共查询到10条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
2.
溶质运移与高放核废物处置 总被引:1,自引:0,他引:1
通过对溶质运移和高放核废物处置的介绍,结合核素迁移以及我国高放核废物处置的情况,介绍了在核素迁移过程中T-H-M-C四场耦合的组合分类,提出在核废物处置过程中进行四场耦合的研究,并指出在将来的四场耦合研究过程中加强化学场研究的重要性,对高放核废物处置具有一定的指导作用。 相似文献
3.
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。 相似文献
4.
5.
6.
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。 相似文献
7.
8.
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。 相似文献
9.
10.
中国高放废物处置库缓冲材料物理性能 总被引:4,自引:3,他引:4
温志坚 《岩石力学与工程学报》2006,25(4):794-800
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。 相似文献