高放废物地质处置地下实验室施工风险评价

高放废物地质处置地下实验室作为开发和验证高放废物地质处置技术、评价场址适宜性的地下研究设施,在高放废物地质处置中起着至关重要的作用。为保证地下实验室施工安全,对其施工风险进行分析评价具有十分重要的理论意义和工程应用价值。故障树分析和层次分析是工程风险评估中重要的分析方法,本文将故障树的结构重要度与层次分析法中的权重相结合,首先辨识出地下实验室施工风险因子,然后建立故障树模型,再将故障树的结构重要度计算结果引入层次分析法判断矩阵的构建中,最后提出基于故障树模型的层次分析法。将该方法应用于评价甘肃北山我国首座高放废物地质处置地下实验室的施工风险,获得了地下实验室施工期风险的权重分布玫瑰云图,提出了对保证地下实验室施工安全具有指导性的建议和结论。     

我国高放废物深钻孔处置概念及处置工艺初步设想

深钻孔处置是深地质处置中更安全、更灵活、场址适应性更强的一种处置方式,通过对高放废物处置对象的研究,参考美国Sandia实验室提出的处置概念及处置工艺,提出我国深钻孔处置的处置概念及处置工艺,并针对深钻孔处置的钻固井技术,给出总体要求。     

高放废物地质处置及其若干关键科学问题

如何安全处置高水平放射性废物是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题。在介绍国内外最新研究进展的基础上，重点讨论高放废物地质处置的若干关键科学问题：处置库场址地质演化的精确预测、深部地质环境特征、多场耦合条件下（中（高）温、地壳应力、水力作用、化学作用、生物作用和辐射作用等）深部岩体、地下水和工程材料的行为、低浓度超铀放射性核素的地球化学行为与随地下水迁移行为及处置系统的安全评价。同时，介绍了国外若干重大科研项目和若干研究热点问题。     

我国高放废物地质处置概念研究

在对国外核废处理先进国家的高放废物地质处置工艺技术深入研究的基础上,介绍了我国高放废物地质处置概念设想。结合我国未来处置库场址条件和高放废物源项特征,分别对花岗岩和黏土岩地层提出了竖直孔处置、小断面水平巷道处置和巷道处置的建议方案,为我国高放废物的地质处置提供参考。     

高放废物处置库缓冲材料导热性能研究

 缓冲材料是高放废物深地质处置库中的重要工程屏障,其导热性能参数是高放废物处置系统设计的关键参数之一。利用ISOMET导热仪,研究内蒙古高庙子天然钠基膨润土GMZ01与石英砂和石墨混合材料GMZM不同压实密度和不同含水量样品的导热性能。结果表明,GMZM的导热系数、热容量和热扩散系数随压实密度的增大而显著增大,随着含水量的增大而增大;与GMZ01的导热性能相比,随着压实密度的增大,石英砂和石墨作为添加剂可以明显提高缓冲材料的导热性能和热扩散性能,但对比热没有显著影响。压实干密度大于1.8 g/cm3后,GMZM的导热系数和热扩散系数比GMZ01的导热系数和热扩散系数均提高20%以上。缓冲材料的导热性能与其含水量、干密度、矿物组成和微结构等有关,导热系数随着含水量和干密度的增大而增大,但是导热系数与含水量和压实干密度不具有一致的线性关系。当GMZ01的饱和度大于20%时,不同压实干密度样品的导热系数、比热、热容量、热扩散系数均与饱和度具有线性关系。     

高放废物处置库的工程设计

 高放废物处置库是一项特殊的岩石地下工程。与一般地下岩石工程相比,处置库具有许多特点,相应的处置库的设计也有别于一般地下岩石工程。总结高放处置库的若干特点,简要介绍瑞典D1阶段处置库地下岩石工程设计的主要内容,设计过程与设计时考虑的因素,初步讨论处置库的功能目标与设计年限、概念设计、总体要求、温度限制、不同围岩中处置库的主要问题、可回取的处置库设计及处置库的建设成本等问题。     

