高放廢物處置庫(kù)熱問題研究進(jìn)展

潘小青，李玉曉，魏望和

（江西理工大學(xué)理學(xué)院，江西贛州341000）

高放廢物處置庫(kù)熱問題研究進(jìn)展

潘小青，李玉曉，魏望和

（江西理工大學(xué)理學(xué)院，江西贛州341000）

高放廢物處置庫(kù)有最高溫度限制，影響處置庫(kù)最高溫度的條件包括處置庫(kù)布局、處置單元參數(shù)、緩沖回填材料和圍巖的熱參數(shù).以KBS-3處置庫(kù)為例，討論了廢物罐組成、熱功率、罐表面材料熱容和熱導(dǎo)率，給出了緩沖材料膨潤(rùn)土的熱導(dǎo)率變化特點(diǎn)，花崗巖的熱物理性質(zhì)及熱演化過程的研究結(jié)果.根據(jù)KBS-3處置庫(kù)布局，分別總結(jié)了數(shù)值法和解析法求解處置庫(kù)溫度場(chǎng)的計(jì)算結(jié)果，以及結(jié)果的不確定性，最后介紹了我國(guó)高放廢物處置庫(kù)熱問題研究的最新成果.

高放廢物處置庫(kù)；溫度場(chǎng)；熱性質(zhì)；解析法

0 引言

根據(jù)世界核協(xié)會(huì)（WNA）網(wǎng)站提供的資料，截至2013年6月1日，全球共有30個(gè)國(guó)家運(yùn)行著434臺(tái)核電機(jī)組，總凈裝機(jī)容量為373.892 GWe；13個(gè)國(guó)家正在建設(shè)67臺(tái)核電機(jī)組，總裝機(jī)容量為69.709 GWe；27個(gè)國(guó)家計(jì)劃建設(shè)159臺(tái)核電機(jī)組，總裝機(jī)容量為174.34 GWe；37個(gè)國(guó)家擬建設(shè)318臺(tái)核電[1]，由此帶來放射性廢物的處理和處置也成了重大的安全和環(huán)保問題.尤其是高放廢物因放射性核素含量高、釋熱量大、毒性大及半衰期長(zhǎng)等因素，其安全處置是核能可持續(xù)發(fā)展的重要保障.目前國(guó)際上通用的做法是對(duì)高放廢物進(jìn)行深部地質(zhì)處置，即將高放廢物經(jīng)過處理后放置于地下深部地質(zhì)體中，通過構(gòu)建工程屏障和天然屏障一起實(shí)現(xiàn)高放廢物與人類以及生態(tài)環(huán)境的長(zhǎng)久隔離[2].

處置庫(kù)工程屏障包括廢物體構(gòu)成、包裝容器、

緩沖回填材料、處置巷道、處置硐室，天然屏障為場(chǎng)址圍巖，如鹽巖、硬巖或粘土.由于高放廢物自發(fā)衰變放出大量熱量，熱傳輸將引起處置庫(kù)工程中的工程屏障和天然屏障內(nèi)部溫度升高，溫度升高的幅度與處置庫(kù)的結(jié)構(gòu)形式、處置巷道間距、廢物體放置密度及廢物體放熱量、工程材料和圍巖的熱參數(shù)等因素有關(guān)，因此高放廢物處置庫(kù)結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)中需要對(duì)處置庫(kù)熱量傳輸及溫度場(chǎng)問題進(jìn)行研究.

1 高放廢物處置庫(kù)熱物理性質(zhì)

1.1 處置庫(kù)最高溫度限制

每個(gè)廢物罐因核廢物的放射性衰變而放熱，放出的熱量隨時(shí)間按指數(shù)規(guī)律衰減，所有廢物罐釋放出的總熱量在處置庫(kù)內(nèi)部和周圍形成一個(gè)三維的隨時(shí)間變化的溫度場(chǎng).

