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。     

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。     

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...     

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。     

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。     

高放废物处置北山预选区地表岩体质量评价及其应用

在利用测线法对地表节理调查统计的基础上,提出了基于JSR(jointing structure rating)指标的地表岩体质量评价方法.以高放废物地质处置北山预选区地表岩体为研究对象,利用JSR指标对芨芨槽、算井子和新场地段地表岩体进行节理发育程度和地表岩体质量评价.结果表明:芨芨槽地段地表岩体比算井子地段节理发育程度低,地表岩体质量等级高,从而为高放废物地质处置场址比选提供依据.同时研究了JSR指标与传统Q指标的定量关系,并修正了JSR指标的分级范围.     

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.     

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.     

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。     

天然水化学成分的人工模拟配置

本文介绍了天然水化学成分的人工模拟配置方法.介绍了根据水化学成分计算天然水中盐组份的方法,提出用地球化学模式PHREEQCI和MINTEQA2来计算平衡状态的天然水化学组份,应用于吐哈盆地砂岩铀矿地浸试验含矿层地下水及高放废物地质处置研究所需用水的人工模拟配置取得较好效果.     

复合胶体作用于Sr在花岗岩裂隙填充物中吸附行为研究

放射性废物地质处置过程中,核素在固液界面的吸附行为对核废物安全处置具有重要影响。本文以高放废物处置场花岗岩裂隙填充物为研究对象,通过批实验和微观表征技术研究了复合胶体作用下Sr在花岗岩裂隙填充物中的吸附规律。结果表明:腐殖酸胶体与针铁矿胶体结合成为有机–无机复合胶体的方式,主要依靠针铁矿胶体中所含羟基与腐殖酸胶体中所含羧基发生配位体交换反应,复合胶体以针铁矿胶体为主导,腐殖酸附着在针铁矿胶体表面;pH和固液比对复合胶体体系对Sr的吸附行为影响较大;通过改变溶液中Sr离子初始浓度进行等温吸附方程的拟合表明,该吸附体系的吸附为单层吸附且反应更快。结果可为放射性废物处理场中Sr的吸附行为提供科学规律认识。      

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。     

高放射性核废料地质处置中铜腐蚀行为研究进展

 随着核工业的飞速发展,高放射性废物的处置成为重大安全和环保问题,而深地质处置是普遍接受的方案。在处置库花岗岩环境及无氧还原条件下,更适合的处置罐材料为高纯铜。本文从处置库的地质环境、铜处置罐的腐蚀、铜处置罐的寿命预测等方面,综述处置库环境下纯铜的腐蚀电化学行为的研究进展,以更好地评估纯铜在处置库环境下的耐蚀性能及预测处置罐的寿命。     

Numerical modeling of the regional ground water flow in Beishan area, Gansu Province

The characterization of the regional ground water flow system is very important to high-level radioactive waste geological disposal. The Beishan area, located in northwestern Gansu Province, China, is selected as a potential site for disposal repository. The area includes about 100000 km2 and has complicated hydrogeological conditions, which greatly increase the computational effort of regional ground water flow models. In order to reduce computing time, parallel computing scheme was applied to regional ground water flow simulation. Models with over one million cells were used to simulate how the faults and different recharge conditions impact regional ground water flow, both in steady and transient state. The results of this study provide regional ground water flow information for site characterization of the potential high-level radioactive waste disposal.     

福岛核事故后放射性废物的影响及处置对策

 福岛核事故中,氢气爆炸破坏反应堆厂房顶盖,导致大量放射性物质外泄,造成周边环境大面积污染.事故后续处理过程中还产生大量二次污染物.因此,福岛核事故后放射性废弃物呈现数量大、范围广的特点,给后续核污染的治理带来巨大挑战.本文介绍福岛核事故所造成的环境污染和厂内污染情况,分析污染种类、特点、应对措施等,总结该事故中放射性废弃物处置对策及其对中国核电发展的启示.     

缓冲材料参数对核废料处置库近场影响的二维有限元分析

以高放射性核废料地质处置的FEBEX原位试验作为数值计算模型,利用有限元软件Code-Bright,通过改变膨润土初始渗透系数、初始吸力和初始进气值,得到热-水-力(thermo-hydro-mechanical,THM)耦合作用下处置库关闭后缓冲层饱和度和吸力的变化规律,以及以上3个因素对这些性状影响的敏感程度,研究结果可为核废料处置库缓冲材料的选取提供参考.