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根据高放废物地质处置库概念设计,以北山花岗岩为参考岩性,内蒙古高庙子膨润土为参考缓冲材料,使用数值模拟软件tough2对放射性核素135Cs在处置单元及其围岩中的迁移行为进行了数值模拟研究,考虑放射性核素衰变释热对核素迁移的影响。研究表明:膨润土对核素具有较强的滞留作用,模拟200000年后核素在花岗岩中迁移了1 m左右,且峰值为10-6个数量级;前10 a模型的温度变化最剧烈且温差最大,10 a后模型整体温度开始降低,2 000 a后整体温度接近于初始温度;温度的变化会引起核素迁移速率的改变,但总体温度对核素迁移的影响不大。 相似文献
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放射性废物处置是当前严峻的环保问题之一,从经济、安全和高效角度出发,将极低放废物从中、低放废物中分离出来单独处置,对核废物的管理与处置具有重要意义。本文以我国西南某极低放废物备选处置场为研究对象,系统分析了处置的相关技术方法,重点研究了屏障技术和环境安全评价方法及其应用。针对拟建在古泥石流体山区山顶上的处置场,选取核素90Sr作为处置对象,选用盆状屏障式处置库,估算产生的核素90Sr的总活度和比活度。选用筛分的颗粒d<1 mm的介质作为屏障材料,厚度为0.5 m,批试验结果显示上述材料对90Sr的吸附效果明显;模拟计算结果显示核素90Sr在50 a内被完全阻滞在包气带中,可以达到安全处置废物的要求。 相似文献
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在高放废物处置库长期运营过程中包封容器将发生破坏,核素会向外界迁移,缓冲回填材料的水力传导系数是评价处置库工程屏障性能的重要指标。采用柔性壁渗透仪,研究2.0×10-5 mol/L的Eu(III)溶液作为渗入液时膨润土-砂混合物的渗透特性。结果表明,膨润土-砂混合物的水力传导系数K=(2.075.23)×10-10 cm/s;在05.23)×10-10 cm/s;在050%掺砂率范围内,膨润土-砂混合物吸水膨胀过程中渗透性能随掺砂率增大时没有明显的变化,能够满足高放废物处置库缓冲回填材料低渗透性的要求。使用有效黏土密度的概念,得到膨润土-砂混合物的体积膨胀率随初始有效黏土密度的增大呈指数增大的趋势;混合物水力传导系数的对数值与有效黏土密度存在良好的线性衰减关系;与蒸馏水相比,渗入液(ECDD)为2.0×10-5 mol/L的Eu(III)溶液时,膨润土-砂混合物的水力传导系数较小,可能是由于渗入液黏滞性的影响。 相似文献
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为了定量计算陵区近海核电站排水管线泄漏情景下核素通过地下水途径向海洋环境的释放通量，以某近海核电站为例进行研究。首先，应用GOCAD软件建立三维地形地质模型，刻画地层的分布、剥蚀以及倾向等特点；然后，运用地下水数值模拟软件FEFLOW精细刻画丘陵区地下水系统的补给、径流和排泄特征；最后，以不被吸附滞留的核素3H和被吸附滞留的核素90Sr、137Cs为对象，通过实验测定了90Sr、137Cs在不同岩土介质中的分配系数，模拟计算了排水管线连续渗漏60 a后3H、90Sr、137Cs在地下水中的放射性分布及释放。结果表明：3H迁移速度基本与地下水流速一致，地下水中的最大放射性浓度为0.285 0 Bq/L，第20 000天时向收纳水域的释放通量达到最大值，约526 Bq/d；90Sr吸附性能相对较弱，最大迁移距离约80 m，地下水中的最大放射性浓度为0.032 1 Bq/L；137Cs吸附能力较强，相当长的时间内被滞留在管线附近，地下水中最大放射性浓度分别为6.840×10-3 Bq/L，释放通量为0 Bq/d。由弥散度的不确定分析可知，弥散度越大，地下水中3H的最大放射性浓度越小，向海洋环境的释放通量越多。 相似文献
