高放废物处置库天然类比及其有关的地球化学问题

介绍了高放废物处置库天然类比研究的主要内容,重点阐述了类比研究中涉及的地球化学问题,包括核素溶解度和化学形态研究、核素迁移速率研究、核素迁移影响因素研究,并总结相关问题研究取得的成果和认识.     

花岗岩—花岗岩接触带的元素、核素迁移地球化学——高放废物安全处置的天然类比

两种不同时代、相互接触的花岗岩,由于其化学成分上的差异以及后期水—岩反应,在漫长的地质历史时期内必然导致其中元素、天然放射性核素的迁移,这种迁移行为可类比为高放废物深地质处置库中放射性废物的近场迁移行为。广西资源县境内的某处印支期花岗岩(全岩Rb-Sr年龄214±3 Ma)和海西期花岗岩(锆石U-Pb年龄196±31 Ma)接触带,根据全岩化学成分、O、Pb同位素待征和铀系核素的~(234)U/~(238)U,~(234)U/~(230)Th,~(230)Th/~(238)U,~(226)Ra/~(230)Th等核素活度比值,其两侧花岗岩在其演化过程中成为一个相对开放的比学体系,但由于其附近没有明显的开放性断裂,其中常量元素、微量元素及天然铀系核素在接触带中的迁移距离仅约1～2m,接触面薄弱带中发生的水-岩反应仅使化学组分迁移约30 cm。花岗岩裂隙是流     

324铀矿床近地表矿体中长寿命铀系核素和类比微量元素迁移特征

对一近地表铀矿体中某些铀系长寿命核素的放射性平衡状态和１４种微量元素迁移特征研究得出，自该铀矿床６３Ｍａ前生成至今，仅近１Ｍａ来，当上覆花岗岩遭剥蚀使矿体近地表时，矿石中天然放射性核和微量元素才因水－岩反应沿围岩破碎带，裂隙发生迁移；裂隙两侧岩石受水－岩反应影响的范围较小，裂隙面的化学组分以溶失为主，裂隙两侧粘土化花岗岩中则以核素、元素的扩散和吸附为主，最后阐述了本研究结果对高放废物处置库安全评价     

铀矿床作为高放废物处置库天然类似物的国内外研究进展

铀矿床具有目前国际上开发的高放废物深地质处置概念的相似特征，对其开展天然类比研究，是认识核素在地质环境中迁移行为的一种有效方法。本文阐述了高放废物深地质处置库天然类似物的一般概念及天然类比研究拟解决的科学问题。重点介绍了30年来国内外在天然类比研究中取得的主要成果、认识以及国内外研究进展。     

基于离散裂隙网络模型的核素粒子迁移数值模拟研究

高放废物地质处置过程中涉及的核素在围岩裂隙地下水中的迁移问题已引起广泛关注,数值模拟是研究核素粒子运移的重要方法。目前裂隙介质中渗流模型主要是等效连续介质模型、双重介质模型和离散裂隙网络模型。对于岩体尺度裂隙地下水的流动,离散裂隙网络模型能充分表现裂隙介质的各向异性、不连续性等特征。因此,针对裂隙介质准确概化及核素迁移模拟等难点,文章结合Monte Carlo随机生成裂隙方法、裂隙渗流有限元算法和高放射性核素衰变方程等方法,依据花岗岩深钻孔裂隙统计数据,采用离散裂隙网络模型对内蒙古阿拉善高放废物地质处置预选区展开了核素粒子迁移数值模拟研究,并讨论了实例预测分析结果。结果显示:针对设定的地质模型,核素粒子从中心运移到边界的迁移路径长度平均为1293.35 m,粒子运移到边界耗费的时间平均为1.70E+11 d。     

用Ge(Li)γ射线谱仪测定地质样品中的U、Ra、Th的含量

一、引言在铀矿地质研究、勘探和采掘工作中,分析地质样品中的铀、镭、钍的含量是十分重要的。γ射线能谱法无需对样品进行放化分离和制成薄源,因此是测定地质样品中铀、镭、钍比较理想的方法。目前采用较多的是β-γ、β-γ-γ、β-γ-γ-γ法。由于自然界三个天然放射性衰变系列中的各核素经常处于不平衡状态,在地质样品中这些核素所发射的γ射线中,各谱     

