压实膨润土砌块单轴压缩力学性能研究

膨润土是高放废物地质处置库中不可缺少的工程屏障材料,是确保处置库长期稳定的保障。为了研究膨润土压实砌块力学性能变化规律,对压实砌块不同部位采用不同加载速率进行单轴压缩试验。研究结果表明:压实膨润土无侧限抗压强度随压实干密度的增大而呈指数增大,干密度为1.75 g·cm~(-3)时,无侧限抗压强度可达8.01 MPa;试样上部应变变化量明显小于下部;体积应变随应力增大而先增大后减小,中、下部变化更为明显;压实膨润土砌块弹性参数变化保持同步;试样下部弹性模量最小,泊松比最大。     

高庙子钠基膨润土静力学性能初析

膨润土是核废物处置多重屏障系统之缓冲材料的主要组成材料，对其工程物理性能和化学缓冲性能研究是缓冲材料屏障层工程设计的基础。膨润土具有适宜的力学性能，是保证多重屏障系统稳定的一个基本因素。内蒙古高庙子膨润土矿床是我国高放处置库缓冲材料的供应基地。对高庙子钠基膨润土样品GMZ-1室温条件下无侧限抗压强度随干密度（1．4，1．6，1．8g／cm^3）和含水率（9％，14％，17％）的变化进行了系统测试。测试表明：无侧限抗压强度随干密度增加而增大；特定压实密度的膨润土无侧限抗压强度随含水率增加而减小。     

近场核素释放率对缓冲材料参数的敏感性研究

缓冲材料对高水平放射性废物(高放废物)地质处置库的安全至关重要。本文在处置库关闭后预期演变情景分析的基础上,运用蒙特卡罗随机模拟方法,对缓冲层厚度、缓冲材料密度、核素在缓冲材料中的分配系数这三个参数进行敏感性分析。结果表明,处置库关闭后1 000 a内,近场核素释放率对缓冲层厚度较敏感,超过1 000 a 后敏感性较低;近场核素释放率对缓冲材料密度不敏感;核素在缓冲材料中的分配系数不断提升的情况下,对应的参数敏感度也逐渐加大。上述敏感性分析结果可为缓冲材料工程设计提供参考。     

静力压实膨润土-砂混合物膨胀特性研究

为研究缓冲回填材料静力压实试样的膨胀特性,选用高庙子钠基膨润土(GMZ)为缓冲回填材料的主料,对不同掺砂率的膨润土-砂混合物静力压实试样进行了室内膨胀力和膨胀率试验,并与动力击实高庙子膨润土-砂混合物试样的膨胀试验数据进行对比。结果表明,静力压实的高干密度试样膨胀特性试验数据结果可以很好地分布在动力击实低干密度试样数据拟合曲线上,说明静力压实与动力击实两种制样方法获得试样的膨胀特性具有完全的一致性,在现场施工时可以根据需要自由选择;同时也验证了最大膨胀力随初始干密度呈指数增长,最大膨胀率随初始干密度呈线性增长的正确性,说明高干密度与低干密度试样的膨胀特性,随掺砂率增大符合相同的变化趋势。     

裂隙水流-传热对高放废物处置库近场温度影响的三维离散元分析

裂隙水流-传热是高放废物处置库行为的重要影响因素。为研究裂隙水流-传热对高放废物处置库近场温度的影响,采用3DEC离散元软件计算分析了完整岩体模型和裂隙岩体水流模型对处置库近场温度分布和演变的影响。计算分析表明:由于裂隙水流的吸热降温作用,裂隙岩体模型的废物罐表面膨润土温度低于完整岩体模型的废物罐表面膨润土温度,并缩短了达到稳态所需要的时间;裂隙水流上游区域废物罐表面膨润土温度显著低于裂隙水流下游区域废物罐表面膨润土温度;在设定条件下,裂隙岩体模型的废物罐表面膨润土最高温度约为完整岩体模型废物罐表面膨润土最高温度的75%,裂隙水流速度从0.2mm/s增大到0.5mm/s,废物罐表面膨润土最高温度降低约4%。     

