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低渗岩体渗流与溶质迁移超重力试验及数值模拟研究进展 认领 引用 被引量：2
1
作者 詹良通 王浩 +2 位作者 胡英涛 徐文杰 陈长杰 《河海大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2026年第1期70-78,共9页
高放废物地质处置的长期安全性高度依赖于地质屏障对核素迁移的有效阻隔,针对核素迁移过程的大时空尺度特征,超重力试验与多尺度数值模拟已成为研究裂隙介质中长历时渗流与溶质迁移行为的重要手段。本文综述了裂隙岩体渗流与溶质迁移超... 高放废物地质处置的长期安全性高度依赖于地质屏障对核素迁移的有效阻隔,针对核素迁移过程的大时空尺度特征,超重力试验与多尺度数值模拟已成为研究裂隙介质中长历时渗流与溶质迁移行为的重要手段。本文综述了裂隙岩体渗流与溶质迁移超重力试验技术、裂隙岩体超重力试验相似性及地质屏障长期安全性评价等方面的研究进展,针对当前面临的微米级基质-裂隙一体化制备、复杂粗糙裂隙相似性理论以及热-水-力-化多场耦合等挑战,未来应在微细裂隙-孔隙结构的一体化打印、天然粗糙裂隙结构的超重力试验相似性理论、多过程响应机制及万年历时全过程模拟等方向开展进一步研究。 展开更多
关键词 低渗岩体 裂隙 溶质迁移 高放废物 地质处置 超重力试验 数值模拟
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盐碱环境下改性膨润土密封浆液的膨胀性能与改性机制研究 认领 引用 被引量：1
2
作者 王英 汪志仁 +1 位作者 张虎元 杨蒙恩 《中南大学学报（自然科学版）》 EI CSCD 北大核心 2026年第2期803-814,共12页
高放废物处置库硐室强碱、高盐水化学环境是影响膨润土砌块接缝密封效果的主要因素之一。本研究提出采用流动性和可注性更佳的膨润土浆液作为接缝密封材料,以纳米膨润土(粒度d≤20μm)、聚丙烯酸钠(PAA)和羧甲基纤维素钠(CMC)作为改性剂... 高放废物处置库硐室强碱、高盐水化学环境是影响膨润土砌块接缝密封效果的主要因素之一。本研究提出采用流动性和可注性更佳的膨润土浆液作为接缝密封材料,以纳米膨润土(粒度d≤20μm)、聚丙烯酸钠(PAA)和羧甲基纤维素钠(CMC)作为改性剂,提升浆液在复杂环境下的密封性能,通过表观黏度以及盐、碱条件下的自由膨胀率试验,结合XRD、FTIR和SEM试验,探讨改性膨润土浆液的黏度、膨胀密封性能及相应的改性机制。研究结果表明:CMC对于浆液的增黏效果最显著,纳米膨润土改性浆液的膨胀性能最佳,PAA则可以显著改善浆液的流动性,推荐土水质量比为1:4的改性膨润土浆液作为接缝注浆材料,纳米膨润土、CMC、PAA的最佳质量分数分别为15%、1%、15%。CMC与PAA均通过表面包覆或网状空间结构对核心区蒙脱土矿物进行保护,降低蒙脱石在强碱环境下的溶蚀量,提高膨润土在盐溶液以及强碱溶液下的耐久性和最终膨胀性能。改性剂改性效果从强到弱依次为CMC、PAA、纳米膨润土。综合来看,3种改性膨润土浆液的渗透系数均在10-10量级,满足阻隔墙防渗的基本要求,能够用于高放废物处置库的接缝密封。 展开更多
关键词 高放废物处置 膨润土浆液 改性剂 自由膨胀率 盐碱溶液
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伴生放射性废渣处置场核素迁移控制技术研究及应用 认领 引用 被引量：1
3
作者 杜娟 高扬 +3 位作者 刘晓超 张贺飞 冀东 李利 《铀矿冶》 CAS 2026年第2期125-133,共9页
为解决伴生放射性废渣库设计难点,保障废渣安全处置长期有效,通过理论分析和试验研究,开展了伴生放射性处置场核素迁移控制技术研究,从源头、过程及末端维度建立了三位一体污染控制技术体系。通过开展废渣浸出试验,筛选了稳定化药剂,并... 为解决伴生放射性废渣库设计难点,保障废渣安全处置长期有效,通过理论分析和试验研究,开展了伴生放射性处置场核素迁移控制技术研究,从源头、过程及末端维度建立了三位一体污染控制技术体系。通过开展废渣浸出试验,筛选了稳定化药剂,并以此为基础研发了新型稳定化复合材料,在一定程度上解决了废渣反酸问题,实现了源头控制。通过渗水过程阻断研究,构建了三维防水入侵系统,从多个维度阻断外界水的侵入。末端污染控制技术以某地天然黏土为例,进行了土壤改性和阻滞试验,确定了改性材料掺加比例及天然材料防渗层厚度。在某省伴生放射性废渣库的实际应用表明,该三位一体污染防控技术能够对核素迁移起到关键控制作用。 展开更多
关键词 伴生放射性废渣 处置场 核素迁移 稳定化 改性 阻滞 防水 放射性废物处置
