Behavior Simulation of High Level Radioactive waste Repository in Beishan Granite Site

This paper presents the behavior simulation of high level radioactive waste repository in Beishan granite site which is the most potential one in China.Based on the results from site characterization in Beishan granite site,the conceptual model of repository in this site is proposed and its calculation model is developed with software GoldSim.After verification,this calculation model is applied to simulate the

医用放射性废液取样容器尺寸的最优化研究

医用放射性废液中核素放射性活度必须经监测满足相关标准后,该放射性废液方可排放,采用LaBr3(Ce)晶体探测医用放射性废液的核素活度,废液样品体积及其在探测器周围的分布情况直接影响探测效率,为此利用Geant4工具建立LaBr3(Ce)晶体探测模型,探索最优马林杯样品盒尺寸参数的变化规律,并在实验室利用?25.4 mm×25.4 mm的LaBr3(Ce)探测器和3D打印光敏树脂样品盒作验证实验。结果显示:单纯增加样品体积不能提高探测效率,随着样品体积增大,探测效率随样品盒环状部分深度方向的变化趋势趋于平缓。研究得到马林杯最优尺寸比例:环状部分深度(h2)和顶部半径(r)分别约为探测器晶体长度和空心腔直径的两倍,顶部半径(r)和样品盒高度(H)之比约为0.5。在最优化尺寸下,全能峰探测效率实验值与模拟结果一致,相对偏差优于2.5%。研究结果将为后续医用放射性废液监测装置在探测器选择、采样容器设计、加工及放射性废液监测量值溯源方法等方面提供重要的技术借鉴。

甘肃北山新场深部地下水中铀的赋存形态及其影响因素的地球化学模拟研究

核能的快速发展产生了大量的高水平放射性废物(简称高放废物),对生态环境和人类健康构成了巨大的威胁,其安全处置已成为国际放射性废物管理的重难点问题。深部地质处置被普遍认为是高放废物最安全可靠、技术上非常可行的处置方法。目前,我国已启动了甘肃北山新场高放废物地质处置地下实验室的建设,放射性元素铀在深部地下水中的形态分布及其影响因素从微观层面能为北山深地质处置性能评价提供基础数据,但尚不明晰,亟需开展相关地球化学模拟研究。基于PHREEQC中的llnl.dat数据库,添加NEA-TDB和ThermoChimie数据库中U(Ⅵ)的热力学数据,使用地球化学模拟软件PHREEQC.v3和PhreePlot.v11对铀在我国甘肃北山新场高放废物地质处置地下实验室场址BS28孔深部地下水中的赋存形态及分布进行了模拟计算,旨在厘清铀在北山深部地下水中的赋存形态,探讨pH、pE以及Ca^(2+)与HCO_(3)^(-)浓度比对铀在北山深部地下水中形态分布的影响。模拟结果表明,在该深部地下水环境下,铀主要以六价的形式存在,Ca_(2)UO_(2)(CO_(3))_(3)(aq)和CaUO_(2)(CO_(3))_(3)^(2-)是主要的赋存形态,其占比分别为84.14%和15.16%。受氧化还原氛围的影响,铀的价态在pE<1时逐渐由U(Ⅵ)转变为U(Ⅳ),且在pE=-1~1时,UO_(2)(s)和可溶性碳酸铀酰络合物可同时存在。Ca^(2+)与HCO_(3)^(-)的浓度比低倾向于形成CaUO_(2)(CO_(3))_(3)^(2-),浓度比高易于形成Ca_(2)UO_(2)(CO_(3))_(3)(aq)。Ca^(2+)-UO_(2)^(2+)-CO_(3)^(2)三元体系很大程度上会影响铀在北山深部地下水的溶解度和迁移能力。本研究结果将有助于查明铀在北山花岗岩裂隙中的迁移和吸附机理。