處置庫(kù)溫度的升高和逐漸冷卻會(huì)引起巖石熱體積變化，從而改變處置范圍內(nèi)巖石的應(yīng)力分布.巖石受熱后，高溫巖體熱膨脹量大，低溫巖體熱膨脹量小，因而約束了高溫巖體的膨脹，從而產(chǎn)生熱應(yīng)力.由于巖體工程內(nèi)部各部分溫度分布不均勻，造成內(nèi)部溫差，產(chǎn)生熱應(yīng)變，進(jìn)而影響處置庫(kù)力學(xué)的穩(wěn)定性.

大范圍的溫度場(chǎng)會(huì)影響巖石間隙和裂隙中水的運(yùn)動(dòng)，同時(shí)造成熱應(yīng)力場(chǎng).地下水的運(yùn)動(dòng)由于溫度產(chǎn)生的熱梯度以及潛在的巖石結(jié)構(gòu)斷裂而受影響.熱應(yīng)力可改變流體密度、粘度及工程屏障系統(tǒng)的材料的成分和孔隙性質(zhì)等.核素在地質(zhì)介質(zhì)中的運(yùn)移規(guī)律是放射性廢物處置的核心問題，處置庫(kù)溫度的升高會(huì)對(duì)放射性核素遷移產(chǎn)生重要影響.溫度在很多化學(xué)、生物和物理過程中都是重要的參數(shù)，微生物環(huán)境也受溫度的強(qiáng)烈影響[3-4].

總之處置庫(kù)內(nèi)部溫度場(chǎng)變化應(yīng)控制在一個(gè)相對(duì)的溫度范圍內(nèi)，使溫度不至于太高或太低，重要的變化只能出現(xiàn)在極端的溫度，在處置庫(kù)深處應(yīng)避免極端溫度的出現(xiàn).廢物罐附近的溫度是一個(gè)重要的設(shè)計(jì)參數(shù)，尤其是最高溫度.歐洲和加拿大提出的廢物體表面許可溫度為100℃；日本提出廢物體的限制溫度為500℃;瑞典規(guī)定廢物體表面最高溫度為100℃，實(shí)際設(shè)計(jì)時(shí)采用80℃；美國(guó)處置庫(kù)中的溫度范圍在廢物體表面為85～160℃.一般采用緩沖回填材料的處置庫(kù)，廢物體表面最高溫度限制在100℃以內(nèi)[5].

1.2 處置庫(kù)溫度場(chǎng)的影響因素

熱量傳輸?shù)哪Ｊ街饕菬彷椛?、熱傳?dǎo)和熱對(duì)流，在處置庫(kù)中則主要是廢物罐自發(fā)熱輻射、熱量通過熱傳導(dǎo)傳播.熱傳導(dǎo)由巖石的熱導(dǎo)率、密度和熱容決定.這些參數(shù)隨空間變化，這種變化在遠(yuǎn)場(chǎng)大范圍內(nèi)是較小的，因而可看作均勻的.但在廢物罐附近由于包裝材料、緩沖回填材料及巖石和間隙等空間變化會(huì)引起溫度明顯的不同.

單個(gè)廢物罐的熱輸出依賴于如廢物體的數(shù)量和組成、暫存時(shí)間、衰變熱功率和衰變常數(shù)，也與所選的封裝策略、封裝方法有關(guān).處置庫(kù)的溫度變化還依賴于處置罐的放置密度、放置方式、工程屏障的熱性質(zhì)、間隙和孔洞的大小、地質(zhì)圍巖的基礎(chǔ)溫度和熱性質(zhì).

處置庫(kù)溫度場(chǎng)分布所需參數(shù)包括處置庫(kù)布局、處置單元幾何參數(shù)及熱參數(shù)三部分.

1）處置庫(kù)布局：主要是處置庫(kù)的深度、處置庫(kù)庫(kù)容、處置庫(kù)面積、處置區(qū)域、處置巷道截面、巷道長(zhǎng)度、巷道間距等.

2）處置單元參數(shù)：包括處置坑直徑、處置坑高度;廢物罐直徑、高度、胴部厚度;緩沖回填材料厚度、廢物罐和緩沖回填材料間隙寬度、緩沖回填材料和處置主巖之間的間隙寬度等.

