塔木素地区高放废物黏土岩处置库建造工程条件研究

【摘要】：高放废物安全处置是当前核能发展和核技术利用面临的突出问题之一,也是放射性废物管理的重点和难点问题。伴随核电的发展,公众和社会对高放废物的安全处置更为关注,我国高放废物的安全处置问题也更为紧迫。当前,高放废物地质处置被认为是最具有工程前景的处置方案。高放废物地质处置方案首要的、也最基础的任务是处置库场址的选择,且场址条件是影响高放废物处置库长期安全的最关键因素之一。鉴于处置库场址的重要性,国际原子能机构(IAEA)制定了地质处置的安全要求,许多国家对处置库场址的确定都非常慎重,要求从处置库围岩类型、地质条件、水文地质条件、经济社会条件、建造与运输条件等进行多方面的比选。开展黏土岩场址筛选工作,是国际上主要有核国家高放废物地质处置研发工作的重要选择,其中关于预选地段建造和工程条件的研究是场址选择不可或缺的一部分。开展预选地段建造和工程条件研究,既能从工程建设角度对预选地段工程地质条件、水文地质条件、外部建设环境等方面进行可行性、适宜性评价,又能为预选地段拟建建筑物结果设计提供参考依据,具有重要的实际意义。本论文通过相关资料收集、研究现状分析以及工程地质勘察等研究工作,按照我国选址准则的要求,运用室内试验、理论分析与数值模拟等手段,开展塔木素地区高放废物处置库建造与工程条件综合研究,论文主要研究工作与成果如下:(1)对相关国际、区域性组织及有核国家核废料处置库选址安全要求与技术准则进行了详细调研,结合我国黏土岩处置库场址筛选安全要求与具体选址准则,进一步细化、补充了我国黏土岩处置库具体选址准则。(2)开展了塔木素地区自然地理、经济、交通、气候、工程用电、用水、建造工程材料来源及供应、区域构造及地震、地层、岩性、水文地质、地表土体及不良地质等方面相关资料收集及工程地质勘察,分析结果认为研究区在以上方面符合高放废物黏土岩处置库选址的基本要求。(3)收集了塔木素地区钻孔、编录及地球物理测试等数据资料,开展了岩体宏观特征、矿物成分分析以及含水率、密度、渗透率、自由膨胀率、热学性能、波速、单轴压缩和三轴压缩等物理力学试验,通过试验数据及资料分析,初步查明了研究区黏土岩岩石学特征、物理力学性质及钻孔工程地质特征。(4)结合室内试验结果,对塔木素钻孔区域内岩体进行围岩级别划分。依据比利时地下处置库概念设计模型尺寸,以塔木素地区为工程背景,针对拟建地下处置库关键洞室群结构进行了开挖稳定性数值模拟研究。研究区TZK-1钻孔在393.5～432.5m区域范围内为Ⅳ～Ⅲ级岩体,437.4～467.2m区域范围内以Ⅲ级岩体的占比最大,而在468.9～478.8m范围内主要为Ⅱ级围岩。模拟开挖过程中,洞室群结构稳定性较好,变形主要出现在竖井侧壁,主、支巷道顶、底板、两帮处位置,另外在交叉部位产生的围岩变形也较为显著。主巷道洞轴线方向应与最大水平应力方向呈一定的角度,当夹角为45～60度左右时,稳定性最好。(5)以目前我国高放废物处置库概念设计,结合法国、比利时对处置库的设计思路,模拟研究了处置库接收废物完毕后～洞室群工程屏障破坏失效近场环境变化过程。在不考虑渗流场情况下,该过程实质是力-热顺序耦合过程,温度场呈现迅速增长—峰值—持续—缓慢下降—快速下降—再次平衡的过程。约第100天时,处置库温度到达峰值,最高温度可达100℃左右。温度场大致呈现以中心废物罐为圆心的同心椭圆分布形态,离圆心越近温度越高,若超出圆心一定范围,温度变化不显著。温度场对应力场影响非常显著,对开挖完成后形成的结构整体稳定性影响较小。(6)以塔木素地区实际地质剖面建立地质模型,依据多孔介质地下水及溶质运移数学模型,模拟研究了基于该模型的地下水及核素在围岩中的迁移过程。核素随着迁移距离增加活度逐渐降低,但在不同介质中差异较大,可能与地下水在不同介质中的流速有关。~(79)Se迁移速率最快,~(135)Cs次之,~(99)Tc再次之。黏土岩作为地质屏障可以有效控制地下水的迁移速率,从而控制核素达到生物圈的时间及活度。(7)通过对塔木素地区外部配套条件、地质条件、岩体特性、拟建处置库洞室稳定性、拟建处置库近场力-热顺序耦合模拟以及拟建处置库核素迁移研究,结合目前国际以及国内黏土岩高放废物处置库选址安全要求与技术准则,认为塔木素地区在建造与工程条件方面初步满足高放废物黏土岩处置库的选址要求。