透系数的空间变化,同时将各软件建立的地质模型进行对比,发现GoCAD和Petrel建立的三维地质模型较优.建立的地质模型,其结果将有助于快速分析甘肃北山高放废物地质处置效果.     

塔木素地区粘土岩吸附特性研究

通过BET氮吸附法研究塔木素地区粘土岩的比表面积以及吸附能力,再通过SEM分析其粘土颗粒呈现层状分布,得到其比表面积介于10.24~39.78 m2/g,平均为21.78 m2/g;该粘土岩的吸附特性常数介于6.21~23.84之间,平均值为13.53,发现其比表面积会随着粘土矿物的增多而增大。再综合对比瑞士Mont-Terri高放废物地质处置库实验室选用的Oplinus泥岩,发现塔木素地区略小于Oplinus泥岩的比表面积。     

塔木素预选区第四纪构造活动性的光释光测年分析

内蒙古塔木素地区地处中蒙边境,位于阿拉善右旗,是高放废物粘土岩处置库的预选场址。预选区内大部分地区被第四系地层覆盖,发育多条断裂构造,断裂构造第四纪以来的活动性对于预选区有利地段的最终确定具有重要的科学和现实意义。本文以塔木素地区北部靠近控盆断裂的塔木素断裂为研究对象,利用光释光定年技术研究该断裂晚第四纪的活动性。通过野外地质调查和高分辨率卫星遥感影像发现塔木素断裂东段错段一条干枯的河流,我们对河流阶地采集光释光样品,测得光释光年龄为56.8±5.2ka,结合河流阶地的高程曲线可以看出塔木素断裂晚第四纪以来活动性弱。     

高放废物黏土岩地质处置库预选区围岩物理特性及力学性质

为了探究内蒙古巴音戈壁盆地因格井坳陷高放废物粘土岩预选区围岩的基础物理特征和力学性质。通过物理实验、组分分析、力学实验对预选区8个的钻井不同深度的64个样品进行分析研究,。结果表明预选区围岩以泥质、白云石为主,且岩石内部结构致密,抗拉强度平均可达10MPa,相比瑞士Opalinus粘土岩和法国Callovo-Oxfordian泥岩抗拉力学性能优良。可见塔木素巴音戈壁盆地因格井坳陷作为高放废物粘土岩处置预选区在工程力学上的可行性。     

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。     

花岗岩高放废物地质处置库选址与安全评价

安全评价是建立放射性废物地质处置安全信心的关键,也是处置库阶段性发展的重要支撑.针对花岗岩处置库,综述了高放废物地质处置库选址及其安全评价的特性,阐述了安全评价在场址比选及后续发展中的重要作用;以瑞典、芬兰的处置实践为例说明了选址阶段安全评价应用方式,并对我国选址阶段安全评价的需求进行了介绍.     

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。     

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。     

粘土岩物理力学及工程特性研究综述

本文较为系统的梳理了国内外学者在粘土岩研究领域所取得的成果,主要包括粘土岩的矿物组成、粘土矿物的微观结构、历史成因及其物理力学性质等四个方面,其中对其物理力学性质的综述涵盖了粘土岩的结构、构造和颜色、粘土岩的密度及可塑性、粘土岩的强度特征、粘土岩的膨胀特性、粘土岩的水理性质和粘土岩的流变性能等六个子项。因近年来将粘土岩作为高放废物地质处置库的潜在围岩成为学术界研究的热点课题,本文还专门论述了国内外学者在该领域实施的开拓性工作。在此基础上,本文对部分研究成果进行了讨论,并提出了继续开展粘土岩区域性成因调查、多类型粘土岩物理力学性质对比研究和粘土岩作为地下工程构筑物潜在围岩的长期服役效能研究等三个前沿课题。     

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。     

高放废物地质处置天然类比研究综述

简要介绍了我国高放废物地质处置天然类比研究的现状,论述了目前在铀矿床地下水方面所进行的天然类比研究,为高放废物地质处置的安全性评价提供依据。     

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。     

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。     

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。     

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。     

~(79)Se与黄铁矿反应路径模拟研究

~(79)Se是乏燃料中的一个裂变产物,在排放的乏燃料中所占的比例不到0.001%,但由于它的半衰期长达百万年(t_(1/2)=3.27×10~5年),又具有较强的迁移能力和生物可利用性,使~(79)Se成为高放废物地质处置中重点关注的少数几个放射性核素之一。本研究采用GWB模拟计算~(79)Se-黄铁矿体系的化学反应路径。实验室条件和野外条件下的模拟结果显示,SeO_3~(2-)与黄铁矿发生化学反应后,最终会以稳态的FeSe_2长期存在于地质环境中。黄铁矿作为高放废物处置库化学屏障材料理论上可行。此外,GWB模拟计算结果为更深入的开展放射性核素处置库化学屏障的相关研究和工程应用提供重要理论支持。