3）熱參數(shù)：包括廢物體的熱功率、熱流量;廢物罐、緩沖回填材料及處置主巖的導(dǎo)熱系數(shù)、體積熱容、初始溫度、熱邊界條件/溫度梯度等.

2 處置庫(kù)工程材料熱物理性質(zhì)

高放廢物深地質(zhì)處置庫(kù)熱問題研究成果國(guó)際公認(rèn)最好的是瑞典的KBS-3處置庫(kù).瑞典核燃料與廢物管理公司科研人員對(duì)乏燃料組成、熱功率、熱衰變模式、廢物罐材料結(jié)構(gòu)、形狀、熱參數(shù)、緩沖材料熱力水耦合研究、圍巖熱力水耦合性能、各種間隙對(duì)熱傳輸和溫度場(chǎng)的影響進(jìn)行了大量理論研究并取得一系列原型實(shí)驗(yàn)結(jié)果，文中對(duì)此進(jìn)行概述.

2.1 廢物罐熱物理性質(zhì)

瑞典的核燃料一般運(yùn)行25～40年后退役，退役后的乏燃料經(jīng)過平均30年的暫存再進(jìn)行封裝和地質(zhì)處置.KBS用熱量計(jì)對(duì)乏燃料組件的熱功率進(jìn)行了準(zhǔn)確測(cè)定[6]，從而使核廢物的熱功率值更加合理.廢物體的熱功率隨時(shí)間按指數(shù)規(guī)律衰減，對(duì)暫存40年的廢物體，其表達(dá)式為[7]：

公式中熱量Q0單位為瓦特，時(shí)間t以年計(jì)，式中各

項(xiàng)為乏燃料中不同成分的衰變熱功率.公式適用于處置3000年內(nèi)的熱量計(jì)算，如果處置1000年只需考慮前4項(xiàng)即可.當(dāng)研究的暫存年限不太長(zhǎng)時(shí)，廢物體熱功率隨時(shí)間沒有明顯的變化.如暫存30年與暫存40年的廢物罐相比其表面溫度僅相差1°C，因此廢物罐熱功率根據(jù)暫存時(shí)間可設(shè)為相應(yīng)的常量[7].

廢物罐內(nèi)襯鑄鋼，外面為銅包裝，每個(gè)罐作為獨(dú)立的熱源其熱導(dǎo)率390 W/（m·K），體積熱容2.40 MJ/(m3·K)，由于金屬的熱導(dǎo)率遠(yuǎn)大于緩沖材料和巖石的熱導(dǎo)率，因此可認(rèn)為廢物罐熱量均勻分布[8]，廢物罐表面中心處的熱流是平均表面熱流的92%.

當(dāng)處置時(shí)間較長(zhǎng)時(shí)，根據(jù)疊加原理總的溫度變化等于廢物罐內(nèi)各部分熱源產(chǎn)生的溫度變化之和.若設(shè)Q1和Q2分別表示總熱源中任兩個(gè)成分，分別引起的溫度為T1和T2，則由Q=Q1+Q2產(chǎn)生的溫度為T1+T2[9].

2.2 緩沖材料熱物理性質(zhì)

膨潤(rùn)土作為緩沖材料填充在廢物罐與圍巖之間，它的作用在于：其一可固定廢物罐在處置硐室的中心位置，其二可在巖石出現(xiàn)破壞時(shí)從力學(xué)上保護(hù)廢物罐體，其三可防止地下水和腐蝕性物質(zhì)進(jìn)入廢物體，其四可有效吸附廢物體釋放的放射性核素[10].在處置庫(kù)熱分析中膨潤(rùn)土的熱導(dǎo)率對(duì)溫度場(chǎng)產(chǎn)生很大影響.