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在高放废物处置库选址中,场地水文地质条件的认识极为重要,因为任何从处置库释放出来的放射性物质都将通过地下水搬运向人类生存环境或生物圈迁移.甘肃北山地区是我国高放废物处置库的重要预选区之一,位于我国西北甘肃省西北部.为了认识预选区的水文地质条件,从水文地质角度评价其作为高放废物处置库场地的适宜性,在过去的10 a,在该区开展了同位素水文地质调查工作.野外调查和氢、氧稳定同位素分析结果表明,研究区地下水主要源自大气降水补给.浅部地下水主要由现代区内降水补给形成,而深部地下水则可能由地质历史时期降水补给形成;浅部地下水系统具有相对开放性特征,水循环交替能力较强,而深部地下水系统具有相对封闭性特征,水循环交替能力较弱. 相似文献
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随着世界各国大力发展核电，放射性废料的安全处置已成为当今研究热点和前沿学科。高放废物深地质处置的安全性主要取决于处置库内放射性核素向生物圈的迁移程度。在侵入岩中，放射性核素主要是通过地下水沿岩石孔隙从处置库向生物圈迁移的。为了理解放射性核素在花岗岩体接触带的迁移行为，本文根据两花岗岩体接触带中样品的铀系核素放射性活度比值（^234U/^238U,^230Th/^234U,^226Ra/^230Th,^230Th/^238U)，利用 α-反冲（弹射）作用引起的放射性不平衡理论，计算了铀系核素子体^234U,^230Th,^226Ra在后期地下水的作用下在花岗岩体接触带及其裂隙内的迁出率、迁入率、并进行了质量平衡的计算。结果表明，经α-反冲作用进入流体的核素的迁出率要远大于因核素自然衰变的消亡率；裂隙充填物及裂隙能阻滞大量核素的迁移，其沉淀核素来自接触带花岗岩；花岗岩能强烈阻滞核素的迁移，可作为阻止放射性核素从核废料地下处置库向外迁移的有利天然屏障。 相似文献
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凡人类从事于与核材料有关的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物。高放废物由于具有放射性水平高、发热量大、核素寿命长等特点,其安全处置倍受全球科学家和广大公众所重视。目前深地质处置被国际上公认为处置高放废物的最有效可行的方法。借鉴已有研究成果,我国采用多重工程屏障系统(包括废物固化体、废物罐及其外包装和缓冲/回填材料)和适宜的地质围岩地质体共同作用来确保高放废物与生物圈的安全隔离。参照国际上该领域的研究成果,结合我国处置概念,本文就高放废物地质处置中的工程材料(废物固化体、废物罐、外包装、缓冲材料、回填材料),以及其材料选择、设计要求和研究重点等进行了总结。 相似文献
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《岩土力学》2020,(Z1)
核废料处置库的温度场演化规律是处置库设计和安全评估的重要依据,根据处置库的概念化设计,建立了单个核废料废物罐的分层热传导模型。对膨润土区和围岩区热传导方程组进行Laplace变换,联立求解得到了在不同内外边界条件组合情况下变换域内的温度场半解析解。采用Crump方法对半解析解进行数值反演,获得废物罐近场时间-空间域的温度分布,最后分析了不同参数条件下单个废物罐表面温度的变化规律。结果表明,核废料的燃烧值越高,冷却时间越短,废物罐表面温度越高;采用有限外边界条件计算得到的废物罐表面温度要高于无限外边界条件;膨润土的导热系数越大,废物罐表面温度越低,膨润土土层厚度越厚,越不利于内部温度的扩散。研究成果可用于评价不同条件下废物罐近场温度的演化规律。 相似文献
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高放核废物对环境与人体都有极大的危害性,如何有效地处置将制约着我国核电事业的发展.目前,高放核废物安全处置是一个世界性难题,其难点在于如何使高防核废物与人类生存环境充分、彻底、可靠地隔离,且隔离时间至少要达上万年,在科学、技术和工程方面还面临一系列重大挑战.高放核废物深地质处置被认为是一种有效的手段,即在地表以下数百米深的地方建造一个处置库,以限制核素在数万年内不会迁移进入地表生物圈.目前甘肃北山戈壁沙漠地带是我国高放废物地质处置库的预选区. 相似文献
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《岩土力学》2021,(Z1)
