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低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究 被引量:16
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作者 李书绅 王志明 +9 位作者 郭择德 李祯堂 赵英杰 李盛芳 神山秀雄 山本忠利 武部慎一 小川弘道 田中忠夫 向井雅之 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2000年第1期1-20,共20页
中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期 5年 (1988年 1月~ 1993年 1月 )的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法 ,包括参数、模式和程序。本文主要介绍... 中国辐射防护研究院和日本原子力研究所合作开展了为期 5年 (1988年 1月~ 1993年 1月 )的“低中水平放射性废物浅地层处置安全评价方法研究”,以建立一套低中放废物浅地层处置安全评价技术和方法 ,包括参数、模式和程序。本文主要介绍在黄土包气带中核素迁移规律、水分运移行为研究及其相关参数测定的方法和试验结果 ,以及试验场址主要特征和开发的核素迁移模式与计算程序为开展现场核素迁移示踪试验和实验室核素迁移模拟实验 ,建立了野外试验场、喷淋试验大厅和环境模拟实验室 ;开发了现场核素迁移直接测量系统 ;研制了实验室模拟装置和原状土取样设备。包气带核素迁移示踪试验 ,从 1989年 5月开始到 1991年 8月结束 ,试验在天然 (试验期间年均降雨量为 4 38mm)和喷淋 (喷淋强度 15mm/ d,相当于降雨量 5.4 8× 10 3 mm/ a)两种条件下进行。实验室模拟实验 ,喷淋强度为 0 .796 mm/ d(4号土柱 )和 0 .6 56 mm/ d(2号土柱 ) ,历时约 1年。示踪核素为 60 Co、85Sr和 13 4Cs(或13 7Cs)。还与现场试验同步开展了试验场水分运移研究 ,及用 3 H作示踪剂的水分运移研究。得到以下主要结果 :(1)对 85Sr,喷淋条件下 2年的现场试验期内 ,浓度峰迁移了 13cm,天然条件下迁移约 2 cm;在 1年的实验室模拟实验期内 ,取? 展开更多
关键词 安全评价 放射性废物 地层处置 核素迁移
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用于中低放废物浅地层处置安全评价的 PRESDSA 程序
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作者 周洪贵 顾志杰 +1 位作者 王志明 王金生 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1997年第4期293-299,共7页
PRESDSA程序是以本院野外试验场为假想处置库而开发的中低放废物浅地层处置安全评价计算机程序。该程序涉及源项释放,核素在地下水、地质介质及大气中的迁移,核素在食物链中的转移,以及剂量估算。评价方法采用目前应用较广泛... PRESDSA程序是以本院野外试验场为假想处置库而开发的中低放废物浅地层处置安全评价计算机程序。该程序涉及源项释放,核素在地下水、地质介质及大气中的迁移,核素在食物链中的转移,以及剂量估算。评价方法采用目前应用较广泛的景象-后果分析方法;根据场址特征,选用了浸出和闯入两种释放景象。该程序采用了文件方式输入参数,用优化方法调整参数。根据实验现场资料,用国外同类程序与现场实验结果验证本程序的核素在地下水中迁移部分的计算结果,用计算方法验证了源项释放、食物链转移及剂量估算的结果。验证结果表明,本程序的计算结果准确。 展开更多
关键词 低放废物 地层处置 安全评价 程序 中放废物
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日本预定1999年7月建成高放废物地层处置放射化学研究设施
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作者 李韡 《国外核新闻》 1999年第3期29-30,共2页
关键词 日本 高放废物处置 地层处置 放射化学研究
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核燃料循环开发机构将开放已完成的地层处置研究设施“quality”
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作者 李韡 《国外核新闻》 2000年第1期26-26,共1页
关键词 地层处置设施 qual诗 日本 核燃料循环开发机构 放射性废物
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一些国家在中低放废物浅地层处置中的设计经验介绍