高放废物地质处置中核素迁移研究进展

核技术在工业、农业、医学等领域有广泛应用,但也产生了大量放射性废物,其中高放废物含有大量放射性强、毒性大、半衰期长和释热量大的核素,对自然环境和人类健康构成了巨大的威胁,其安全处置一直是放射性废物管理中的重点难点问题,受到国际社会的广泛关注。目前,深地质处置被认为是高放废物处理处置最有效可行的方法,而地质屏障中放射性核素迁移研究是高放废物地质处置安全评价的关键课题之一。本文首先对高放废物地质处置及核素迁移研究进行概述,然后论述了核素迁移数值模拟研究的关键技术(包括物理模型以及数学模型),最后分析了数值模拟在不同核素迁移研究中的应用进展。通过综合分析可知,目前核素迁移研究还存在以下主要问题:1)核素迁移的机理和规律尚不完全清楚,需要更多的基础研究和数据支撑;2)核素迁移的实验技术和设备还有待改进,需要更高的精度和灵敏度;3)核素迁移的数值模拟还存在不确定性和误差,需要进行更有效的验证和优化。未来的研究方向主要包括:1)加强核素迁移的理论研究,揭示核素在复杂条件下的迁移行为及其控制机制;2)发展核素迁移的实验技术,提高实验数据的质量和可信度;3)创新核素迁移的数值模拟方法,增强模型的适应性和预测能力;4)完善核素迁移的安全评价体系,建立更合理的评价指标和方法。

高放废物处置库黏土围岩温度-渗流-应力耦合数值分析

深地质高放射性废物处置库运营过程中,围岩通常处在复杂的温度-渗流-应力多场共同影响的地质环境中,在温度-渗流-应力耦合作用下,合理地确定高放废物处置库硐室间距范围对处置库设计和长期安全稳定性评价尤为重要。基于国内外研究资料,针对塔木素预选区高放废物处置库黏土围岩,使用FLAC3D有限差分软件模拟计算了4种不同的硐室间距,并通过对围岩温度场、渗流场、应力场和变形场进行对比分析,对高放废物处置库硐室间距进行了优化。结果表明:在温度-渗流-应力三场耦合作用下,高放废物处置库黏土围岩相邻硐室间距最优设计值为10~12 m;当硐室间距小于10 m时,废物罐中心温度峰值超过了最高温度设计值100℃,当硐室间距大于12 m时,相邻硐室间的影响逐渐减弱,温度峰值逐渐趋近于单硐室。研究结果可为我国高放废物处置库黏土围岩硐室间距优化设计提供参考依据。

高放废物处置库花岗岩热-力耦合模拟研究

根据典型高放废物处置库概念模型,应用FLAC3D有限差分程序模拟计算了数百年内热–力耦合(TM)条件下高放废物地质处置库围岩的温度场、应力场和变形场的变化特征,初步得到在一定废物罐热源强度及衰变函数条件下花岗岩体的热力学特征及处置巷道工程设计的合理间距。模拟结果表明:在-500m水平建造处置库,按设定的释热强度,处置坑合理间距为8～12m,废物罐表面温度为130℃,处置坑中线岩体最高温度为40℃,并保持数百年左右。

放射性废物热等离子体处理熔融炉温度分布数值模拟及熔渣玻璃化配方初步研究

目前核电厂放射性废物处理工艺具有高增容性的特点,为最终废物处置带来很大的压力。针对高增容的处理现状,介绍了放射性废物减容处理技术的研究重点——热等离子体技术;通过数值模拟分析热等离子体熔融炉内的温度分布,给出固定床熔融炉关键部位的最高可能温度约为1 445℃,结合可选耐火材料探讨了炉体建造的可实现性。选取核电站3种典型的放射性技术废物进行模拟玻璃化配方实验,在限定的熔融温度条件下,得到符合我国核行业标准要求的玻璃固化体。

锆英石对模拟核素Ce^(4+)的固化能力

为研究锆英石对四价锕系核素的固化能力,利用Ce4+模拟四价锕系核素。以ZrO2、SiO2和CeO2粉体为原料设计了包容量为5%～20%(摩尔分数)的锆英石固化体配方,在1500℃下保温22h进行固化体的制备。利用X射线衍射仪、扫描电子显微镜、红外光谱仪和激光拉曼探针对所制备固化体的物相、结构及微观形貌进行了分析。研究结果表明:在固化体中虽加入了5%～20%的CeO2,但主物相仍以锆英石物相为主,且均具有较高的结晶度,随着CeO2添加量的增加,固化体的无序程度略显增强。