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深地质处置近场围岩蚀变对核素迁移影响的长期效应 认领 引用
4
作者 吴涵玉 王明炜 +3 位作者 文鑫 康明亮 陈媛 范桥辉 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2026年第2期113-129,I0002,共17页
高水平放射性废物(High-Level Radioactive Waste,HLW)的安全处置是全球核能可持续发展的关键挑战。深地质处置通过构建多重屏障系统将HLW长期隔离,确保其在万年乃至百万年时间尺度内的环境安全性。本文聚焦深地质处置库近场环境中,围... 高水平放射性废物(High-Level Radioactive Waste,HLW)的安全处置是全球核能可持续发展的关键挑战。深地质处置通过构建多重屏障系统将HLW长期隔离,确保其在万年乃至百万年时间尺度内的环境安全性。本文聚焦深地质处置库近场环境中,围岩长期蚀变对其地球化学演化和放射性核素迁移行为的长时间尺度影响。在处置库运行和封闭后,近场围岩(如花岗岩)在衰变热、地下水水岩相互作用、电离辐射以及微生物活动的多场耦合作用下,将发生持续蚀变。研究表明,蚀变不仅会改变岩体的物理性质(如孔隙结构、渗透率和裂隙连通性),还会重塑地下水流场和核素迁移路径,同时还有可能通过原生矿物溶解与次生矿物沉淀影响近场地下水的化学条件。此外,蚀变会改变矿物表面的吸附位点、表面电荷和反应活性,并可能促进胶体物质生成和长期演化。这些由围岩蚀变引发的复杂物理化学变化,对放射性核素的迁移行为产生影响,将进一步复杂化放射性核素在蚀变裂隙网络和基质中的扩散与对流机制。本文从长时间尺度围岩蚀变的角度出发,为深入理解深地质处置库封闭后放射性核素的迁移转化及归趋提供理论支撑。 展开更多
关键词 高放废物 深地质处置 围岩蚀变 花岗岩 黏土岩 核素迁移
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放射性废物中等深度处置标准体系研究 认领 引用
5
作者 李星宇 王旭宏 +6 位作者 吕涛 夏加国 刘兴伟 吕敏 李昶 陈杏子 王馨 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2026年第2期470-481,共12页
中等深度处置是解决我国中水平放射性废物处置难题的优选处置方案,随着我国相关废物的不断积累与产生,中等深度处置工程实施日益紧迫。我国核设施退役及放射性废物治理“十四五”规划中明确提出了启动中等深度处置库建设前期工作的要求... 中等深度处置是解决我国中水平放射性废物处置难题的优选处置方案,随着我国相关废物的不断积累与产生,中等深度处置工程实施日益紧迫。我国核设施退役及放射性废物治理“十四五”规划中明确提出了启动中等深度处置库建设前期工作的要求。中等深度处置标准体系建设是前期技术攻关的重要内容之一,本文基于我国核与辐射法规标准体系特点,以及中等深度处置选址、设计、建造、运行、关闭等各阶段工程需要,提出我国中等深度处置标准体系表,为后续相关标准的制定提供技术参考。 展开更多
关键词 放射性废物 中等深度处置 标准体系
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高放废物地质处置库黏土岩场址筛选综述 认领 引用
6
作者 向龙 刘晓东 +1 位作者 金建华 刘平辉 《科学技术与工程》 EI 北大核心 2026年第7期2704-2716,共13页
泥质岩(黏土岩、页岩、泥岩)作为高水平放射性废物(高放废物)地质处置库有利围岩类型在地质处置库研发领域备受各有核国家关注。当前,中国已步入高放废物地质处置库花岗岩地下实验室建造阶段,为夯实不同围岩类型处置库场址比选基础,系... 泥质岩(黏土岩、页岩、泥岩)作为高水平放射性废物(高放废物)地质处置库有利围岩类型在地质处置库研发领域备受各有核国家关注。当前,中国已步入高放废物地质处置库花岗岩地下实验室建造阶段,为夯实不同围岩类型处置库场址比选基础,系统回顾了黏土岩场址筛选历程和主要进展。结果表明:①黏土岩处置库场址筛选当前仍处于规划选址阶段,内蒙古塔木素预选区推荐的两处预选地段可作为高放、中-低放废物处置库的预选场址;②不同于传统黏土岩围岩,塔木素预选地段目的层为含方沸石、白云石的泥质岩围岩,突显了该类泥岩在工程建造、阻滞核素迁移扩散等围岩特性方面的优势;③开展黏土岩预选地段详细评价并推荐预选场址,加强技术合作与人才培养,是夯实处置库场址比选基础的重要途径和现实要求;④除开展北山地下实验室研发外,应理顺高放废物地质处置管理体制,保证花岗岩和黏土岩围岩两条技术路线的延续性,创新推动高放废物地质处置事业发展。可为推进中国高放废物地质处置事业协同发展,夯实处置库场址比选基础提供指导性意见。 展开更多
