花岗岩介质中处理中低放核废料的热应力

花岗岩介质是核废料地下处理的理想介质之一。在“中低放核废料地下处置对围岩介质（花岗岩体）温度场的影响”一文基础上,进一步探讨花岗岩介质中处置中低放核房料热应力效应,旨在为核废料的地质处置作一有效的探索。     

中低放核废料地下处置对围岩介质（花岗岩体）温度场的影响

在核废料的地下处置过程中，由于放射性元素的衰变，将产生大量的热量，因此，核废料的地下处置将影响围岩的温度场。初步探讨了中低放核废料的地下处置对围岩介质花岗岩体温度场的影响。     

核废料地下处置过程中相关动力学问题及控制措施

深地层地下处置是目前首选的核废料处置方案。由于放射性核素的长期的衰变和辐射导致的某些不可预见性因素．综合评估和预测核废料处置场的安全性是至关重要的。本文从理论上分析了核废料地下处置过程中温度场、应力场、渗流场三场相互影响、相互作用的力学机理,并提出了核废料泄漏的防治措施,为核废料地下处置过程中环境评价提供了基础理论依据。     

巴彦诺日公地段花岗岩微裂隙发育特征研究

花岗岩是高放射核废料地质处置库的主要围岩之一,其水力学特征优劣直接决定了花岗岩体能否有效地阻隔地下水对处置库中核废物的侵袭。围岩微裂隙结构和化学风化程度是水力学特征的直观表现,微裂隙结构量化和化学风化程度计算对高放射核废料地质处置库埋藏深度的比选有一定的科学意义。本文以阿拉善某600 m的花岗岩钻孔内不同深度的岩芯作为研究对象,得到大量的微裂隙显微照片;通过测网法和图像处理技术,获得岩芯数字化的裂隙空间分布图像,并从中提取了微裂隙特征参数（裂隙条数、隙宽、裂隙率、裂隙面密度参数等）;然后,对微裂隙特征参数进行了统计分析,描述了裂隙空间分布变异性。花岗岩样品的化学风化程度评价指标有:天然含水率、CIA。同时,利用SEM-EDS探测裂隙部位形貌特征及元素含量等数据。最后,对花岗岩完整性与核废料处置库适宜性进行综合评价。通过本研究,得到了以下结论:（1）研究区的花岗岩微裂隙发育情况随深度增大逐渐变弱。（2）花岗岩受外力作用后微裂隙首先发育在石英中,其次是在长石和黑云母中。（3）临近破碎带,裂隙率、平均隙宽、裂隙条数均增大,同时受后期热液填充的影响,CIA也会表现出高值。（4）破碎带的发育,对周边完整岩体的微观破裂影响距离可以超过10.6 m,后期热液对下方完整岩体的侵染蚀变影响距离可以超过50.27 m。（5）通过综合评价,来自该钻孔不同深度的7个样品中,取自地下598.8 m处的样品所代表的位置最适宜作为核废料处置库深埋区。     

微生物与核废料的长期管理

近年来,开发利用地下空间引起广泛关注,建设地下生态宜居城市、构建深地科学实验室进行科学探索等相关问题成为研究的热点.地下生活着种类繁多的微生物,它们包括古菌、细菌和真菌,这些地下微生物对开发利用地下空间起着不可忽视的作用.目前研究发现:在核废料的长期管理中,硫酸盐还原菌的活动会导致地下工程设施的腐蚀,地下微生物气体产量会导致地下空间气压变化,这些微生物作用都可能对核废料处置室和核废料容器的性能产生负面影响.概述了地下微生物的研究现状及其对核废料长期管理的影响.     

