甘肃疏勒河断裂中段核废物处置库稳定性研究

本文利用遥感图像解译、地质调研和物探等技术手段，对甘肃疏勒河断裂带中段的地质特征及其稳定性进行了研究。通过研究，对疏勒河断裂带的认识有了新的进展，取得了较好的效果。     

218Po法测氡对甘肃疏勒河断裂带中段的稳定性研究

本文以疏勒河断裂带中段遥感地质特征及甚低频电磁异常特征为基础,通过测定断裂带上部地表的氡射气浓度,对疏勒河断裂带中段的稳定性进行了分析和评价。结果表明,疏勒河断裂带中段是一条较为稳定的断裂。     

新疆天山地区活动构造特征及区域地壳稳定性分析

区域地壳稳定性是高放废物处置库选址的重要指标之一。基于我国新疆天山地区的活动构造特征及其与地震空间分布关系的研究,对研究区地壳稳定性进行分析,选出相对稳定的＂安全岛＂地区,为高放废物处置库选址提供依据。     

热-力耦合条件下高放废物处置室间距研究

根据我国高放废物地质处置研究开发规划指南、北山预选区实测地质环境参数和处置库围岩和缓冲材料实测性能参数,采用有限差分计算程序FLAC2D模拟不同处置室间距时高放废物处置库热-力耦合条件下的温度场、应力场和位移场规律。经多方案比较,处置室中线间距为2倍处置室直径时,缓冲材料中的最高温度在95℃左右;由于高放废物释热,引起岩体膨胀,产生热应力,在处置室下角部产生应力集中,但均小于处置库围岩的长期强度;处置库围岩产生的膨胀位移,均在其弹性应变范围内,不会引起处置库围岩破坏。该方案可作为北山预选区建造高放废物处置库的参考依据。     

考虑细观等效热学参数的高放废物处置库围岩应力−渗流−温度耦合模拟方法

高放废物处置库中乏燃料持续释放的热量对围岩的应力场和渗流场及其长期稳定性具有重要影响。围岩的热学参数依赖于岩石矿物组成、孔隙率和孔隙流体等因素,准确取值是进行高放废物地质处置库多场耦合分析的前提。通过细观力学分析,建立了围岩等效热学参数（热容、热传导系数、热膨胀系数）取值方法,并基于Biot孔隙介质理论,建立应力?温度?渗流三场耦合模型,进而提出了高放废物处置库围岩应力?渗流?温度耦合数值模拟方法。最后通过COMSOL Multiphysics多场耦合软件,利用瑞士Mont Terri高放废物地下试验室围岩温度?渗流?应力多场耦合现场试验数据对数值模拟方法进行验证,并探讨了温度?渗流?应力耦合过程的演化规律。研究表明,模拟结果和试验值吻合良好。研究结果可为我国高放废物处置库的安全评估和选址提供科学依据。     

高放废物处置库甘肃北山预选区同位素水文学研究及设想

甘肃省北山地区是我国高放废物处置库场址重要预选区之一,花岗岩是处置库候选围岩。10余年来,在北山地区开展了水文地质和同位素水文学调查、研究工作,为场址评价提供了重要的水文地质依据。今后,在深入开展预选区水文地质研究工作中,应进一步开展同位素水文学研究,示踪地下水的补给来源,揭示水循环过程,测定地下水滞留时间和流速等,以获得高放废物处置场址特性评价所需的水文地质参数资料。     

高放射性核废物地质处置库场址预选和矿产资源勘查的关系

据1999—2007年资料的不完全统计,甘肃省地勘部门在北山地区一共投入4488.2万元人民币,矿产资源潜在价值估计为13.28亿元。一旦把甘肃省北山列为高放废物处置库的预选区,则潜在的经济损失将会很大,还可能影响西北地区的土地利用程度和经济发展。核试验场有多种围岩可供处置库地质选址选择,而且远离国境线与居民区,有利于高放废物处置库的安全管理。结合中国国情,在地质和社会条件有利的核试验军事禁区开展国家高放废物处置库的预选场址工作有独特的优势。提出了尽快在中国核试验场址开展高放废物地质处置库场址预选工作的建议。     

高放射性核废物地质处置库场址预选和矿产资源勘查的关系

据1999-2007年资料的不完全统计,甘肃省地勘部门在北山地区一共投入4488.2万元人民币,矿产资源潜在价值估计为13.28亿元.一旦把甘肃省北山列为高放废物处置库的预选区,则潜在的经济损失将会很大,还可能影响西北地区的土地利用程度和经济发展.核试验场有多种围岩可供处置库地质选址选择,而且远离国境线与居民区,有利于高放废物处置库的安全管理.结合中国国情,在地质和社会务件有利的核试验军事禁区开展国家高放废物处置库的预选场址工作有独特的优势.提出了尽快在中国核试验场址开展高放废物地质处置库场址预选工作的建议.     

