基于膨润土凝胶分形结构的屈服强度理论

在核废料处置库安全使用的设计年限（数万年至数十万年）内,膨润土遇水侵蚀,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。膨润土侵蚀是以膨润土凝胶形式迁移,膨润土凝胶的屈服强度就是侵蚀的临界剪切应力。膨润土凝胶颗粒之间的联结靠颗粒间的长程作用,即van der Waals力,颗粒间的联结作用取决于凝胶的结构。本文基于膨润土凝胶结构的分形模型,假设凝胶的屈服强度等于冲刷面上单位面积的van der Waals力的总和,导出了膨润土凝胶的屈服强度（σ_y）的表达式,表示为凝胶的固体体积率（φ_s）的幂函数,即σ_y=σ_y0φ_sm,幂函数的指数是凝胶结构分维的函数。膨润土凝胶的屈服强度理论得到了试验数据的验证。     

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。     

核废料处置库近场温度半解析研究

核废料处置库的温度场演化规律是处置库设计和安全评估的重要依据,根据处置库的概念化设计,建立了单个核废料废物罐的分层热传导模型。对膨润土区和围岩区热传导方程组进行Laplace变换,联立求解得到了在不同内外边界条件组合情况下变换域内的温度场半解析解。采用Crump方法对半解析解进行数值反演,获得废物罐近场时间-空间域的温度分布,最后分析了不同参数条件下单个废物罐表面温度的变化规律。结果表明,核废料的燃烧值越高,冷却时间越短,废物罐表面温度越高;采用有限外边界条件计算得到的废物罐表面温度要高于无限外边界条件;膨润土的导热系数越大,废物罐表面温度越低,膨润土土层厚度越厚,越不利于内部温度的扩散。研究成果可用于评价不同条件下废物罐近场温度的演化规律。     

核废料处置库近场温度半解析研究

核废料处置库的温度场演化规律是处置库设计和安全评估的重要依据, 根据处置库的概念化设计,建立了单个核废料废物罐的分层热传导模型。对膨润土区和围岩区热传导方程组进行Laplace变换,联立求解得到了在不同内外边界条件组合情况下变换域内的温度场半解析解。采用Crump方法对半解析解进行数值反演,获得废物罐近场时间-空间域的温度分布,最后分析了不同参数条件下单个废物罐表面温度的变化规律。结果表明,核废料的燃烧值越高,冷却时间越短,废物罐表面温度越高;采用有限外边界条件计算得到的废物罐表面温度要高于无限外边界条件;膨润土的导热系数越大,废物罐表面温度越低,膨润土土层厚度越厚,越不利于内部温度的扩散。研究成果可用于评价不同条件下废物罐近场温度的演化规律。     

膨润土在核废料处置环境中的膨胀衰减规律研究

利用Phreeqc软件模拟了核废料处置库中高压实膨润土中发生的化学反应,建立了K+、Ca2+、Na+、Mg2+ 4种阳离子的离子交换和矿物溶解沉淀的一维运移反应模型。模拟了核废料处置环境中,膨润土化学组分在不同流体环境下随时间和空间的变化规律,验证了膨胀性的衰减主要是由Na基蒙脱石转变为Ca基蒙脱石引起。结合膨润土化学组分变化结果,对膨润土膨胀性衰减程度进行了评估。得到1万年后海水和地下水环境下的高庙子膨润土膨胀性衰减系数分别达到0.83和0.92,MX80膨润土达到0.79和0.90。     

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。     

石墨−膨润土缓冲材料的最优配置方法

核废料封存到处置库后还会继续释放衰变热,需要加快热量向周边围岩消散,确保处置库处于安全运行状态。而提高缓冲层的导热性能成为解决该问题的突破口。将天然石墨粉掺入到钠基膨润土中,以期配置成导热速度快、隔离能力强的缓冲层回填材料。通过开展石墨?膨润土混合物的自由膨胀率、恒体积膨胀力、饱和渗透系数和导热系数等试验,研究石墨掺入率（Rg分别为5%、10%、15%、20%、30%、40%）和不同粒径（297、150、74、44 μm）对其水?力?热性能的影响规律。结果表明,掺入石墨后显著提高了膨润土的导热性能,但其提升幅度受石墨掺入率、初始含水率和初始干密度等因素影响。综合分析石墨?膨润土混合物的水?力?热性能参数,发现最优石墨掺入率处于15%～20%（质量比）范围内;相同石墨掺入率下石墨粒径为150 μm或74 μm时混合物的水?力性能最优。石墨?膨润土混合物压实后的孔隙分布显示,相同石墨掺入率下石墨粒径过大或者过小都易形成大孔隙。究其原因,天然鳞片状石墨呈扁平状,大部分膨润土颗（团）粒小于石墨,与石墨属于点?面接触方式。尤其是压实程度不高时,膨润土颗（团）粒和石墨接触面处存在大量的孔隙;而且石墨属于憎水性材料,对水分子的拖拽力弱,即使膨润土吸水膨胀后,水分也容易从石墨薄片表面处通过。     

