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。     

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。     

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。     

填砂裂隙岩体渗流传热模型试验与数值模拟

选取中国高放射核废物地下处置库重要预选场区--甘肃北山地区的花岗岩,加工组合成规则裂隙岩体,将垂直裂隙用粒径为0.5～0.63 mm的砂土填充,进行了裂隙水渗流传热试验;对模型试验进行了数值模拟,进而计算分析了热源温度、裂隙水流速和裂隙开度变化对裂隙岩体模型稳态温度场的影响。模型试验表明,当热源温度维持在120 ℃时,裂隙水仍无相变,裂隙岩体模型稳态温度场分布规律与热源温度为95 ℃时一致;热源温度越高,热源的水平影响距离越大,模型达到稳态需要的时间越长;裂隙填砂加强了裂隙两侧岩石之间的热传导,热源的水平影响距离和模型到达稳态需要的时间均明显大于无填充裂隙岩体模型的情况。模型试验得到的岩体模型温度场与数值计算得到的岩体模型温度场规律一致。试验过程中裂隙岩体模型在边界上存在一些热量散失,无法与数值计算中的绝热边界条件等同,致使试验数据低于数值计算值,并且热源温度越高,两者之间的差异越大。模型试验和数值计算均表明,邻近热源侧的裂隙水渗流对模型的温度场分布起控制作用,而远离热源侧的裂隙水渗流则主要影响该侧的边界温度和模型达到稳态所需要的时间。数值参数敏感性分析表明,裂隙水流速与裂隙开度越大,裂隙水对水平传热的阻滞作用越明显。     

分布热源作用下单裂隙岩体三维水流-传热的半解析计算方法

针对高放射性核废物地下处置库近场饱和裂隙岩体环境,提出一种由分布热源、饱和单裂隙和两侧无限大岩石构成的三维水流-传热简化模型,建立了控制微分方程和基于拉氏变换域格林函数的积分方程;采用矩形单元把裂隙面域离散化,利用极坐标下的解析方法计算包含奇点的单元积分,利用数值方法计算分布热源和不包含奇点的单元积分,建立拉氏变换域的线性代数方程组,求解后,利用拉氏数值逆变换,计算任意时刻裂隙水和岩石的温度分布。对两个无内热源、流场确定的计算模型进行了计算,与仅考虑岩石沿裂隙面法向一维热传导的解析解进行了对比。计算分析了分布热源作用下饱和单裂隙岩体的三维水流-传热特征及其对裂隙水流速、岩石热传导系数和热源热流集度的敏感度。计算结果表明：与直接采用高斯数值积分相比,提出的解析法奇异积分精度较高;就裂隙水温度而言,单裂隙岩体三维水流-传热半解析计算方法与解析法得到的结果基本一致,但由于半解析计算方法考虑了岩石的三维热传导,使得裂隙水的上游温度较低,而下游温度较高;无分布热源作用时,岩石热传导系数越大,裂隙水温度越低;裂隙水流速越大,裂隙进水温度对裂隙水和岩石温度分布的影响越明显;由于受到裂隙水流动传热的作用,分布热源对裂隙水温度和岩石温度的影响在裂隙水流的下游区域比较显著。     

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。     

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。     

化学作用下高庙子膨润土屏障性能演化行为

深地质处置库运营过程中,受地下水化学成分、可能泄露的核素等近场化学条件影响,膨润土工程屏障性能可能发生衰减。围绕化学作用下膨润土屏障性能的演化行为,以我国北山处置库预选场地为工程背景,以内蒙古高庙子膨润土为研究对象,首先介绍了高庙子膨润土的基本物理性质及北山预选场地近场化学条件;在此基础上,详细总结了化学作用下高庙子膨润土水力、力学及阻滞等屏障性能演化行为相关研究成果。结果表明:化学作用对膨润土持水、渗透特性的影响可分别依据渗透吸力及双电层理论解释;化学作用下膨润土膨胀力的衰减与其水化膨胀机制有关,化-力耦合及化-水-力耦合作用下膨润土变形特性因渗透固结、化学软化效应而发生改变;膨润土的吸附与扩散特性受核素浓度、离子环境、pH值等因素影响。最后,提出化学作用下膨润土屏障性能演化研究应重点关注的方向。     

分布热源作用下裂隙岩体渗流-传热的拉氏变换-格林函数半解析计算方法

以裂隙岩体高放射性核废物地下处置库性能评估为目标,提出了分布热源作用下单裂隙岩体渗流-传热的简化概念模型、控制微分方程和拉氏变换-格林函数半解析法,为进一步采用半解析法计算分布热源作用下多裂隙岩体的渗流-传热问题奠定了基础。针对单裂隙岩体的渗流-传热问题,建立考虑岩石内热源和二维热传导的控制微分方程,利用拉氏变换域微分方程的基本解建立格林函数积分方程,采用解析法处理其中的奇点,通过数值积分和拉氏数值逆变换求解,计算任意时刻裂隙水和岩石的温度分布。通过算例,与基于岩石一维热传导假定的解析解进行了对比,并计算分析了分布热源作用下单裂隙岩体的渗流-传热特征及其对裂隙开度、岩石热传导系数和热流集度的敏感度。算例表明,（1）就裂隙水温度而言,由于考虑了岩石的二维热传导,拉氏变换-格林函数半解析解小于基于岩石一维热传导假定的解析解;（2）裂隙水温度和岩石温度对裂隙开度和热流集度的敏感度较大,对岩石热传导系数的敏感度较小。     

