共查询到20条相似文献，搜索用时 250 毫秒
1.
2.
地质系统热-水-力耦合作用的随机建模初步研究 总被引：2，自引：0，他引：2
热-水-力(THM)耦合作用是岩石力学与环境地质中的重要基础理论问题,核废料地质处置库周围的缓冲材料和围岩中的热-水-力耦合现象将影响其力学稳定性、热传导性和渗透性,进而影响放射性核素在裂隙岩体中的迁移规律。核废料或放射性废料的地下深埋处置是国际上正在研究的永久性隔离的有效方法之一。因此,对核废料地质处置法安全性评估的一个重要内容就是对裂隙岩体中力学稳定性与构造应力、地下水渗流及热载荷等的耦合作用之数值模拟和评估。这已成为当前刻不容缓的重要的环境影响评价课题。笔者研究了温度场-渗流场-应力场中热传导系数和渗透率以及岩体力学参数的空间变异性,用实验方法研究三场耦合效应及裂隙岩体的场性能等效处理,试图建立热-水-力耦合作用的随机性数学模型及可视化数值模拟方法,为核废料地质处置安全性评估提供直观的新方法。 相似文献
3.
填砂裂隙岩体渗流传热模型试验与数值模拟 总被引：1，自引：0，他引：1
选取中国高放射核废物地下处置库重要预选场区--甘肃北山地区的花岗岩,加工组合成规则裂隙岩体,将垂直裂隙用粒径为0.5～0.63 mm的砂土填充,进行了裂隙水渗流传热试验;对模型试验进行了数值模拟,进而计算分析了热源温度、裂隙水流速和裂隙开度变化对裂隙岩体模型稳态温度场的影响。模型试验表明,当热源温度维持在120 ℃时,裂隙水仍无相变,裂隙岩体模型稳态温度场分布规律与热源温度为95 ℃时一致;热源温度越高,热源的水平影响距离越大,模型达到稳态需要的时间越长;裂隙填砂加强了裂隙两侧岩石之间的热传导,热源的水平影响距离和模型到达稳态需要的时间均明显大于无填充裂隙岩体模型的情况。模型试验得到的岩体模型温度场与数值计算得到的岩体模型温度场规律一致。试验过程中裂隙岩体模型在边界上存在一些热量散失,无法与数值计算中的绝热边界条件等同,致使试验数据低于数值计算值,并且热源温度越高,两者之间的差异越大。模型试验和数值计算均表明,邻近热源侧的裂隙水渗流对模型的温度场分布起控制作用,而远离热源侧的裂隙水渗流则主要影响该侧的边界温度和模型达到稳态所需要的时间。数值参数敏感性分析表明,裂隙水流速与裂隙开度越大,裂隙水对水平传热的阻滞作用越明显。 相似文献
4.
泥岩自愈合特性是核废料库选址评价及储库安全稳定性分析的一项重要研究内容。以某泥岩高放废物处置库为研究背景,在室内和现场试验的基础上,采用指数模型建立了巷道围岩渗透性分布模型和裂隙渗透性自愈合模型;结合巷道围岩孔隙水压力的多年观测资料,通过建立能够反映实际施工过程的水-力耦合计算模型,采用精确罚函数法以及Nelder-Mead算法相结合的有限元优化反分析程序,对巷道围岩渗透性参数进行反演研究。结果表明：反演所得的围岩渗透系数量级与试验值量级均为10-12 m/s,反演孔隙水压力值与实测值比较接近;围岩垂向渗透系数的扰动程度和范围明显大于水平向渗透系数,垂向渗透系数提高了2个数量级,扰动范围约为25 m,渗透性恢复到初始水平时间约需5 a。 相似文献
5.
