缓冲/回填材料砌块抗剪强度试验研究

抗剪强度是缓冲/回填材料机械缓冲性能的评价指标之一。使用单轴压实法制备缓冲/回填材料大型砌块并利用钻孔取芯获得其不同位置处代表性试样,通过直剪试验测定砌块的抗剪强度。实验结果表明：取芯方法对大型砌块剪切试验结果有较大影响;总体上看试样的抗剪强度越大,其发生剪切破坏时的剪位移越小。干密度1.79 g·cm^-3,含水率13.70%的1/8型扇形砌块的粘聚力为1.395 MPa,内摩擦角为26.18°。首次获得了米级尺度大型缓冲材料砌块及大型回填材料砌块的抗剪强度参数,为缓冲/回填材料的设计以及数值模拟工作提供了重要的输入条件。     

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。     

高温对混合型缓冲砌块渗透性能影响研究

在高放废物地质处置库中,温度升高会改变缓冲材料的渗透性能。以混合型缓冲砌块为研究对象,在不同温度(25、60和90℃)和含盐度(蒸馏水DI、模拟北山地下水平均值和最大值)条件下进行渗透试验,测试其在Z、θ方向的水力传导系数K。结果表明：水力传导系数K随温度升高而增加,其中在常温条件下,K在10^-12 m·s^-1数量级;而当温度从25℃升高到60或90℃时,K分别升高到1.49～1.76倍或1.09～2.45倍。混合型缓冲砌块的θ方向的K略大于Z方向的K,但不超过2倍,表现为各向同性。干燥状态试样的K值比保湿状态试样的K值高2～7倍,仍满足低于10^-10 m·s^-1的高放废物处置缓冲材料防渗性能要求,干湿状态对水力传导系数影响不大。     

CAP1400核电站SC结构整圈模块吊装工装研究

CAP1400核电技术是在引进的AP1000三代核电技术基础上消化吸收、再创新研究开发出具有自主知识产权的第三代核电机组[1]。国内首次建造的大型先进压水堆CAP1400核电站SC结构采用分层构造,每层结构存在着差异。SC结构现场安装采用分层分块就位工艺无法满足现场进度及质量需求。采用模块化施工工艺[2,3],在地面拼装成组合/整圈模块,借助大型起重机连接相应的吊装工装实现各组合模块的高空就位。通过理论分析和模拟试验相结合的方式对SC结构8～17层整圈模块的吊装施工方法进行论证分析,引入有限元对SC结构整圈模块吊装工装进行设计和分析[4],确定吊装工装合理结构和吊点选择,保证SC结构吊装施工有效实施。     

核电厂土建与安装施工主力吊机选型与布置

核电厂土建与安装施工需要使用大型吊机完成各类大件设备的吊装,CPR1000、EPR、AP1000各种堆型现场布置不同,需吊装的大件设备也不尽相同。在项目施工前期,必须根据各种堆型特点选择不同吊装能力的大型吊机,规划合适的站位点和转移通道,方能保证项目土建与安装工作顺利开展。通过对CPR1000、EPR、AP1000各种堆型大件吊装需求进行分析,提出各堆型典型的土建与安装主力吊机选型与布置方案。     

反应堆压力容器旧顶盖处置

大亚湾核电站分别在2003年3月和2004年11月实施了反应堆压力容器顶盖更换.本文介绍了大亚湾核电站反应堆旧顶盖处置的方案、旧顶盖包装体的设计原则、结构设计、旧顶盖的清洁、涂漆和包装以及现场实施过程.其结果表明,反应堆旧顶盖处置的方案可行,其反应堆旧顶盖包装体的设计和现场实施达到了满意的效果.其经验对我国大型放射性固体废物的处置具有参考价值     

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。     

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。     

膨润土-砂混合物缓冲层轴向热传导性研究

膨润土-砂混合物作为高放废物处置库缓冲材料,在高放废物衰变释热作用下,其物理力学性能对处置库的稳定和安全性具有重要影响。本研究采用自行设计的装置,对按比例缩小后的不同干密度、含水率、掺砂率试样进行热传导模拟试验,并对缓冲层热-力耦合过程进行数值模拟分析,得到了缓冲层温度、应力和应变的变化及分布情况,重点分析了温度的影响。结果表明,增大试样干密度、含水率和掺砂率均可提高其导热性,应变也随之增大,应力受温度影响较早达到平衡;缓冲层靠近热源的位置温度、应力和应变最大,沿轴向方向递减,初始时刻变化明显。     