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。     

米尺度裂隙岩体模型水流-传热试验的数值模拟分析

为了研究高放射性核废物地下处置库近场的水流-传热耦合问题,采用国内高放废物地下处置库预选场址--甘肃北山地区的花岗岩石块体,加工组合成米尺度的规则裂隙岩体模型,设置边界热源和裂隙水流,试验模拟裂隙水水流与传热之间的相互作用。作为该室内模型试验的前期理论研究,采用等效孔隙介质数值模型,着重分析了裂隙开度、裂隙流量和热源功率对流场和温度场的影响。在设定条件下,计算分析表明：热传导和裂隙水水流由热源作用初期的不耦合很快转化为耦合;不流动的裂隙水主要表现为热存储和热传导,而流动的裂隙水还引起流动传热和水与岩石之间的对流换热,使岩体温度场明显不同于单纯热传导的情况;如果保持裂隙水流量不变,则裂隙开度的变化对水流-传热影响不大;如果保持裂隙水流速不变,则裂隙开度的变化对水流-传热影响显著;热源功率越大,通过裂隙水的热流量越大,裂隙水压强越大,而当温度超过100 ℃时,裂隙水会因汽化而压强显著增大;加热7 d时,热量的输入和输出几乎相等,裂隙水流带走的热量接近热源供给的热量,模型系统基本达到了热平衡。     

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。     

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。     

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。     

大气条件下高庙子钠基膨润土化学缓冲特性研究

深地质处置目前被国际上公认为是处置高放废物的最有效可行的方法。我国采用多重工程屏障系统和适宜的地质体共同作用来确保与生物圈的安全隔离。缓冲材料是高放废物重要的工程屏障材料之一,我国选用高庙子钠基膨润土作为缓冲材料的基础材料。膨润土作为缓冲材料的一个重要性能表现为缓冲孔隙水的化学变化。介绍了GMZ-1钠基膨润土大气条件下与蒸馏水的反应试验,并对试验结果进行了讨论。批式试验反应溶液中钠离子来源于钠基膨润土层间阳离子和矿物溶解,镁离子来源于钠基膨润土层间阳离子,钾离子和钙离子来源于矿物溶解,相关研究认识对于高放废物处置库近场核素迁移研究和评价工程屏障的长期稳定性具有重要意义。     

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。     

碱−热环境下MX80膨润土导热性能试验研究

以美国怀俄明州钠基（MX80）膨润土为研究对象,采用热探针法测定碱−热环境下MX80膨润土的导热系数,探讨了温度、碱液强度和干密度对试样导热系数λ的影响规律,并选择部分试样进行了X射线衍射（X-ray diffraction,简称XRD）和扫描电镜（scanning electron microscope,简称SEM）试验,揭示了碱−热环境下MX80膨润土导热性能演变的微观机制。试验结果表明：MX80膨润土的导热系数λ随碱液含量和干密度的递增而增大;在不同碱液含量条件下,膨润土的导热系数均随温度升高而增大,且碱液含量越高,导热系数的温度效应越显著;干密度较小时,膨润土导热系数λ随温度升高而增大的影响越明显,主要原因是温度促进了试样内部的水汽潜热传输;同一温度和干密度条件下,热传导系数λ随着碱液pH值的升高而降低6,且pH值越高,则λ降幅越明显,主要原因是强碱溶液腐蚀了膨润土的蒙脱石成分,减少了试样内石英含量,增大了膨润土试样的孔隙率,进而降低了膨润土导热系数,这与测试试样的XRD和SEM结果相吻合。     

考虑膨胀效应UH模型的有限元实现

高庙子膨润土已被确定为我国高放废物地质处置的首选缓冲/回填材料,进行其力学特性及应用模拟研究对合理设计处置库具有十分重要的意义。考虑膨胀效应的UH模型是在超固结非饱和土本构模型（非饱和土UH模型）的基础上提出的,因引入了土体团粒的吸水膨胀作用,使其适用于非饱和膨润土。基于有限元软件ABAQUS的二次开发平台,利用Fortran语言编制模型的UMAT（user-difined material）材料子程序,进行了考虑膨胀效应UH模型的有限元实现。然后针对高放废物处置概念模型,利用编制的模型子程序对高放废物处置系统进行了三维有限元模拟,并对渗流场和应力场的演化规律进行了初步探究。模拟结果显示处置系统中膨润土的内应力增加,土体的稳定性较好,说明选择高庙子膨润土作为缓冲/回填材料的合理性,也同时验证了程序的正确性。