高放核废物处置库TM耦合数值模拟

王 胜

(辽宁建筑职业学院, 辽宁 辽阳 111000)

随着核技术的不断进步与推新,核工业逐步形成一个较为完整的工业体系.像其他工业一样,核工业的生产、研究以及核技术应用也会产生废物,即核废物,或称放射性废物.按放射性水平分类,核废物可划分为低放废物(LLW)、中放废物(ILW)和高放废物(HLW).目前,已有较为成熟的技术对低中放废物进行最终安全处置.而对于高放废物,由于其自身特点,对它的安全处置仍是一个世界性难题,也是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题.

专家提出三种途径把它们与人类生存环境长期、可靠地隔离,即核嬗变处理法、稀释法和隔离法.隔离法又可分为地质处置、冰层处置、太空处置等方法.核嬗变处理法尚处于探索阶段,稀释法不适宜高放废物,冰层处置与太空处置还仅是一种设想,高放废物深地质处置法是目前普遍接受、可行的处置方案[1-2].

高放废物深地质处置是指利用土壤、岩石等地质介质,将高放废物埋在距地表500～1 000 m的地质体中,使它永久与人类的生存环境隔离,不再回取.这种埋藏高放废物的地下工程称为高放废物处置库.按照处置工程的不同,高放废物的地质处置可分为深岩硐处置法、废矿井处置法、深钻孔处置法、岩石熔融处置法和深海床处置法[3].深岩硐处置法是高放废物地质处置中最主要的形式.

1 T-M耦合分析

为了更好地确定处置库的安放位置,需要研究岩体的T-M耦合行为.由于目前并没有建成真正高放废物处置库的国家,因此,数值模拟及数值分析方法的研究显得尤为重要.

刘文岗[4]采用FLAC对高放废物处置库仿真模拟进行了验证.刘月妙等人[5]根据现场调查取得的参数,用FLAC2D模拟北山预选区高放废物处置库T-M耦合,确定最佳处置室中线间距.Rejeb[6]针对高放射性核废物处置国际合作项目DECOVALEX使用3DEC模拟了现场试验中的T-M耦合过程.

本文主要采用有限元方法,基于Mohr-Coulomb破坏准则,利用ANSYS对处置库不同间距和深度等9种方案进行模拟研究,从而为核废物处置库设计提供参考依据.

2 计算模型

由于高放废物释热将引起废物体、缓冲材料和围岩中温度的升高.升高的幅度不仅与废物的放热量、处置库的结构型式、工程材料与围岩的热学性质有关,而且还与处置平巷的间距、废物放置的密度有关.对一定结构型式的处置,处置密度越大,处置一定量废物所需的址置区域面就越小,处置成本越低,但处置库中的温度越高.因此,合理的处置库设计和布局是保证核废物处置库安全运行的重要条件之一.

采用瑞典花岗岩高放废物处置库概念设计[7],建立计算模型.核废物处置库位于地表以下500 m处,模型尺寸高100 m,在处置平巷中打竖直孔,安置废物罐,处置孔和平巷中填充膨润土,见图1,处置库间距和深度见表1.

图1 核废物处置库模型Fig.1 Nuclear waste repository model

表1 核废物处置库方案Table 1 Nuclear waste repository scheme

2.1 计算模型材料参数

表2给出了花岗岩、膨润土、废物罐及核废物的力学、热学参数[5].

2.2 计算模型边界条件

由于废物罐释放热量,高放废物处置巷道围岩热传递属于有热源的热传导问题.鉴于国内并未公开发表高放废物玻璃固化物体热源衰减等方面的研究资料,因此论文采用瑞典SNFWM提供的资料及相关试验结果作为参考,其经验公式[7]为

表2 材料力学参数和热学参数Table 2 Mechanics and thermal parameters of materials

(1)t<1 000a时

Q(t)=Q0[a1e-a2t+(1-a1)e-a3t]

(2) 1 000a

Q(t)=0.061 079 8Q0t

(3)t>3 000a时

Q(t)=0.020 698Q0t

式中,Q(t)为t时刻的热源强度;Q0为初始热源强度,文中取为350 W/罐,a1=7.53×10-1,a2=2.18×10-2,a3=1.28×10-3.

模型边界条件为左右边界及下边界受位移约束.初始温度18℃,左右边界隔热.

2.3 数值模拟

论文选用plane55温度单元及plane42结构单元,针对核废物处置库的开挖与回填进行温度场与应力场耦合的瞬态数值模拟,研究了不同方案下核废物处置库附近P1～P4点(见图2)运行百年后近场的温度、应力及位移变化.具体步骤[8-9]为:首先利用plane42单元的“死”功能开挖岩体,对隧道洞周施加空气对流载荷,在自重下,得出核废物处置库的初始温度场与应力场.然后再利用该单元的“生”功能回填核废物等,施加热载荷及位移约束,通过计算得到T-M耦合结果.

图2 核废料处置库有限元模型Fig.2 Finite element model of nuclear waste repository

3 ANSYS结果分析

3.1 温度场分析

通过对9种情况下的处置库进行模拟,得到了不同年限下处置库的温度云图与温度曲线,见图3～图10.