高放废物处置库甘肃北山预选区水文地质特征研究

在高放废物深地质处置中，地下不是核素迁移的重要媒介。因此，水文地质工作是处置库选址中的主要内容之一。本文依据几年来的野外调查及前人的部分资料，阐明了我国高放废物处置库甘肃北山预选区的基本水文地质概况，以及地下水的循环交替条件和化学特征。研究表明，弱含水、低渗透、慢流速是区内主要水文地质特征，蒸发浓缩形成的高矿化是地下水的主要化学面貌。这一认识，为处置库选址提供了重要依据。     

世界高放废物地质处置库选址研究概况及国内进展

高放废物是核能事业发展的必然产物。它的安全处置是核能事业持续发展的前提 ,已受到世界各国的高度重视。文中阐述了高放废物深地质处置的一般概念。同时重点介绍了世界上一些国家处置库选址研究的主要内容和研究进展 ,例如 ,美国把处置库建造过程分为场地推荐、场地的特征评价、处置库场地的选择和批准、领取场地执照和处置库建造设计的审批、处置库的建造 5个阶段 ;德国的选址研究工作包括地电和地热研究 ,重力、地震、地球化学、水文地质、同位素地球化学及微生物研究等 ;瑞典在花岗岩中建成了地下实验室 ,并制定了实验室的总体研究目标等等。另外也介绍了中国在甘肃省北山进行的高放废物地质处置库选址工作的情况 ,研究表明北山地区为一地壳稳定区 ,也是地下水贫水区且地下水流速缓慢 ,有利于处置库的建造 ,进一步的地面地质、水文地质勘察工作及钻探工程工作正在进行中。伴随着这些工作的完成 ,中国将大大缩短在高放废物地质处置研究方面与发达国家的距离。     

高放废物地质处置阿拉善预选区工程地质适宜性评价

区域工程地质适宜性评价是高放废物处置库选址的关键问题之一。基于ArcGIS平台,采用综合指数模型对我国高放核废物处置库阿拉善预选区进行了区域工程地质适宜性评价。在现场工程地质调查与资料系统收集的基础上,综合考虑了核废料选址的特殊目的和要求,比选确定岩性、断裂构造、地震、构造应力、地形变作为阿拉善区域工程地质适宜性评价的因子。利用专家-层次分析法确定了各评价指标的权重,基于评价指标及权重的确定,按适宜性好、适宜性较好、适宜性中等、适宜性较差和适宜性差5个级别对阿拉善区域进行了工程地质适宜性分区。评价分区结果为阿拉善预选区高放废物处置适宜性地段选取提供了依据,其中的塔木素和诺日公区段是适宜性良好的两个地段,进一步的选址工作可在这两个地段开展。     

核废料地下处置过程中相关动力学问题及控制措施

深地层地下处置是目前首选的核废料处置方案。由于放射性核素的长期的衰变和辐射导致的某些不可预见性因素．综合评估和预测核废料处置场的安全性是至关重要的。本文从理论上分析了核废料地下处置过程中温度场、应力场、渗流场三场相互影响、相互作用的力学机理,并提出了核废料泄漏的防治措施,为核废料地下处置过程中环境评价提供了基础理论依据。     

中放废液处置场强自然造斜地层钻进的防斜纠斜

核废液的永久性处置是一个世界性难题,其技术和安全可靠性要求极高,因此,对处置场的勘察和钻探技术质量要求极严。我国某压裂场是强自然造斜地层,其场地勘察和监测井的钻探施工孔斜是关键难题。在处置场的勘察和γ监测井的钻探施工中,通过采取相应的防斜纠斜工艺和技术方法,取得了良好的防斜纠斜措施,达到了勘察和监测井设计要求的各项质量指标,保证了勘察和钻探施工质量。     