高庙子膨润土已被确定为我国高放废物地质处置的首选缓冲/回填材料,进行其力学特性及应用模拟研究对合理设计处置库具有十分重要的意义。考虑膨胀效应的UH模型是在超固结非饱和土本构模型（非饱和土UH模型）的基础上提出的,因引入了土体团粒的吸水膨胀作用,使其适用于非饱和膨润土。基于有限元软件ABAQUS的二次开发平台,利用Fortran语言编制模型的UMAT（user-difined material）材料子程序,进行了考虑膨胀效应UH模型的有限元实现。然后针对高放废物处置概念模型,利用编制的模型子程序对高放废物处置系统进行了三维有限元模拟,并对渗流场和应力场的演化规律进行了初步探究。模拟结果显示处置系统中膨润土的内应力增加,土体的稳定性较好,说明选择高庙子膨润土作为缓冲/回填材料的合理性,也同时验证了程序的正确性。 相似文献
6.
构造活动性是核废处置场评价的一项基本判别要素。文中通过对东天山阿齐山—雅满苏地区磷灰石裂变径迹测年及 构造隆升剥蚀过程的模拟来评价核废处置场的构造活动性。结果表明阿齐山—雅满苏地区样品磷灰石裂变径迹年龄集中分 布在81.7~51.4 Ma之间,反映出东天山地区晚白垩世—始新世存在一次明显的构造冷却事件,这与天山地区晚白垩世的抬 升剥露事件相一致。磷灰石裂变径迹长度介于13.60±0.11~14.36±0.10 μm之间,其长度标准差为0.98~1.22 μm,显示该区 磷灰石径迹形成后没有发生过明显的退火作用。根据地温梯度计算得到晚白垩世—始新世东天山阿齐山—雅满苏地区隆升 剥蚀速率为270~580 m/Ma。现有地质资料及热史模拟结果表明,东天山阿齐山—雅满苏地区在晚白垩世—始新世(84~49 Ma)期间经历了强烈的构造隆升—剥露事件,自始新世以后50 Ma以来,地壳处于稳定状态,新生代构造活动不明显,其 活动强度明显有别于天山其他地段。东天山阿齐山—雅满苏地区现在的构造地貌基本继承了晚白垩世的特征,处于构造活 动平稳期,符合核废处置场选址的构造要求。 相似文献
7.
本文介绍了高放废物处置场的基本结构并着重阐述了工程地质方法在高放废物处置场建设中的应用,应用主要包括以下几个方面(1)处置场场区围岩稳定性评价;(2)处置场场区岩体力学性质参数的测量;(3)建立处置场场区工程地质模型。 相似文献
8.
This article is a study of the thermal effects associated with the emplacement of aged radioactive high-level wastes in a
geologic repository, with emphasis on the following subjects: waste characteristics, repository structure, and rock properties
controlling the thermally induced effects; thermal, thermomechanical, and thermohydrologic impacts, determined mainly on the
basis of previous studies that assume 10-yr-old wastes; thermal criteria used to determine the repository waste loading densities;
and technical advantages and disadvantages of surface cooling of the wastes prior to disposal as a means of mitigating the
thermal impacts. Waste loading densities determined by repository designs for 10-yr-old wastes are extended to older wastes
using the near-field thermomechanical criteria based on room stability considerations. Also discussed are the effects of long
surface cooling periods determined on the basis of far-field thermomechanical and thermohydrologic considerations. Extension
of the surface cooling period from 10 yr to longer periods can lower the near-field thermal impact but have only modest long-term
effects for spent fuel. More significant long-term effects can be achieved by surface cooling of reprocessed high-level waste. 相似文献
9.
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
10.