关键词 高放废物地质处置 黏土岩场址筛选 塔木素泥岩预选区 研究进展
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低放废物处置场包气带和裂隙含水层的渗透性研究——以龙和处置场为例 认领 引用
7
作者 崔伟哲 王杰 +2 位作者 刘海锋 李露露 张秋兰 《现代地质》 CAS CSCD 北大核心 2026年第3期879-886,共8页
岩土层的渗透性是控制放射性核素迁移的重要参数,也是处置场安全性评价的关键内容。低放废物处置场核素迁移的岩土介质相对复杂,不仅包括地下水含水岩层,还涉及包气带的岩土层。本次研究以龙和近地表处置场为例,利用野外、室内试验数据... 岩土层的渗透性是控制放射性核素迁移的重要参数,也是处置场安全性评价的关键内容。低放废物处置场核素迁移的岩土介质相对复杂,不仅包括地下水含水岩层,还涉及包气带的岩土层。本次研究以龙和近地表处置场为例,利用野外、室内试验数据以及井下电视数据,基于渗透张量理论计算方法,综合分析了包气带和裂隙含水层的渗透性。研究结果表明:包气带和裂隙含水层的渗透性与介质岩性相关,并存在一定的空间变异性。北部裂隙含水层区砾砂夹角砾层的渗透性大体呈现出由西北向东南逐渐减小的趋势,饱和渗透系数为5.48×10-5~7.59×10-4m/s,南部孔隙含水层区中砂、细砂和粉质黏土的渗透系数平均值分别为9.05×10-5m/s、7.39×10-5m/s和5.16×10-8m/s。裂隙岩体的渗透性在垂向上变异明显,其中砂岩的渗透系数为1.85×10-9~2.51×10-7m/s,大理岩的渗透系数为1.04×10-8~4.08×10-7m/s,泥岩的渗透系数为2.31×10-9~2.1×10-6m/s。本研究结果可为龙和近地表处置场后续核素迁移的数值模拟提供数据支撑。 展开更多
关键词 近地表处置 渗透张量 水力试验 包气带渗透性 裂隙岩体渗透性
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高放废物核心处置单元传热数值模拟研究 认领 引用
8
作者 张奇 谢敬礼 +1 位作者 曹胜飞 成建峰 《世界核地质科学》 CAS 2026年第2期345-355,共11页
高放废物核心处置单元传热机理对于缓冲材料设计及处置概念设计有着重要的工程意义。以核心处置单元为研究对象,构建了相应传热数值模型,采用数值模拟软件COMSOL Multiphysics,开展了缝隙宽度及缝隙内颗粒填充对处置单元传热影响的数值... 高放废物核心处置单元传热机理对于缓冲材料设计及处置概念设计有着重要的工程意义。以核心处置单元为研究对象,构建了相应传热数值模型,采用数值模拟软件COMSOL Multiphysics,开展了缝隙宽度及缝隙内颗粒填充对处置单元传热影响的数值模拟研究。研究结果表明,当外缝隙为50 mm,内缝隙分别为15、10和5 mm时,缓冲材料最高温度分别为363.4、363.16和362.91 K,改变缝隙宽度对缓冲材料最高温度影响不显著。当外缝隙为50 mm,内缝隙为10 mm,内缝隙填充或者不填充颗粒时,缓冲材料的最高温度分别为363.16和366.1 K,处置单元内缝隙填充颗粒时可更好地传导玻璃固化体所释放的热量。外缝隙宽度为50 mm,内缝隙宽度分别为15、10和5 mm,内缝隙不填充颗粒,此时缓冲材料最高温度分别为366.95、366.1和364.73 K,当废物罐与缓冲材料之间不得不预留缝隙时,缝隙的宽度越小,越有利于玻璃固化体释放的热量向外传导。 展开更多
关键词 高放废物地质处置 缓冲材料 高庙子膨润土 传热 热辐射
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放射性废物处置化学专栏 认领 引用
9
作者 郭治军 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2026年第2期F0002-F0002,I0001,共1页
核能已经成为我国优化能源结构、保障能源安全、实现“双碳”目标的重要力量作为核燃料循环链条的重要一环,安全稳妥地处置放射性废物是确保核能可持续发展的基础。随着我国高放废物地质处置发展规划深入实施,北山高放废物地质处置地下... 核能已经成为我国优化能源结构、保障能源安全、实现“双碳”目标的重要力量作为核燃料循环链条的重要一环,安全稳妥地处置放射性废物是确保核能可持续发展的基础。随着我国高放废物地质处置发展规划深入实施,北山高放废物地质处置地下实验室工程建设迈入关键收官阶段。作为支撑处置库安全评价、屏障设计与长期演化预测的核心学科,放射性废物处置化学的理论创新与技术突破,直接关系国家核安全战略与核工业可持续发展。 展开更多