地学园地

高效、清洁的核电与火电、水电一起成为全球的三大能源支柱。截止 1988年 1月,全球已经建成投产420座核电站,装机容量3亿千瓦。核电站运行产生的大量垃圾——一系列高、中、低放射性废物,与医疗、科研、国防事业的核废料,一起成为越来越重要的环境问题。 核废料会有大量半衰期各异的放射性核元素。高放射性废料（HLW）在1000年内其放射性可降至初期值的1％,在约一百万年之后,其放射水平与花岗岩相当。高放射性废料（HLW）必须保证其在很长时间内完全与生物圈隔离,一般通过竖井或平巷处置于深部且封闭稳定的花岗岩或岩盐中。中、低放射性废料（ILW一LLW）Ng在数干年后即与围岩的放射水平相当。中一低放射水平废料（ILW—LLW）一般采用浅层处置,多置于渗透性很差的粘土层或沉积岩层中。 无论是深层处置还是浅层处置,都涉及到处置场的选址问题。在预选处置场正式运行前,必须经过安全可靠的详尽论证及各种试验。 在花岗岩中的地下核废物处置试验场进行现场试验的目的包括:获取确定有关水力参数与数据的技术方法;获取测试溶质运移参数的技术与模型;获取测试与热扩散问题有关参数的技术;高温下岩石力学性质的变化规律;洞室附近岩石应力变化与变形;获取封闭地下水流动通道的技术与方法。 在岩盐中的处置试     

小尺度原位瞬态压力脉冲渗透性测试系统及试验研究

基于原位瞬态压力脉冲法原理及求解方法,研发了由数据采集控制系统、脉冲压力施加系统、测杆系统3部分组成的小尺度原位瞬态压力脉冲渗透性测试系统（已获国家发明专利[1]）。该系统结构简单、易于控制、使用方便,可用于快速原位测量核废料地下处置、能源地下储存和深埋等地下工程中低渗透围岩的渗透率以及测试空间狭窄和岩体扰动要求严格的其他工程岩体渗透率。利用该系统实施了原位瞬态压力脉冲渗透率测量试验,试验结果验证了该系统的适用性、稳定性和准确性。     

核废料贮库围岩介质THM耦合的定解问题及其加权积分方程

以核废料贮库裂隙岩体介质热-液-力耗散过程的定力解方程为基础，结合核废料地下贮存，分析了热、液、力三方面的边值及初始条件。根据计算力学加权残值法，导出了定解问题的加权积分方程，为实现核废料贮库围岩介质THM耦合有限元数值计算，打下了理论基础。     

一个高放废物处置库场地特性评价费用的估算

一个高放废物处置库场地特性评价费用的估算高放废物的处置要比中低放废物的处置要求高得多，因此尽管现在已有不少国家建成中低放废物处置场的，但却没有一个国家已建成高放废物处置库的。目前国外大都处在处置库场地的预选阶段，只有少数国家进入场地特性评价阶段。在这...     

国外大口径钻孔处置核废料概况

本文简述了核废料地质处理方案和竖井—坑道处置系统,介绍了利用大口径钻孔处置固体核废料、液体核废料和竖井—坑道—大口径钻孔联合处置核废待的概况以及处置核废料的钻探设备、钻进技术、回填材料、填封技术、成本和施工周期.     

国外核废料处置地质研究动向

笔者参加了第29届国际地质大会,现将会上了解到的关于核废料处置的一些研究动向介绍如下。大会设置的有关核废料处置的地质研究专题有“放射性和有害废料的地质处置”、“核废料处置研究计划”和“核废料处置地点特征及天然类比研究”。来自日本、法国、加拿大、芬兰、瑞典、比利时、俄罗斯、德国、英国和美国的代表在会议上交流了四十几篇论文。其中,法国和日本等核电大国代表的文章较多。从大会宣读和张贴的资料看,目前进行的核废料处置的地质研究工作主要有三个方面的内容。一是构造稳定性问题,其主要研究方向是放射性废料处置地点局部和区域上地质构造稳定程度的估价。二是地球化学问题,主要研究核废料中放射性有害物质在处置地点及其邻     

核素迁移的示踪试验研究综述

按地下实验室或处置库的不同主岩,简述了以花岗岩,岩盐,粘土岩和凝灰岩等作处置库主岩的核素迁移示踪试验的研究现状,重点介绍了以花岗岩作高效废物处置库主岩的示踪试验方法和进展。     