高放废物处置库岩体不同条件下缓冲材料饱和机理研究

缓冲材料作为高放废物处置库内最后一道人工屏障,其饱和过程对处置库多重屏障体系设计具有重要意义。以高放废物处置单元为研究对象,建立了相应的热-流-固耦合模型,模拟了饱和花岗岩体条件下缓冲材料饱和过程,并开展了岩体不同边界水压力、岩体裂隙对缓冲材料饱和过程影响研究。研究结果表明：处置库内缓冲材料外部、下部靠近花岗岩的区域饱和度率先增大,然后逐渐由外部向内部、下部向上部进入饱和状态。饱和花岗岩体边界水压分别为5、3和1 MPa时,缓冲材料达到饱和时间分别为28.9、45.63和110.72 a,随着花岗岩体边界水压的下降,处置单元内缓冲材料达到饱和时间将大幅增加。岩体裂隙的渗透率分别为1.098×10^-17、1.098×10^-15、1.098×10^-13和1.098×10^-11m²时,缓冲材料达到饱和时间分别为22.69、22.09、17.34和17.12 a,岩体中裂隙的存在能够加快缓冲材料的饱和过程。     

Ca^(2+)盐溶液在高庙子膨润土中的扩散研究北大核心CSCD

高放废物地质处置库近场地下水可能会对处置库内的屏障体系产生影响,降低处置库的安全稳定。为研究地下水中盐离子在处置库内缓冲回填体系的扩散规律,本文开展了静态无外荷载条件下内蒙古高庙子(GMZ)膨润土在Ca^(2+)盐溶液中自发渗吸的吸附扩散室内试验。从土的微观结构和经典扩散理论对Ca^(2+)在不同干密度和初始饱和度的膨润土试样中的自发扩散规律进行了分析。研究结果表明,在膨润土初始饱和度相同的情况下,试样阻滞系数随其干密度增加而增大,此时Ca^(2+)的扩散能力减弱;当膨润土干密度相同时,随着初始饱和度的增加基质吸力作用减弱,阻滞系数减小,Ca^(2+)的扩散能力减弱。     

集成缓冲材料对锶的长期阻滞效应

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到处置库的长期稳定性和安全性。以具有低渗透性和良好的膨胀自愈性的膨润土作为集成缓冲材料的基材,以沸石和黄铁矿作为矿物添加剂,三者按照质量比为63∶27∶10均匀混合构成集成缓冲材料B7ZP,并采用恒定源扩散实验分析了锶在干密度为1.70g/cm~3试样中的扩散特性,结果表明,B7ZP缓冲材料对锶具有良好的阻滞性能,其表观扩散系数为3.30×10~(-12) m~2/s。同时,以多孔介质污染物迁移理论为依据,建立了锶在集成缓冲材料B7ZP中迁移的对流-弥散-吸附多场耦合方程,并应用Matlab软件分析了不同的时间尺度、渗流速率、表观扩散系数和阻滞因子等因素下集成缓冲材料B7ZP对锶的长期阻滞性能,为高放废物处置库的缓冲材料设计和长期阻滞性能评价提供科学依据。     

无损检测技术在缓冲材料砌块压制质量检测中的应用

缓冲材料是高放废物地质处置库的最后一道人工屏障,通常是以高压实预制砌块的形式堆砌在废物罐周围,砌块压制质量将极大地影响其工程性质。以缓冲材料压实砌块为研究对象,使用超声波测试、热传导测试和激光三维扫描3种无损检测方法,对不同尺寸和干密度的小型试样、大型砌块的不同位置进行了质量检测和分析。结果表明：小型试样的纵波波速随干密度和含水率的增大而增大,纵波波速与干密度呈近似线性关系,大型砌块的纵波波速随压制面距离的增加而减小;大型砌块顶面各个位置的导热系数变化不明显,砌块高度方向导热系数随压制面距离的增加而减小,且与纵波波速测试结果具有一致性。激光三维扫描技术可以快速、全面获取砌块的线、面和体等各种数据参数。因此,超声波测试、热传导测试和激光三维扫描可为缓冲材料大型砌块制备工艺的优化和砌块压制均匀性的评价提供重要的参数依据和技术支撑。     

好书推荐·《新世纪中国高放废物地质处置》

正本书收录了进入21世纪以来,主要是2000-2011年期间,我国在高放废物地质处置各领域有代表性的重要论文,包括高放废物地质处置战略和规划研究、地下实验室规划、高放废物处置库选址和场址评价、处置库工程屏障、玻璃固化体性能、缓冲回填材料性能、处置工程、放射性核素迁移行为、安全评价等领域的论文。基本反映了这一时期我国高放废物地质处置     

High burn-up operation and MOX burning in LWR; Effects of burn-up and extended cooling period of spent fuel on vitrification and disposal

Looking ahead to final disposal of high-level radioactive waste arising from further utilization of nuclear energy, the effects of high burn-up of light-water reactors (LWR) with UO₂ and MOX fuel and extended cooling period of spent fuel on waste management and disposal were discussed. It was assumed that the waste loading of waste glass is restricted by three factors: heat generation rate, MoO₃ content, and platinum group metal content. As a result of evaluation for effects of extended cooling period, the waste loading of waste glass from both UO₂ and MOX spent fuel could be increased in the current vitrification technology. For the storage of waste glass from MOX spent fuel with higher waste loading, however, those waste glass require long storage period prior to geological disposal because decay heat of ²⁴¹Am contributes significantly. Therefore, the evaluation of effects of Am separation on the storage period was performed. Furthermore, heat transfer calculation was carried out in order to evaluate the temperature of buffer material in a geological repository. The results showed, 70 to 90% of Am separation is sufficiently effective in terms of thermal feasibility of a repository.     