关键词 双碳目标 核能 能源结构 处置化学 放射性废物
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芬兰为奥尔基洛托极低放废物处置设施颁发运行许可证 认领 引用
10
作者 王兴春 伍浩松 《国外核新闻》 2026年第2期31-31,共1页
【芬兰工业动力公司网站2026年1月13日报道】芬兰辐射与核安全局(STUK)近日为芬兰工业动力公司(TVO)计划在奥尔基洛托建设的极低放废物最终处置设施颁发运行许可证,有效期至2095年。该设施用于处置放射性水平对公众和环境无显著影响的... 【芬兰工业动力公司网站2026年1月13日报道】芬兰辐射与核安全局(STUK)近日为芬兰工业动力公司(TVO)计划在奥尔基洛托建设的极低放废物最终处置设施颁发运行许可证,有效期至2095年。该设施用于处置放射性水平对公众和环境无显著影响的极低放废物,包括核电站检修期间使用过的防护塑料、防护服等。此前,此类废物一直在奥尔基洛托核电站VLJ运行废物处置库中处置。 展开更多
关键词 TVO 奥尔基洛托 STUK 极低放废物 核电站
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法核监管机构完成深层地质处置库建设申请技术审查 认领 引用
11
作者 伍浩松 王兴春 《国外核新闻》 2026年第1期31-31,共1页
【法国核安全与辐射防护局网站2025年12月4日报道】法国核安全与辐射防护局(ASNR)近日宣布,已完成对国家放射性废物管理机构(Andra)提交的工业地质处置中心(Cigeo)建设许可证申请的技术审查,并出具“满意”意见,为项目进入下一阶段许可... 【法国核安全与辐射防护局网站2025年12月4日报道】法国核安全与辐射防护局(ASNR)近日宣布,已完成对国家放射性废物管理机构(Andra)提交的工业地质处置中心(Cigeo)建设许可证申请的技术审查,并出具“满意”意见,为项目进入下一阶段许可程序奠定基础。此次审查重点围绕三大方面展开:地质环境条件及废物包等基础数据的充分性与可靠性、地面与地下设施在运行阶段的安全性,以及设施封闭后的长期状态变化与安全保障能力。 展开更多
关键词 深层地质处置库 法国核安全与辐射防护局 技术审查
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某伴生放射性固废处置库建设方案选择 认领 引用 被引量：2
12
作者 金伟 董春明 王黎斌 《铀矿冶》 CAS 2026年第2期143-148,共6页
中国的伴生放射性废渣来源广、种类多、数量大,已制约伴生放射性矿产行业的健康发展,迫切需要建设科学规范的处置库对其进行长久处置。在综述国内外伴生放射性固体废物(固废)处置方式的基础上,通过分析某伴生放射性固废处置库的地质条... 中国的伴生放射性废渣来源广、种类多、数量大,已制约伴生放射性矿产行业的健康发展,迫切需要建设科学规范的处置库对其进行长久处置。在综述国内外伴生放射性固体废物(固废)处置方式的基础上,通过分析某伴生放射性固废处置库的地质条件、库容规模、投资金额、安全保障、施工条件和运营维护,以及不同处置方式的适宜性,得出一种可行性较高的处置库建设方案。 展开更多
关键词 伴生放射性 固体废物 处置库 处置方式 建设方案
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More than ten years of hydration of an in situ large-scale sealing experiment(NSC),Meuse/Haute-Marne Underground Research Laboratory,France 认领 引用 被引量：1
13
作者 Rémi de La Vaissière Jean Talandier 《Journal of Rock Mechanics and Geotechnical Engineering》 SCIE CSCD 2026年第1期20-38,共19页
This article presents findings from an extensive experimental program conducted by the French Agency for the Management of Radioactive Waste(ANDRA)at its Underground Research Laboratory.The focus of the study is the N... This article presents findings from an extensive experimental program conducted by the