CB20结构模块组安装施工技术分析

CB20模块是AP1000核电站非能动安全壳冷却系统(PCS)的钢结构水箱模块,它是一个多部件组合体,外形尺寸大,结构复杂,且要在现场露天组成一个整体,其中涉及组装、焊接、运输及吊装等环节,施工难度大。本文介绍了CB20模块的组装、运输、吊装和安装等施工工艺流程,分析了CB20模块施工的重点及难点,结合现场实际情况,提出一些应对措施,尤其是对其变形的控制方面。这为后续CB20模块组安装施工及其他大型模块施工起到一定的参考和借鉴作用。     

镎在GMZ01型缓冲材料中的迁移研究

深地质处置是国内、外公认的高放废物处置方式,高放废物中的放射性核素在处置缓冲回填材料的迁移是处置库安全评价研究的重要内容。分析了我国首选缓冲回填材料GMZ01型缓冲材料的矿物成分,并使用批式法和恒定源扩散法研究了²³⁷Np在其上的吸附和扩散行为,获得处置库安全评价所需的吸附分配比(K_d)和有效扩散系数D_e值。实验结果表明：GMZ01型缓冲材料主要成分为蒙脱石,具有较多的孔隙结构。²³⁷Np在GMZ01型缓冲材料25℃条件下的K_d值为(17±3) mL·g^-1,有效扩散系数为(1.12±0.08)×10^-11 m²·s^-1。     

多因素耦合作用下缓冲材料对铀的长期阻滞效应数值模拟北大核心CSCD

近场环境条件下核素在缓冲材料中的迁移扩散受控于温度场、渗流场、膨胀应力场和化学吸附场的耦合作用,其对核素的阻滞特性将影响到核素随地下水向处置库围岩迁移并返回生物圈的能力,开展多因素耦合作用下缓冲材料对铀的长期阻滞效应研究,对地质处置库的长期安全性评价具有重要的意义。本研究基于混合物理论、连续介质理论、质量守恒、动量守恒、能量守恒及溶质扩散的Fick定律,推导出饱和缓冲材料中核素迁移扩散的热-水-力-化耦合控制方程,并借助于COMSOL Multiphysics软件的直接全耦合求解优势,以自主研制的缓冲材料长期阻滞性能Mock-up实验装置为几何模型,采用内置接口和添加热-水-力-化耦合控制方程中的耦合项作为源项相结合方式,实现了多物理场耦合作用下铀在饱和缓冲材料中迁移扩散行为的直接耦合分析,其长期阻滞特性数值模拟结果表明:初期阶段铀在缓冲材料中迁移扩散较缓慢,迁移距离随时间增幅在1 m左右;中后期阶段,随缓冲材料对铀的吸附容量逐渐趋于饱和后,其迁移距离较初期阶段增加更为明显,迁移距离随时间增幅为3 m左右。多因素耦合下核素在饱和缓冲材料中迁移扩散的热-水-力-化耦合控制方程构建、求解及长期阻滞性能模拟研究的方法,能够为我国高放废物深地质处置库地下实验室开展1∶1工程尺度的工程屏障设计与安全性能评价提供技术参考。     

芬兰乏燃料和放射性废物管理

<正>芬兰现有五台在运核电机组,包括奥尔基洛托核电厂3台机组和洛维萨核电厂2台机组,总装机容量439.4万千瓦。其中奥尔基洛托3号机组于2022年3月实现首次并网发电,将于7月投入商运,成为欧洲建成投运的第一座欧洲压水堆（EPR）。2020年芬兰核发电量约占全国总发电量的35%。费诺公司计划在汉希基维建设一台大型核电机组。芬兰目前执行一次通过式燃料循环政策,准备在深层地质处置库中对乏燃料进行永久性处置。为推动本国核工业的可持续发展,芬兰于1983年启动乏燃料和放射性废物国家管理计划,不断完善相关监管框架,并持续推进废物处置设施建设。     

日本与芬兰签署最终处置合作协定

【日本《原子能产业新闻》2001年5月31日报道】 2001年5月29日,日本核电环境整治机构与芬兰乏燃料最终处置实施主体POSIVA公司签定了技术合作协定。该协定是在位于赫尔辛基的POSIVA公司总部,由日本核电环境整治机构的理事长外门一直和POSIVA公司的总经理里哈内恩签署的。根据协定,双方将在高放废物管理领域开展合作。合作范围包括: 1. 促进选址进程的策略; 2. 地质环境选定及特性调查的方法学; 3. 处置库和人工屏障工程技术; 4. 地质处置系统性能评价方法; 5. 信息的质量管理和质量保证; 6. 公众认可及可靠性,并决定开展信息POSIV…     

