中国高放废物地质处置缓冲材料大型试验台架和热-水-力-化学耦合性能研究

缓冲材料作为高放废物深地质处置库中一道重要的人工屏障,与高放废物容器和处置库围岩直接接触,在高放废物衰变热、辐射作用和地下水等影响下产生复杂的热-水-力-化学耦合作用,为了验证缓冲材料是否能长期有效地发挥其屏障材料的作用,核工业北京地质研究院利用高庙子钠基膨润土组装并运行了模拟中国高放废物地质处置室 尺寸的大型缓冲材料膨润土试验台架（China-Mock-Up）。建立了缓冲材料试验台架的安装和试验方法,依据实测数据和理论分析,揭示了热-水-力-化学耦合作用条件下膨润土中的相对湿度是在加热器的热效应和外部供水的湿效应共同作用下发生变化的,压实膨润土中应力的变化主要是由于膨润土遇水膨胀和加热器的热效应引起的,试验验证了模拟高放废物地质处置室内加热器（废物罐）运行初期的位移过程,为缓冲材料和高放废物地质处置库的设计提供了重要的工程参数和理论依据。     

掺入膨润土中的石墨最大粒径确定方法

核废料处置库缓冲层除要具备良好的隔离防渗外,还需要有卓越的导热性能。为此,论文以钠基膨润土为基础,混入高导热率天然石墨,配置兼具防渗-导热功能的缓冲材料。按照相同的石墨掺入率（20%,质量比）,把最大粒径为50目、100目、200目和325目的石墨分别掺入膨润土,形成均匀的石墨-膨润土混合物。开展膨润土-石墨混合物自由膨胀率、恒体积膨胀力和渗透等水-力特性试验,探讨石墨粒径对膨润土-石墨混合物水-力性能的影响。结果表明,相同石墨掺入率下,最大粒径100~200目的石墨和膨润土混合,可以形成更好的缓冲材料,其渗透系数最小,而膨胀力最大。究其原因,应与石墨-膨润土的接触方式相关。石墨呈扁平状结构,粒径较大时,石墨和膨润土被压实后,容易在扁平结构末端形成未被充填的孔隙;而石墨粒径较小时,石墨和膨润土颗粒接触面积增大,石墨属于憎水性材料,膨润土-石墨界面处提供了更多渗漏通道。研究结论为配置核废料处置库缓冲层材料提供了科学参考。     

核废料处置概念库开挖及封闭后近场热-水-应力耦合数值分析

考虑了缓冲层中温度梯度水分扩散、水蒸汽扩散对水连续性及能量守恒的影响,进一步完善了饱和-非饱和介质中热-水-应力耦合现象的控制方程。应用缓冲材料的实验资料,对核废料处置概念库开挖及封闭后近场的热-水-应力耦合过程进行了数值模拟,以考察围岩中的位移、塑性区、主应力、孔隙水压力和温度的分布及变化。认为开挖是引起洞室围岩中的变形及应力重新分布的主要原因,但坑道封闭后的热-水-应力耦合过程对变形及应力状态也产生了明显的影响。     

高放废物地质处置库中膨润土的侵蚀机理和模型研究综述

在核废料处置库安全使用的设计年限(数万年至十数万年)内,受地下水动力和化学作用,膨润土被侵蚀,导致缓冲/回填层致密性降低、渗透性增加,危及核废料处置库安全,引起核元素扩散和对流迁移,甚至造成核泄漏灾害。从膨润土的侵蚀机理、侵蚀模型、侵蚀试验和侵蚀控制措施等方面,系统地综述了膨润土侵蚀的研究成果,指出当前针对膨润土侵蚀研究的不足,提出新的研究方法和手段,为更好地开展膨润土侵蚀研究奠定基础。     