国外核废料处置地质研究动向

笔者参加了第29届国际地质大会,现将会上了解到的关于核废料处置的一些研究动向介绍如下。大会设置的有关核废料处置的地质研究专题有“放射性和有害废料的地质处置”、“核废料处置研究计划”和“核废料处置地点特征及天然类比研究”。来自日本、法国、加拿大、芬兰、瑞典、比利时、俄罗斯、德国、英国和美国的代表在会议上交流了四十几篇论文。其中,法国和日本等核电大国代表的文章较多。从大会宣读和张贴的资料看,目前进行的核废料处置的地质研究工作主要有三个方面的内容。一是构造稳定性问题,其主要研究方向是放射性废料处置地点局部和区域上地质构造稳定程度的估价。二是地球化学问题,主要研究核废料中放射性有害物质在处置地点及其邻     

类似物研究和矿物学问题

本文叙述了核废物地质处置研究领域中涉及天然和人为类似物研究中的一些矿物学问题。在自然界的天然玻璃、膨润土、晶质铀矿等分别作为高放废物玻璃固化体、高放废物处置库的缓冲／回填材料和乏燃料的天然类似物，考古遗址中的玻璃和青铜器文物作为人为类似物。通过这些天然非晶质结晶物质和人造制品的稳定性研究来预测未来10000－100000a间处置库中废物和缓冲／回填物质的变化，放射性核素迁移规律，为高放废物处置库的设计和建造提供重要科学依据，提高公众对高放废物安全处置的信心。     

中国高放废物深地质处置的缓冲材料选择及其基本性能

人类的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物,其中高放废物的安全处置倍受全球科学家和广大公众所重视。目前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方法。借鉴国外成熟的技术和经验,我国采用多重工程屏障系统(包括废物固化体、废物容器及其外包装和缓冲/回填材料)和适宜的围岩地质体共同作用,来确保高放废物与生物圈的安全隔离。膨润土由于具有极低的渗透性和优良的核素吸附等性能而被国际上选作缓冲材料的基础材料。经过全国膨润土矿床筛选,我国高放废物深地质处置库缓冲材料的研究以产自高庙子膨润土矿床深部的钠基膨润土作为基本组成材料。本文介绍了高庙子膨润土矿床的地质特征以及高庙子钠基膨润土的基本特征。该膨润土与国外同类型材料相比具有蒙脱石含量高(75%左右)、杂质矿物相对较少的特点,该材料的系统和深入研究对于开发我国缓冲回填材料技术、确保高放废物的安全有效处置有重要意义。     

内蒙古高庙子膨润土作为高放废物处置库回填材料的可行性

本文简述高放废物处置工程要求和缓冲／回填材料在高放废物深地质处置库中的作用及要求，介绍了内蒙古兴和县高庙子膨润土的性能，认为内蒙古兴和县高庙子膨润土矿床可作为高放废物处置库回填材料的供给基地。     

高放废物深地质处置：回顾与展望

文章对我国高放废物地质处置研究的历史进行了回顾,并对未来发展进行了展望。我国的高放废物深地质处置研究开发从1985年开始,迄今为止可初步分为3个阶段：①起步和跟踪研究阶段（1985～1998）;②逐步发展阶段（1999～2005）;③政府规划指导阶段（2006至今）。20多年来,我国在国家法律法规、战略规划、选址、工程屏障、核素迁移研究等方面取得了显著进展。我国已经提出在2020年前建成地下实验室、21世纪中叶建成高放废物处置库的目标。研究开发和处置库工程建设分成3个阶段：试验室研究开发和处置库选址阶段（2006～2020）;地下现场试验阶段（2021-2040）和处置库建设阶段（2041～本世纪中叶）。经过全国筛选对比,已初步选定甘肃北山地区为重点预选区,系统的场址评价工作正在进行。已确定采用膨润土作为处置库的回填材料,并初步确定内蒙古高庙子膨润土为我国高放废物处置库的首选缓冲回填材料。工程设计、核素迁移研究和安全评价也取得了一定进展。1999年起与国际原子能机构开展了3期高放废物地质处置技术合作项目,对提高我国的技术水平起到了积极作用。20多年的研究开发工作为我国在21世纪完成高放废物地质处置任务奠定了基础。     

高效废物处置库的混合型缓冲回填材料压缩特性研究

高放废物处置库中缓冲回填材料需要预先压缩到一定密实度,其压缩特性对处置库的安全设计、施工及运营有重要影响。目前,国内初步考虑将膨润土-砂混合物作为缓冲回填材料的首选。采用WG型单杠杆固结仪,对不同干密度、掺砂率的膨润土-砂混合物进行侧限压缩试验研究。试验结果表明：随着干密度的增大,压缩系数呈二次曲线减小;随着掺砂率的增大,压缩系数呈非线性增大。通过引入有效黏土密度和有效含水率的概念,对不同干密度、掺砂率的膨润土-砂混合物的压缩系数进行解释,并根据试验数据得到了回归的数学模型,试图为缓冲回填材料的配比优化研究提供相关依据。     

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。     

国外大口径钻孔处置核废料概况

本文简述了核废料地质处理方案和竖井—坑道处置系统,介绍了利用大口径钻孔处置固体核废料、液体核废料和竖井—坑道—大口径钻孔联合处置核废待的概况以及处置核废料的钻探设备、钻进技术、回填材料、填封技术、成本和施工周期.     

