高放废料地质处置中多场耦合作用下的岩石破裂问题

综述岩石力学中热-水-力耦合模型的研究进展,认为在热-水-力耦合作用下的岩石(岩体)破裂过程演化将直接影响高放射性废料地质处置库周围围岩的热力学特性、渗流特性和力学稳定性,进而影响高放射性核素在围岩中的迁移规律。通过建立一种描述热-水-力耦合条件下岩石破裂演化过程的细观力学模型,来揭示热-水-力耦合条件下宏观岩体结构破坏行为。计算分析结果表明,这种模型对于高放废料地质处置的可靠性分析具有重要的科学价值及现实意义。

高放射性废物处理

乏燃料送后处理厂经处理．其中97％可循环再用。剩余的3％是高放射性废物。世界各国几十年来对高放射性核废料处理技术进行了广泛的研究．经过对各种方法评估比较后，深地质处置法成为最佳选择，即将高放射性核废料保存在深入地下几百m的特殊处置库内。

高放射性核废料地质处置环境中钛处置罐腐蚀研究的进展

1前言 发展核电清洁能源是中国能源结构调整的主要方向，然而随着核电站数量的不断增加，核废料的产量也将大大提高。核废料处理不当会导致高放射性物质的泄露，对环境和人畜都造成极大的危害。因此，高效处理核废料已成为国家核能工业面临的最重要问题之一。科学家们曾提出过多种核废料的处理方案，主要包括：地层深埋、太空处置、海床下储存及冰冻处理等。

欧洲多国将建地下深层储存库埋放核废料

欧洲多国将在未来15a内建设一批地下深层储存库．用来“永久”埋藏高放射性核废料。这些国家包括法国、瑞典和芬兰，而瑞士和英国也准备效仿此举。在欧洲15个国家中共有145座核反应堆，核电占欧洲电力生产近1／3。

核废料处理已成为全世界无法摆脱的危险重负

如果说重大核事故只是小概率的极端恐慌事件，那么核废料污染则是一直伴随人类的难以卸掉的危险重负。目前全世界443座核反应堆已积累了36×10^4t致命的高放射性核废料（致命放射性污染可持续10万年以上），而且还在以每年1．2×10^4t的速度增长。目前全世界没有一个国家找到了绝对安全、永久处理高放射性核废料的方法。核废料泄漏事故更是时有发生。2014年2月14日美国位于地下655m深处的军用中、低放核废料储藏室就发生了一起严重的泄漏事故。

欧洲多国将建地下深层储存库埋放核废料

欧洲多国将在未来15 a内建设一批地下深层储存库,用来＂永久＂埋藏高放射性核废料。这些国家包括法国、瑞曲和芬兰,而瑞士和英国也准备效仿此举。在欧洲15个国家中共有145座核反应堆,核电占欧洲电力生产近1/3。

美国能源部组织开展深钻孔试验探索核废料地质处置

1月5日，美国能源部（DOE）选中一支由巴特尔研究所牵头的团队在北达科他州Rugby地区开展结晶基底岩层深钻孔现场试验，钻孔深度超过1．6万英尺。潜在的用途包括高放射性核废料的地质长期处置和地热能源开发。现场试验将为跨学科的地下科学与工程挑战提供新的认知，如钻孔技术、井眼的稳定性和密封性以及地下表征等。项目参与机构还包括北达科他大学、斯伦贝谢公司、瑞士Solexperts公司。

初始含水率对膨润土-砂混合物膨胀性质的影响

通过对高庙子膨润土砂混合物压实试样进行膨胀试验,研究了初始含水率对混合物试样膨胀性质的影响.膨润土砂混合物试样的掺砂率分别为0%、10%、20%、30%、40%和50%,初始含水率范围为5%～45%,所制备试样的初始干密度范围为1.30～1.90g/cm3.试验结果表明,随着初始含水率的增大,混合物试样的膨胀速度减慢.在较低初始含水率范围内,随着初始含水率的增大,最大膨胀力降低;在较高的初始含水率范围内,随着初始含水率的增大,最大膨胀力的值基本不变.另外,初始含水率对最大膨胀力的影响,随试样初始干密度的增大而增大,随试样掺砂率的增大而降低.所以,试样的最大膨胀率随着初始含水率的增大而线性降低;初始含水率对最大膨胀率的影响随着试样初始干密度的降低或掺砂率的增大而降低.

富钙钛锆石的合成

铀钚的高放射性核废料 (HL W)的固化是目前一个十分值得关注的课题 ,人造岩石作为固化基材是一种可行的方法。研究了固相反应法和液相反应法合成钙钛锆石的工艺条件 ,获得了合成富钙钛锆石较佳的工艺条件。实验结果表明 ,2种方法均能合成纯度较高的钙钛锆石 ,可以利用富钙钛锆石作为固化放射性核素 U、Pu的固化基材 ,但是 ,固相反应法的工艺简单 ,原料易得且价格较低 ,合成钙钛锆石的纯度较高 。

热–水–应力耦合模型及FEBEX原位试验二维有限元分析

从建立应力平衡方程、水连续性方程、能量守恒方程和弹塑性矩阵入手,提出了一个饱和–非饱和孔隙介质中且可考虑膨胀应力的热–水–应力耦合模型,并编制了相应的二维有限元程序。以高放射性核废料地质处置的FEBEX原位试验为模拟对象进行了数值分析,比较了实测值和计算值,从而验证了程序的正确性并从分析结果中得到了一些有益的认识。

不同场热—水—应力耦合过程二维有限元分析

从建立应力平衡方程、水连续性方程、能量守恒方程和弹塑性矩阵入手,提出了一个饱和—非饱和孔隙介质中的热—水—应力耦合模型和开发了相应的有限元程序。为验证本耦合模型及程序的可靠性和重点探讨不同场的热—水—应力耦合过程,以高放射性核废料地质处置的Prototype Repository Project(PRP)原位试验为模拟对象,对一个处置试验坑道近场进行了水单场、热—水耦合、水—应力耦合、热—应力耦合和热—水—应力耦合条件下的数值分析,考察了工程屏障及围岩中的温度、饱和度及应力的变化、分布情况,并得出了一定的认识。