锆英石基An4+放射性核素固化体性能研究

固化体的性质会直接影响到高放射性废物最终处置的安全性,因此,放射性废物固化体的安全稳定性问题也就显得尤为重要。由于锆英石具有将锕系核素作为晶体的组成部分固定在晶格中的性质,普遍认为它是固化高放废物中锕系核素     

两花岗岩体接触带铀系核素迁移的初步模拟

随着世界各国大力发展核电，放射性废料的安全处置已成为当今研究热点和前沿学科。高放废物深地质处置的安全性主要取决于处置库内放射性核素向生物圈的迁移程度。在侵入岩中，放射性核素主要是通过地下水沿岩石孔隙从处置库向生物圈迁移的。为了理解放射性核素在花岗岩体接触带的迁移行为，本文根据两花岗岩体接触带中样品的铀系核素放射性活度比值（^234U/^238U,^230Th/^234U,^226Ra/^230Th,^230Th/^238U)，利用 α-反冲（弹射）作用引起的放射性不平衡理论，计算了铀系核素子体^234U,^230Th,^226Ra在后期地下水的作用下在花岗岩体接触带及其裂隙内的迁出率、迁入率、并进行了质量平衡的计算。结果表明，经α-反冲作用进入流体的核素的迁出率要远大于因核素自然衰变的消亡率；裂隙充填物及裂隙能阻滞大量核素的迁移，其沉淀核素来自接触带花岗岩；花岗岩能强烈阻滞核素的迁移，可作为阻止放射性核素从核废料地下处置库向外迁移的有利天然屏障。     

高放废物地质处置系统核素迁移模型研究

高放废物地质处置系统核素迁移研究是高放废物安全处理和处置的重要内容。从整个系统的角度出发,把高放废物地质处置系统核素迁移过程分为三种模式:工程屏障中的释放—扩散模型;地质屏障中的对流—弥散模型和在生物圈中的分区传递模型。在分区传递模型中利用转移系数描述核素在各分区之间的迁移。通过对每种模型核素迁移机理的分析得出概化模型,并给出了相应的数学描述。     

添加剂对放射性废物处置场中U及~(90)Sr的分配系数研究

通过滞留实验评价放射性废物处置场盖层不同基础物料与添加剂对放射性U与^90Sr的屏障效果,以确定不同基础物料及添加荆配合条件下U与^90Sr的分配系数Ka。滞留实验成果表明天然深褐色含腐殖质含角砾砂质亚粘土对U与^90Sr的Kd分别为1838．13和36．16,为良好的基础物料,添加Na2S和Na2CO3后可增大对^90Sr的滞留,添加碳质砂岩粉可增加对U的滞留。在还原条件下,洪积物及泥石流堆积物以及残积成因含角砾粉砂土基础物料在添加Na2S后,^90Sr的Kd为3069．30～3494．28;添加Na2CO3后,^90Sr的Kd为81．22～22203．6。洪积物及泥石流堆积物的泥、砂和砾石混合物、变质碳质粉砂岩风化物、残积成因砂质亚粘土和坡积物砂质亚粘土等4类基础物料添加FeS2、腐殖土后对U和^90Sr的滞留效果总体较差;净水剂、磷灰岩和粉煤灰3类添加剂对U和Sr的屏障效果以负面影响为主,不宜用作屏障添加剂。实验结果表明U与Sr的迁移-固定性能相反,在放射性元素迁移途径上宜分别建造U,Sr屏障,且优先处置U放射性元素。     

钚在地下水中的存在形态分析

钚是某些放射性废物中的关键核素,在放射性废物地质处置的过程中,钚的迁移行为研究对于处置库的安全评价至关重要。钚的存在形态直接影响其迁移行为,本文选用地球化学模式程序EQ3/6模拟计算了钚在某区钻孔地下水中的存在形态,并对影响因素进行了分析。结果表明某区地下水主要为咸水,具有高矿化的特征,pH值在7～9之间,水化学类型主要以Cl-SO4-Na型和SO4-Cl-Na型为主,地下水中钚的存在形态主要以Pu(Ⅳ)物种为主。并通过结论得出钚的存在形态主要受着地下水化学成分特征控制,同时pH值和Eh的值对钚的存在形态也有很大的影响。     

放射性废物处置研究进展

放射性废物的处置是制约核能可持续发展的关键因素,目前已成为国际社会关注的热点问题之一.针对处置场地核素运移污染的风险问题,对放射性废物的处置及其选址、核素运移试验和核素运移模型进行了回顾和论述.指出采用多重屏障系统进行放射性废物的处置,其安全性是可以得到保障的;处置场的选址应遵循就近原则,并应从环境水文地质的角度来构建...     