多項(xiàng)研究表明膨潤(rùn)土的導(dǎo)熱系數(shù)與礦物種類即化學(xué)組成、孔隙比、含水飽和度等有關(guān)，可通過模型實(shí)驗(yàn)得到，膨潤(rùn)土熱導(dǎo)率具體數(shù)值已總結(jié)出很多經(jīng)驗(yàn)公式[11-13].干燥的膨潤(rùn)土熱導(dǎo)率較小，含水飽和度越高熱導(dǎo)率越大，完全飽和的膨潤(rùn)土熱導(dǎo)率1.35 W/（m·K）.飽和度相同的膨潤(rùn)土其熱導(dǎo)率隨孔隙比的變化在0.1～0.3 W/（m·K）之間，具體改變量與飽和度有關(guān).

實(shí)驗(yàn)研究表明，在膨潤(rùn)土中主要的導(dǎo)熱方式是熱擴(kuò)散，因而處置庫(kù)中熱導(dǎo)率不同的膨潤(rùn)土在處置過程中的最高溫度變化很大.熱導(dǎo)率1.35 W/（m·K）的完全飽和膨潤(rùn)土中的溫度可比熱導(dǎo)率1.0 W/（m·K）的膨潤(rùn)土中的溫度低10°C，而相對(duì)干燥的飽和度為10%的膨潤(rùn)土其熱導(dǎo)率0.75 W/（m·K），處置過程中的最高溫度可達(dá)80°C以上[14-15].膨潤(rùn)土所處的巖石結(jié)構(gòu)不同會(huì)使地下水滲流特性不同，膨潤(rùn)土達(dá)到完全飽和的時(shí)間不同，分別處在完整巖石和稀疏破碎的巖石中膨潤(rùn)土的最高溫度會(huì)相差15°C[16].

2.3 圍巖熱物理性質(zhì)

高放廢物地質(zhì)處置庫(kù)選擇的天然屏障一般為鹽巖、花崗巖或粘土，作為處置庫(kù)工程的最后一道屏障，其受熱源影響產(chǎn)生溫度的升高和降低會(huì)使巖石的力學(xué)性質(zhì)發(fā)生變化從而影響其力學(xué)穩(wěn)定性.大多數(shù)國(guó)家選擇花崗巖為地質(zhì)圍巖，SKB在Forsmark地區(qū)的花崗巖的地質(zhì)調(diào)查中測(cè)量了巖石溫度從地表到處置區(qū)深度的地溫梯度，地下500 m深處巖石的原始溫度為11.6°C.實(shí)驗(yàn)發(fā)現(xiàn)，花崗巖的熱導(dǎo)率會(huì)隨溫度變化，當(dāng)溫度由20°C上升到100°C其熱導(dǎo)率會(huì)減小10%到15%，平均有效熱導(dǎo)率在最高溫度50°C時(shí)約減小0.1（W/m·K）.花崗巖的導(dǎo)熱系數(shù)也隨巖石類型不同而有差異，從3.2 W/（m·K）到4.0 W/（m·K）不等，通常取3.6 W/（m·K）.花崗巖的體積熱容為2.1 MJ/（m3·K）[17-19].

3 處置庫(kù)熱分析

3.1 瑞典KBS-3概念庫(kù)結(jié)構(gòu)

瑞典共有12個(gè)核反應(yīng)堆，運(yùn)行25年和40年分別產(chǎn)生6500 t（26800根沸水堆組件和3100根壓水堆組件）和9500 t乏燃料（39500根沸水堆組件和4900根壓水堆組件）.處置罐由鑄鐵內(nèi)襯和銅外殼組成，放置12根沸水堆組件或4根壓水堆組件時(shí)總重約25 t，內(nèi)含燃料約2 t.瑞典的高放廢物概念處置庫(kù)分為KBS-3V和KBS-3H兩種處置模式.

KBS-3V為垂直處置模式，如圖1所示，整個(gè)處置庫(kù)為長(zhǎng)2 L寬2 B面積約1 km2（6.25×6000 m2）的矩形區(qū)域.處置的廢物罐埋放于地下500 m深度，處置罐高度4.8 m，直徑1.05 m，廢物罐將放于寬度D=6 m的平行巷道下方的垂直孔洞中，巷道間距D′=25 m.處置孔深度8 m、直徑1.75 m.在廢物罐與巖石之間填充0.35 m厚的膨潤(rùn)土為緩沖材料，在處置期罐與膨潤(rùn)土間存在5～10 mm的間隙，膨潤(rùn)土與巖石之間間隙約30～50 mm[19].

