以高放廢物地質(zhì)處置阿拉善預(yù)選區(qū)的工程地質(zhì)適宜性評價為主要研究內(nèi)容,本書初步論述了預(yù)選區(qū)巖體工程地質(zhì)穩(wěn)定性評價的方法和技術(shù),其主要內(nèi)容包括阿拉善區(qū)域地殼穩(wěn)定性評價、工程地質(zhì)穩(wěn)定性分區(qū)與適宜性評價、場址區(qū)大地形變InSAR解譯分析、花崗巖深孔地應(yīng)力測試、備選場址區(qū)巖體質(zhì)量評價、巖體長期強度與洞室長期穩(wěn)定性預(yù)測方法等。
有關(guān)成果不僅對我國核廢料地質(zhì)處置的場址比選有重要的參考價值,還將對未來地下實驗室及處置庫長期運營的穩(wěn)定性難題有著一定的借鑒意義。
前言
第1章緒論
第2章阿拉善區(qū)域地殼穩(wěn)定性評價與分區(qū)
第3章阿拉善區(qū)域工程地質(zhì)穩(wěn)定性分區(qū)與適宜性評價
第4章場址區(qū)地表變形ASAR(ERS)干涉雷達(dá)(InSAR)數(shù)據(jù)解譯分析
第5章阿拉善花崗巖體深孔地應(yīng)力測量分析
第6章備選場址區(qū)巖體質(zhì)量評價
第7章巖體長期強度與洞室長期穩(wěn)定性的預(yù)測方法
第8章主要結(jié)論與建議 2100433B
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工程地質(zhì)研究的主內(nèi)容有:確定巖土組分、組織結(jié)構(gòu)(微觀結(jié)構(gòu))、物理、化學(xué)與力學(xué)性質(zhì)(特別是強度及應(yīng)變)及其對建筑工程穩(wěn)定性的影響,進(jìn)行巖土工程地質(zhì)分類,提出改良巖土的建筑性能的方法;研究由于人類工程活動...
阿拉善盟 內(nèi)蒙古自治區(qū)阿拉善盟 阿拉善盟(阿拉善一詞,最早記載于《蒙古秘史》,是關(guān)于阿拉善的詞義,有幾種解釋,此處為漢語賀蘭山的音轉(zhuǎn)。)地處內(nèi)蒙古自治區(qū)最西端,東經(jīng)97°10′-106°52′,北...
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頁數(shù): 5頁
評分: 4.4
地表巖體質(zhì)量評價可為高放廢物地質(zhì)處置庫初期選址階段提供經(jīng)濟、客觀的比選依據(jù)。不同的巖體質(zhì)量評價方法由于側(cè)重點不同,致使針對同一對象,評價結(jié)果會有一定的偏差。基于天湖候選場區(qū)鉆孔周邊花崗巖體的詳細(xì)調(diào)查獲得大量實測數(shù)據(jù),采用BQ、Q和RMR等巖體質(zhì)量分級方法,將不同分類方法之間分值區(qū)間的對應(yīng)關(guān)系進(jìn)行了\"歸一\"化處理,再通過多方法的\"綜合平均\"來評定研究區(qū)的巖體質(zhì)量等級。評價結(jié)果證明研究區(qū)內(nèi)西北部的巖體質(zhì)量水平要高于東南部的巖體質(zhì)量水平。
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頁數(shù): 7頁
評分: 4.6
為建立我國高放廢物地質(zhì)處置性能評價方法而系統(tǒng)地介紹了性能評價的研究目的、研究 內(nèi)容、研究方法、國內(nèi)外研究現(xiàn)狀;以此為基礎(chǔ),提出了關(guān)于開展我國性能評價的若干建議。性能評 價方法的建立將有利于我國高放廢物地質(zhì)處置事業(yè)的協(xié)調(diào)發(fā)展。
批準(zhǔn)號 |
49473200 |
項目名稱 |
高放廢物處置環(huán)境長期安全評價的鈾礦床天然類比研究 |
項目類別 |
面上項目 |
申請代碼 |
D0707 |
項目負(fù)責(zé)人 |
閔茂中 |
負(fù)責(zé)人職稱 |
教授 |
依托單位 |
南京大學(xué) |
研究期限 |
1995-01-01 至 1997-12-31 |
支持經(jīng)費 |
11(萬元) |
本項目藉研究某花崗巖中鈾礦床的放射性元素、同位素和微量類比元素在該礦床形成五千萬年來向外側(cè)花崗巖中遷移特征,類比評價花崗巖中處置高放廢物的可行性,為我國建造花崗巖中高放廢物處置庫提供參考資料。結(jié)果表明,現(xiàn)今處于弱還原帶鈾礦體在漫長地質(zhì)年代中基本保持化學(xué)封閉體系,元素和核素遷移微弱,但現(xiàn)今處于弱氧化帶鈾礦體中的天然放射性核素和類比元素遷移距離達(dá)35m,在斷裂帶附近則遷移更遠(yuǎn)。粘土具較強阻滯核素的能力。單靠花崗巖這一天然屏障因其中存在斷裂而不能安全處置高效廢物,必須加強人工屏障設(shè)置,藉人工和天然屏障聯(lián)合作用方可保證處置安全性。研究中額外發(fā)現(xiàn),測得新礦物硒銻礦單晶結(jié)構(gòu)及鈾石—瀝青鈾礦稠密韻律生長結(jié)構(gòu)。 2100433B
12月21日,中核集團(tuán)原子能院自主研制的高放廢液轉(zhuǎn)形系統(tǒng)試驗裝置在經(jīng)過24小時聯(lián)動試驗后,成功處理了720升模擬高放廢液,并產(chǎn)出滿足冷坩堝熔爐熔制玻璃固化體所需的煅燒物產(chǎn)品。這意味著我國已初步掌握高放廢液轉(zhuǎn)形技術(shù)。
冷坩堝玻璃固化技術(shù)是目前國際上一種用于放射性廢物處理的新型玻璃固化工藝技術(shù),具有熔制溫度高、熔爐壽命長、適應(yīng)范圍廣、處理廢物種類多、退役成本低等優(yōu)點,是我國高放廢液處理的優(yōu)選工藝技術(shù)。其中,高放廢液轉(zhuǎn)形是冷坩堝玻璃固化技術(shù)的關(guān)鍵,旨在通過技術(shù)將高放廢液制作形成粉末或顆粒狀煅燒物,以便最終將高放廢液處置成滿足需要的玻璃固化體。(張華) 來源:中核網(wǎng)