French Agency for the Management of Radioactive Waste(ANDRA)at its Underground Research Laboratory.The focus of the study is the NSC(Noyau de SCellement)experiment,designed to assess the performance of a sealing core composed of a mixture of 40%bentonite and 60%sand.The objective is to evaluate in situ hydraulic permeability,swelling behavior,and gas performance of the seal,which are essential components for the safe disposal of Intermediate-Level(IL)and High-Level Radioactive Waste(HLW)in deep geological repositories.The experimental setup,construction details of the NSC experiment,and the timeline of the project,from excavation,construction of the seal,and artificial hydration to hydraulic permeability tests,are comprehensively described.Andra has acquired valuable expertise in constructing an engineered barrier system,encompassing concrete plugs,and efficiently assembling a 5-m-long seal.Over the past decade,a controlled water injection process has been employed to hydrate the seal.The operational efficiency of sensors has been evaluated,with pore pressure sensors exhibiting moderate performance.In contrast,others,including total pressure,capacitive humidity,psychrometric humidity,and saturation sensors,demonstrate excellent performance up to their operational limits.The high-quality data obtained from this experiment will facilitate the modeling of the resaturation and hydraulic-gas performance of the seal. 展开更多
关键词 Engineering barrier system Bentonite/sand mixture Artificial hydration Sensor performance Hydraulic performance
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北山花岗岩断层充填物胶体的稳定性及其对Pu(Ⅴ)的吸附 认领 引用
14
作者 周明芳 徐东升 +3 位作者 陈平 周舵 谭盛恒 商澄铭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2026年第4期885-894,共10页
在地下水长期侵蚀作用下,花岗岩断层带裂隙中的充填物会发生溶解并形成胶体。该类胶体通常粒径小、表面带负电荷,易吸附阳离子型放射性核素,从而提高放射性核素在地下水环境中的迁移能力。本文分别采用胶体团聚动力学实验和批式吸附实验... 在地下水长期侵蚀作用下,花岗岩断层带裂隙中的充填物会发生溶解并形成胶体。该类胶体通常粒径小、表面带负电荷,易吸附阳离子型放射性核素,从而提高放射性核素在地下水环境中的迁移能力。本文分别采用胶体团聚动力学实验和批式吸附实验,探究了不同环境条件下,花岗岩断层充填物胶体的稳定性,以及Pu(Ⅴ)在该胶体表面的吸附动力学行为。团聚动力学实验结果表明,pH对胶体的稳定性影响较小,而阳离子种类和浓度对胶体的稳定性影响较大。在NaCl和CaCl2溶液体系中,胶体的临界团聚浓度分别为5.01×10-3 4.90×10-4 mol/L,说明Ca2+对胶体的团聚作用强于Na+。吸附动力学实验结果表明,胶体对Pu(Ⅴ)的吸附作用较强,40h左右即可达到平衡。动力学模型拟合结果表明,Pu(Ⅴ)在胶体表面的吸附过程符合准二级动力学模型,属于化学吸附,其吸附效果与体系中Pu(Ⅴ)的赋存形态、浓度和体系的pH有关。 展开更多