圖1 KBS-3V處置庫(kù)結(jié)構(gòu)（右圖為左圖虛框放大細(xì)節(jié)）

KBS-3H為水平處置模式.廢物罐放置于巷道

兩側(cè)的水平鉆孔中，設(shè)置的巷道直徑為1.85 m，廢物罐用膨潤(rùn)土包裹依次放置在圓柱形鋼筒內(nèi)，平行放置的廢物罐中間放膨潤(rùn)土定距塊加以隔離.鋼筒容器外半徑1.765 m，與巖石間隙42.5 mm.鋼筒上打有孔洞以利于膨潤(rùn)土吸收間隙中的液態(tài)或汽態(tài)水達(dá)到飽和.水平處置模式同一巷道放置的廢物體數(shù)量是豎直處置模式的兩倍，但處置巷道間距的尺寸都比KBS-3V的大[20].

3.2 處置庫(kù)熱演化模型

處置庫(kù)內(nèi)熱源為暫存30～50年的廢物罐，由于處置時(shí)廢物罐表面與緩沖回填材料及圍巖之間的初始溫差，熱量傳遞的方式包括熱輻射、熱傳導(dǎo)和熱對(duì)流.地下深處流體進(jìn)入處置區(qū)域引起對(duì)流傳熱可以忽略不計(jì)，當(dāng)廢物罐、緩沖材料、巖石間間隙較大時(shí)，熱輻射的影響將需考慮.而主要的傳熱方式是熱傳導(dǎo)，熱傳導(dǎo)形成的熱梯度誘發(fā)周圍介質(zhì)的熱應(yīng)力和熱應(yīng)變（T→M耦合），溫度的升高會(huì)改變水的粘度和流動(dòng)性，導(dǎo)致膨潤(rùn)土內(nèi)地下水流動(dòng)（T→H耦合），同時(shí)潮濕度的改變引起膨潤(rùn)土的膨脹或收縮上使之產(chǎn)生力學(xué)變形（H→M耦合），而變形引起的裂隙和孔隙變化反過來影響地下水的流動(dòng)性（M→H耦合）[21].

3.3 KBS處置庫(kù)溫度場(chǎng)

3.3.1 溫度場(chǎng)數(shù)值計(jì)算

根據(jù)高放廢物處置庫(kù)的溫度限制及熱傳遞特性，工程屏障幾何參數(shù)設(shè)計(jì)都是基于熱問題中最高溫度設(shè)計(jì)要求，采用不同的研究方法得到溫度場(chǎng)從而判定各種間距的可行性.研究溫度場(chǎng)的主要方法有兩種——數(shù)值法和解析法.

Thunvik和Braester[22]應(yīng)用數(shù)值計(jì)算討論了不同巷道間距和廢物罐間距時(shí)的處置罐表面最高溫度.結(jié)果表明，巷道間距每減小10 m，罐的最高溫度上升約7°C;而在巷道間距保持30 m時(shí)廢物罐間距由6.2 m減小到5 m，罐的最高溫度可上升約18°C.

通過有限元程序ANSYS對(duì)處置庫(kù)及周圍的熱傳輸過程進(jìn)行模擬計(jì)算[23-24]，當(dāng)考慮環(huán)境參數(shù)和燃料數(shù)據(jù)、各種間隙的影響造成溫度的不確定性，可將廢物罐表面最高溫度設(shè)置為80℃;瑞典的三個(gè)處置庫(kù)處置的廢物罐數(shù)量隨地質(zhì)環(huán)境不同，平均暫存年限30年.計(jì)算結(jié)果表明廢物罐最小允許間距為6.0 m，另外處置時(shí)間1000年時(shí)廢物罐熱量很少到達(dá)地表，這時(shí)巖石的峰值溫度早已過去，廢物罐表面溫度在處置10～20年間達(dá)到最高.