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作者 李祯堂 《辐射防护通讯》 1991年第3期33-38,共6页
本文介绍美国、苏联、英国、法国和瑞士在中低放废物浅地层处置方面的设计经验和改进计划。上述国家在浅地层处置设计方面的经验可概括为:力求设计结构合理,搞好顶部排水,减少向下渗水,防止处置库底积水。
关键词 放射性废物 地层处置 处置
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大亚湾核电站处置场天然屏障对^(85)Sr、^(134)Cs和^(60)Co的吸附性研究 被引量:13
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作者 李祯堂 王辉 游志均 《辐射防护通讯》 2003年第2期27-31,共5页
通过静态实验和动态实验 ,研究了 85Sr、1 34 Cs和 6 0 Co在大亚湾核电站中低放废物处置场近场钻井岩芯样和探槽样中的迁移分布规律。静态实验结果显示 ,同—种土样对 3种核素的吸附比差异很大 ,说明该地地质介质对核素的吸附具有选择性... 通过静态实验和动态实验 ,研究了 85Sr、1 34 Cs和 6 0 Co在大亚湾核电站中低放废物处置场近场钻井岩芯样和探槽样中的迁移分布规律。静态实验结果显示 ,同—种土样对 3种核素的吸附比差异很大 ,说明该地地质介质对核素的吸附具有选择性。 3种核素的吸附平衡时间为 1 2 0 h,分配系数 Kd 的平均值分别为 9.4× 1 0 m L/ g( 85Sr)、2 .3× 1 0 3m L/ g( 1 34 Cs)和 1 .3× 1 0 2 m L/ g( 6 0 Co)。动态实验结果给出了 3种核素的延迟系数 Rd 的平均值分别为 7.4× 1 0 2 ( 85Sr)、1 .8× 1 0 4 ( 1 34 Cs)和 1× 1 0 3( 6 0 Co) ,表明 85Sr在土柱中的迁移比 1 34 Cs和 6 0 Co的快。 展开更多
关键词 大亚湾核电站 处置 天然屏障 吸附性 锶85 钴60 铯134 低放射性废物 安全处置 地层处置
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核素在非饱和带中迁移的非平衡吸附数值模式——NESOR 被引量:11
7
作者 王金生 李书绅 +1 位作者 王志明 郭择德 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2000年第1期62-67,共6页
本文将对流弥散方程与非平衡吸附关系式相结合 ,开发了核素在非饱和孔隙介质中迁移的二维非平衡吸附数值模式与计算机程序—— NESOR,给出了 NESOR中使用的吸附、解吸速率参数的计算方法。对中国辐射防护研究院 (CIRP)野外包气带黄土试... 本文将对流弥散方程与非平衡吸附关系式相结合 ,开发了核素在非饱和孔隙介质中迁移的二维非平衡吸附数值模式与计算机程序—— NESOR,给出了 NESOR中使用的吸附、解吸速率参数的计算方法。对中国辐射防护研究院 (CIRP)野外包气带黄土试验场 F坑 85Sr两年的迁移试验资料和同步测得的黄土剖面的含水量资料 ,分别用 NESOR模式及二维饱和 -非饱和溶质迁移的平衡吸附模式 FEMWASTE进行了模拟计算。结果表明 :NESOR的模拟结果比 展开更多
关键词 核素迁移 地层处置 非饱和带 放射性废物
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模拟低中放废物水泥固化体在地下水中浸出性能的研究 被引量:7
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作者 程理 杜大海 龚立 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2000年第5期299-303,共5页
本文采用国家标准方法 ,对硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟低中放废物水泥固化体在浅地层处置环境地下水中的浸出性能进行了实验研究。实验结果表明 ,浸出实验第 42天时 ,硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟废物水泥... 本文采用国家标准方法 ,对硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟低中放废物水泥固化体在浅地层处置环境地下水中的浸出性能进行了实验研究。实验结果表明 ,浸出实验第 42天时 ,硝酸钠、偏硼酸钠和阳离子交换树脂三种模拟废物水泥固化体中 90 Sr的浸出率分别为 1 .5× 1 0 - 6、8.9× 1 0 - 6和 6 .5× 1 0 - 6cm/d,1 37Cs的浸出率分别为 4.5× 1 0 - 6、1 .3× 1 0 - 6和 1 .4× 1 0 - 5cm/d,均优于标准要求。按浸出结果计算了三种模拟废物固化体中 90 Sr和 1 37Cs的扩散系数 。 展开更多
关键词 低中放废物 水泥固化体 地层处置 安全评价