Suction and water uptake in unsaturated compacted bentonite

Suction is an important process dominating water movement in unsaturated compacted bentonite. Suction measurements were carried out to investigate the characteristics of suction in unsaturated compacted bentonite for the buffer of a HLW repository. The suction values decreased with increasing the water content at a given dry density, and it revealed higher value at the higher dry density of compacted bentonite. The suction variation with an increase of temperature was negligible for the water content up to 17%. For the dry density of 1600 kg/m³, the suction value in the vertical measurement was a little lower than that in the horizontal one due to the microstructural anisotropy of compacted bentonite. The modeling of water uptake in unsaturated compacted bentonite is allowed to predict the re-saturation for the buffer of a HLW repository. To this end, water uptake tests were conducted to compare their results with those calculated using the coupled hydro-mechanical model of a computer code ABAQUS. Both results were in reasonably good agreement with each other, which suggests that the model can be used to predict the re-saturation of the bentonitic buffer in a HLW repository.     

Recent activities in the field of nuclear waste management

Buffer construction using bentonite pellets as filling material is a promising technology for enhancing the ease of repository operation. In this study, a test of such technology was conducted in a full-scale simulated disposal drift, using a filling system which utilizes a screw conveyor system. The simulated drift, which contained two dummy overpacks, was configured as a half-cross-section model with a height of 2.22m and a length of 6.0 m. The average dry density of the buffer obtained in the test was 1.29 Mg/m³, with an angle of repose of 35 to 40 degrees. These test results indicate that buffer construction using a screw conveyor system for pellet emplacement in a waste disposal drift is a promising technology for repositories for high level radioactive wastes.     

辐射和热对高放废物地质处置库缓冲材料性能演化的影响

辐射和释热是高放废物的内在特性,辐射和热对膨润土性能的影响对于高放废物地质处置库安全评价至关重要。本文对国外近年来有关辐射和热对工程屏障材料性能的影响研究成果进行了初步的调研,其中有关热对工程屏障材料性能影响的调研主要集中关注了在较高温度(100 ℃以上)时工程屏障材料性能的变化。     

高放废物处置库近场裂隙水流-传热-处置室间距相互作用的三维数值分析

为研究高放废物地质处置库近场裂隙水流-传热-处置室间距的相互作用机理,采用3DEC软件计算裂隙水流-传热-处置室间距相互作用对处置库近场温度分布影响。结果表明:(1)在处置室间距相同条件下,流动的裂隙水显著改变了处置库近场温度场,使岩体温度降低,缩短模型达到稳态所需要的时间。(2)处置室间距增大,温度叠加效应减弱,处置库近场温度越低,并且废物罐表面膨润土温度越低,裂隙出水口水温越低,模型达到稳态所需要的时间越短。(3)水平和垂直裂隙水流共同传热使处置库近场裂隙水流下游区域温度显著高于裂隙水流上游区域。(4)处置室间距为6 m和8 m时,水平裂隙出水口水温高于垂直裂隙,处置室间距为10 m时,水平裂隙出水口水温低于垂直裂隙。     

非饱和水通过双层孔隙介质渗流的定量实验

非饱和水通过双层孔隙介质的渗流对于放射性废物近地表处置库的顶盖设计具有重要意义。本文主要介绍非饱和水通过以黄土（细颗粒）和石英砂（粗颗粒）组成的双层孔隙介质渗流定量实验的装置、方法及其结果。从实验结果可见：黄土中的非饱和水在下渗过程中遇到石英砂层时，即使石英砂层很薄，且粒度很小，下渗水也发生绕流现象；相对绕流量的大小随水的喷淋强度的增大而减小，随石英砂层厚度的增加而增加。另外，实验发现，相当部分的绕流水是紧石英砂层的下表面运动的。由实验结果推断，在石英砂粒径0.2-0.45mm、埋深20cm情况下，不起绕流作用的石英砂层厚度≤1mm；对于≥2mm厚的石英砂层，相对绕流量达100％的喷淋强度需低于5mm/d。