渗流条件下含裂缝压实膨润土应力及渗透性能试验研究

压实膨润土是放射性废物处置库的理想缓冲/回填材料,但它在失水收缩过程中易产生裂缝,该裂缝在浸水条件下能否愈合是放射性废物处置安全评价中的重要课题。其研究对含纵向单裂缝的压实膨润土样品开展渗透试验,以渗透系数、隙面法向应力及含水率为指标,研究含裂缝压实膨润土吸水膨胀后应力及渗透性能的变化,从而评价裂缝对膨润土屏障层性能的影响。研究结果表明,样品渗透系数随时间逐渐递减,隙面法向应力随时间逐渐递增,且在85 d时两参数达到稳定水平,分别为4.6410~(-10)m/s和2.5 MPa,与完整压实膨润土样品的渗透系数及内部应力处于相同水平,可以认为,此时土体实现了饱和及均一化。该研究从渗透性和应力角度证实了裂缝对压实膨润土渗透系数及应力参数未产生显著影响,膨润土具有较好的自愈合能力。研究建立了膨润土裂缝自愈合效果评价方法,为膨润土作为回填材料的安全性评价提供理论依据。     

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。     

中国高放废物处置库缓冲材料选择与基本性能

人类的许多生产、生活活动均可能产生不同活度的放射性废物。其中高放废物由于具有放射性水平高,发热量大,并含有对生物极有害的α放射性的长寿命核素等特点,其安全处置倍受全球科学家和广大公众所重视。目前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方法。借鉴国外成熟的技术和经验,我国采用多重工程屏障系统（包括废物固化体、废物容器及其外包装和缓冲/回填材料）和适宜的地质围岩地质体共同作用来确保高放废物与生物圈的安全隔离。膨润土由于具有极低的渗透性和优良的核素吸附等性能而被国际上选作缓冲材料的基础材料。经过全国膨润土矿床筛选,高庙子膨润土矿床被选作我国缓冲材料供应基地,我国高放废物深地质处置库缓冲材料的研究以产自该矿床的深部钠基膨润土作为基本组成材料。本文介绍了高庙子膨润土矿床的地质特征以及高庙子钠基膨润土的基本特征。该膨润土与国外同类型材料相比具有蒙脱石含量高（75%左右）,杂质矿物相对较少的特点,这对系统和深入研究该材料以开发我国缓冲回填材料技术,确保高放废物的安全有效处置具有重要意义。     

盐溶液法测定非饱和膨润土的水分特征曲线

对于高放废物的最终处置，深地质处置被国内外公认为最合适的方法，而膨润土也被认为是高放废物处置库缓冲回填材料的良好基质。鉴于膨润土各项性质研究的重要性。本文介绍了利用盐溶液法进行非饱和膨润土水分特征曲线的测定工作，发现盐溶液法适合测定吸力极高的非饱和土，是一种值得推广的方法。     

巴彦诺日公地段花岗岩微裂隙发育特征研究

花岗岩是高放射核废料地质处置库的主要围岩之一,其水力学特征优劣直接决定了花岗岩体能否有效地阻隔地下水对处置库中核废物的侵袭。围岩微裂隙结构和化学风化程度是水力学特征的直观表现,微裂隙结构量化和化学风化程度计算对高放射核废料地质处置库埋藏深度的比选有一定的科学意义。本文以阿拉善某600 m的花岗岩钻孔内不同深度的岩芯作为研究对象,得到大量的微裂隙显微照片;通过测网法和图像处理技术,获得岩芯数字化的裂隙空间分布图像,并从中提取了微裂隙特征参数（裂隙条数、隙宽、裂隙率、裂隙面密度参数等）;然后,对微裂隙特征参数进行了统计分析,描述了裂隙空间分布变异性。花岗岩样品的化学风化程度评价指标有:天然含水率、CIA。同时,利用SEM-EDS探测裂隙部位形貌特征及元素含量等数据。最后,对花岗岩完整性与核废料处置库适宜性进行综合评价。通过本研究,得到了以下结论:（1）研究区的花岗岩微裂隙发育情况随深度增大逐渐变弱。（2）花岗岩受外力作用后微裂隙首先发育在石英中,其次是在长石和黑云母中。（3）临近破碎带,裂隙率、平均隙宽、裂隙条数均增大,同时受后期热液填充的影响,CIA也会表现出高值。（4）破碎带的发育,对周边完整岩体的微观破裂影响距离可以超过10.6 m,后期热液对下方完整岩体的侵染蚀变影响距离可以超过50.27 m。（5）通过综合评价,来自该钻孔不同深度的7个样品中,取自地下598.8 m处的样品所代表的位置最适宜作为核废料处置库深埋区。