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非饱和黄土介质中含水量对^(85)Sr迁移的影响 被引量:6
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作者 王志明 李书绅 杨月娥 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2001年第4期320-324,共5页
通过对现场示踪试验和实验室模拟实验结果的分析和拟合发现 ,85Sr在非饱和黄土介质中的延迟系数Rd 并非常数 ,它随土壤含水量θ的增加而增大 ;而且 ,Rd 随θ的变化趋势也与常用公式计算的结果相反。这表明 :对于非饱和黄土 ,由实验室测... 通过对现场示踪试验和实验室模拟实验结果的分析和拟合发现 ,85Sr在非饱和黄土介质中的延迟系数Rd 并非常数 ,它随土壤含水量θ的增加而增大 ;而且 ,Rd 随θ的变化趋势也与常用公式计算的结果相反。这表明 :对于非饱和黄土 ,由实验室测量的分配系数kd 直接导出用于现场评价的Rd 是不可行的 ,公式的应用范围以及kd 展开更多
关键词 核素迁移 非饱和黄土介质 延迟系数 锶85 放射性废物 地层处置 环境模拟试验
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腐殖酸胶体对超铀核素存在形态的影响研究 被引量:12
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作者 史英霞 郭亮天 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2003年第1期22-25,共4页
研究了在腐殖酸存在时,地下水中237Np,238Pu和241Am的存在形态以及在黄土上的吸附。研究结果表明,在地下水中存在腐殖酸时,237Np形成了假胶体,且胶体份额随腐殖酸浓度的增大而增大;238Pu和241Am的胶体份额也随腐殖酸浓度增大而增大。在... 研究了在腐殖酸存在时,地下水中237Np,238Pu和241Am的存在形态以及在黄土上的吸附。研究结果表明,在地下水中存在腐殖酸时,237Np形成了假胶体,且胶体份额随腐殖酸浓度的增大而增大;238Pu和241Am的胶体份额也随腐殖酸浓度增大而增大。在地下水中存在腐殖酸时,这几种核素在黄土上吸附能力减弱。 展开更多
关键词 存在形态 超铀核素 地下水 腐殖酸胶体 黄土 吸附 放射性废物 地层处置 核素迁移
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核素在弱含水层三维迁移的现场示踪试验 被引量:1
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作者 王志明 李书绅 +5 位作者 刘春立 姜凌 杨月娥 江洪 李冰 李丹 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第2期149-153,共5页
对核素在弱含水层中的三维迁移进行了现场试验。试验结果表明:经过1023d的试验,示踪核素90Sr、237Np、238Pu和241Am纵向分布的浓度峰均在最初释放的源层位置未动,迁移最快的90Sr的质心移动了0 32cm;按质心计算,90Sr、237Np、238Pu和241A... 对核素在弱含水层中的三维迁移进行了现场试验。试验结果表明:经过1023d的试验,示踪核素90Sr、237Np、238Pu和241Am纵向分布的浓度峰均在最初释放的源层位置未动,迁移最快的90Sr的质心移动了0 32cm;按质心计算,90Sr、237Np、238Pu和241Am的延迟系数(Rd)分别为4 0×102、1 6×103、2 7×105和∞。这表明,黄土介质对这几种示踪核素具有强的吸附能力。 展开更多
关键词 三维迁移 现场示踪试验 核素 弱含水层 放射性废物 地层处置
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~3H和^(90)Sr示踪剂在土壤包气层示踪实验中的应用 被引量:1
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作者 武清华 冀绍伟 +5 位作者 刘莲英 赵英杰 张华 王玉兵 李云峰 黄庆春 《同位素》 CAS 2001年第3期179-183,共5页
本工作测定了土壤包气层中 3 H和 90 Sr在天然条件和人工喷淋条件下的扩散系数 ,并研究了 3 H和 90 Sr示踪剂在黄土包气层中的迁移行为。结果表明 ,在华北地区黄土高原天然条件下 ,包气层中氚示踪剂以 0 .0 3cm/d速度迁移 ,纵向扩散系数... 本工作测定了土壤包气层中 3 H和 90 Sr在天然条件和人工喷淋条件下的扩散系数 ,并研究了 3 H和 90 Sr示踪剂在黄土包气层中的迁移行为。结果表明 ,在华北地区黄土高原天然条件下 ,包气层中氚示踪剂以 0 .0 3cm/d速度迁移 ,纵向扩散系数 Dx 为 0 .5 2 cm2 /d;在 2 m× 2 m实验坑中 ,以 5 mm/h喷淋强度每天喷淋 3h的条件下 ,氚示踪剂以 2 .2 7cm/d的速度向下迁移 ,纵向扩散系数 Dx 为 7.75cm2 /d。包气层中天然条件下 90 Sr基本没有迁移 ;人工喷淋条件下 ,90 Sr以 3.7× 10 -3 cm/d速度迁移 ,纵向扩散系数 Dx 为 0 .0 3m2 展开更多