关键词 花岗岩断层充填物胶体 团聚动力学 Pu(Ⅴ) 吸附动力学 高放废物处置
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北山地下实验室斜坡道区域花岗岩-地下水不同温度下平衡特征研究 认领 引用
15
作者 揭圣宇 易云鹏 +6 位作者 佘景晔 周嘉屿 KHAN Sunbal 尹文成 李杰彪 王驹 康明亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2026年第5期1047-1057,共11页
甘肃北山花岗岩地区是我国高放废物地质处置库的首选重点研究区,掌握处置库围岩的演变规律是处置库安全评价必不可少的环节。针对正在开挖建设中的北山地下实验室,本文开展了斜坡道区域花岗岩和地下水的成分分析,并探究了花岗岩在不同... 甘肃北山花岗岩地区是我国高放废物地质处置库的首选重点研究区,掌握处置库围岩的演变规律是处置库安全评价必不可少的环节。针对正在开挖建设中的北山地下实验室,本文开展了斜坡道区域花岗岩和地下水的成分分析,并探究了花岗岩在不同温度条件下与地下水的平衡特征。研究选取斜坡道区域距地表洞口1130 m的花岗岩样品(编号R-1130),XRD分析表明,其主要矿物组分为石英、长石、羟铁云母和绿泥石等。XRF测试结果显示其含铁量(以Fe2O3计)为0.91%(质量分数)。此外,对距地表洞口1359 m处的原状地下水样品(编号W-1359)进行了分析。借助地球化学模拟软件PHREEQC,分别以R-1130样品的矿物组分和化学组分为输入参数,模拟其在60、90、120℃条件下分别与无氧超纯水和无氧原状地下水相互作用后体系的离子浓度、pH和次生矿物的变化情况,进而揭示了斜坡道区域花岗岩-地下水在不同温度下的平衡特征规律。结果表明,温度对次生矿物的种类和离子浓度的影响较小,但对反应进度和体系pH有一定影响。在无氧超纯水中,北山花岗岩最终产生的次生矿物为伊利石、高岭石和针铁矿;而在无氧北山地下水中,最终次生矿物主要为伊利石、高岭石、针铁矿、钙-蒙脱石和方解石。溶液的pH呈随反应进度的增加而升高、随温度的升高而下降的趋势,但始终维持在碱性范围内。花岗岩蚀变产生的次生黏土类矿物,可能封堵花岗岩裂隙并增强对放射性核素的吸附作用,进而减缓核素迁移。综上所述,北山花岗岩的地球化学特性表现出一定的缓冲和阻滞能力,有利于维持处置库的长期稳定性。 展开更多
关键词 北山花岗岩 北山地下水 PHREEQC 水-岩作用 次生矿物
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基于偏随机键遗传算法的放射性废物处置优化算法研究 认领 引用
16
作者 刘兴伟 吕涛 +4 位作者 夏加国 陈杏子 李昶 李星宇 王馨 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2026年第6期181-192,共12页
放射性废物处置资源极其宝贵,其高效利用是当前处置场运营的核心挑战。为解决这一难题,本研究引入偏随机键遗传算法(Biased Random Key Genetic Algorithm,BRKGA),提出了一套适用于放射性废物包码放的智能优化算法。提出的算法结合了4... 放射性废物处置资源极其宝贵,其高效利用是当前处置场运营的核心挑战。为解决这一难题,本研究引入偏随机键遗传算法(Biased Random Key Genetic Algorithm,BRKGA),提出了一套适用于放射性废物包码放的智能优化算法。提出的算法结合了4个创新策略:设计了三段式基因编码方案,分别表征废物包的码放顺序、方向及核素活度信息;构建了兼顾空间利用率与辐射防护最优化的多目标适应度函数,并引入“序列递减优先原则”优化空间分配策略;实现了基于并行计算的算法加速。工程实例测试结果表明:该算法相较于人工设计方案,空间利用率显著提升6%以上,最高可达92.45%;算法收敛特性良好,平均可在342代获得高质量解;在32核并行环境下取得10.34倍的加速比,将计算耗时由数小时缩短至数分钟。本研究开发的放射性废物包智能码放算法及软件系统(Radioactive Waste Package Stacking system,RWPS)具有重要的工程应用价值。 展开更多
