高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展
本文关键词:高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展,由笔耕文化传播整理发布。
? 846 ? 岩石力学与工程学报 2006年
土的饱和过程产生很大的影响。由于在贮存容器周围的温度较高,土体失水引起水往外围迁移。总之,气相水的迁移会加快外围土的饱和过程。高温条件下气相水压力会达到一个较大的值,成为气体压力中的主要部分。在某些情况下,由此引起的高气压将控制整个土体的渗透性。温度升高引起水化加快的主要机制有两个,一是液相水的黏滞性降低,二是围岩中水压力上升。
(3) 水力特性
土体中最终的应力状态主要取决于围岩的变形性和土的密实度,其他因素(包括土体厚度)对其影响不明显。在围岩刚度很大的情况下,土体中的最终应力值接近于土的膨胀压力。随着围岩变形性的提高,这个应力值会随之降低。应力在土体中的分布相对较均匀,尤其是径向应力。围岩与土体接触面的移动一般较小,因此土体的孔隙比变化不大,土体中某一部分的膨胀会被另一部分的压缩所补偿。围岩中的应力变化绝大部分是由温度效应引起的,膨润土的膨胀只影响到小范围内的邻近区域。
膨润土-砂
膨润土– 混合物
砂混合物
填充填充
入口水平入口水平
支巷道支巷道
花岗岩花岗岩
水/气水/气
迁移迁移
3.0 m 施工施工
接缝接缝
4.5 m 混凝土混凝土贮存室贮存室
(水饱和)(水饱和)
回填物 回填物
气体气体
注入注入
气体气体
迁移迁移
气气
φ 4.0 m
高渗透性剪切带 高渗透性剪切带
图5 气体迁移试验[20] Fig.5 Gas migration test[20]
室中进行,贮存室由垂直钻孔开挖形成。这些密封材料形成了工程屏障系统,主要为膨润土和砂的混合物。与核废物处置库竖井相比,试验比例为1∶10。从贮存室中央注入气体,以模拟实际气体产生的情况,同时监测和评判整个工程屏障系统和附近地层圈的性状。
5 气体产生及其迁移
气体的产生主要来自于以下几个方面:(1) 在低氧或无氧条件下金属容器因腐蚀而产生的氢气;(2) 水受辐射而产生的氢气;(3) 由微生物作用使有机物质变质而产生的二氧化碳、甲烷、硫化氢、氮气等气体;(4) 由α射线作用引起的氦气;(5) 有机
6 结 论
本文对目前工程屏障特性研究的进展状况作了一些简单介绍,可总结归纳出以下几点:
(1) 用膨润土或膨润土与其他骨料的混合物作填充材料已得到普遍的公认。
(2) 膨润土的选择主要取决于其蒙脱石的含量和膨润土的储量。
(3) 对地质化学方面的研究工作目前仅限于理论分析和数值模拟,需要补充大量的试验工作。
(4) 对热–水–力的耦合分析上,在温度低于100 ℃和土为饱和的条件下,从理论上和试验上都取得了一定的成果,但对于高于100 ℃和非饱和状态了解甚少。目前已经开发的数值分析方法可用来分析解释一些工程现象,但其验证还需试验数据作支撑。观察土的微观结构是了解各种复杂条件下土特性的重要手段,应更广泛地应用。接触面的厚度对整个地质处置系统的安全稳定性影响很大,从理论上和试验上都应对其引起重视。
(5) 对气体产生及其迁移的研究,目前仅较清楚地了解其机制,但有关其对整个地质处置系统安全稳定性影响的分析还需大量的试验数据,尤其是室内小型试验和现场试验数据作依据。
物质受到辐射产生的氢气等。
其中金属物质的腐蚀是气体产生的主要因素。对之分析较为复杂,因为这涉及到其产生的三种环境:一是在渗水之前的大气条件下;二是在非饱和状态下;三是在饱和状态下。目前这方面的工作大部分还处于理论分析阶段,主要问题是试验数据贫乏。
气体的产生对整个处置系统的安全性有很大影响,产生的高气压可能破坏工程屏障的整体性;压力梯度的增加会加快水的迁移及核素的移动;过多的辐射气体、有毒气体和易燃气体会对整个生物圈造成不良影响。由于问题的重要性和复杂性,一般需要对试验进行大力度的投入,以便获得数据进行数值分析模拟。图5为一现场气体迁移(gas migration test,GMT)试验示意图[20],试验模拟某中等深度的核废物地质处置库周边水和气的流动。试验在花岗岩地层中一个被各种密封材料包裹的混凝土贮存
第25卷 第4期 崔玉军等. 高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展 ? 847 ?
置十年进展[C]. 北京:原子能出版社,2004. 334–339.(Liu
参考文献(References):
[1] 王 驹. 我国高放废物深地质处理战略规划探讨[J]. 铀矿地质,
2004,20(4):196–204.(Wang Ju. Analysis of development strategy for the geological disposal of high-level radioactive waste in China[J]. Uranium Geology,2004,20(4):196–204.(in Chinese))
[2] 王 驹,郑华铃,徐国庆,等. 我国高放废物地质处置研究十年进
展[A]. 见:王 驹,范显华,徐国庆,等编. 中国高放废物地质处置十年进展[C]. 北京:原子能出版社,2004. 1–12.(Wang Ju,Zheng Hualing,Xu Guoqing,et al. Geotechnical disposal of high-level radioactive waste in China:progress in last decades[A]. In:Wang Ju,Fan Xianhua,Xu Guoqing,et al. ed. Advances in Last Decade on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste in China[C]. Beijing:Atomic Energy Press,2004. 1–12.(in Chinese))
[3] Pusch R. Highly compacted sodium bentonite for isolating
rock-deposited radioactive waste products[J]. Nuclear Technology,,1979,45:153–157.