當(dāng)將廢物罐、緩沖材料膨潤(rùn)土間隙10 mm及膨潤(rùn)土與巖石間隙50 mm列入計(jì)算過程中，分三種不同情況：空氣間隙、濕空氣、水間隙模擬計(jì)算溫度場(chǎng)，并設(shè)每個(gè)罐原始熱輸出1800 W，得到位于中心的罐表面溫度最高，且間隙為干燥空氣填充時(shí)在處置4.5年時(shí)溫度最高達(dá)90.3°C，而間隙為水填充的在處置第5年罐表面達(dá)到最高溫度為79.5°C.為濕空氣填充的在處置第2年達(dá)最高溫度85.8°C，且在第5年下降到79.5°C，這表明濕空氣間隙在2年后慢慢變成與水間隙相同[25].

3.3.2 溫度場(chǎng)解析求解

溫度場(chǎng)的解析解將處置庫(kù)的溫度場(chǎng)看成原溫度場(chǎng)與由廢物罐放熱而產(chǎn)生的溫度場(chǎng)疊加而成，即原始巖石溫度+處置孔洞溫度增量+廢物罐與巖石間隙的熱流和熱傳輸造成的附加溫度.用解析法可得到KBS-3豎直處置庫(kù)廢物罐表面最高溫度，用解析法和數(shù)值法相結(jié)合可計(jì)算KBS-3水平處置概念庫(kù)的廢物罐表面溫度[26-28].

解析法求解附加溫度可將罐作線源處理，它的值與處置罐半徑、巖壁半徑、二者間距及罐中心輻射熱通量及巖壁與罐之間的有效熱導(dǎo)率有關(guān).通過數(shù)據(jù)計(jì)算，KBS-3H庫(kù)罐-膨潤(rùn)土之間空氣間隙會(huì)造成11～13°C的溫度升高，KBS-3V庫(kù)內(nèi)部間隙則引起9～13°C的溫升.KBS-3V罐表面溫度大約在15～30年間達(dá)到峰值.

Harald H?kmark和Billy F?lth[19]應(yīng)用修正的解析表達(dá)式計(jì)算的罐表面溫度與數(shù)值法的結(jié)果偏差0.2°C，Harald H?kmark和Johan Claesson[6]應(yīng)用溫度場(chǎng)解析解計(jì)算了圍巖的溫度，計(jì)算用時(shí)間僅數(shù)分鐘，計(jì)算速率遠(yuǎn)大于數(shù)值法.

3.3.3 溫度場(chǎng)的不確定性

廢物罐的位置不在巷道中心，無論基于軸對(duì)稱模型的數(shù)值法還是解析法最高溫度估計(jì)會(huì)偏離2°C.間隙中熱對(duì)流的忽略最多不超過3.5°C的溫度偏離.罐表面與膨潤(rùn)土間隙中的熱輻射相抵可造成7.5°C的溫度偏差.膨潤(rùn)土熱導(dǎo)率的過高預(yù)期大約造成2°C的溫度偏離.巖石熱容的高估可能造成1°C的溫度偏離，而巖石熱導(dǎo)率非線性最大會(huì)造成5°C的誤差[19].

4 中國(guó)高放廢物處置庫(kù)熱問題研究概況

中國(guó)高放廢物地質(zhì)處置以甘肅北山為處置庫(kù)預(yù)選場(chǎng)址，高放廢物為玻璃固化體廢物罐，廢物罐的材料為低碳鋼.通過鉆孔測(cè)量地下500 m深處地溫為19°C，地溫梯度為2.2°C/100 m.通過巖心實(shí)

驗(yàn)測(cè)量巖石的導(dǎo)熱系數(shù)隨溫度增加面減小，平均2.6 W/（m·K）.膨潤(rùn)土塊的導(dǎo)熱系數(shù)完全飽和時(shí)為1.52 W/（m·K），完全干燥時(shí)為0.1～0.3 W/（m·K）[29-30].

