热源对核废料处置库近场性状的影响

采用高放射性核废料处置库模型进行试验, 以核废料处置库近场的膨润土及岩石为研究对象, 建立轴对称模型. 选用适当的控制方程, 运用有限元软件Code-Bright对核废料处置库关闭后处置库近场的温度场、渗流场、应力场进行热-水-力(thermo-hydro-mechanical, THM)耦合的数值模拟. 通过比较不同初始热源, 得到了处置库关闭后近场膨润土及岩石内温度、液体饱和度、吸力及应力的变化规律. 结果表明, 初始热源较小时膨润土和岩石的性质更为稳定.     

初始孔隙率对高放射性废物处置库缓冲材料性状的影响

采用高放射性核废料处置库(high-level radioactive nuclear waste repsitory, HLWR)模型试验,以核废料处置库近场的缓冲层GMZ01膨润土为研究对象,建立轴对称模型.采用有限元(finit element method, FEM)软件Code-Bright,考虑热-水-力(thermo-hydromechanical, THM)耦合作用,研究作为缓冲层的GMZ01膨润土在处置库关闭后,不同压实度(初始孔隙率)对处置库渗流场、应力、温度的影响,得到了不同初始孔隙率膨润土在处置库封闭运行后温度、饱和度、吸力、应力等性状随时间的变化.实验结果可为中国北山核废料处置库的规划、设计、可行性分析提供一定的参考.     

核废料处置库近场的热-水-力耦合分析

为研究高放射性核废料地质处置的热-水-力耦合过程，以FEBEX原位试验为计算模型，利用有限元软件code-bright进行数值模拟分析，得到热-水-力耦合作用下处置库关闭后近场膨润土和岩石内温度、饱和度、吸力、应力及位移的变化规律，其结果可为核废料处置库的规划、设计以及缓冲／回填材料的选取提供参考．     

膨润土-砂混合物缓冲层径向热传导性

膨润土-砂混合物作为高放废物处置库缓冲材料,在核废料衰变热影响作用下,其稳定性及物理力学性能产生显著变化,这对缓冲回填材料的包封阻隔作用及处置库的安全运行产生重要影响。本研究采用自行设计的装置对按比例缩小后的不同干密度、含水率、掺砂率试样进行热传导模拟试验,并对试验过程进行热-力耦合数值模拟分析,得到了缓冲层温度、应力和应变的变化及分布情况。结果表明,增大试样干密度、含水率和掺砂率均可提高导热性,应力和应变也随之增大,且不同含水率试样产生的结果变化显著;缓冲层靠近热源的位置温度、应力和应变最大,且沿径向方向减小,初始时刻各值变化显著。     

核废料处置库存储坑布置间距优化数值模拟

膨润土作为核废料处置库首选的缓冲/回填材料,在核废料衰变释放大量热量的影响下,长期处于高温运行状态.因此,如何使膨润土的导热性满足处置库安全运行的要求,是急需解决的关键问题之一.借助多场耦合数值计算有限元软件,在处置库巷道内设置6个处置坑,模拟核废料存储库的温度演化过程,计算存储坑间距与巷道间距,得到核废料处置库存储坑最优布置间距,从而提出保证处置库安全运行的合理建议.结果表明,最优存储坑间距为8 m;当处置库内存储坑间距小于8 m时,存储坑之间会形成温度重叠区,导致金属罐温度升高,反之,则不会产生显著影响.以最优存储库间距为计算基础,发现为使处置库温度低于100℃,巷道间距需大于14 m.此外,存储坑周围介质的温度变化与存储坑的位置有关.     

核废料泥岩处置库围岩综述

随着社会与经济发展对能源需求的不断加大,与深部围岩有关的岩土工程问题越来越受到广泛关注,如地热资源开发、核废料处置及煤炭地下气化等工程。很多国家已经对核废料处置库围岩进行了大量研究,其中泥岩因导水率低和自封闭能力强而受到极大重视。本文现就核废料处置库围岩泥岩来探讨,阐述泥岩作为处置库围岩的基本特性以及工程特性,详细阐明了其优点与不足。着重介绍了我国泥岩处置库围岩研究进展。     

平面裂隙中膨润土挤出过程的数值模拟

膨润土因其膨胀性、低渗透性等特性常被用作高放核废料处置库的缓冲和回填材料。与地下水接触时,膨润土会发生膨胀,挤入周围岩体的裂隙中。如果进入裂隙中的膨润土的质量超过一定程度的话,会使得缓冲层中的膨润土密度下降,可能会导致处置库性能的降低甚至丧失。为了系统地了解这一过程,建立了膨润土在平面裂隙中的挤出模型,研究了地下水中电解质的浓度和缓冲层内膨润土的干密度的影响。计算结果表明膨润土的挤出距离和时间的平方根成正比关系,比例系数随着电解质浓度的减小而增加,随着膨润土干密度增加而增大。     