高放废物深地质处置及其研究概况

简要介绍了高放废物深地质处置的概念及其关键技术问题、高放废物工程屏障及其研究概况、高放废物处置库的选址因素及选址过程、处置库的主要岩石力学问题与候选主岩、地下实验室核素迁移示踪研究概况，最后，简要介绍了美、法、俄、韩、中等国在高放废物处置方面的研究计划与进展。     

我国高放废物深钻孔处置热学分析

深部钻探技术的发展使得高放废物深钻孔处置逐渐再次受到国际上的广泛关注。针对我国高放废物深钻孔处置概念设计,采用ANSYS软件建立了深钻孔处置热学计算模型,对处置后高放废物罐及其周边围岩温度场演变规律进行分析。结果表明:1)高放废物罐进行深钻孔处置后,其表面温度在几年内达到峰值;2)废物罐暂存时间对处置区达到峰值温度的时间和峰值温度大小有重要影响,为控制处置区峰值温度,延长废物罐暂存时间是可行的;3)围岩温度升高速度与其距废物罐的距离成负相关关系,距废物罐越远,温度升高速度越慢。     

核废物深部地质处置方案及试验

国际上普遍认为，对核废物进行深部地质处置是长期保护人类及生存环境不受核污染的最为安全可靠的措施。为此，许多核能利用国家提出了处置方案，建立了地下实验室，并对其方案展开了大量的现场技术试验及基础理论研究，取得了极为宝贵的经验。所有的处置方案都是根据多重屏障原理建立的，即包括自然地质屏障（各种围岩）和工程屏障（废物体＋包装罐＋缓冲回填体）。各国根据地质条件，选择了不同岩石作为处置库的围岩，主要有盐岩、结晶岩、泥岩和凝荻岩。介绍了为在这些岩体中建造处置库提山的典型处置方案，方案的现场试验，试验中所观察的热-水-气-力过程和其数值模拟结果。     

中国高放废物处置库缓冲材料物理性能

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。中国深地质处置的概念模型采用多重工程屏障系统（包括废物固化体、废物容器、外包装、缓冲／回填材料）和适宜的地质围岩地质体共同作川来确保高放废物与生物圈的安全隔离。膨润上由于具有极低的渗透性和优良的核素吸附等性能向被国际上选作缓冲材料的基础材料。经过全国筛选，高庙子膨润土矿床被选作我国缓冲材料供应基地。从2000年起，对产自该矿床的钠基膨润土GMZ-1开始了系统的研究工作。介绍了GMZ-1的矿物组成、基本特征和GMZ-1在不同干密度、不同含水量条件下的热传导、水传导、力学性能参数及GMZ-1在不同干密度条件下的膨胀特性参数测定结果。GMZ-1钠基膨润土具有蒙脱石含量高（75％左右）、杂质矿物相对较少的特点，对于该材料的系统和深入研究对于开发我国缓冲回填材料技术，确保高放废物的安全有效处置有重要意义。     

国外利用废弃矿井对放射性废弃物的处置

废弃矿井形成的地下空间是可以充分利用的社会资源,利用废弃矿井处置放射性废物,不仅能满足放射性废物的处置需求,还可以实现资源的再利用。国外已利用废弃矿井处置低、中放废物,对于国内放射性废物废矿井处置是十分值得借鉴的经验。     

高放废物深钻孔处置源项特征分析

高放废物的安全处置是全球核工业领域所面临的一项重大课题,而深地质处置方法被国际社会所普遍接受,其中深钻孔处置目前受到广泛关注。通过对高放废物源项进行分析并结合深钻孔处置的特点,提出了适合深钻孔处置的废物源项特征,认为深钻孔处置方式可以用来接收高放玻璃固化体以及乏燃料废物。其中,高放玻璃固化体由于其处置容器直径较大,对深钻孔的钻探技术提出了巨大挑战;而乏燃料组件由于截面较小,满足深钻孔处置要求,但对于乏燃料后期回取问题,尚需进行大量的研究工作进行论证。     