关键词 ^3H ^90SR 示踪实验 土壤包气层 放射性废物 地层处置 安全分析 锶90 核素迁移
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黄土包气带土壤水动力弥散系数的测定研究 被引量:10
13
作者 程金茹 郭择德 《辐射防护通讯》 2001年第5期24-26,共3页
本文主要介绍了黄土包气带土壤水动力弥散系数的测定方法及用水平土柱法的测量结果 ,同时也给出了用水特征曲线计算法得出的水动力弥散系数。
关键词 包气带 水动力弥散系数 黄土 土壤 测定 放射性核素 放射性废物 地层处置 迁移
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^(85)Sr、^(134)Cs和^(60)Co在黄土中吸附和迁移的研究 被引量:22
14
作者 李祯堂 陈式 +5 位作者 王辉 游志均 山本忠利 小川弘道 武部慎一 田中忠夫 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2000年第1期68-73,共6页
本文通过静态实验和动态实验 ,研究了85Sr、13 4Cs和60 Co在黄土中的吸附和迁移行为以及核素浓度、p H和温度对分配系数的影响。静态实验结果表明 ,16个样品测定的85Sr、13 4Cs和60 Co的分配系数的均值分别为 82、7.4× 10 3 和 5.4... 本文通过静态实验和动态实验 ,研究了85Sr、13 4Cs和60 Co在黄土中的吸附和迁移行为以及核素浓度、p H和温度对分配系数的影响。静态实验结果表明 ,16个样品测定的85Sr、13 4Cs和60 Co的分配系数的均值分别为 82、7.4× 10 3 和 5.4× 10 3 m L/g;p H值的变化对三种核素的分配系数有较大影响。动态实验结果表明 ,三种核素的绝大部分滞留在土柱中 ,只有少部分从土柱中流出来 ;三种核素在土柱中的迁移速度从快到慢的顺序为85Sr>13 4Cs≈60 展开更多
关键词 核素迁移 黄土 放射性废物 地层处置
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锝在磁黄铁矿上的吸附行为和机理的研究 被引量:7
15
作者 沈东 范显华 +1 位作者 苏锡光 曾继述 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2001年第2期72-78,共7页
用批式实验法研究了低氧和大气条件下99TcO4 - 在磁黄铁矿上的吸附行为 ,并用稀硫酸解吸法对吸附机理进行了探讨。研究结果表明 ,吸附过程为氧化还原吸附 ;在低氧和大气条件下 ,磁黄铁矿对TcO4 - 均具有较强的吸附能力 ;低氧条件下 ,磁... 用批式实验法研究了低氧和大气条件下99TcO4 - 在磁黄铁矿上的吸附行为 ,并用稀硫酸解吸法对吸附机理进行了探讨。研究结果表明 ,吸附过程为氧化还原吸附 ;在低氧和大气条件下 ,磁黄铁矿对TcO4 - 均具有较强的吸附能力 ;低氧条件下 ,磁黄铁矿对TcO4 - 展开更多
关键词 地层处置 高效废物 地质环境 吸附 解吸 核素迁移 磁黄铁矿
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英国放射性废物管理委员会就后端方案征求意见
16
作者 牛玉娟 《辐射防护通讯》 2005年第6期9-9,共1页
关键词 放射性废物管理 管理委员会 英国政府 地层处置 地层处置 调查问卷 选择方案 报告书 短寿命 可回收
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核废料地质贮存岩体裂隙结构面几何特性参数分析 被引量:8
17
作者 蔡永庆 刘亚晨 《地质灾害与环境保护》 2001年第1期33-39,47,共8页
以前人对裂隙岩体几何结构的研究成果为基础 ,详细分析充分体现热效应的核废料贮存岩体裂隙结构面的几何特性 ,建立了温度作用下的裂隙密度计算关系式 。
关键词 岩体裂隙 裂隙结构面 裂隙密度 渗流网络 核废料 贮存 地层处置 几何特性 温度
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岩土工程剪裂带对岩体内隧道的影响 被引量:1
18
作者 蔡佳昱 邹韬 《门窗》 2019年第12期187-187,190,共2页
随着时代的进步,能源使用上日益地增加,然而仰赖的资源却有限,进而需要发展新的能源科技,目前最主要的来源为石化燃料,而核能却为其基载能源之一。从核能的发现到发展成民生的使用会伴随着放射性废弃物的产生,而这些放射性废弃物对人类... 随着时代的进步,能源使用上日益地增加,然而仰赖的资源却有限,进而需要发展新的能源科技,目前最主要的来源为石化燃料,而核能却为其基载能源之一。从核能的发现到发展成民生的使用会伴随着放射性废弃物的产生,而这些放射性废弃物对人类的生活环境会有潜在而且长期性的威胁,所以为了让放射性废弃物完全阻隔于人类的生活圈,在国际上一致认为采用深层地质处置为解决高放射性废弃物最可行的方法。本研究针对高放射性废弃物深层地质处置概念进行三维有限差分法数值分析,针对具剪裂带的隧道开挖过程中的力学行为进行数值模拟分析。 展开更多