核废料处置库的温度场演化规律是处置库设计和安全评估的重要依据, 根据处置库的概念化设计,建立了单个核废料废物罐的分层热传导模型。对膨润土区和围岩区热传导方程组进行Laplace变换,联立求解得到了在不同内外边界条件组合情况下变换域内的温度场半解析解。采用Crump方法对半解析解进行数值反演,获得废物罐近场时间-空间域的温度分布,最后分析了不同参数条件下单个废物罐表面温度的变化规律。结果表明,核废料的燃烧值越高,冷却时间越短,废物罐表面温度越高;采用有限外边界条件计算得到的废物罐表面温度要高于无限外边界条件;膨润土的导热系数越大,废物罐表面温度越低,膨润土土层厚度越厚,越不利于内部温度的扩散。研究成果可用于评价不同条件下废物罐近场温度的演化规律。 相似文献
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深地质处置目前被国际上公认为是处置高放废物的最有效可行的方法。我国采用多重工程屏障系统和适宜的地质体共同作用来确保与生物圈的安全隔离。缓冲材料是高放废物重要的工程屏障材料之一,我国选用高庙子钠基膨润土作为缓冲材料的基础材料。膨润土作为缓冲材料的一个重要性能表现为缓冲孔隙水的化学变化。介绍了GMZ-1钠基膨润土大气条件下与蒸馏水的反应试验,并对试验结果进行了讨论。批式试验反应溶液中钠离子来源于钠基膨润土层间阳离子和矿物溶解,镁离子来源于钠基膨润土层间阳离子,钾离子和钙离子来源于矿物溶解,相关研究认识对于高放废物处置库近场核素迁移研究和评价工程屏障的长期稳定性具有重要意义。 相似文献
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《矿物岩石地球化学通报》2020,(2)
缓冲材料作为高放废物处置库中多重屏障体系的最后一道人工屏障,其对放射性核素的阻滞性能将直接影响放射性核素随地下水进入天然地质屏障后重返生物圈的能力,进而影响到处置库的长期稳定性和安全性。用具有低渗透性和良好膨胀自愈性的膨润土作为集成缓冲材料的基材,以凹凸棒石为辅料,用黄铁矿为添加剂,三者按质量比为63∶27∶10均匀混合构成集成缓冲材料B_7AP,采用恒定源扩散实验分析了铀在干密度为1.70 g/cm~3试样中的扩散特性。结果表明,B_7AP缓冲材料对铀具有良好的阻滞性能,其表观扩散系数为4.07×10~(-12) m~2/s。同时,根据多孔介质污染物迁移理论,建立了铀在B_7AP中迁移的对流-弥散-吸附简化方程,并用Matlab软件模拟分析了不同时间尺度、渗流速度、表观扩散系数和阻滞因子条件下,铀在B_7AP中的迁移距离,为提高放废物处置库料缓冲材料阻滞性能、筛选及优化缓冲材料配方设计提供了科学依据。 相似文献
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作为高放废物处置罐候选金属材料,低碳钢在处置库服役期间,其腐蚀产物侵入缓冲屏障,导致缓冲材料矿物相变与性能变异,威胁多重屏障体系的长期安全稳定。本文详细综述了国内外处置库深部还原环境所处的弱碱性化学场与中低温度场的变化趋势,认为处置库深部化学-温度还原条件可导致处置罐Fe腐蚀释放Fe~(2+)。在处置库长期运行过程中,蒙脱石与Fe~(2+)接触发生矿物相变,一方面Fe~(2+)置换蒙脱石八面体晶格中的Al~(3+)和Mg~(2+),还原Fe~(3+)或直接占据空位,生成次生矿物;另一方面Fe~(2+)交换蒙脱石层间的Na~+、K~+和Ca~(2+),转化为铁基蒙脱石。矿物相变可诱发缓冲屏障性能变异甚至退化。基于"抗矿物转化"理念,提出了下一阶段缓冲材料矿物相变研究方向,为地下实验室碳素钢选型、缓冲屏障验证试验设计以及屏障体系安全评价提供科学依据。 相似文献
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《岩土力学》2017,(8):2343-2350
岩体结构面是处置库中核素迁移的关键通道,也是各种岩体质量评价的重要指标。鉴于高放废物处置库工程的安全等级、服务年限及围岩体力学特征,在深入分析传统的岩体质量评价方法及节理和断层等结构面对处置库安全性、可靠性产生的重要影响的基础上,建立一种基于多维度、多尺度结构面综合指标SCE的岩体质量评价方法。以中国高放废物处置库天湖地段岩体地表结构面调查和钻孔数据为依据,采用SCE指标对天湖岩体质量进行评价。实例分析表明:该指标克服了传统的单一指标对岩体结构面评价的不足,可以更便捷、准确、客观地体现结构面发育程度及岩体完整性,与现实情况更为符合。研究结果既可为处置库设计中的渗流特性和核素迁移规律研究提供科学、合理的依据,也可为建立一套适用于高放废物处置库场址筛选和适宜性评价体系提供一定参考。 相似文献
