高庙子膨润土作为缓冲/回填材料的研究进展

随着核科学的发展,核工业所产生的高放射性废物的处置问题得到人们的重视。深地质处置现在被普遍接受为最安全有效的方法。通过研究,内蒙古兴和县高庙子膨润土矿床被确定为我国高放废物处置库缓冲/回填材料的首选矿床。本文主要对高庙子膨润土作为缓冲/回填材料的研究进展作了简要的综述,并指出了今后研究工作的方向。     

甘肃北山坑探设施光面爆破施工技术研究

甘肃北山坑探设施为我国高放废物地质处置工程研发及建设阶段里程碑式的设施。基于光面爆破施工方法,设计了甘肃北山坑探设施项目光面爆破的爆破参数,得到了适宜于本项目的爆破实施方案,进而实施了在不同爆破参数（周边孔间距）的光面爆破,验证了光面爆破参数的科学性。同时,需指出的是,钻爆施工涵盖多种不同的爆破参数,影响因素众多,爆破试验获取的爆破数据仅仅是对不同周边孔间距的初步探索。研究成果可对后续工程开挖提供相应的试验数据与理论支撑,其对于深部地下工程的爆破开挖及高放射性废物的深地质处置有一定的理论指导意义。     

高放废物处置库预选缓冲/回填材料液塑限测定试验研究

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办法。缓冲/回填材料是高放废物深地质处置中非常重要的一道人工屏障。经过筛选,内蒙古高庙子钠基膨润土被确定为我国高放废物深地质处置的首选基料。通过对该钠基膨润土的落锥式和碟振动式两种液塑限测定方法的比较,确定利用碟振动式仪法测试更合理,测得液限为310%,塑限值为39.0%,塑性指数为271.0%。结果表明,内蒙古高庙子钠基膨润土具有高的水容量、荷重下的高致密性、低渗透性、较高的强度和较强的水稳定性。     

基于层次分析法的高放废物处置库粘土岩预选区特性评价——以塔木素地区和陇东地区为例

为了对高放废物处置库粘土岩预选区进行特性评价和对比,构建以经济社会条件、自然地理条件和地质条件三个因素为一级指标,人口密度、土地与矿产资源、风景名胜、气候条件、交通条件、地形地貌、构造与水文地质、粘土岩的单层厚度、粘土岩延展区域、粘土岩产状、粘土矿物含量和粘土岩埋深共12个因素为二级指标的层次分析模型和评价指标体系。在对上述评价指标体系进行权重分析计算和等级划分的基础上,对目前中国高放废物处置库粘土岩预选区有一定研究基础的内蒙古塔木素地区和甘肃陇东地区进行评价,采用加权指数和的模型得到最终评价结果分值。评价结果表明:塔木素地区的分值明显高于陇东地区,也就是说综合考虑经济社会、自然地理和地质条件三个方面的因素,塔木素地区作为高放废物处置库粘土岩预选区明显优于陇东地区,进一步说明塔木素地区可作为中国粘土岩预选区的一个重点工作区域。     