某核废物处置预选区中核素迁移模拟研究

核素在裂隙介质中的迁移问题是核废物深地质处置中极为关注的问题。为了解裂隙介质中核素的迁移规律,建立了基于双重介质理论的描述核素在裂隙域和基质域中迁移的基本微分方程,利用拉普拉斯变换推导出其解析解;在对西北某核废物处置场预选区地水文地质条件分析的基础上,获取相关参数,利用一维多途径核素迁移模型,选取国内在花岗岩中研究较多的核素Cs-134、Co-57、Tc-99,模拟这几种核素的相对浓度随模拟时间、迁移距离的变化规律。模拟结果表明：在其他条件都相同的情况下,Cs-134的迁移是最快的,而Tc-99迁移是最慢的。     

基岩裂隙水中90Sr迁移的数值模拟

针对我国西北某放射性废物处置场的水文地质情况,通过渗透张量系数计算和溶质迁移参数测试,建立了基岩裂隙水渗透模型和90Sr在基岩裂隙水中的迁移模型.根据以上两个模型的耦合,采用有限差分法,利用MODFLOW软件对90Sr进入处置场地下水后的迁移情况进行了数值模拟预测.计算结果表明,由于机械弥散、对流作用、地质介质的吸附阻滞作用以及核素本身的衰变作用,处置库运行100a后因破坏而导致核素90Sr进入地下水后的有害污染面积比较小,不会对水井及下游造成不利的影响.     

~(210)Po、~(210)Bi和~(210)Pb测试技术研究进展与现状

铀系核素210Po、210Bi和210Pb的测试在铀矿地质勘查与核废物安全处置研究、沉积年代学与同位素地球化学研究、大气环境学与辐射卫生学研究等诸多领域具有重要意义。本文重点总结了近些年来210Pb、210Bi和210Po3核素各种测试技术的研究进展与现状,评述了存在的主要问题及未来发展趋势。     

伽马能谱法测量水中226Ra最短平衡时间的确定

伽马(γ)能谱法测量水中226Ra,在制样过程中天然放射性核素衰变链遭到破坏,一般规定样品放射性平衡期为3～4周后测定。通过试验证明,样品天然放射性核素衰变链最终达到平衡的最短时间为11d,测量结果在允许误差范围内,满足测量精度。     

高放废物处置库缓冲材料化学特性初析

高放废物的特点为放射性水平高,发热量大,并含有对生物极有害的α放射性的长寿命核素.深地质处置目前被国际公认为处置高放废物的有效方法.     

从北山地下水化学特征推论地下水的形成及区域循环

地下水化学特征是影响和控制核素迁移的重要水文地质因素,因为核素在迁移的过程中,与地下水、岩石之间不断发生各种物理和化学作用,如吸附、溶解、沉淀等.发生在核素、地下水、岩石间的物理和化学反应,可以起到阻滞或减缓核素在地下迁移的效果,也可能起到促进核素迁移的作用.核素、地下水、岩石间相互作用方式及其对核素迁移的影响,一方面取决于围岩的地球化学特征,另一方面取决于地下水的化学性质.因此,在高放废物场址选择和评价中,必须研究地下水的化学特征.     

高放废物深地质处置中的多场耦合与核素迁移

概括了深地下工程的深地质处置库的若干特点,简要介绍了多场耦合的机理与类型,论述了高放废物深地质处置多场耦合与核素迁移问题的特点及研究现状,最后提出了高放废物深地质处置多场耦合与核素迁移所需研究的主要问题。     

高放废物地质处置算井子候选场址核素迁移模拟研究

运用FEPs(Features,Events and Processes)分析和情景开发技术,针对北山预选区算井子候选场址的长期放射性影响进行了初步评价。以BS23钻孔560 m深度所在地代表算井子处置库中心,以废物罐到生物圈的直线迁移长度9.25 km为计算路径,以碳钢废物罐失效(处置库关闭后1000年)开始至其后10万年为评价时间,在只考虑单个废物罐的条件下,应用Gold Sim软件评价处置库正常演变情景条件下的长期辐射安全。结果显示,算井子处置库近场核素总释放率达到2.58×105 Bq/a,远场核素总释放率最大为6372 Bq/a,生物圈最大个人年剂量率是1.84×10-7 m Sv/a,主要贡献核素是Se-79和Cs-135。