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高放废物深地质处置：回顾与展望 总被引：10，自引：0，他引：10
文章对我国高放废物地质处置研究的历史进行了回顾,并对未来发展进行了展望。我国的高放废物深地质处置研究开发从1985年开始,迄今为止可初步分为3个阶段：①起步和跟踪研究阶段（1985～1998）;②逐步发展阶段（1999～2005）;③政府规划指导阶段（2006至今）。20多年来,我国在国家法律法规、战略规划、选址、工程屏障、核素迁移研究等方面取得了显著进展。我国已经提出在2020年前建成地下实验室、21世纪中叶建成高放废物处置库的目标。研究开发和处置库工程建设分成3个阶段：试验室研究开发和处置库选址阶段（2006～2020）;地下现场试验阶段（2021-2040）和处置库建设阶段（2041～本世纪中叶）。经过全国筛选对比,已初步选定甘肃北山地区为重点预选区,系统的场址评价工作正在进行。已确定采用膨润土作为处置库的回填材料,并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。工程设计、核素迁移研究和安全评价也取得了一定进展。1999年起与国际原子能机构开展了3期高放废物地质处置技术合作项目,对提高我国的技术水平起到了积极作用。20多年的研究开发工作为我国在21世纪完成高放废物地质处置任务奠定了基础。 相似文献
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《物探与化探》2021,(5)
在算井子地段开展地表地质特征、深部地质特征研究和三维地质建模等,初步查明了该地段花岗岩体的岩性和构造分布特征,得出如下认识:算井子地段主体岩性为花岗闪长岩,出露面积约176 km~2,深度超过2 km,花岗岩体呈岩基状产出,总体呈NE—SW向分布,与研究区主构造线方向一致。花岗岩岩性单一,岩体深部完整性好,岩石蚀变程度低。研究区共有9条断裂,基本发育在岩体里面,倾角较陡。花岗岩岩体内可筛选出一面积大于31 km~2岩块,岩性单一、容积足够大、完整性好,或可用作为未来高放废物处置库的候选场址。总体上,算井子地段作为高放废物地质处置预选地段,地质条件适宜性较好。 相似文献
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开展地下水数值模拟研究是高放废物处置场地安全评价的重要组成部分,然而深地质处置介质类型的复杂性、基岩深部资料的相对匮乏性导致模拟结果存在不确定性,如何刻画深部地下水动力场并评估可能引起的风险已成为高放废物处置安全评价中重点关注的问题。在大量文献调研的基础上,综述了世界典型国家高放废物深地质处置场地的地下水数值模拟与不确定性分析应用,并归纳总结该领域研究经验,得到以下认识:（1）深地质处置场深部构造、裂隙的发育与展布决定了地下水循环条件,探究适用于基岩裂隙地区新的水文地质试验方法是提高地下水数值模型仿真性的基础;（2）不同尺度模型融合是解决深地质处置地下水模拟的有效技术方法,区域尺度多采用等效连续介质法,场地尺度使用等效连续多孔介质和离散裂隙网络耦合模型,处置库尺度使用离散裂隙网络方法,其次需重点关注未来大时间尺度下放射性核素在地质体中的迁移转化规律,模拟预测场址区域地下水环境长期循环演变对核素迁移的潜在影响;（3）考虑到不同的处置层主岩岩性以及在多介质中发生的THMC（温度场—渗流场—应力场—化学场）过程,目前国内外常用的地下水模拟软件有:Porflow、Modflow、GMS及MT3DMS等用于模拟孔隙或等效连续介质,Connectflow、Feflow及FracMan等用于模拟地下水和核素在结晶岩、花岗岩等裂隙中的迁移,TOUGH系列软件主要应用于双重介质的水流、溶质及热运移模拟;（4）指导开展有针对性的模型和参数的不确定性分析工作,减少投入工作量,提高模型精度,并可针对处置库长期演变、废物罐失效、极端降雨等多情景预测模拟,为处置库安全评价及设计提供基础数据支撑;（5）针对我国深地质处置地下水数值模拟研究现状,下一步应加强区域地质、水文地质、裂隙测量以及现场试验等相关的调查及监测工作,多介质耦合、多场耦合模拟及不确定性分析研究将会是未来的研究重点。 相似文献