Li Yu Eef Weetjens Xavier Sillen Tim Vietor Xiangling Li Pierre Delage Vincent Labiouse Robert Charlier 《Rock Mechanics and Rock Engineering》2014,47(1):3-19
A proper evaluation of the perturbations of the host rock induced by the excavation and the emplacement of exothermic wastes is essential for the assessment of the long-term safety of high-level radioactive waste disposals in clay formations. The impact of the thermal transient on the evolution of the damaged zone (DZ) has been explored in the European Commission project TIMODAZ (thermal impact on the damaged zone around a radioactive waste disposal in clay host rocks, 2006–2010). This paper integrates the scientific results of the TIMODAZ project from a performance assessment (PA) point of view, showing how these results support and justify key PA assumptions and the values of PA model parameters. This paper also contextualises the significance of the thermal impact on the DZ from a safety case perspective, highlighting how the project outcomes result into an improved understanding of the thermo–hydro–mechanical behaviour of the clay host rocks. The results obtained in the TIMODAZ project strengthen the assessment basis of the safety evaluation of the current repository designs. There was no evidence throughout the TIMODAZ experimental observations of a temperature-induced additional opening of fractures nor of a significant permeability increase of the DZ. Instead, thermally induced plasticity, swelling and creep seem to be beneficial to the sealing of fractures and to the recovery of a very low permeability in the DZ, close to that of an undisturbed clay host rock. Results from the TIMODAZ project indicate that the favourable properties of the clay host rock, which guarantee the effectiveness of the safety functions of the repository system, are expected to be maintained after the heating–cooling cycle. Hence, the basic assumptions usually made in PA calculations so far are expected to remain valid, and the performance of the system should not be affected in a negative way by the thermal evolution of the DZ around a radioactive waste repository in clay host rock. 相似文献
11.
Two-phase, partially miscible flow and transport modeling in porous media; application to gas migration in a nuclear waste repository 总被引：1，自引：0，他引：1
We derive a compositional compressible two-phase, liquid and gas, flow model for numerical simulations of hydrogen migration
in deep geological repository for radioactive waste. This model includes capillary effects and the gas high diffusivity. Moreover,
it is written in variables (total hydrogen mass density and liquid pressure) chosen in order to be consistent with gas appearance
or disappearance. We discuss the well possedness of this model and give some computational evidences of its adequacy to simulate
gas generation in a water-saturated repository. 相似文献
12.
高放废物地质处置黏土岩处置库围岩研究现状 总被引：2，自引：0，他引：2
世界上很多国家都对处置库的可能围岩进行了详细研究。通过对比,认为花岗岩、黏土岩、岩盐比较适合作为处置库围岩,而黏土岩由于具有自封闭性、渗透率低等其他岩石类型不可比拟的优点,因而将黏土岩作为高放废物地质处置库围岩越来越受到各国的关注。文章同时介绍了瑞士、法国、比利时等国家在黏土岩中所进行的大量研究,均认为在黏土岩中处置高放废物和乏燃料是安全的。文章还对黏土岩处置库概念设计、黏土岩处置库围岩地下实验室研究,以及我国开展黏土岩处置库研究的意义等进行了综述。 相似文献
13.
高放废物处置库中缓冲回填材料需要预先压缩到一定密实度,其压缩特性对处置库的安全设计、施工及运营有重要影响。目前,国内初步考虑将膨润土-砂混合物作为缓冲回填材料的首选。采用WG型单杠杆固结仪,对不同干密度、掺砂率的膨润土-砂混合物进行侧限压缩试验研究。试验结果表明：随着干密度的增大,压缩系数呈二次曲线减小;随着掺砂率的增大,压缩系数呈非线性增大。通过引入有效黏土密度和有效含水率的概念,对不同干密度、掺砂率的膨润土-砂混合物的压缩系数进行解释,并根据试验数据得到了回归的数学模型,试图为缓冲回填材料的配比优化研究提供相关依据。 相似文献
14.
对于放射性活度浓度很低,但又不得不管理的极低放废物,目前国际上对此并没有明确的可操作性定义,对极低放废物的处置方式也还在探索中。由于极低放废物含有一定量具有物理性和生物性的放射性核素,考虑到政治、社会及公众接受心理等因素,在参考低中废物管理模式基础上,按危险废物处置标准处置建造专门的处置库处置极低放废物是可行的。 相似文献
15.