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。     

4A沸石对模拟放射性核素的吸附阻滞作用

研究了以高岭土为原料合成的4A沸石的物化特性以及对放射性核素Co2 、Sr2 的吸附性能。结果表明:合成的4A沸石每100 g阳离子交换容量(CEC)达137.82 mmol,总孔体积6.25 cm3/g,比表面积232.5 m2/g,渗透系数8.7×10-4m/s,对Co2 、Sr2 的吸附效果均较好,优于天然沸石矿石材料。4A沸石对Co2 、Sr2 的吸附速度较快,吸附量随溶液初始浓度的增大而逐渐增大。溶液的pH值是吸附效果的主要影响因素,中性和碱性环境更有利于吸附作用的进行。4A沸石可作为核废料处置库中缓冲材料的候选材料。     

压实高庙子膨润土抗拉强度各向异性

高放射性核废料深地质处置库中的缓冲层由膨润土块堆砌构成,而块体由膨润土粉末压制而成,其强度可能存在各向异性.采用直接拉伸试验方法,测得压实高庙子膨润土在不同条件下的抗拉强度,探讨了干密度和含水率对抗拉强度各向异性的影响,并进行了机理分析.试验结果表明:随着含水率的增加,抗拉强度先增大后减小,存在一个峰值;抗拉强度随着干密度的增加而增大;当拉力方向与制样压实力方向垂直时,试样的抗拉强度大于拉力方向与压实力平行时的抗拉强度,并且在同一含水率下,抗拉强度各向异性的程度随干密度的增加而增大.原因在于压实过程中蒙脱石层叠体排列趋于一个方向,导致各向异性显著.研究成果可为我国核废料处置库膨润土块体在运输和吊装过程中的抗拉强度特性提供参考数据.     

结晶岩作为放射性废物地下处置场所的安全性研究

分析了地下处置放射性废物的几个关键问题．通过对处置场所的选择、岩石渗流及放射性核素与岩石的化学反应等问题的论述，揭示了放射性废物地下处置室的安全性取决于对岩石中地下水渗流的有效阻滞．     

高放核废物处置库T-M耦合数值模拟

考虑到地下工程受地应力、温度、水的相互影响,导致岩体力学性质的改变,采用ANSYS有限元分析软件,基于Mohr-Coulomb破坏准则,建立高放核废物处置库的数值模型,在此基础上进行热-力（TM）耦合二维数值模拟．研究了高放核废物处置库9种方案运行一百年的温度、应力、位移变化,通过对比分析,在满足安全、经济的基础上,选择最佳的处置库间距和深度,为核废物处置库的设计提供参考依据．     

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。     

铯在土壤中的吸附性能研究

用动态法测定了铯在某放射性废物处置预选场址土壤中的平衡吸附量,研究了水相pH值、土壤粒度及铯溶液浓度对土壤吸附铯的影响。pH值、溶液浓度越大,土壤平衡吸附量越大;土壤粒度越小,土壤平衡吸附量越大。用常用的吸附动力学方程对实验数据进行了拟合,并对吸附机理进行了探讨。实验结果表明,该放射性废物处置预选场址土壤对铯的最大吸附率为65.9%,吸附性能较差。     

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...     

高压实膨润土膨胀力预测研究

作为高放射性核废物深地质处置库缓冲回填材料,高压实膨润土的膨胀力是其缓冲性能的关键指标.在详细阐述膨润土水化膨胀过程的基础上,系统总结了膨胀力的预测机理、理论模型及试验验证的最新研究成果.国内外学者主要基于扩散双电子层理论,建立了膨润土膨胀力的预测模型;通过室内试验,研究了初始干密度、初始含水率等因素对膨润土最终膨胀力的影响规律.理论模型与试验结果对比分析表明,现有模型对蒙脱石含量较高、初始干密度较大的膨润土拟合性较差.实际上,高压实膨润土的膨胀过程包括晶层膨胀和扩散层膨胀,而现有理论模型仅适用于膨润土扩散双电层膨胀阶段,无法涵盖膨润土晶层膨胀阶段.同时,现有理论模型仅适用于预测膨润土的最终膨胀力,难以反映出处置库长期运营期间环境变化所导致的膨胀力演化过程.     

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。