高放废物处置核心单元温度演化过程模拟研究_郑益武.pdf

第 18 卷增刊 2地 下 空 间 与 工 程 学 报Vol.182022 年 12 月Chinese Journal of Underground Space and EngineeringDec.2022高放废物处置核心单元温度演化过程模拟研究郑益武1,2,张海洋1,2,张奇1,2,刘健1,2,赵星光1,2(1.核工业北京地质研究院,北京 100029;2.国家原子能机构高放废物地质处置创新中心,北京 100029)摘要:我国首个高水平放射性废物地质处置地下实验室已经开工建设。结合工程研发过程,借助现场试验等手段,建立我国高放废物处置库多重屏障系统模型是地下实验室研究的重要任务之一。开展核心处置单元温度场演化过程模拟分析是验证和优化多重屏障系统设计方案的重要手段。结合瑞典和日本的研究经验,根据我国地下实验室场址岩体的导热性能和赋存条件,开展了核心处置单元温度场数值模拟研究,获得温度场演化规律。研究表明:(1)北山地下实验室场址花岗岩具有良好的导热性和赋存条件,可有效包容和传导高放废物产生的热量,是良好的天然屏障;(2)根据温度场演化模拟结果,可通过缩小处置坑间距,优化处置库单元的设计参数。研究成果为我国处置库概念设计提供参考依据。关键词:高放废物地质处置;处置单元;围岩热参数;温度场演化中图分类号:TU91文献标识码:A文章编号:1673-0836(2022)增 2-1049-07Simulation Study on the Temperature Evolution Process of High-Level Radioactive Waste Disposal Core UnitZheng Yiwu1,2,Zhang Haiyang1,2,Zhang Qi1,2,Liu Jian1,2,Zhao Xingguang1,2(1.Beijing Research Institute of Uranium Geology,Beijing 100029,P.R.China;2.CAEA Innovation Center on Geological Disposal of High-level Radioactive Waste,Beijing 100029,P.R.China)Abstract:The first underground research laboratory for the geological disposal of high-level radioactive waste in China has entered the construction stage.Based on the engineering and research process,one of the important purposes is to establish a multi-barrier system model of Chinas repository for high-level radioactive waste with means of field tests.Carrying out the simulation analysis of the temperature field evolution process for the disposal unit is an important way to verify and optimize the design scheme of the multi-barrier system.Based on the research experience of Sweden and Japan,and combined with the thermal conductivity and occurrence conditions of the rock mass of the underground laboratory site in China,a numerical simulation study of the temperature field of the disposal unit is carried out.The evolution law of the temperature field is obtained in this paper,and the analysis results show that:(1)The granite at the Beishan underground laboratory site is a good natural barriers.It has good thermal conductivity and occurrence condition,which can effectively contain and conduct heat generated by high-level radioactive waste;(2)According to the simulation results of temperature field evolution,the design parameters of the disposal unit can be optimized by reducing the spacing between disposal pits.The research provides a reference for the conceptual design of Chinas repository.Keywords:high-level radioactive waste geological disposal;disposal unit;thermal parameters of the surrounding rocks;temperature field evolution收稿日期:2022-07-25(修改稿)作者简介:郑益武(1995),男,浙江温州人,硕士,助理工程师,主要从事高放废物地质处置相关岩石力学方面的研究工作。