用单轴抗压强度试验分析瑞典sp废物罐回取试验中的岩石损伤(英文)

废物回取试验是一个在瑞典sp地下实验室完成的,历时近5a,为全尺寸处置库模拟加热试验。试验在一个直径φ1.75m、深度8.5m的钻孔中进行。开挖和加热后周边岩石中的温度升高、应力改变,因此,试验中岩石中可能产生的损伤是工程设计中关心的课题之一。为此,试验结束后,在试验孔3个不同深度处沿垂直和平行于最大主应力方向施打6个深度约1.5m的近水平取样孔,并采集了12组岩样。对这12组岩样用MTS815岩石力学试验系统进行了单轴抗压强度试验。从单轴抗压强度、裂隙起始应力、裂隙损伤应力、最大裂隙体积应变和最大总体变进行了对比和分析,试验结果分析表明:从最大裂隙体积应变分析,在垂直于最大主应力方向的处置孔孔壁的岩石上可能存在一些轻微的微破裂为特征的损伤。从宏观力学特性来说,岩石没有任何可测的损伤。

基于散热的高放废物处置库废物罐间距研究

高放废物处置库废物罐间距设计的核心问题之一是处置库的温度场演化规律。在建立单个废物罐分层热分析模型的基础上,通过叠加原理给出处置库任意位置岩体温度增量表达式,并通过Crump方法对拉普拉斯域解进行数值反演,得到多废物罐放热体系下处置库近场温度演化规律。在相邻隧道间距40 m的条件下,由废物罐表面峰值温度-岩石导热系数-废物罐间距变化图确定废物罐间距的初始预估值,最后分析了相关参数对废物罐表面温度的影响。结果表明,单废物罐放热条件下,废物罐表面峰值温度出现在第6年,而在多废物罐放热体系下,峰值温度出现在第80年;以岩石导热系数2.4,2.8 W/(m×K)为例,废物罐的合适间距分别为12.2,13.5 m;废物罐间距越大,膨润土和岩石导热系数越大,废物罐表面峰值温度越小。膨润土层越厚,废物罐内部热量越不易向外扩散。研究成果可为处置库的尺寸设计以及安全评估提供参考。

医疗废物罐的制作与应用

医疗废物是指医疗卫生机构在医疗、预防、保健以及其他相关活动中产生的具有直接或者间接感染性、毒性以及其他危害性的废物。医疗废物分为感染性废物、损伤性废物、病理性废物、药物性废物、放射性废物、基因毒性废物、化学制品性废物、高重金属含量性废物、压力容器。医院产生的医疗废物主要为感染性废物、损伤性废物以及药物性废物。

认识废物景象以减少为解决汉福特废物罐安全问题所需的取样和分析工作量

汉福特场废物罐安全问题的产生在于安全分析不足，以及浓缩阶段放热化学反应（有机溶剂燃烧，有机络合物－硝酸盐反应，亚铁氰化物－硝酸盐反应）期间引起的放射性释放的高度不确定性。解决有机络合物、有机溶剂、亚铁氰化物的安全问题的方法，自１９９０年以来已有很大变更。以前采用罐芯取样及全面分析样品的方法，期望得到的数据能揭示危害的实质。这种方法费用大，而产生的大量数据对解决安全问题的作用很有限。新的方法将着力于认识危害景象，以便集中对那些确保废物安全储存起关键作用的物质进行取样和分析。

Hanford罐贮高放废物回取及废物最小化经验

介绍了美国Hanford场址罐贮高放废物的回取,包括废物回取标准,回取技术——改进型冲洗法、盐饼溶解法、真空回取法和移动回取法等,以及在实施罐贮废物的回取中的废物最小化方面的经验等。

高放废物处置多孔多罐热力耦合近场效应研究

高放废物的安全处置是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题。基于高放废物处置库概念模型,应用3DEC程序计算分析废物罐数量对处置库近场温度、应力和位移的影响。结果表明:(1)每增加1个废物罐,岩体平均温度升高约26.5℃,平均温度梯度增大约0.22℃/m,内侧比外侧观察点平均温度高约1.25℃,并且岩体平均位移增大约0.193 cm,内侧观察点温度、位移和应力差值随时间小于其外侧;(2)废物罐释热约0~0.6a时,膨润土的温度、竖向位移和竖向应力增幅较大,其后膨润土温度和竖向位移增幅减小,由初始施加的地应力变为温度产生的2~2.8 MPa的热拉应力,膨润土竖向应力随时间基本保持不变或略有减小;(3)工程设计中增加的废物罐数量产生的热叠加效应不容忽视,建议单个钻孔内处置1个废物罐为宜。

青铜文物的腐蚀研究——高放废物处置系统的人为类似物研究实例

研究了在湖北、江西、广西、陕西和北京收集到的青铜文物样品的化学成分、结构特征和样品所在地区的环境条件。研究结果表明:青铜文物随着时间不断腐蚀,其腐蚀层至少由两层组成,即氧化物和碳酸盐层组成,个别样品出现主要由物理作用产生的疏松亚层,有些样品还有SnO2亚层。腐蚀层厚度因样品所处的环境条件不同而变化,干旱和潮湿地区样品腐蚀层厚度分别为50～260μm和300～800μm。就青铜抗自然腐蚀而论,其腐蚀产物如孔雀石、锡石等都是稳定的矿物,可保护内部的金属在地下埋藏环境中不被继续腐蚀,青铜是适用于作高放废物地质处置系统中废物罐的材料。

论我国高放核废物深地质处置

我国目前已有两座核电站,即秦山核电站和大亚湾核电站,共有三台机组,装机容量为210万千瓦。在“九五”期间将建造四座核电厂(秦山二期、泰山三期、岭澳核电厂和连云港核电厂),共8个机组。按我国核电发展规划。

商周青铜文物的腐蚀研究——高放废物处置系统人为类似物研究实例

文章论述了出土商周时代青铜文物的化学成分和结构特征以及样品采集地区的环境条件。研究表明青铜文物随时间而不断腐蚀。腐蚀层至少由两个亚层组成，即氧化物层和碳酸盐亚层。有些样品出现物理腐蚀亚层，即疏松层；有些样品则产出SnO2亚层。青铜腐蚀层的厚度在不同环境条件下发生变化，干旱条件下为50～260μm ，潮湿条件下为320～800μm。从天然抗腐蚀观点看，青铜可推荐作为高放废物处置系统废物罐的材料。

HLW竖直处置热分析

处置库中废物罐表面的最高温度不能超过100℃,这个标准决定着处置库的热库容。废物罐处置时剩余衰变热量、工程屏障系统材料的热特性、间隙的存在、处置主岩的初始温度及其热特性、处置库的布局等都是影响处置库中废物罐表面温度的因素。文章对处置主岩和工程屏障系统材料的热物理特性进行了分析和研究,对工程屏障系统不同间隙的热传导特性进行了研究,应用解析法和数值法对单个废物罐周边的温度发展进行了热传导特性研究。研究表明,最重要和最敏感的参数是废物罐的初始处置剩余衰变热量;而主岩和工程屏障系统材料参数的不确定性及其自然变化性和工程屏障系统废物罐周边间隙是影响废物罐表面最高温度的两个最主要的因素;工程屏障系统内部间隙的温度偏差小于10℃,内部间隙越大,温度偏差越大,外部间隙在被水充填时的温度偏差比间隙被空气充填时的温度偏差要小1～3℃。

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。