热-水-应力耦合条件下三项因素对核素迁移影响的有限元分析

目前在放射性核素随地下水迁移的研究中还很少涉及温度场和应力场的影响。针对这一问题,引入渗透迁移方程,将所开发的饱和-非饱和孔隙介质中热-水-应力耦合弹塑性模型及其二维有限元程序进行了扩展和改进,使之可以同步地对温度场、渗流场、应力场和放射性核素浓度场的变化进行解析。对一个假想的核废料处置库算例,通过分别改变影响地下水中核素迁移的3个因素：渗透系数、分配系数和分子扩散系数,考察了在热-水-应力-迁移耦合作用条件下近场放射性核素浓度的分布及变化,从而认识到：当缓冲层的渗透系数小到一定程度后,缓冲层中核素迁移基本不再受渗流场的影响;缓冲层分配系数越小,分子扩散系数越大,核素迁移越快。     

核废料处置概念库近场热-水-应力耦合模型及数值分析

特别考虑了缓冲层中温度梯度水分扩散、水蒸汽扩散对水连续性及能量守恒的影响,进一步完善了所建立的分析饱和-非饱和介质中热-水-应力耦合现象的控制方程,并针对试验资料,使用所开发的有限元程序对一个核废料处置概念库近场的热-水-应力耦合过程进行了数值模拟,考察了缓冲层及岩体中若干点的温度、饱和度、孔隙水压力及主应力的变化、分布情况,并将部分结果与国外类似软件的计算数据作了对比,结果显示,在定性和定量上二者的规律有某种一致性,从而得出了一定的认识。     

亥废料处置概念库近场热-水-应力耦合模型及数值分析

特别考虑了缓冲层中温度梯度水分扩散、水蒸汽扩散对水连续性及能量守恒的影响，进一步完善了所建立的分析饱和-非饱和介质中热-水-应力耦合现象的控制方程，并针对试验资料，使用所开发的有限元程序对一个核废料处置概念库近场的热-水-应力耦合过程进行了数值模拟，考察了缓冲层及岩体中若干点的温度、饱和度、孔隙水压力及主应力的变化、分布情况，并将部分结果与国外类似软件的计算数据作了对比，结果显示，在定性和定量上二者的规律有某种一致性，从而得出了一定的认识。     

高压实膨润土的非饱和渗透膨胀模型

高放废弃物深地质处置库中,作为缓冲/回填材料的高压实膨润土的设计功能是,遇水吸湿导致土体膨胀变形,以密封高压实膨润土块体砌置时形成的块体与块体之间和块体与围岩之间的施工缝隙以及围岩中因处置库开挖卸载引起的裂缝,形成阻障围岩中地下水渗入内库引起核素迁移,与库内高放废物的辐射扩散的人工屏障。高压实膨润土在自由膨胀条件下的膨胀应变和非饱和渗透系数由渗透试验测得;孔隙比和吸力的关系由压汞试验测得。吸力和含水率的函数关系可由土-水特征曲线测试试验得到。因此,自由膨胀条件下膨润土的非饱和渗透膨胀模型由膨胀应变、非饱和渗透系数和孔隙比与吸力的函数关系建立。结果表明：渗透系数和体积应变都随吸力减小而增加,因为吸力减小会导致孔隙比增加。这一发现有助于设计高放废物的最终处置方案。     

泥岩核废料处置库温度-渗流-应力耦合参数敏感性分析

针对比利时HADES地下实验室PRACLAY现场加热试验,应用温度-渗流-应力耦合弹塑性模型,模拟现场加热过程中泥岩核废料处置库的水力学响应特征。采用单因素分析法,就泥岩热、水、力学参数对核废料处置库围岩孔压、温度、有效应力的影响进行了三维有限元分析。并基于参数敏感性分析结果,就温度、渗流、应力三场两两耦合作用对处置库围岩水力学响应的影响程度进行了系统分析。研究结果表明：泥岩热、水、力学参数中,渗透系数、弹性模量以及导热系数对加温所导致的超孔压的值影响较大;凝聚力、内摩擦角以及热膨胀系数对孔压的影响较小,但会显著影响围岩的有效应力;导热系数对围岩温度场的分布有决定性影响,温度传递的差异会显著影响围岩的孔压和有效应力;不同的热、水、力学参数对孔压、温度以及有效应力的影响机制是不同的,温度、渗流、应力三场两两耦合作用对围岩水力学响应的影响程度也存在显著的差异性。温度场对应力场、温度场对渗流场的耦合效应十分显著,加热后,围岩超孔压的产生以及热膨胀导致的有效应力变化会显著影响处置库的稳定。该研究结果在一定程度上可以为核废料处置库泥岩的热、水、力学参数的确定及耦合机制分析提供科学依据。     