高放废物地质处置库中非饱和缓冲层的热-水-力耦合数值模拟

作为高放废物地质处置库中的缓冲/回填材料,膨润土在核废料放出的热量和周围天然岩体中地下水共同作用下,其热-水-力耦合作用效果对处置库的稳定性、安全性有着极为重要的影响。以非饱和土多场耦合理论为基础,基于ABAQUS有限元分析平台,建立二维轴对称模型,对高放废物地质处置库中膨润土缓冲层的热-水-力耦合过程开展了有限元模拟,给出了处置库近场缓冲层中不同位置的温度、饱和度、竖向应力及位移、孔隙水压力及吸力的分布及变化规律,并重点分析了温度场的影响,通过与已有研究成果的对比,证实了所计算结果的合理性。

斜发沸石处理模拟含铯放射性废水研究

用CsNO3配制成模拟含铯放射性废水,以新疆某地产斜发沸石为吸附剂,进行了Cs+的吸附和解吸试验,并探讨了等温吸附模式及解吸动力学行为。结果表明:斜发沸石对Cs+的吸附在16 h时达到平衡,其饱和吸附量为196.99 mg/g,等温吸附模式为Langmuir模式;10 g/L斜发沸石用量下,要保证Cs+的去除率达到97%以上,水中Cs+浓度不宜超过664.55 mg/L;斜发沸石上Cs+的解吸动力学行为适合用指数模型描述,理论上,要使饱和吸附的Cs+完全解吸,耗时将长达约99 d,显示出斜发沸石很强的固铯能力。

放射性废物蒸汽重整垂直管内流场反应耦合数值模拟研究

近年来,蒸汽重整技术在放射性有机废物处理方面得到了越来越多的关注。蒸汽重整的矿化还原反应炉主要采用流化床结构。其反应器内部的流场呈现多维耦合的特性,针对反应器内部多维耦合流场进行分析是优化反应器结构、确定反应参数的必要步骤。建立了包含气固两相流及树脂热解反应的耦合模型;并以小型蒸汽重整垂直管反应器为研究对象,对垂直管的表观气速及垂直管结构、垂直管内多维耦合流场进行了分析,确定了垂直管反应器的最佳结构参数及含固率分布。计算结果表明,扩径比为1∶2时,垂直管内的反应状态最佳。热态下固含率在提升管变径段内有所下降,但颗粒流型基本保持不变。

填砂裂隙岩体渗流传热模型试验与数值模拟

选取中国高放射核废物地下处置库重要预选场区——甘肃北山地区的花岗岩,加工组合成规则裂隙岩体,将垂直裂隙用粒径为0.5～0.63 mm的砂土填充,进行了裂隙水渗流传热试验;对模型试验进行了数值模拟,进而计算分析了热源温度、裂隙水流速和裂隙开度变化对裂隙岩体模型稳态温度场的影响。模型试验表明,当热源温度维持在120℃时,裂隙水仍无相变,裂隙岩体模型稳态温度场分布规律与热源温度为95℃时一致;热源温度越高,热源的水平影响距离越大,模型达到稳态需要的时间越长;裂隙填砂加强了裂隙两侧岩石之间的热传导,热源的水平影响距离和模型到达稳态需要的时间均明显大于无填充裂隙岩体模型的情况。模型试验得到的岩体模型温度场与数值计算得到的岩体模型温度场规律一致。试验过程中裂隙岩体模型在边界上存在一些热量散失,无法与数值计算中的绝热边界条件等同,致使试验数据低于数值计算值,并且热源温度越高,两者之间的差异越大。模型试验和数值计算均表明,邻近热源侧的裂隙水渗流对模型的温度场分布起控制作用,而远离热源侧的裂隙水渗流则主要影响该侧的边界温度和模型达到稳态所需要的时间。数值参数敏感性分析表明,裂隙水流速与裂隙开度越大,裂隙水对水平传热的阻滞作用越明显。

DECOVALEX_IV TASK_D项目的热–水–力耦合过程的数值模拟(英文)

