应用断层泥石英形貌测龄评价桥基断裂活动性

简介了断层泥石英形貌测龄的基本原理 ,并实际应用于润扬大桥桥基断层的年代测定。该大桥原有的断层测龄资料都是利用热释光同位素测年法 ,对同一断层会出现不同测年结果 ,致使设计单位难以决断 ,应用该文提出的方法解决了上述难题。研究成果为大桥区主要断层的活动性评价、场区稳定性评价和大桥合理设计提供了可靠地质依据 ,对以后建在断裂带上的大型工程的断层测龄研究也有着重要的参考价值。     

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。     

Key Scientific Challenges in Geological Disposal of High Level Radioactive Waste

The geological disposal of high level radioactive waste is a challenging task facing the scientific and technical world. This paper introduces the latest progress of high level radioactive disposal programs in the world,and discusses the following key scientific challenges: (1) precise prediction of the evolution of a repository site;(2) characteristics of deep geological environment;(3) behaviour of deep rock mass,groundwater and engineering material under coupled conditions (intermediate to high temperature,geostress,hydraulic,chemical,biological and radiation process,etc);(4) geochemical behaviour of transuranic radionuclides with low concentration and its migration with groundwater;and (5) safety assessment of disposal system. Several largescale research projects and several hot topics related with highlevel waste disposal are also introduced.     

高应力下石英砂与不同结构接触面抗剪强度的试验研究

通过对标准石英砂与不同基底的界面剪切特性进行的试验，确定了高应力作用下峰值剪应力、残值剪应力与正应力的数学模型与变化规律。提出高应力作用下石英砂与结构接触面的剪切特性的研究应充分考虑基底材料的刚度大小和土体颗粒的破碎效应。     

铀尾矿废石场辐射安全分析与评价

本文从理论计算和现场实测入手,分析了铀尾矿废石场放射性核素的分布、排放量,指出氡是铀尾矿废石场中的主要核素,是公众剂量的主要贡献者.理论计算和实测表明,随着离铀尾矿废石场距离的增加,周围环境空气中氡浓度、氡所致个人剂量呈下降趋势.本文通过对5个铀尾矿废石场的实测,提出了铀尾矿废石场防护距离的确定方法,给出了铀尾矿废石场的安全防护距离,用以指导铀尾矿废石场辐射安全防护的验证和设计工作.     

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.     

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.     

高放射性核废料玻璃固化体结构与化学稳定性

用溶解速率法(dissolutionrate)、试样坚固法(productconsistencytest)和蒸汽水化侵蚀法(vaporhydrationtest)对高放射性核废料(HLW)玻璃固化体的化学稳定性作了全面的测试,并对它们进行傅立叶变换红外光谱(FTIR)和X射线衍射(XRD)测试.FTIR分析表明,在较高的HLW包容量的玻璃固化体中,含有较少的容易被水化(PO3)1-的长链单元,因此它们具有优良的化学稳定性.XRD分析表明,玻璃固化体中分离的(P2O7)4-和(PO4)3-阴离子团被金属离子Fe3 ,Cr3 等所连接,形成O—Me—O—P键,不仅提高了玻璃的抗析晶的能力,而且也大大地提高了化学稳定性.这些高包容量的玻璃固化体的原子比O/(Si P)为3.7～4.1,从结构上也印证了HLW包容量达70%和75%(质量分数)的玻璃固化体会具有卓越的化学稳定性.     

安徽宣城第四纪红土剖面石英颗粒扫描电镜研究

扫描电镜下对宣城剖面１６７个石英颗粒的表面特征进行了详细的观察．剖面中石英颗粒的磨园度、球度较高,表明沉积物在地质营力的主导下经过了较长距离的搬运,在ＥＳＲ年代学研究中可以认定其初始剂量为零;相比于棕黄色古土壤母质层,古土壤层中的石英颗粒表面化学结构极为发育,指示了古土壤形成期的气候相对温湿．     

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。