[4] Yong R N,Boonsinsuk P,Wong G. Formulation of backfill material
for a nuclear fuel waste disposal vault[J]. Canadian Geotechnical Journal,1986,23:216–228.
[5] 徐国庆,李永利,顾绮芳,等. 膨润土矿床筛选[A]. 见:王 驹,
范显华,徐国庆,等编. 中国高放废物地质处置十年进展[C]. 北京:原子能出版社,2004. 318–328.(Xu Guoqing,Li Yongli,Gu Yifang,et al. Selection of bentonite deposits[A]. In:Wang Ju,Fan Xianhua,Xu Guoqing,et al. ed. Advances in Last Decade on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste in China[C]. Beijing:Atomic Energy Press,2004. 318–328.(in Chinese))
[6] 刘月妙,徐国庆,刘淑芬. 高放废物地质处置库缓冲/回填材料性
能测定[A]. 见:王 驹,范显华,徐国庆,等编. 中国高放废物地质处置十年进展[C]. 北京:原子能出版社,2004. 311–317.(Liu Yuemiao,Xu Guoqing,Liu Shufen. A study on buffer/backfill material for HLW geotechnical repository[A]. In:Wang Ju,Fan Xianhua,Xu Guoqing,et al. ed. Advances in Last Decade on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste in China[C]. Beijing:Atomic Energy Press,2004. 311–317.(in Chinese)).
[7] 刘月妙,徐国庆,刘淑芬,等. 我国高放废物处置库缓冲/回填材
料压实膨胀特性研究[A]. 见:王 驹,范显华,徐国庆,等编. 中国高放废物地质处置十年进展[C]. 北京:原子能出版社,2004. 329–333.(Liu Yuemiao,Xu Guoqing,Liu Shufen,et al. Study on compatibility and swelling property of buffer/backfill material for HLW repository[A]. In:Wang Ju,Fan Xianhua,Xu Guoqing,et al. ed. Advances in Last Decade on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste in China[C]. Beijing:Atomic Energy Press,2004. 329–333.(in Chinese))
[8] 刘月妙,徐国庆,陈璋如,等. 膨润土在高放废物处置工程中的应
Yuemiao,Xu Guoqing,Chen Zhangru,et al. The application of bentonite in the repository of high-level radioactive waste[A]. In:Wang Ju,Fan Xianhua,Xu Guoqing,et al. ed. Advances in Last Decade on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste in China[C]. Beijing:Atomic Energy Press,2004. 334–339.(in Chinese))
[9] Wen Zhijian. Chinese buffer material for high-level radioactive waste
disposal—geological features of GMZ–1[J]. Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering,2006,25(4):794–800.
[10] Chen Bao,Qian Lixin,Ye Weimin,et al. Soil-water characteristic
curve of Gaomiaozhi bentonite[J]. Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering,2006,25(4):788–793.
[11] Cuevas J,Pelayo M,Rivas P,et al. Characterization of Mg-clays from
the Neogene of the Madrid Basin and their potential as backfilling and sealing material in high-level radioactive waste disposal[J]. Applied Clay Science,1993,7:383–406.
[12] Khrushchov D P,Shekhunova S B. Argilaceous formations and clays
in the context of deep geological RAW disposal in Ukraine[A]. In:Proc. of the Inter. Symp. on Engineering Barrier for High-level Radioactive Waste Disposal[C]. Shanghai:ISEB 2005,2005. 197–203.
[13] Sultan N. Etude du comportement thermo-mécanique de l′argile de
Boom:expérience et modélisation[Ph. D. Thesis][D]. Paris:ENPC,1997.
[14] Cui Y J,Sultan N,Delage P. A thermo-mechanical model for clays[J].
Canadian Geotechnical Journal,2000,37(3):607–620.
[15] Martin P L,Barcala J M. Large scale buffer material test:mock-up
experiment at CIEMAT[J]. Engineering Geology,2005,81(3):298–316.
[16] ENRESA. FEBEX:pre-operational stage summary report[R]. Madrid:
Publicación Técnica,ENRESA,1997.
[17] Villar M V,Astudillo J,Huertas F. Selection and characterization of a
reference sealing material:the Spanish case[J]. Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering,2006,25(4):768–780. [18] Marcial D,Delage P,Cui Y J. Reduced model test for the study on the
self sealing capacity of the joints of bentonite based on engineered barriers[A]. In:Proc. of the 6th Inter. Workshop on Key Issues in Wastes Isolation Research (KIWIR)[C]. Paris:[s. n. ],2001. 285–303.
[19] Gens A A,Olivella S. Coupled thermo-hydro-mechanical analysis of
engineered barriers for high-level radioactive waste[J]. Chinese Journal of Rock Mechanics and Engineering,2006,25(4):670–680. [20] Alonso E E. Gas migration through barriers[J]. Chinese Journal of
Rock Mechanics and Engineering,2006,25(4):693–708.
用[A]. 见:王 驹,范显华,徐国庆,等编. 中国高放废物地质处
五星文库wxphp.com包含总结汇报、旅游景点、资格考试、专业文献、考试资料、应用文书、党团工作、IT计算机以及高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展等内容。
本文共2页12
本文关键词:高放核废物地质处置中工程屏障研究新进展,由笔耕文化传播整理发布。
本文编号:149344
本文链接:https://www.wllwen.com/kejilunwen/diqiudizhi/149344.html