关键词 放射性废物处置 偏随机键遗传算法 优化算法 空间利用 并行计算
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基于Safety Case的岩洞处置库长期安全分析 认领 引用
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作者 尹文成 潘跃龙 +4 位作者 刘羽 马健 李同同 张学岭 杨林君 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2026年第2期179-187,I0004,共9页
岩洞处置是国际公认的低、中水平放射性废物(LILW)最终处置的技术路线之一。本研究旨在引入国际原子能机构(IAEA)推荐的“安全全过程系统分析(Safety Case)”理念,将其应用于我国某花岗岩岩洞处置预选场址,量化评估多重屏障系统在关闭后... 岩洞处置是国际公认的低、中水平放射性废物(LILW)最终处置的技术路线之一。本研究旨在引入国际原子能机构(IAEA)推荐的“安全全过程系统分析(Safety Case)”理念,将其应用于我国某花岗岩岩洞处置预选场址,量化评估多重屏障系统在关闭后100万年内的长期演化行为,识别关键风险要素,为场址选择、设计优化及监管审查提供技术支撑。首先,基于国际数据库并结合场址特性,建立本地化的特征-事件-过程(FEPs)筛选体系。其次,采用自上而下与自下而上相结合的方法,开发了包含正常演化、扰动、人为侵入及极端假设在内的综合场景框架。最后,采用ECOLEGO程序构建全系统核素迁移模型。模拟计算表明,在正常演化场景下,公众年有效剂量峰值仅为2.61×10−9Sv(约出现在关闭后19.2万年),远低于GB 13600—2024规定的0.25 mSv限值,长期剂量主要由99Tc和129I贡献。当假设工程屏障在关闭时立即失效,其对百万年尺度的剂量峰值影响微弱,表明工程屏障主要在早期(小于500年)有效包容90Sr和137Cs等短寿命高活度核素。然而,在岩石圈存在快速通道的扰动场景(旁路场景)下,公众年有效剂量峰值跃升4个数量级(至7.61×10−5Sv),峰值出现时间大幅提前至约625年,且高迁移性的14C成为绝对主导的核素。研究显示该花岗岩场址具备建设低中放废物岩洞处置设施的优良地质与水文条件。多重屏障系统呈现出“工程屏障保短期、地质屏障保长期”的跨时间尺度协同阻滞机制。花岗岩围岩的基质扩散与吸附作用是阻滞长寿命阴离子核素的核心防线。由于地质快速旁路是系统长期安全的最大潜在威胁,“避开并有效阻断快速水力联系通道”是未来岩洞处置工程选址与设计必须坚守的关键红线。 展开更多
关键词 岩洞处置 安全全过程系统分析 特征-事件-过程(FEPs) 场景开发 花岗岩
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ReO4-和Cs+在北山花岗岩中的迁移特性 认领 引用
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作者 王新宇 刘龙成 +5 位作者 李咏梅 李春光 孟硕 李小杰 刘振中 谭凯旋 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2026年第2期160-167,I0003,共8页
深地质处置是国内外普遍认可的高放废物处置方法。关键核素在处置库围岩介质中的迁移参数的获取是深地质处置安全评价的重要组成部分。本工作以北山新场地区的花岗岩为研究对象,采用改进的电迁移装置研究了Cs+和ReO4-在北山花... 深地质处置是国内外普遍认可的高放废物处置方法。关键核素在处置库围岩介质中的迁移参数的获取是深地质处置安全评价的重要组成部分。本工作以北山新场地区的花岗岩为研究对象,采用改进的电迁移装置研究了Cs+和ReO4-在北山花岗岩岩片中的扩散和吸附特性,获取不同电压条件下Cs+和ReO4-在北山花岗岩岩片中的穿透曲线。此外,建立了基于一级吸附动力学的对流-弥散模型以更精确地解释实验数据。采用新模型估算的ReO4-和Cs+在北山花岗岩岩片中的有效扩散系数Dme分别为(4.68±0.15)×10-13m2/s和(4.85±0.94)×10-14m2/s,与文献报道的结果相近,吸附分配系数Kd分别为(9.92±0.07)×10-7m3/kg和(5.52±0.20)×10-5m3/kg,表明Re在北山花岗岩上几乎不吸附。 展开更多
关键词 电迁移 北山花岗岩 核素 扩散系数 对流-弥散模型
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应用散射技术研究钙、钠离子致膨润土胶体团聚的可逆性研究 认领 引用