中国高放废物地质处置缓冲材料大型试验台架和热-水-力-化学耦合性能研究 总被引：1，自引：0，他引：1
缓冲材料作为高放废物深地质处置库中一道重要的人工屏障,与高放废物容器和处置库围岩直接接触,在高放废物衰变热、辐射作用和地下水等影响下产生复杂的热-水-力-化学耦合作用,为了验证缓冲材料是否能长期有效地发挥其屏障材料的作用,核工业北京地质研究院利用高庙子钠基膨润土组装并运行了模拟中国高放废物地质处置室 尺寸的大型缓冲材料膨润土试验台架（China-Mock-Up）。建立了缓冲材料试验台架的安装和试验方法,依据实测数据和理论分析,揭示了热-水-力-化学耦合作用条件下膨润土中的相对湿度是在加热器的热效应和外部供水的湿效应共同作用下发生变化的,压实膨润土中应力的变化主要是由于膨润土遇水膨胀和加热器的热效应引起的,试验验证了模拟高放废物地质处置室内加热器（废物罐）运行初期的位移过程,为缓冲材料和高放废物地质处置库的设计提供了重要的工程参数和理论依据。 相似文献
16.
《矿物学报》2013,(Z1)
The thermal property is one of the key properties for the design of the high-level radioactive waste (HLW) repository. In this study, the thermal properties transient automatic tester (HPP-F) is uesd to study the thermal conductivity of multiphase composite buffer/backfill material including the type B-Z and B-Z-P (Here B、Z、P represents bentonite、zeolite and pyrite respectively,the same as in the following.) in different dry density and moisture conditions. The results show that for the same moisture content (dry density), thermal conductivity of specimens increases as the dry density (moisture content) increases. As a result, the type B-Z-P which is highly compacted of 1.8 g/cm3 in dry density and 17.65% in moisture content performs well, it meets the requirements of the IAEA and is easy to be compacted ,so it can be recommend as a alternative material of high level radioactive waste disposal repository buffer/backfilling materials. 相似文献
17.
18.
高放废物深部地质处置目前受到世界各国的高度重视,处置库围岩岩体质量评价是高放废物处置库选址的关键问题之一。文章基于BQ系统对我国高放废物地质处置库阿拉善预选区巴彦诺日公NRG01号钻孔进行了岩体质量评价。NRG01号孔钻孔资料丰富,采用岩芯编录、波速测井、水压致裂地应力测量及岩石波速测试、单轴压缩试验等多种方法手段相结合的方式获取了BQ评价系统中的各个参数。评价过程中,综合考虑了岩体坚硬程度、完整程度及地下水、软弱结构面、初始地应力等因素对围岩稳定的影响。根据计算的[BQ]值对岩体质量进行评价并与RQD评价结果进行对比。评价结果表明,NRG01号孔岩体质量较好,Ⅰ级和Ⅱ级岩体占90%,410~500 m的岩体范围可作为处置库建设的目标岩体。[BQ]值与RQD值所得的岩体质量评价结果一致性良好,但由于BQ系统考虑的影响因素更为全面,评价结果更为精细。本次评价可为巴彦诺日公地段高放废物地质处置库场址比选及处置库目标岩体选择提供依据。 相似文献
19.
用于高放射性废物深地质处置的粘土材料研究 总被引：19，自引：1，他引：19
按照高放射性废物深地质处置库中缓冲材料的作用及要求，针对8个主要核国家采用的9种蒙脱石类粘土的样品来源、矿物成分、主要物理化学特征和热—水—力学性能进行分析比较发现：中国内蒙古高庙子膨润土蒙脱石含量较高，阳离子交换容量和比表面积较大，高庙子钙膨润土具有很好的不渗透性、高膨胀性和良好的导热性能。因此高庙子膨润土可作为中国高放射性废物深地质处置库缓冲材料的基料。 相似文献
20.
高放废物处置库北山预选区地下水同位素组成特征及其意义 总被引：4，自引：1，他引：3
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