渗透系数对渗流速度影响的热-水-应力耦合二维有限元分析

使用建立的饱和-非饱和介质中热-水-应力耦合弹塑性模型,取一组真实的缓冲材料、岩体及贮存容器（用加热器代替）的物理力学指标作为基本计算条件,以一个假想的核废料处置库为模拟对象,就高、中、低3种渗透系数进行了二维有限元数值分析,考察了近场的渗流速度大小及方向的变化,认识到：在其他计算参数相同的条件下,缓冲材料的渗透系数越高,近场的渗流速度越大,缓冲层达到饱和状态也越快;当缓冲层达到饱和状态后,如果玻璃固化体继续放热,有可能使得近场的温度梯度的作用强于水力梯度的作用,导致渗流速度方向发生逆转,即水分由内向外迁移;依渗透系数不同,其渗流速度的大小、方向有显著差异,这也势必引起放射性核素随地下水流动扩散的复杂多变。     

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。     

Investigation into water retention and gas permeability of Opalinus clay

Opalinus clay (OPA) is currently being investigated as a potential host rock for radioactive waste repository. The construction of this repository will lead to an excavation-damaged zone (EDZ) in the surrounding. Its sealing ability is crucial for the safety assessment of the geological repository. The sealing ability of OPA has a close relationship with its water retention and gas permeability behaviours. For this purpose, the water retention and gas permeability of OPA and its comparison with the artificial barrier (i.e. bentonite) were investigated in this study. The results show that OPA absorbed less water than granular bentonite material with equal suction. Compared with the other two similar materials (Boom clay and COx argillite), which were selected as natural engineering barriers for nuclear waste storage in Belgium and France, the suction behaviours of OPA are similar to those of COx argillite but notably different from those of Boom clay. The gas permeability tests show that OPA sample is quite sensitive to the changes in confining pressures but is less sensitive to applied gas pressures. Further, it is found that the OPA is more permeable than bentonite barrier after 10.5 years of hydration. Then, the OPA samples were artificially water-saturated. We find that the sealing ability can be recovered after long-time water saturation. However, when comparing with bentonite barrier, it is still a weak zone. This indicates that the EDZ should be paid more attention for the assessment the performance of the nuclear repository.     

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。     

盐溶液的渗透吸力计算方法

膨润土垫层在高放废料处置库环境中与围岩接触,力学性能会受到围岩裂隙中所含盐溶液的影响。盐溶液的渗透吸力会在膨润土上产生类似于竖向荷载作用的附加应力,量化盐溶液对膨润土力学性能的影响对评估地下处置库的安全性具有重要意义。溶液渗透吸力系数作为计算渗透吸力的关键,目前需要通过较为复杂的实验测得,对工程实际应用造成了阻碍。通过引入Debye-Hückel公式,提出含单价离子电解质、2-2型电解质及混合电解质溶液的渗透吸力系数及渗透吸力的计算方法。基于Debye-Hückel公式,分析溶剂种类和温度对渗透吸力系数的影响,结果表明:溶剂极性越大,渗透吸力系数越大;温度越高,渗透吸力系数越小。      

核废物处置安全评价的地质类比研究

本文简要论述了利用天然地质类似物（或类比体），类比评价核废物处置系统的安全性能。地质类比研究是安全评价核废物处置系统的重要方法之一，也是地质学科的新研究领域。目前已有的地质类比研究对象主要有火山玻璃，陨石玻璃，粘土矿物，铁陨石，铜矿床，铀矿床，含含Ｔｈ和ＲＥＥ的铁矿床，天然核反应堆（一种特殊的铀矿床）和火成岩接触带等。最后对我国今后从事同类研究提出了若干建议。     

A Column Experiment to Study the Thermo-Hydro-Mechanical Behaviour of Expansive Soils