劉文崗等[31]對(duì)在一定廢物罐熱源功率下處置庫(kù)罐間距及溫度進(jìn)行了模擬計(jì)算.趙宏剛等[30]對(duì)處置庫(kù)進(jìn)行了熱分析，問題設(shè)定高放廢物處置庫(kù)的庫(kù)容為82630個(gè)廢物罐，處置庫(kù)的最小面積為10 km2，處置區(qū)域分為4個(gè)，每個(gè)處置區(qū)域具有300對(duì)處置巷道，每對(duì)處置巷道長(zhǎng)度為900 m，處置巷道間距為9.5 m，每對(duì)處置巷道處置80個(gè)廢物罐，廢物罐的間距為9.5 m[30].設(shè)定廢物罐最高溫度為100°C，分別用數(shù)值法和解析法進(jìn)行了溫度場(chǎng)計(jì)算，表明廢物罐表面最高溫度受廢物罐熱功率影響最大，與工程材料和圍巖的熱性質(zhì)、間距、工程布局以及內(nèi)部間隙等相關(guān)[31-32].

[1]伍浩松,王海丹,郭志峰.世界核電現(xiàn)狀[J].國(guó)外核新聞,2013(6):1-5.

[2]潘自強(qiáng)，錢七虎.高放廢物地質(zhì)處置戰(zhàn)略研究[M].北京:原子能出版社，2009.

[3]Johan Andersson,Karl-erik Almen,Lars O Ericsson,et al. Parameters of importance to determine during geoscientific site investigation[R].SKB TR98-02,1998.

[4]劉月妙，王駒，蔡美峰，等.熱-力耦合條件下高放廢物處置室間距研究[J].鈾礦地質(zhì)，2009，25(6)：373-379.

[5]羅嗣海，錢七虎，賴敏慧，等.高放廢物處置庫(kù)的工程設(shè)計(jì)[J].巖石力學(xué)與工程學(xué)報(bào)，2007，26(增2):3904-3911.

[6]Harald H?kmark,Johan Claesson.Use of an analytical solution for calculating temperatures in repository host rock[J].Engineering Geology,2005,81(3):353-364.

[7]Lars Ageskog,Patrik Jansson.Heat propagation in and around the deep repository-thermal calculations applied to three hypothetical sites:Aberg,Beberg and Ceberg[R].SKB TR-99-02,1999.

[8]Kari Ikonen,VTT Processes.Thermal condition of open KBS-3H tunnel[R].SKB R08-24,2008.

[9]Jhan Claesson,Thomas Probert.Temperature field due to timedependent heat sources in a large rectangular grid-Derivation of analytical solution[R].SKB TR96-12,1996.

[10]Svensk K?rnbr?nslehantering AB.SR97 Waste,repository design and sites[R].SKB TR99-08,1999.

[11]Lennart B?rgesson,Anders Fredrikson,Lars-Erik Johannesson. Heat conductivity of buffer materials[R].SKB TR-94-29,1994.

[12]Roland Pusch.The Buffer and Backfill Handbook-Part 3:Models for calculation of processes and behaviour[R].SKB TR-03-07,2003.

[13]Mattias ?kesson.Temperature buffer test[R].SKB TR-12-04,2012.

[14]Johan Claesson.Drying and resaturation of the bentonite barrier in a nuclear waste repository[J].Elsevier Geo-Engineering Book Series,2004(2):335-340.

[15]Svensk K?rnbr?nslehantering AB.Design,production and initial state of the buffer[R].SKB TR-10-15,2010.

[16]Thanh Son Nguyen,Lennart B?rgesson,Masakazu Chijimatsu,et al. A case study on the influence of THM coupling on the near field safety of a spent fuel repository in sparsely fractured granite[J]. Environ Geol,2009,57(7):1239-1254.

[17]Svensk K?rnbr?nslehantering AB.Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark-Main report of the SR-Site project[R].SKB TR11-01,2011.

