锆石的结构与化学稳定性 :核废料处置矿物类比物研究

锆石可作为核废料处置矿物类比物的重要矿物 ,近年来对此开展了大量的研究。在综合前人研究成果的基础上 ,文中对天然锆石遭受放射性照射所导致的晶格破坏、蜕晶质化以及锆石在各种热液条件下的稳定性、表面反应特性等几个方面进行了总结研究 ,特别是对各种热液条件下锆石的溶解动力学及元素传质进行全面讨论 ,进一步阐明了锆石作为核废料处置矿物类比物的优越性 ,指出今后一方面应着重对锆石的放射性破坏机制及蜕晶质化过程中的元素扩散、迁移和聚集进行系统的研究 ,另一方面着重研究不同变质程度锆石的淋滤机制和不同条件下淋滤溶液 (不同 pH值、无机溶液组分、有机溶液等 )对锆石中各种元素的影响。

核废料处置库近场热-水-力耦合性状

采用高放射性核废料处置库模型试验,以核废料处置库近场的膨润土及岩石为研究对象,建立轴对称模型,选用适当的热、水、力本构方程,运用有限元软件code-bright对核废料处置库关闭后处置库近场的温度场、渗流场、应力场进行考虑TH,HM,TM部分耦合与THM完全耦合的数值模拟分析。得到处置库关闭后近场膨润土及岩石内温度、液体饱和度、应力的变化规律及不同耦合对这些性状影响的敏感度。结果可为核废料处置库的规划、设计以及数值分析时耦合类型的选择提供参考。

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+、Ca^(2+)、Na^+、Mg^(2+)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。

热源对核废料处置库近场性状的影响

采用高放射性核废料处置库模型进行试验,以核废料处置库近场的膨润土及岩石为研究对象,建立轴对称模型.选用适当的控制方程,运用有限元软件Code-Bright对核废料处置库关闭后处置库近场的温度场、渗流场、应力场进行热一水一力(thermo_hydro-mechanic8l,THM)耦合的数值模拟.通过比较不同初始热源,得到了处置库关闭后近场膨润土及岩石内温度、液体饱和度、吸力及应力的变化规律.结果表明,初始热源较小时膨润土和岩石的性质更为稳定.

缓冲材料参数对核废料处置库近场影响的二维有限元分析

以高放射性核废料地质处置的FEBEX原位试验作为数值计算模型,利用有限元软件Code-Bright,通过改变膨润土初始渗透系数、初始吸力和初始进气值,得到热-水-力(thermo-hydro-mechanical,THM)耦合作用下处置库关闭后缓冲层饱和度和吸力的变化规律,以及以上3个因素对这些性状影响的敏感程度,研究结果可为核废料处置库缓冲材料的选取提供参考.

核废料处置概念库近场热-水-应力耦合模型及数值分析

特别考虑了缓冲层中温度梯度水分扩散、水蒸汽扩散对水连续性及能量守恒的影响,进一步完善了所建立的分析饱和-非饱和介质中热-水-应力耦合现象的控制方程,并针对试验资料,使用所开发的有限元程序对一个核废料处置概念库近场的热-水-应力耦合过程进行了数值模拟,考察了缓冲层及岩体中若干点的温度、饱和度、孔隙水压力及主应力的变化、分布情况,并将部分结果与国外类似软件的计算数据作了对比,结果显示,在定性和定量上二者的规律有某种一致性,从而得出了一定的认识。

核废料处置概念库近场热-水-应力耦合二维有限元模拟

建立了分析饱和–非饱和介质中热–水–应力耦合现象的应力平衡方程、水连续性方程、能量守恒方程和弹塑性矩阵,并使用所开发的有限元程序对一个核废料处置概念库近场的热–水–应力耦合过程进行了数值模拟,考察了缓冲层及岩体中若干点的温度、饱和度、孔隙水压力及水平方向正应力随时间的变化情况,并将部分结果与国外类似软件的计算数据作了对比,看到二者的规律在定性上有某种一致性,但定量上仍存在一定差别,笔者试着分析了原因并得出了一定的认识。

核废料处置概念库工程屏障中热—水—应力耦合过程数值分析

考虑了缓冲层中温度梯度水分扩散、水蒸汽扩散对水连续性及能量守恒的影响,进一步完善了所建立的饱和-非饱和介质中热-水-应力耦合现象的控制方程,并以国际合作项目DECOVALEX III中课题Task3BMT1为模拟对象,使用所开发的有限元程序对一个核废料处置概念库近场的热-水-应力耦合过程进行了数值分析,考察了工程屏障中若干点的温度、含水量、孔隙水压力及主应力的变化、分布情况,并将部分结果与日本THAMES软件的Task3BMT1计算数据作了对比,看到二者的规律在定性和定量上有某种一致性,但仍存在一定差别,笔者试着分析了原因并得出了一定的认识。

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。

区域地壳稳定性评价和核电站选址核废料处置的工程地质及环境地质问题

本文较全面地讨论了重大工程选址的区域地壳稳定性评价研究在我国的发展动态，简述了核电站选址和核废料处置的工程地质及环境地质问题，对工程建设后地质环境的稳定性或敏感性给予了关注。

核废料处置概念库开挖及封闭后近场热-水-应力耦合数值分析

考虑了缓冲层中温度梯度水分扩散、水蒸汽扩散对水连续性及能量守恒的影响,进一步完善了饱和-非饱和介质中热-水-应力耦合现象的控制方程。应用缓冲材料的实验资料,对核废料处置概念库开挖及封闭后近场的热-水-应力耦合过程进行了数值模拟,以考察围岩中的位移、塑性区、主应力、孔隙水压力和温度的分布及变化。认为开挖是引起洞室围岩中的变形及应力重新分布的主要原因,但坑道封闭后的热-水-应力耦合过程对变形及应力状态也产生了明显的影响。