关键词 有限差分法FLAC 3D 地层处置 剪裂带 隧道开挖
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Simulation of coupled THM process in surrounding rock mass of nuclear waste repository in argillaceous formation 被引量:1
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作者 蒋中明 HOXHA Dashnor +1 位作者 HOMAND Fran?oise 陈永贵 《Journal of Central South University》 SCIE EI CAS CSCD 2015年第2期631-637,共7页
To investigate and analyze the thermo-hydro-mechanical(THM) coupling phenomena of a surrounding rock mass in an argillaceous formation, a nuclear waste disposal concept in drifts was represented physically in an in-si... To investigate and analyze the thermo-hydro-mechanical(THM) coupling phenomena of a surrounding rock mass in an argillaceous formation, a nuclear waste disposal concept in drifts was represented physically in an in-situ test way. A transversely isotropic model was employed to reproduce the whole test process numerically. Parameters of the rock mass were determined by laboratory and in-situ experiments. Based on the numerical simulation results and in-situ test data, the variation processes of pore water pressure, temperature and deformation of surrounding rock were analyzed. Both the measured data and numerical results reveal that the thermal perturbation is the principal driving force which leads to the variation of pore water pressure and deformations in the surrounding rock. The temperature, pore pressure and deformation of rock mass change rapidly at each initial heating stage with a constant heating power. The temperature field near the heater borehole is relatively steady in the subsequent stages of the heating phase. However, the pore pressure and deformation fields decrease gradually with temperature remaining unchanged condition. It also shows that a transversely isotropic model can reproduce the THM coupling effects generating in the near-field of a nuclear waste repository in an argillaceous formation. 展开更多
关键词 argillaceous formation thermo-hydro-mechanical(THM) process in-situ test
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