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。     

国外高放废物地下实验室处置工艺现场试验概述

分析了国际上地质处置技术先进国家的高放废物地质处置方案,总结了国外高放废物地下实验室所开展的相关试验项目,为开展我国高放废物处置工艺研究和地下实验室功能分析、需求研究和试验项目内容提供可靠依据和技术输入。     

我国岩洞型低中放废物处置核素迁移计算库室模型研究

关闭后核素经由处置设施释出并在环境中的迁移计算是放射性废物处置安全评价的核心内容,目前国际常用的评价方法为库室模型方法。我国低中放废物岩洞型处置尚处于选址与初步可行性研究的初期阶段,在此背景下,结合已有的岩洞型处置初步概念设计、工程屏障材料性能与预选场址地下水流动特性,开展核素迁移计算库室模型研究十分必要,研究成果弥补了我国岩洞型处置核素迁移评价的空白,为后续安全评价与工程设计迭代优化的开展奠定了良好基础。     

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。     

高放废物地质处置库热学分析的参数敏感性研究

应用FLAC3D软件建立高放废物地质处置库热学分析的简化计算模型,选择影响处置库温度场的包括材料热学参数、几何参数以及时间参数在内的16个关键参数,以膨润土内表面峰值温度(该物理量是高放废物地质处置库热学设计计算中作为温度准则的物理量)为参数敏感性分析的目标物理量,通过热学计算开展参数敏感性分析。在参数敏感性分析中,将参数敏感程度划分为高、中、低三等。分析表明:4个参数(膨润土导热系数、膨润土厚度、围岩导热系数、高放废物中间贮存时间)为高敏感度参数,2个参数(散热材料厚度、回填材料厚度)为中度敏感性参数,其它10个参数(高放玻璃固化废物体、外包装容器、散热材料、回填材料的导热系数与比热,以及膨润土与围岩的比热)为低敏感度参数。通过分析可以得到如下结论:在设计高放废物地质处置库时,对膨润土及围岩导热系数的测试应力求准确,对测试结果数据认真分析,确保为设计计算提供合理的输入参数;在确保膨润土满足工艺要求功能的前提下,宜尽量减小膨润土的厚度;按照本文热学分析模型初步估算,我国高放废物至少需要中间贮存20 a以上。     

国外废密封源的处置及标准

废密封源作为一种特殊的放射性废物,迄今我国尚没有相应的安全处置技术标准。目前我国废密封源大多为低、中水平放射性废物。为解决低中水平放射性废物废密封源的处置问题,应确定低中水平放射性废物处置场接收标准和处置措施等问题。通过总结国际原子能机构、美国和法国对废密封源的处置经验和规定,为我国废密封源的安全处置提供借鉴。     

我国高放废物地质处置巷道中回填材料安装布置方案分析

处置巷道中回填材料作为高放废物地质处置库工程屏障系统的重要组成部分,要求其具有一定的安装密度以满足其屏障功能。基于我国高放废物地质处置概念和回填材料设计概念,结合回填砌块和膨润土小球的参考设计,开展回填材料安装密度的影响因素敏感性分析,发现砌块干密度和砌块填充度为主导因素。在此基础上,结合回填材料安装密度的设计要求,通过分析36个可能的安装布置方案,提出满足要求的设计参数范围,为我国高放废物地质处置库中回填材料的相关试验研究提供技术参考。     

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。     

我国高放废物地质处置库缓冲材料的设计要求

基于我国高放废物处置概念,结合甘肃北山地质环境条件,针对高放玻璃固化体废物,以内蒙古高庙子膨润土为缓冲材料,提出缓冲材料工程设计参数指标,可为我国高放废物地质处置缓冲材料相关研究提供技术参考。     

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。