安全壳底封头运输和吊装施工技术

AP1000安全壳底封头CVBH的现场施工需要采用施工技术难度大、安全保证措施要求高的大件运输和吊装技术。主要表现在结构本体重量大、尺寸大、重心高、易于变形等;在运输过程中,转弯半径大、运输道路基础荷载大、运输车辆同步性要求苛刻;在吊装过程中,吊装场地基础荷载大、吊车吊装能力大、吊索具要求高、核岛就位难度高等。文章从CVBH运输施工技术、吊装施工技术以及安全保证措施等三个方面,详细阐述核岛大件运输和吊装施工技术,为后续的核岛大型结构的运输和吊装提供借鉴作用。     

CEFR燃料组件的两种试验件通过验收

为CEFR燃料组件模拟运输用的试验件和燃料组件安装调试用的试验件于2002年完成施工设计,并于2003年3月在上海第一机床厂加工完毕通过了验收,前者为CEFR燃料组件从满洲里运至北京而进行的模拟运输提供试验件,它的结构几何尺寸、质量和加工与堆用燃料组件几乎完全相同,不同的只是燃料采用代用材料;后者主要用于CEFR堆芯燃料组件的试安装、水力学调试、吊装运输以及对销冷却进行过滤,除去在安装、调试中进入堆芯内的杂质,完成上述任务后,方可将正式的燃料组件装入堆芯。这种试验件外形尺寸和重量与正式燃料组件完全一样,这样便可模拟燃料组件的安装和吊装运输,但它的内部结构不同于正式的燃料组件,它通过内部的节流装置和过滤器分别进行水力学调试和清除堆芯钠冷却剂中的杂物。     

IAEA"放射性废物处置评价中所选择的安全指标的应用"协调研究项目第二次研究协调会简介

1　会议背景及目的IAEA于 2 0 0 0年 4月启动了“放射性废物处置评价中所选择的安全指标的应用”研究协调项目。项目由 IAEA辐射和废物安全处废物安全科发起并负责管理 ,参加成员包括阿根廷、巴西、中国、古巴、捷克、芬兰、日本、瑞典和英国共 9个国家 [1]。该项目的主要目的是达成在废物处置评价中用附加安全指标来对剂量、风险等主要指标予以补充的国际共识 ,从而使评价结果更直观和更易于被非专业技术人员所理解和接受 ,具体目的包括 :(1 )建立天然核素和化学毒物在不同介质中浓度的数据库 ;(2 )计算不同环境条件下通过某些界面的核…     

放射性废物处置安全全过程系统分析及有关问题的探讨

本文根据IAEA第SSG-23号安全导则,对放射性废物处置安全全过程系统分析及其在英国、法国、美国、芬兰、瑞士、瑞典等国家放射性废物处置中的应用情况作了概括性的介绍。结合我国放射性废物处置管理的现状,对我国处置场的环境影响评价和安全分析中存在的主要问题进行了探讨。为促进我国安全全过程系统分析工作的全面开展,建议加快制定相关标准,将“安全全过程系统分析”作为我国放射性废物处置的许可条件,在景象开发、长期演变、坚稳性、不确定性、管理系统等方面加强研究。     

日本准备建造第3座低放废物最终处置设施

【美国《核子周刊》2005年3月10日报道】鉴于日本不断老化的反应堆将陆续退役,日本核燃料有限公司(JNFL)和日本一些电力公司准备在青森县六所村建造第3座低放废物最终处置设施。JNFL与电力公司将在2007年左右起草用于处置反应堆废物的商业计划。新的处置设施将接收东海1号机组的堆芯部件材料。东海1号机组是日本原子力公司(JAPC)的一座气冷堆,已于1998年关闭,预计其堆芯部件将在2011—2017年拆除。目前,六所村低放废物处置设施拥有2座于1992年投入使用的近地表混凝土地坑型处置设施。当被扩建到JNFL许可证所规定的规模时,这2座处置设…     

世界各国乏核料和高放废物处置计划的现状

目前世界上还没有一个国家在运行乏核料 (SNF)和高放废物 (HLW)处置库。国际的共识普遍认为永久处置是保护公众健康和安全以及保护和恢复环境的最好方法 ,还认识到不论采用何种燃料循环方式 ,即是否进行乏燃料的后处理和再循环都需要最终处置库。目前俄罗斯、法国、英国、日本、印度、等国家采用后处理方式 (HLW废物流 ) ,年处理能力分别是 40 0、1 650、2 71 0、90 0、60 0M THM/ a;德国、乌克兰、芬兰和西班牙等国已经停止和将停止后处理 (SNF和 HLW废物流 ) ;美国、加拿大、捷克、罗马尼亚、南非和立陶宛等国直接处置SNF,不进行…