E-mail:zhengyiwu95 通讯作者:赵星光(1980),男,河北承德人,博士,正高级工程师,主要从事高放废物地质处置相关岩石力学方面的研究工作。E-mail:xingguang100 基金项目:核设施退役治理专项资助科研项目(科工二司2020194 号);国家自然科学基金(11972149)0引言高水平放射性废物(以下简称高放废物)伴随核能和核工业发展产生,具有放射性强、毒性大、半衰期长等特点1。目前国内外普遍认可的高放废物处置方法是深地质处置法2,即将高放废物埋藏在距地表深 5001 000 m 的地下,构建高放废物处置库使之与人类生存环境隔离。由于各国高放废物源项和场址条件存在差异,国际上高放废物处置库概念设计方案各有不同3,但均采用“多重屏障系统”的设计思路(图 1 所示):首先将废物(如玻璃固化体)贮存在废物罐中,然后外部包裹缓冲材料(如膨润土),最后利用围岩作为天然屏障将废物体与生态圈完全隔离,防止放射物质泄露。图 1中国高放废物处置库概念模型Fig.1The conceptual model of Chinas high-level radioactive waste geological disposal repository我国高放废物处置研发采用“处置库选址、地下实验室研究到处置库建设”的三步走战略4,目前我国首个高放废物地质处置地下实验室(北山地下实验室)已进入开工建设阶段。在地下实验室研究阶段,要提出适合我国高放废物特点的处置库多重屏障概念,建造 1 1比例的处置库多重屏障系统概念模型以验证处置概念的可行性和安全性。处置概念设计要考虑处置库地质环境5-6、高放废物类型7、废物罐性能、膨润土性能8-9、围岩性能10-11、建造工艺、运营关闭等众多因素,进行处置库岩体适宜性12、开挖稳定性、长期稳定性、工程屏蔽系统性能等安全评估,从而确定各层屏障的设计方案。其中,处置库多重屏障系统的热分析评估非常重要。高放废物因放射性衰变而产热。各国的处置对象不同,废物体规格不同,产热功率不同。根据日本原子能委员会报告数据,其核废料从反应堆排出后将持续辐射产生热量,废物体在经过冷却、再处理和玻璃固化,最终处置时产热功率大约为 350瓦,放射性约为 41015Bq13。一般来说,高放废物的长半衰期决定了其放热周期极长,可达几千甚至上万年。不同核素的半衰期不同,导致核废料放热功率并不恒定,但整体呈衰减趋势。单个废物体产生的热量通过废物罐、缓冲材料最后传导至围岩,导致工程屏蔽和天然屏蔽的温度升高,处置库内所有废物体释放的热量将使处置库和周围地质体形成一个复杂的三维温度场。在废物体安装至处置坑后,周围巷道温度逐渐上升,最后影响整个处置库。在关闭处置库后的数百上千年后,高放废物放热功率下降,处置库温度逐渐冷却。处置库温度的升高和降低,将影响各层屏障的隔离性能。以缓冲材料膨润土为例,处置库关闭后膨润土处于固 液 气的三相状态14,温度过高会导致缓冲材料的三相组成发生变化,进而影响缓冲材料的热水力耦合特性,不利于其性能稳定性。同时不均匀的温度场还会导致岩石体积不规律的膨胀和缩小,造成处置库围岩的应力和应变的二次分布,进而影响处置库的力学稳定性15。因此,需要通过合理的处置单元设计,确保处置库系统的最高温度不超过限值(比如,日本要求处置罐体最高温度不超过 90 13)。在处置库设计中,围岩包容和传导热量,其导热性和赋存环境决定处置单元的设计参数。本文调研瑞典、日本等国的处置单元概念,基于勘察孔获得的北山地下实验室场址围岩导热性和赋存条件,进行处置库核心处置单元的温度场演化,掌握处置单元的温度场演化规律以优化处置单元设计。1处置概念概述瑞典、日本、芬兰等国在地质处置研究进展较快。其中,瑞典高放废物地质处置工作由瑞典核燃料与废物管理公司(SKB)负责,其处置概念研究路线和成果得到了国际认可,十几个国家和组织参加了该项研究。瑞典于 1995 年建成了 Asp 地下实验室,后续开展了大量实验16。日本核燃料循环开发机构(JNC)于 1993 年提交了首个高放废物处置研 究 进 展 报 告(H3),后 续 又 提 出 了 H12 报告13。报告围绕瑞浪实验室场址,详细论述了日本处置概念设计过程中的设计原则、研究路线、安全评估方法和处置概念模型参数等。0501地 下 空 间 与 工 程 学 报第 18 卷瑞典的 Asp 地下实验室和日本的瑞浪地下实验室均属于花岗岩场址中,其设计理念为我国处置概念模型设计提供了参考。本文从处置库布局、处置单元参数等方面,对瑞典 SKB-3 处置概念16和日本 H12 处置概念13进行概述。1.1瑞典 SKB-3 处置概念瑞典政府于 2022 年 1 月批准了 SKB 提出的在 Forsmark 场址地下 500 m 深处建立乏燃料最终处置库的申请。Forsmark 场址纬度高,接近北极圈,处置深度的地温约为 11 。处置库计划将建成超 60 km 的隧道,可容纳 6 000 多个乏燃料罐,封装 12 000 t 放射性废料。处置库通过竖井和斜坡道连接地表和处置层,处置层以连接巷道连接各处置平面(图 2 所示)。瑞典的高放废物分为 SKB-3V 和 SKB-3H 两种处置模式,分别对应垂直和水平处置模式。图 2瑞典处置库设计方案16Fig.2Designing scheme of disposal repository in Swedish16在 SKB-3V 处置模式中,一个处置平面由若干条平行的处置巷道组成,处置巷道间隔为 25 m;处置巷道每隔 6 m 向下开挖一竖向处置坑用于放置处置罐,处置坑深 8 m、直径 1.75 m。瑞典采用铜罐作为乏燃料罐,高 4.80 m 直径 1.05 m,在铜罐和处置坑之间