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题名高放废物处置缓冲材料砌块抗压强度特性试验研究
被引量：4
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作者
曹胜飞
刘月妙
谢敬礼
张奇
杨明桃
高玉峰
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机构
核工业北京地质研究院
国家原子能机构高放废物地质处置创新中心
重庆基准方中建筑设计有限公司
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出处
《世界核地质科学》
CAS
2023年第1期58-67,共10页
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基金
国家国防科技工业局核设施退役与放射性废物治理专项(编号:科工二司[2020]194号)资助。
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文摘
缓冲材料是高放废物处置库中最后一道工程屏障材料,起着防止废物罐发生机械破坏和维护处置库结构长期安全稳定等作用。以缓冲材料砌块为研究对象,开展了不同制样方式下缓冲材料砌块的无侧限抗压强度特性试验,探讨了常规单向压实、双向压实及大型砌块取芯制样对砌块抗压强度的影响,从试样破坏形态和干密度分布等方面分析了不同制备条件下缓冲材料砌块抗压强度的差异性。实验结果表明:小型压实试样的干密度在压制高度方向上有较大差异,单向压实试样的差异比双向压实试样更大。单向压实试样顶部干密度最大,底部干密度最小;双向压实试样中部干密度最小,逐渐向两端增大,呈对称分布。小型压实试样在单轴压缩时,裂纹总是从干密度最低的部位开始发展。在相同干密度和含水率条件下,大型砌块取芯试样的无侧限抗压强度明显高于小型压实试样的抗压强度,双向压实试样的抗压强度为大型砌块取芯试样的70%,而常规单向压实试样的抗压强度仅为大型砌块取芯试样的47%。研究结果可为高放废物地质处置库工程屏障的设计提供参数依据和理论支撑。
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关键词
缓冲材料
膨润土
砌块
抗压强度
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Keywords
buffer material
bentonite
compacted blocks
compressive strength
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分类号
TL942211
[核科学技术—辐射防护及环境保护]
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题名高放废物处置库岩体不同条件下缓冲材料饱和机理研究
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作者
张奇
谢敬礼
曹胜飞
高玉峰
成建峰
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机构
核工业北京地质研究院
国家原子能机构高放废物地质处置创新中心
中国矿业大学
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出处
《世界核地质科学》
CAS
2023年第2期298-308,共11页
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基金
基础科研项目(编号:JCKY2020201C003)资助。
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文摘
缓冲材料作为高放废物处置库内最后一道人工屏障,其饱和过程对处置库多重屏障体系设计具有重要意义。以高放废物处置单元为研究对象,建立了相应的热-流-固耦合模型,模拟了饱和花岗岩体条件下缓冲材料饱和过程,并开展了岩体不同边界水压力、岩体裂隙对缓冲材料饱和过程影响研究。研究结果表明:处置库内缓冲材料外部、下部靠近花岗岩的区域饱和度率先增大,然后逐渐由外部向内部、下部向上部进入饱和状态。饱和花岗岩体边界水压分别为5、3和1 MPa时,缓冲材料达到饱和时间分别为28.9、45.63和110.72 a,随着花岗岩体边界水压的下降,处置单元内缓冲材料达到饱和时间将大幅增加。岩体裂隙的渗透率分别为1.098×10^(-17)、1.098×10^(-15)、1.098×10^(-13)和1.098×10^(-11)m^(2)时,缓冲材料达到饱和时间分别为22.69、22.09、17.34和17.12 a,岩体中裂隙的存在能够加快缓冲材料的饱和过程。
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关键词
高放废物地质处置
缓冲材料
花岗岩
热-流-固耦合模型
饱和过程
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Keywords
high-level radioactive waste geological disposal
buffer material
granite
coupled thermo-hydro-mechanical model
saturation process
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分类号
TL942211
[核科学技术—辐射防护及环境保护]
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