图3 处置库运用40a温度场(方案1)Fig.3 Temperature contours of nuclear waste repository after 40 years (Case 1)

图4 处置库运用70a温度场(方案1)Fig.4 Temperature contours of nuclear waste repository after 70 years (Case 1)

图5 处置库运用100a温度场(方案1)Fig.5 Temperature contours of nuclear waste repository after 100 years (Case 1)

(1) 由图6可知,废物罐的温度逐渐降低,在40a左右,曲线的斜率逐渐平缓,温度变化幅度小.处置孔的温度则是增加,基本在30a左右达到最高值,此后由于核废物释放热量的减小,温度逐减小,达到一定温度后,数值保持不变,形成一个稳定的温度场.处置孔近场岩体受到缓冲材料的影响,温度变化较小,但在逐渐升高.

图6 各个测点运行100a温度变化曲线(方案1)Fig.6 Temperature variation curves after 100 years(Case 1)

图7 不同方案P1点运行100a温度曲线Fig.7 Temperature contours of P1 after 100 years

图8 不同方案P2点运行100a温度曲线Fig.8 Temperature contours of P2 after 100 years

图9 不同方案P3点运行100a温度曲线Fig.9 Temperature contours of P3 after 100 years

图10 不同方案P4点运行100a温度曲线Fig.10 Temperature contours of P4 after 100 years

(2) 由图7～图10可知,P1点最高温度为方案7,其最高温度达到42.695 ℃,最低温度为方案6,其最高温度为26.922 ℃.P2点最高温度为方案4,其稳定温度为51.57 ℃,最低温度为方案3,其稳定温度为35.794 ℃.P3点最高温度为方案7,其最高温度为55.166 ℃,运行100年后稳定在42 ℃,最低温度为方案3,其最高温度为31.394 ℃.P4点最高温度为方案7,其最高温度为20.853 ℃,最低温度为方案3,其最高温度为18.791 ℃.

3.2 变形场分析

核废物处置库的围岩介质温度升高后,将发生膨胀,并会引起围岩应力场变化,进而直接影响处置库力学稳定.这里仅针对百年数据进行分析,得到4个关键点的位移时间曲线,见图11～图14.

图11 不同方案P1点Y方向位移时间曲线Fig.11 Y direction displacement time curve of P1

处置库的开挖回填后,废物罐的四角位移变化较大,但近场岩体的变形量较小,而且X方向位移变化量远小于Y方向位移变化量.由图11～图14可知,P1点方案7位移最大,方案6为最小,相差约为0.859 mm.P2点方案7位移最大,方案3、方案6均较小,相差约为0.578 mm.P3、P4点方案4位移最大,方案3、方案6均较小.

图12 不同方案P2点Y方向位移时间曲线Fig.12 Y direction displacement time curves of P2

图13 不同方案P3点Y方向位移时间曲线Fig.13 Y direction displacement time curves of P3

图14 不同方案P4点Y方向位移时间曲线Fig.14 Y direction displacement time curves of P4

3.3 应力场分析

4个关键点的应力时间曲线,见图15～图18.

由图15～图18可知,P1点应力曲线,方案4的斜率最为平缓,应力从0.053 MPa上升到0.17 MPa,变化值为0.117 MPa,方案3的应力变化最大,从压应力1.122 8 MPa下降到0.034 4 MPa,变化值为1.088 4 MPa.P2点应力曲线,方案6最初应力最高,且为拉应力2.744 MPa,其他方案的应力均为压应力,且数值相差较小,所有方案在运行到20a左右时,出现拐点,压应力达到最大值,此后运行的百年内,压应力数值逐渐减小,在100a时,应力变化较小.P3点应力曲线,方案7应力数值变化最大,从最大拉应力转换成最大压应力,所有方案在40a左右都开始平缓,应力状态基本稳定.P4点的所有方案中,1、4、7方案应力变化较大,而且在运行100a时,应力仍有增加的趋势,其他的方案应力变化平缓.

图15 不同方案P1点Y方向应力时间曲线Fig.15 Y direction stress-time curves of P1

图16 不同方案P2点Y方向应力时间曲线Fig.16 Y direction stress-time curves of P2

图17 不同方案P3点Y方向应力时间曲线Fig.17 Y direction stress-time curves of P3

图18 不同方案P4点Y方向应力时间曲线Fig.18 Y direction stress-time curves of P4

4 结 论

(1) 从核废物处置库运行百年的温度场来看,运行30年的时候,温度值达到最大,此后,温度场逐渐稳定.

(2) 无论从核废物处置库的温度、应力还是变形来看,方案2与方案3的差距都不大,其中方案3的应力、位移变化较小.

(3) 从稳定性方面考虑,方案3较为合适;从经济方面考虑,由于方案3的处置孔间距较大,工程造价较高,故方案2较为合适.

(4) 论文采用ANSYS软件对核废物处置库进行了二维数值模拟,这里仅针对一个巷道的各个处置库进行模拟,由于核废物处置库是由多个巷道组成,并且各个巷道之间存在着相互影响与叠加.因此,在设计核废物处置库时,各个巷道的距离也是考虑的一项内容.

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