The study of heat transfer, water flow, and swelling pressure development in engineered clay barriers and the evaluation of the influence of these phenomena on the barrier properties are important issues for predicting the performance of nuclear waste repository facilities. In this work, an experimental setup is presented especially meant to assess the response of the sand–bentonite mixture under conditions close to that of the buffer in a radioactive waste repository. A newly developed column device for laboratory testing of coupled thermo-hydro-mechanical (THM) behaviour of clay-buffer materials is introduced and its calibration, verification and the first experimental data are presented and discussed. The main features of the column device are: hydraulic and thermal gradients are possible to be applied; water content, suction and temperature development can be measured continuously at three locations along the sample height; swelling stress can be measured at top and the bottom of the sample. Measuring transient temperature, water content and suction simultaneously at the same height levels and with special care to minimise the sample disturbance is one of the advantages of the column device proposed here when compared to that previously reported in the literature. The main objectives of this paper are: (1) to describe the experimental device, (2) to introduce the sensors implemented and their calibration, and (3) to present and discuss the first experimental results obtained with the new equipment. The first experimental results show promise in the ability of the newly developed column device to provide reliable data for assessing the THM behaviour of expansive materials that are foreseen as buffer material in high level waste repositories.     

考虑开挖损伤的高放废物地质处置库温度-渗流-应力耦合数值模拟方法

高放废物地质处置库处于温度?渗流?应力（THM）多场耦合环境中,对高放废物处置库进行安全评估时,需进行多场耦合分析。然而,高放废物处置库开挖引起硐壁附近围岩应力重分布,产生损伤,导致围岩热学参数（T）、渗流参数（H）和力学参数（M）发生变化,且在空间上分布不均匀,这将会对运营期处置库THM耦合演化过程产生显著影响。通过分析高放废物处置库温度?渗流?应力三场的耦合原理和处置库围岩损伤的分布和演化规律,定义了损伤变量和损伤演化准则,并将损伤变量与热学参数、渗流参数、力学参数以及多场耦合参数（Biot系数、Biot模量和温度排水系数）建立联系,将围岩损伤与温度?渗流?应力建立联系,形成了一个弹塑性损伤温度?渗流?应力多场耦合数值模型,然后利用建立的模型对瑞士Mont Terri高放废物地质处置库围岩加热试验进行模拟,对比了模拟值和试验值,比较了考虑开挖损伤和不考虑开挖损伤对高放废物地质处置库温度?渗流?应力的影响,并分析了在多场耦合作用下开挖损伤的演化规律。     

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。     

考虑溶质浓度影响的热-水-应力-迁移耦合模型及数值模拟

高放射性核废料地质处置库围岩中地下水的密度因溶质浓度不同而发生变化,这将影响到饱和-非饱和孔隙介质中近场和远场的热-水-应力耦合过程, 同时温度场、应力场也要对地下水中的核素及矿物质迁移产生作用。考虑这两个因素,建立和引入了相关的应力平衡方程、水连续性方程、能量守恒方程和渗透迁移方程,并研制出了对应分析孔隙介质中热-水-应力-迁移耦合问题的二维有限元程序。通过对一个假定的核废料地下处置库在核素泄漏后多场耦合过程的数值计算,考察了近场围岩中的温度、应力、孔隙水压力、核素浓度的分布及随时间的变化。结果初步显示了所建模型及程序可模拟热-水-应力-迁移耦合现象,因而具有一定的实用性。     

Scoping analyses of the coupled thermal-hydrological-mechanical behaviour of the rock mass around a nuclear fuel waste repository

Scoping calculations were performed in order to assess the influence of radiogenic heat on the performance of the rock mass around a nuclear fuel waste repository. The full coupling between the thermal, mechanical and hydrological processes involved was considered by using the finite element code, FRACON, developed through an extension of Biot's classical theory of soil consolidation. By considering the full T---H---M coupling, several important safety features, which would otherwise be omitted in uncoupled analyses, were detected in the present study. In particular, it was shown that the heat-induced pore pressure increase around the repository has the potential to significantly increase the rate of groundwater flow, and affect the structural integrity of the rock mass.