基于双重介质理论的单裂缝核素迁移模型

该文以基于双重介质理论的单裂隙迁移模型为基础 ,介绍裂隙介质中放射性核素迁移行为的模拟方法。并以实例说明该模型在高放废物处置库安全性能评价中的应用     

基于低场磁共振的北山花岗岩热损伤研究

研究岩石的热破裂和损伤机制在高放废物地质处置工程中越来越受到重视。以我国甘肃北山的高放废物处置库的花岗岩岩样为研究对象,采用低场核磁共振系统、MTS岩石力学试验机、倒置镜像光学显微镜对重点预选场址花岗岩的热稳定性开展室内试验研究。研究发现:①核磁共振T 2谱图在0~400℃没有明显变化,当温度高于500℃时,T 2谱图振幅显著增大且向右大幅移动,T 2谱面积与孔隙率在加热过程中呈现幂率关系;②峰值应力随着温度和孔隙度的增加以幂律关系降低;③通过核磁共振成像(MRI)发现,温度低于500℃时质子密度分布均匀且没有发现明显的质子密度簇,说明岩石内部结构稳定。当温度高于500℃时,晶体裂纹和边界裂纹的产生致使出现大量的高质子密度区域,并随着温度持续升高质子密度高的微小区域融合成大的连通区域;④花岗岩岩样在不同温度条件下的核磁成像像素的概率密度函数都服从对数正态分布,当温度超过500℃,概率密度函数整体向右转移;⑤通过显微结构观察,500℃时在长石晶间和长石晶粒与石英晶粒间有边界裂纹产生,并在晶体内部出现少量的穿晶裂纹,当试样温度加热到600℃时,超过了石英α/β相变点,石英颗粒产生大面积透明状穿晶裂缝,同时伴随着明显的穿晶网络。     

非恒定流条件下单裂隙核素迁移模型

在高放废物地质处置的研究中 ,人们期望地质处置库能长时间 (通常为数百万年 )有效地隔离放射性核素。在如此长的时间范围内 ,由于气候、海平面等变化 ,地下水水流条件也将随时间变化。为了评价地下水水流条件的变化对放射性核素迁移行为的影响 ,该文以双重介质理论的裂隙迁移模型为基础 ,提出了非恒定流条件下单裂隙核素迁移模型     

内蒙古高庙子膨润土热学性能研究

膨润土的热学性能是评价膨润土作为高放废物深地质处置库缓冲／回填材料的重要参数。高庙子膨润土矿床初步确定为中国缓冲／回填材料的供应基地,本研究通过实验,获得了高庙子膨润土的导热系数。结果表明,在相同的压实密度条件下,随着膨润土含水率的增加,导热系数也增加。     

高放废物地质处置天然类比研究——以某铀矿床地下水为例

放射性核素的迁移是高放废物处置研究的核心问题,而地下水被认为是核素迁移的主要途径.以某铀矿床地下水中稀土元素、铀等微量元素作为化学类似物,类比研究放射性核素的迁移问题.研究结果表明,该铀矿床自形成以来稀土及其类似物会随地下水迁移,放射性核素铀并术随地下水发生明显的迁移.大致可以类比说明一旦地下水浸泡了核废物场址库,有可能会浸泡出处置库中的稀土元素及其类似物,而核素铀并未随地下水发生明显迁移.这一结果可以提高人们对于高放废物处置的信心.     

国际原子能机构对天然放射性废物的管理与建议

开展国外天然放射性废物管理的调研，有助于科学制定我国伴生放射性矿辐射安全管理制度。国际原子能机构的管理体系中将天然放射性废物纳入放射性废物的范畴，但建议采用有别于传统放射性废物的监管方式。根据分类体系，除了豁免水平的废物外，天然放射性废物绝大部分属于极低放废物和低放废物的范畴，很小部分属于中放废物的范畴。天然放射性废物处置方式包括地表或近地表处置等，处置相关要求应考虑化学物质和重金属等非放射性物质因素。为达到管理天然放射性废物的目的，改变已有制度是值得尝试的。结合国际原子能机构的管理要求，提出了我国伴生放射性废物的管理建议，包括探索废物分类思路，将伴生放射性废物纳入极低放废物、低放废物、中放废物范畴；优化废物处置方式，研究利用其他废物填埋处置设施处置伴生放射性废物的可行性；完善废物管理制度，做好对伴生放射性废物产生、运输、处置、监护的全周期管理。     

热力耦合路径下花岗岩细观破裂特征及数值分析

岩体热力耦合下破坏机制及响应特征是防治与治理灾害发生的理论基础,也是高放射性核废料深地层处置关注的重要问题。细观尺度下,基于北山花岗岩单轴拉伸实验,考虑3种不同耦合路径,对比分析试样破坏区域SEM图像,揭示细观破坏特征。并利用数值仿真,建立细观模型,分析了热开裂特征及能量变化规律。进而指出裂纹拓展数量与角度关系,同时分析了微裂纹空隙率与应力、角度关系。主要结果表明:不同耦合路径下裂纹扩展细观特征迥异,演化顺序迥异,耦合路径与非均质性对裂纹细观特征变化均有影响。     