核废料处置，关系人类安全

随着核装置、核力量使用的普及，不仅存在着战争和对抗中由意想不到的差错、事故所造成的巨大危险，还有因核武器制造、核能和平利用过程中出现的种种事故、差错、疏忽大意而造成的悲惨后果。核能利用上的任何疏忽、无知、差错，其结果并不亚于爆发一场小型核战争，有时甚至遗患无穷，给人类的生活乃至生存，投下可怕的阴影。目前，核阴云主要来自核废料的严重污染。生产任何一种能量都会对环境带来一定程度的破坏，使用核能所产生的核废料会产生危险的辐射，并且影响会持续数千年。核废料主要成分是少量未燃烧的铀、核反应后的生成物——钚等放射性核素和大量稳定而又安全的液体。现在越来越多的国家发展核能，如何处理核电站产生的核废料，成为令各国头疼的问题，全球科学家一直在研究如何处理核废料，中国也不例外。

汉佛德核废料处置场岩体原位试验和数值仿真

随着核电厂硬质基岩厂址资源的减少,风化岩、半成岩、沉积岩地基和滨海平原大面积第四系覆盖层内的隐伏浅层玄武岩地基也被论证作为核电厂核安全相关物项所需的稳定地基,其中柱状节理发育的玄武岩地基作为核电地基的适宜性鲜有研究。文章分析了美国汉佛德核废料处置场的柱状节理玄武岩的大型岩体原位试验成果、数值分析成果,采用三维离散元软件3DEC和Voronoi图形研究了不规则柱状节理玄武岩的岩体变形模量,计算表明:BWIP柱状节理玄武岩的数值试验计算值与原位试验成果相吻合,平行柱轴方向的变形模量数值解为20.19 GPa,原位试验值为20 GPa。文章给出了柱状节理玄武岩工程力学性质和地基适宜性的数值分析方法,可应用于核电厂和核废料处置场的选址中。

核废料处置库近场岩石热应力半解析方法研究

针对地下核废物处置库近场环境为饱和裂隙岩体时的情况,提出了一种由分布热源、饱和稀疏裂隙和岩石构成的简化概念模型,根据Goodier提出的热弹性位移势,采用拉普拉斯变换、格林函数法和数值积分等方法,计算求解概念模型中处置库近场岩石的温变热应力。并以实际算例分析分布热源作用下稀疏裂隙岩体受三维水流-传热过程影响的热应力特征以及裂隙水流速和分布热源间距对裂隙岩体热应力分布的影响。结果表明,裂隙水的流动传热作用将处置库近场岩石的热量向下游传递,从而降低了近场岩石的温度,减小了近场岩石中的热应力,裂隙水流速越快,对近场岩石中热应力的影响越明显;热源间距越小时,处置库近场岩石的热应力越大;当热源间距小于一定值时,不同热源间传热作用的叠加将使处置库近场岩石的热应力峰值急剧增大。

核废料处置库近场的热-水-力耦合分析

为研究高放射性核废料地质处置的热-水-力耦合过程,以FEBEX原位试验为计算模型,利用有限元软件code-bright进行数值模拟分析,得到热-水-力耦合作用下处置库关闭后近场膨润土和岩石内温度、饱和度、吸力、应力及位移的变化规律,其结果可为核废料处置库的规划、设计以及缓冲/回填材料的选取提供参考.

核废料处置库选址过程中自然灾害风险性评价

自然灾害是给人类及其设施带来严重灾难的危害。本文试图在了解灾害的危害性基础上，以火山作用为例，在核废料处置库选址中，通过圈定灾害高发区、确定风险评价参数、划出高风险区及风险等级三步骤，对灾害风险性进行评价。

核废料处置库存储坑布置间距优化数值模拟

膨润土作为核废料处置库首选的缓冲/回填材料,在核废料衰变释放大量热量的影响下,长期处于高温运行状态.因此,如何使膨润土的导热性满足处置库安全运行的要求,是急需解决的关键问题之一.借助多场耦合数值计算有限元软件,在处置库巷道内设置6个处置坑,模拟核废料存储库的温度演化过程,计算存储坑间距与巷道间距,得到核废料处置库存储坑最优布置间距,从而提出保证处置库安全运行的合理建议.结果表明,最优存储坑间距为8 m;当处置库内存储坑间距小于8 m时,存储坑之间会形成温度重叠区,导致金属罐温度升高,反之,则不会产生显著影响.以最优存储库间距为计算基础,发现为使处置库温度低于100℃,巷道间距需大于14 m.此外,存储坑周围介质的温度变化与存储坑的位置有关.

核废料处置关系人类安全

随着核装置、核力量使用的普及，不仅存在着战争和对抗中由意想不到的差错、事故所造成的巨大危险，还有因核武器制造、核能和平利用过程中出现的种种事故、差错、疏忽大意而造成的惨状。如何处理核电站产生的核废料，成为令各国头疼的问题，全球科学家一直在研究如何处理核废料，中国也不例外。

国际法在核废料处置方面存在的问题及解决路径

2021年4月13日,日本政府对外宣布,决定在福岛核废水罐达到蓄水峰值后,将稀释过的核废水排入大海。此举不仅引起了日本部分民众的反对,还在国际社会引起了广泛的热议。对此,有人提出从国际法的角度来对日本的行为进行界定,并通过法律途径维护自己的合法权益。本文试图着眼于现有的国际公约、多边条约,分析国家在核废料处置过程中应遵循的程序性义务和实体性义务,在此基础上探析国际法在核废料处置方面存在的问题并提出相应的解决路径。