[18]Svensk K?rnbr?nslehantering AB.Buffer and backfill process report for the safety assessment SR-Can[R].SKB TR-06-18,2006.

[19]Harald H?kmark,Billy F?lth.Thermal dimensioning of the deep repository[R].SKB TR-03-09,2003.

[20]Thomas Probert,Jhan Claesson.Temperature field due to timedependent heat sources in a large rectangular grid-Application for the KBS-3 repository[R].SKB TR97-27,1997.

[21]Darius Justinavicius,Arunas Sirvydas,Povilas Poskas.Thermal analysis of reference repository for RBMK-1500 spent nuclear fuel in crystalline rocks[J/OL].Journal of Thermal Analysis and Calorimetry,2014.http://link.springer.com/article/10.1007/s10973-014-3919-8

[22]Thunvik R,Braester C.Heat propagation from a radioactive waste repository[R].SKB TR91-6,1991.

[23]Johan Claesson,Thomas Probert.Thermoelastic stress due to a rectangularheatsourceinasemi-infinitemedium[J]. Engineering Geology,1998,49(3/4):223-229.

[24]Patrik Jansson,Mikael Koukkanen.Finite element analyses of heat transfer and temperature distribution in buffer and rock[R]. SKB IPR-01-07,2001.

[25]Fredrik Sturek,Lennart Agrenius.Clab-measurements of decay heat in spent nuclear fuel assemblies[R].SKB R05-62,2005.

[26]John Claesson,Thomas Probert.Thermoelastic stress due to a rectangular heat source in a semi-infinite medium-derivation of an analytical solution[R].SKB TR-96-13,1996.

[27]Thomas Probert,Jhan Claesson.Thermoelastic stress due to rectangular heat sources in a semi-infinite medium-application for the KBS-3 repository[R].SKB TR97-26,1997.

[28]Thanh Son Nguyen,Lennart B?rgesson,Masakazu Chijimatsu,et al.A case study on the influence of THM coupling on the near field safety of a spent fuel repository in sparsely fractured granite [J].Environ Geol,2009,57:1239-1254.

[29]Ju Wang.High-level radioactive waste diposal in China:update 2010[J].Joural of Rock Mechanics and Geotechnical Engineering, 2010,2(1):1-11.

[30]趙宏剛，王駒，劉月妙，等.HLW豎直處置熱分析[J].世界核地質(zhì)科學(xué)，2013，30(1):44-51.

[31]劉文崗，王駒，周宏偉，等.高放廢物處置庫(kù)花崗巖熱-力耦合模擬研究[J].巖石力學(xué)與工程學(xué)報(bào)，2009，28(增1):2875-2883.

[32]葉為民，王瓊，潘虹，等.高壓實(shí)高廟子膨潤(rùn)土的熱傳導(dǎo)性能[J].巖土工程學(xué)報(bào)，2010，32(6):821-826.

Development of thermal problem research in HLW repository

PAN Xiaoqing,LI Yuxiao，WEI Wanghe
(School of Science,Jiangxi University of Science and Technology,Ganzhou 341000,China)

The maximum temperature in HLW repository is limited.The maximum temperature is influenced by the repository layout,the geometric dimention of the disposal unit and the thermal parameters of buffer and backfill and the host rock.Construction of the canister,heat released power,thermal conductivity and capacity of the canister is given in KBS-3.The property that thermal conductivity of Bentonite as the buffer changes with saturation and the thermal parameter of the host rock are discussed.The temperature field calculated by means of numerical calculation and the analytical solution in KBS-3 repository is introduced.The uncertainty of the temperature analysis is given.The recent research on thermal problem in China HLW repository is surveyed.

HLW repository;temperature field;thermal property;analytical solution

X771

A

2014-09-08

江西省教育廳科技資助項(xiàng)目（GJJ11467）

潘小青（1966-），女，教授，主要從事計(jì)算物理、力學(xué)等方面的研究，E-mail:panxqecit@163.com.

2095-3046（2014）05-0023-05

10.13265/j.cnki.jxlgdxxb.2014.05.005