高密度电法在滑坡地质灾害勘查中的应用

受核工业天水工程勘察院委托,勘查单位在甘肃省天水市北山中梁地质灾害调查区开展高密度电法探测工作,在收集整理有关甘肃省天水市北山中梁地质灾害调查资料基础上,通过高密度电法探测工作,初步查明调查区滑坡体滑动面位置及埋深等情况,为科学治理滑坡体提供科学依据.     

高放废液处置场选址勘察特大构造破碎带的钻进工艺

高放废液处置的特殊性决定了它对选址勘察中钻探施工有极其严苛的要求。在钻探工艺方面受到了多方面的限制,对钻探施工影响极大,尤其是遇到特大构造破碎带、地层极为复杂的情况下,对钻探是极大的考验。在甘肃北山BS02号孔施工中,通过采用多种不同技术措施,钻穿了十月井特大构造破碎带和复杂地层,满足了设计要求,保证了工程质量和水文地质试验效果。     

高放废物处置库缓冲材料气体渗透特性研究

研究压实膨润土气体渗透特性,可为缓冲材料稳定性分析和长期安全评价提供关键参数,进而为高放废物地质处置库的建设提供依据。针对不同压实干密度的高庙子膨润土,开展了不同加载气压围压条件下的气体渗透试验研究,结果表明:气体渗透系数与压实干密度存在二次函数负相关关系,干密度由1.4g/cm3增大到1.8g/cm3,其气体渗透系数从10-15 m2逐渐减小到10-17 m2;气体渗透性与加载气压围压也存在一定关系,一定加载气压围压比条件下,随加载围压增大,气体渗透系数变化逐渐变小至趋向稳定;针对Φ50mm×100mm、压实干密度1.4~1.8g/cm3的试样,测试大于200kPa气压值的气体渗透系数时,推荐气压围压比采用1∶3。     

高放废物地质处置战略讨论

概述了全球核电开发情况，介绍了高放废物地质处置国际态势及发展动向，对我国有关工作提出了意见和建议。     

甘西地区矿产资源的可持续开发战略

为保障甘西地区矿产资源的可持续发展,分析了甘西地区矿产开发存在的问题,认为：矿产资源开发利用不均衡;矿产资源结构短缺开发缺乏整体规划;资源浪费现象严重;矿山生态环境污染严重。提出了甘西矿产资源可持续开发战略：应宏观调控、开源节流,调整矿产资源开发利用的产业结构;多渠道吸引资金,加大地质找矿工作力度;保护生态环境,走“绿色开发”之路。总结甘西地区查明矿产资源储量分为3类,即能够满足当前和2010年以前需求的矿产、能够满足当前和2010年以后需求的矿产和基本短缺及严重短缺的矿产,应有重点、有秩序地进行开发。     

Coupled thermal-mechanical-hydrological behaviour of sparsely fractured rock: Implications for nuclear fuel waste disposal

This paper summarizes research activities on thermal-mechanical-hydrological (TMH) coupling and its implications on nuclear fuel waste disposal in sparsely fractured plutonic rocks. These research activities include the development of a finite element computer code, FRACON, its verification against analytical solutions, its calibration against laboratory and field experiments initiated by the Atomic Energy Control Board (AECB) and performed at Carleton and McGill Universities, and the AECB'S participation in the DECOVALEX international project. The FRACON code was used in the preliminary analysis of the coupled TMH response of a sparsely fractured rock mass around a hypothetical nuclear fuel waste repository. It was found that the flow and structural characteristics of this rock mass could be significantly perturbed by the thermal pulse generated by the wastes. The implications of these perturbations on the safety of the disposal system have to be further quantified.