基于BQ系统的阿拉善巴彦诺日公NRG01号钻孔岩体质量评价

高放废物深部地质处置目前受到世界各国的高度重视,处置库围岩岩体质量评价是高放废物处置库选址的关键问题之一。文章基于BQ系统对我国高放废物地质处置库阿拉善预选区巴彦诺日公NRG01号钻孔进行了岩体质量评价。NRG01号孔钻孔资料丰富,采用岩芯编录、波速测井、水压致裂地应力测量及岩石波速测试、单轴压缩试验等多种方法手段相结合的方式获取了BQ评价系统中的各个参数。评价过程中,综合考虑了岩体坚硬程度、完整程度及地下水、软弱结构面、初始地应力等因素对围岩稳定的影响。根据计算的[BQ]值对岩体质量进行评价并与RQD评价结果进行对比。评价结果表明,NRG01号孔岩体质量较好,Ⅰ级和Ⅱ级岩体占90%,410~500 m的岩体范围可作为处置库建设的目标岩体。[BQ]值与RQD值所得的岩体质量评价结果一致性良好,但由于BQ系统考虑的影响因素更为全面,评价结果更为精细。本次评价可为巴彦诺日公地段高放废物地质处置库场址比选及处置库目标岩体选择提供依据。     

Geochemical assessement of actinide isolation in a German salt repository environment

A significant criterion in evaluating disposal strategies for high-level nuclear waste is the assessment of the isolation capacity for the most radiotoxic radionuclides, the actinides. Important processes pertinent to potential mobilization from the waste forms, retention in secondary phases and migration of actinides in the geochemical environment of the near field of disposal locations are summarized. Criteria are formulated for assessing engineered barrier performance as a geochemical barrier for actinide long-term retention.     

孔隙气压对核废物地质处置热-流-固耦合影响的有限元分析

为考察孔隙气体压力对高放废物地质处置中的热-流-固耦合过程的影响,借用Leiws等建立的可变形孔隙介质中非等温空气流和水流模型,在其水连续性方程中加入了温度梯度引起的水分扩散项,研制出相应的热-水-气-应力耦合弹塑性二维有限元程序。针对一个假定的高放废物地质处置库模型,在相同的初始温度、孔隙水压力和岩体应力条件下,取3种缓冲层中的初始孔隙气体压力,通过数值模拟考察了处置库近场的主应力、饱和度、气和水的流速、温度和孔隙压力的分布与变化。结果显示,当缓冲层中的初始孔隙气压力较高时,其对围岩中应力影响较大。     

不同耦合情况下核废料处置库中缓冲层吸力与位移变化的分析与比较

在核废料安全处置分析中,非饱和膨润土常被作为缓冲材料,缓冲层膨润土中的吸力和位移变化是影响处置库性状的两个重要的物理参数。吸力直接影响膨润土的渗透性和力学性质;而位移变化则直接影响处置库设计的成败。本文以FEBEX原位试验数据为依据,应用有限元软件CODE-BRIGHT,分析缓冲层膨润土在热-水-力不同耦合形式下吸力和位移的变化规律,通过对不同耦合模式下吸力和位移的对比,分析影响吸力与位移变化的主要因素。结果可使我们进一步了解核废料处置库中缓冲层的性状,也可为核废料处置库设计计算时选用简单而有效的耦合模型提供参考。     

核废物地质处置中热-水-应力耦合对迁移影响的三维有限元模拟

将所建立的热-水-应力-迁移耦合模型及开发的有限元程序,由二维分析拓展到三维分析,并从方法论研究的角度,以一个简单的核废物地质处置模型为算例,进行热-水-应力-迁移耦合过程的三维数值模拟,考察了近场的温度、饱和度、核素浓度、孔隙水压力、位移、正应力、流速等的分布与变化,认为计算结果符合规律,得出了若干结论：为了精确地模拟放射性核素迁移,就必须将温度场、渗流场、应力场和核素浓度场进行耦合分析;核废物埋存若干年后将在处置孔壁附近产生较高的压应力;缓冲层内各点的核素浓度达到相对稳定的时间要比温度和饱和度达到相对稳定的时间长得多。