液体放射性废物的深孔注入法

目前国际上大多烽国家都是采用深部山地工程的方法处理玻璃固化后的高放废物，而俄罗斯则采用深孔方法直接处置部分高放废液。该法在俄罗斯已有４０年的开发研究历史，主要应用于中低放废液的处置，并取得一定经验。本语文扼要介绍该法的由来、研究概况２、处置原则和要求，处置工作的阶段性和处置所需的设施等。并与国内外已开展的处置中低放废液的水力压法进行了对比，最后，介绍了俄罗斯的３个应用实例。     

城市地质工作的新领域——城市垃圾处置现状及堆场选址地质工作初探

目前,国内外城市垃圾处置的方法主要是露天堆放、卫生填埋、焚烧、堆肥。对于核废料处置以地下填埋为主。国外垃圾处置的方向是推行焚烧及热分解,残渣进行填埋处理,达到资源化、能源化、无害化。我国是一个发展中的国家,地表与地下结合处置垃圾将是今后主要处理方式。垃圾处理场地质工作研究,对于我国水资源及环境保护具有重要意义。     

两花岗岩体接触带铀系核素迁移的初步模拟

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。     

考虑溶质浓度影响的热-水-应力-迁移耦合模型及数值模拟

高放射性核废料地质处置库围岩中地下水的密度因溶质浓度不同而发生变化,这将影响到饱和-非饱和孔隙介质中近场和远场的热-水-应力耦合过程, 同时温度场、应力场也要对地下水中的核素及矿物质迁移产生作用。考虑这两个因素,建立和引入了相关的应力平衡方程、水连续性方程、能量守恒方程和渗透迁移方程,并研制出了对应分析孔隙介质中热-水-应力-迁移耦合问题的二维有限元程序。通过对一个假定的核废料地下处置库在核素泄漏后多场耦合过程的数值计算,考察了近场围岩中的温度、应力、孔隙水压力、核素浓度的分布及随时间的变化。结果初步显示了所建模型及程序可模拟热-水-应力-迁移耦合现象,因而具有一定的实用性。     

裂隙岩体中污染物运移过程的数值模拟

基于双重介质理论模型建立了污染物在地下环境中运移的耦合数学模型,给出了有限元离散的数值格式。并以核废料储存过程中核素90Sr为例,采用所建立的数值模型模拟其在裂隙岩体中运移过程,预测了污染物的浓度分布范围和发展趋势。模拟结果表明:核素90Sr在处置库中运行40年后,下游地区的抽水井的浓度可达到3 100 Bq/m3,超出了国家规定的标准,为固体废物场址的选择以及污染的控制提供了决策依据。     

加拿大和美国高放废物地质处置研究概况

本文主要介绍了作者2000年对加拿大和美国进行科学访问时实地考察所了解到的加拿大的核素在裂隙和孔隙介质中的迁移模式，地下实验室，白壳实验室（Whiteshell Labs)，高放废物处置库场地预选和美国拟作为高放废物处置库的尤卡山场地和已投入运行的军用超铀废物处置库的废物镉离实验工厂；着重论述了这两个国家的高放废物地质处置研究现状、经验和所取得的成果。     

法国重视核废料的深部贮存研究

核能在法国的能源消费中占到32%,故而核废料处理问题受到官方极大的重视.早在70年代末,法国政府就在法国原子能委员会之下设立了“法国核废料管理局”.该局以设计、建造核废料长期贮存点为主要任务.此外亦承担有关信息的收集工作,为安全贮存核废料提供具体办法.重点是如何实现核废料的地下安全贮存.为选择适宜的地下贮存场所,规定了两条总要求,一是核废料包要能放置数百年而不移动,二是核废料所处的深部地质构造必须能在数百万年内保持密封、稳定的状态.     

陆地中低放核废物地质处置的发展与现状

介绍全球陆地中的中低放核废物处置的发展与现状,重点介绍近地表埋藏处置法,废矿井处置法和深岩硐地质处置法,并简要概述一些国家在陆地核废物处置领域内出现的问题及对策。