核废料地下处置系统研究的国际合作项目 DECOVALEX(development of coupled models and their validation against experiments) 致力于高放射性核废料地质处置系统围岩中多个物理场的耦合过程研究和工程屏障的可行性评估。中国研究小组第一次参加 DECOVALEX 计划。介绍了其子课题 Task_D 的情况和阶段性研究结果,包括 2种处置方式——瑞士 FEBEX 和美国 Yucca Mountain 类型的 1×104 a 以上的预测模拟及其比较分析。建立一套复杂的非饱和多孔介质中热液力(THM)耦合过程的非等温流动和形变控制方程,涉及到固、液、气三相和四种组分(固体骨架,水,干空气和水蒸汽)。其表现为相对独立同时又相互交叠的 4 类模型:(1) 考虑有效应力、热膨胀应力和膨润土的水膨胀应力变形模型;(2) 考虑水与蒸汽在蒸发凝结时物质交换的流动模型;(3) 包含蒸汽/干空气相对运动的蒸汽分子扩散和对流模型;(4) 三相局部非等温过程的热交换模型。在此基础上根据 Task_D 的设定要求简化为较为实用的方程,并发展了相应的程序对 1×106 a THM 耦合行为进行了预测模拟,其结果在 2005 年 2 月Task_D 讨论会和 DECOVALEX 工作会议与多个国家相互独立的研究结果进行对比,吻合程度很高,这给模型的建立和程序发展都带来了信心。

碱矿渣水泥固化模拟高放废液的研究

研究了用碱矿渣水泥固化模拟高放废液。结果表明,碱矿渣水泥在抗压强度、孔结构、Cs离子浸出性能及热稳定性等方面均优于硅酸盐水泥和高铝水泥。以碱矿渣水泥为基体,掺入适量沸石和硅灰,采用特殊工艺,在废物包容量小于25％时。固化体抗压强度65-100MPa,孔隙率小于10％,核素Cs和Sr离子浸出率仅为10^(-5)和10^(-6)g·cm^(-2)·d^(-1)的水平,与现有玻璃固化体性能相近。另外还探讨了核素离子在碱矿渣水泥固化体中的固化机理。

以膨润土为基材的集成缓冲材料对铀的长期阻滞效应研究

缓冲材料作为高放废物处置库中多重屏障体系的最后一道人工屏障,其对放射性核素的阻滞性能将直接影响放射性核素随地下水进入天然地质屏障后重返生物圈的能力,进而影响到处置库的长期稳定性和安全性。用具有低渗透性和良好膨胀自愈性的膨润土作为集成缓冲材料的基材,以凹凸棒石为辅料,用黄铁矿为添加剂,三者按质量比为63∶27∶10均匀混合构成集成缓冲材料B7AP,采用恒定源扩散实验分析了铀在干密度为1.70 g/cm^3试样中的扩散特性。结果表明,B7AP缓冲材料对铀具有良好的阻滞性能,其表观扩散系数为4.07×10^-12 m^2/s。同时,根据多孔介质污染物迁移理论,建立了铀在B7AP中迁移的对流-弥散-吸附简化方程,并用Matlab软件模拟分析了不同时间尺度、渗流速度、表观扩散系数和阻滞因子条件下,铀在B7AP中的迁移距离,为提高放废物处置库料缓冲材料阻滞性能、筛选及优化缓冲材料配方设计提供了科学依据。

富铝碱矿渣粘土矿物复合胶凝材料基模拟放射性泥浆固化体的性能研究

研究了富铝碱矿渣粘土矿物复合胶凝材料(RAAASCM)基模拟放射性泥浆固化体的机械强度、干缩性及抗浸出性能。结果表明:模拟泥浆掺量、胶砂比对固化体的抗压强度、抗冲击性影响较大,尤其是模拟泥浆的影响更为明显。当胶砂比为1∶1 ,水灰比为0 .45 ,模拟泥浆掺量为2 0 %时,固化体抗压强度及抗冲击性均满足GB 1 45 69.1 93要求。干缩主要发生在自固化体置于相对湿度为60 %±5 %的环境养护的2 0d内。模拟泥浆的掺入对富铝碱矿渣粘土矿物复合胶凝材料基固化体干缩性的影响较之普通硅酸盐水泥基固化体小。当胶砂比为1∶1 ,模拟泥浆掺量1 0 %～2 0 %时,两种基材固化体的干缩率相近。富铝碱矿渣粘土矿物复合胶凝材料基固化体的抗浸出性较普通硅酸盐水泥基固化体优越。固化体对Sr2 +的束缚比对Cs+的束缚牢固。