高放废物地质处置中巷道回填和密封方法研究

地质处置是目前国际公认的安全可靠、切实可行的高放射性水平废物处置方式。地质处置通过天然屏障和工程屏障构成的多重屏障系统实现对放射性核素的包容、阻滞。对于处置完废物的巷道进行回填和密封是构成工程屏障的重要组成部分。通过调研并总结国际上地质处置技术先进国家(瑞典、芬兰和法国)的巷道回填密封材料选择和施工工艺,结合我国高放废物地质处置预选场址的围岩条件,提出了我国地质处置巷道回填材料选择、回填和密封方法的初步设想以及未来相关研究的方向。     

放射性废物浅埋处置库顶盖试验研究

 顶盖是低中放废物近地表处置库的重要防护屏障,对放射性废物处置库的长期安全性起着重要作用。以一拟建放射性废物浅埋处置库为例,结合当地自然特征及地质条件,采用地质类比结合试验的途径来研究顶盖的功能和实用性。通过对顶盖表面植被层、隔水层的岩性分析,进行抗自然营力侵蚀,以及岩石力学性质、水理性质、渗透性能等方面的试验研究。试验结果表明,顶盖表面植被层采用天然的砂砾石层,隔水层采用黏土砾石层等可使顶盖结构简单、库容增加,且造价降低;还可使强度、稳定性和防护性能得到明显提高。     

我国放射性废物处置可回取策略研究初析

可回取性是指在处置库运行、处置单元密封回填后、处置库最终关闭等阶段所具备的将处置容器从处置库中完整回取出来的能力。重点分析了我国可回取政策的背景及原因,参考法国、德国、瑞典、瑞士、美国、芬兰对可回取问题的总体要求,并结合我国国情,有针对性地给出了我国在可回取法律法规、可回取对象、与回取有关的时间因素方面的建议。     

高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展

中国对该课题的研究始于1985年，但是长期以来未能引起足够的关注，相关研究项目也非常有限。近年来，随着中国经济的快速增长，能源短缺问题越来越严重，发展和利用核能己作为一种主要的解决方案，因此核废物的安全处置则成为现实的重要课题。中国在利用膨润土作为工程隔绝材料方面的研究工作，主要限于选择合适的膨润土，而高庙子膨润士作为最终选择的缓冲材料，其基本物理-化学特性已得到确定，但有关热-水-力耦合的试验尚未开展，相关课题的研究也尚需努力。鉴于国际上已对多种其他备选膨润土进行过大量研究，有关成果可望用于指导即将在中国进行的高庙子膨润土试验研究。此文的主要目的就是为中国核废物的地质处置研究提供一些有益的经验。首先，介绍使用基于膨润土的工程隔绝核废物地质处置方法，这一方法已为广泛接受；然后，介绍膨润土的选择标准，地质-化学特性、热-水-力性态（包括微观结构、宏观性态、接缝性态和数值分析），以及在放射性废物处置过程中产生的气体对工程隔绝层的影响等，通过不同实例来展示试验原理和主要结果；最后，对近期国内外研究成果和未来发展前景进行总结。     

高放废物地质处置北山预选区新场地段地质特征

 介绍我国高放废物地质处置北山预选区新场地段的地质特征以及我国选址工作的最新进展——岩块筛选。以美国TM卫星照片解译和野外地质勘查为主要手段,研究新场地段花岗岩类和断裂构造的时空分布特征。按岩石谱系单位的划分原则和方法,建立3个花岗岩类超单元和3个独立单元;识别出40条断裂,并对其规模、产状、力学性质和破碎程度等特征进行调查。以此为基础,先参照国外处置库选址经验,筛选出2个相对完整并具有一定规模的岩块,即新场岩块和芨芨槽岩块;然后以高精度卫星照片(美国Quick Bird)和地表工程揭露为手段,对所选岩块的边界断裂、内部断裂进行调查;对岩块地表837个露头的节理进行测量和统计分析(节理优势组、平均间距和平均迹长等)。研究结果表明,新场和芨芨槽岩块均比较完整,可作为处置库的候选岩块进入钻孔研究阶段。实践证明,岩块筛选可为岩块的钻孔研究提供更详细的基础地质资料,在处置库的选址过程中起到事半功倍的作用。