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作者 都进 朱奕 +2 位作者 李杰彪 田强 刘春立 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2026年第4期11-20,共10页
在高水平放射性废物地质处置中,膨润土常被用作缓冲回填材料,其胶体在深部处置库环境中的存在形式可能会影响关键放射性核素的吸附、扩散和迁移行为。以单片层膨润土胶体为对象,结合同步辐射X射线小角散射及动态光散射技术,在纳米至微... 在高水平放射性废物地质处置中,膨润土常被用作缓冲回填材料,其胶体在深部处置库环境中的存在形式可能会影响关键放射性核素的吸附、扩散和迁移行为。以单片层膨润土胶体为对象,结合同步辐射X射线小角散射及动态光散射技术,在纳米至微米尺度上研究了典型阳离子Ca2+和Na+对膨润土胶体的团聚结构及团聚可逆性的影响。结果表明,Ca2+可能通过“桥联”的方式,使膨润土胶体形成面-面堆叠的周期结构(d=1.86 nm),通过8000~14000 Da的膜透析后,发现微米尺度的二级团聚结构发生部分解聚现象,而周期性堆叠结构依然存在。Na+可诱导膨润土胶体形成松散的边-面团聚体,透析后完全解离为单片层状态。在含有Ca2+(5 mmol·L-1)和Na+(30 mmol·L-1)的溶液中,膨润土胶体的团聚方式由Ca2+主导。结合北山地下水特性,可以认为在处置库环境中,近场附近的膨润土胶体将会长期处于聚沉状态,这在一定程度上对吸附在膨润土胶体上的放射性核素的迁移起到抑制作用。 展开更多
关键词 膨润土胶体 团聚可逆性 X射线小角散射 动态光散射
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The world's first continuous small-radius spiral ramp excavated by tunnel boring machine at China's Beishan Underground Laboratory for high-level radioactive waste disposal 认领 引用
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作者 Ju Wang Jianguo Wang +1 位作者 Xingguang Zhao Jihong Wang 《Deep Underground Science and Engineering》 EI CAS CSCD 2026年第1期1-3,共3页
China has achieved a major engineering milestone in the construction of the Beishan Underground Research Laboratory(URL)for geological disposal of high-level radioactive waste(HLW).On December 26,2025,the project team... China has achieved a major engineering milestone in the construction of the Beishan Underground Research Laboratory(URL)for geological disposal of high-level radioactive waste(HLW).On December 26,2025,the project team successfully completed the excavation of the world's first deep,continuous small-radius,steep spiral ramp by a tunnel boring machine(TBM)named Beishan No.1,which marked the completion of the underground main structure of Beishan URL. 展开更多
关键词 underground main structure continuous small radius spiral ramp Beishan Underground Laboratory tunnel boring machine tunnel boring machine tbm named high level radioactive waste disposal engineering milestone
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