花岗岩裂隙储层各向异性高阶有限差分数值模拟

在花岗岩型高放废物地质处置库中,花岗岩中裂隙带的发育程度直接影响到预选区的稳定性和安全性,必须及时有效地探测出裂隙带的发育位置,而地震勘探方法是有效预测和确定裂隙带分布的地球物理勘探方法之一。利用交错网格高阶有限差分算法,采用完全匹配层吸收边界条件(PML),对不同厚度各向同性裂隙带和VTI型裂隙带进行了弹性波场数值模拟,获得裂隙带层状介质的波场快照和地震单炮记录,结果显示,弹性波在花岗岩各向同性和各向异性裂隙带中的传播特征几乎相同,然而随着裂隙带厚度的变化,波场的动力学特征会随之发生改变。

锆英石陶瓷固化模拟放射性废物泥浆的初步研究

采用天然锆英石为固化基材,对模拟放射性废物泥浆的陶瓷固化进行了探索研究。借助失重-差示扫描量热法(TG-DSC)、X射线衍射法(XRD)等分析手段,研究了工艺因素对固化体结构性能的影响。实验结果表明:对于主要成分为Fe(OH)3胶体、钾、钠的硫酸盐和高锰酸盐的模拟废物,当废物掺量为10%、30%、50%时,在本工艺条件下,固化样品开始烧结温度分别为1140℃、1100℃、1100℃。ZrSiO4在1170℃开始分解,生成ZrO2晶体,在1240℃左右完全分解。烧结温度影响烧结体中主要物相。当烧结温度较低(<1170℃)时,烧结体主要物相是锆英石(ZrSiO4)、Fe2O3和玻璃相;当烧结温度达到1240℃时,主要物相为ZrO2晶体、玻璃相和Fe2O3。由于废物的主要成分硫酸盐及Fe(OH)3在1100℃以上分解,对固化体的致密烧结产生了不利的影响,烧结体出现膨胀起泡现象,致密度较差,说明本工艺尚需进一步改善。

地应力对高放废物黏土岩地质处置库洞室群稳定性影响的数值模拟

世界上尚无建成投入使用的高放废物(指高水平放射性废物)地质处置库,世界各国的高放废物地质处置库仍是一种概念设计,总体设计思路基本是一致的,主要包括地面设施和地下设施设计两部分。目前主流的高放废物地质处置库地下设施的设计是以“井字形”巷道列阵的形式布置于地下,基于此类洞室群地下结构特征,以我国高放废物黏土岩地质处置库预选区(塔木素预选区)为工程地质背景,结合该预选区地应力场分布特征,针对比利时高放废物黏土岩地质处置库地下设施的概念设计模型,运用ABAQUS数值仿真软件对该高放废物黏土岩地质处置库洞室群主巷道洞轴线方向与最大水平主应力的夹角在0°~90°变化条件下,洞室群周围围岩位移场、应力场和塑性区的分布规律进行了数值模拟研究。结果表明:塔木素预选区受水平、垂直应力作用的影响均较显著,初步认为该预选区地应力分布特征可能具有一定的层控性;为减小地应力对高放废物黏土岩地质处置库稳定性的影响,地质处置库洞室群主巷道洞轴线方向应与地应力方向呈一定的角度;以比利时高放废物黏土岩地质处置库地下设施的概念设计为例,当地质处置库洞室群主巷道洞轴线方向与最大水平主应力夹角a为45°左右时,地质处置库洞室群的稳定性最好。我国目前尚未提出高放废物黏土岩地质处置库的概念设计模型,该研究可为我国高放废物黏土岩地质处置库的设计提供参考。

热-水-应力耦合弹塑性二维有限元程序的开发与应用尝试

从已有的应力平衡方程、水连续性方程、能量守恒方程和弹塑性矩阵入手,使用 Galerkin 方法将各控制方程分别在空间域和时间域进行离散,初步开发出了一个用于分析饱和岩土介质中热-水-应力耦合弹塑性问题的二维有限元程序,并通过 2 个算例进行了应用尝试。