HLW竖直处置热分析

• 作者: 刘月妙 王驹 苏锐 赵宏刚
• 来源期刊: 世界核地质科学
• 关键词: 高放废物 废物罐 剩余衰变热 工程屏障系统 热传导特性
• 年，卷（期）: 2013,（1）
• 所属期刊栏目: 核废物处置
• 页码范围: 44-51
• 页数: 8页
• 分类号: TL942
• 语种: 中文
• DOI: 10.3969/j.issn.1672-0636.2013.01.009

摘要

处置库中废物罐表面的最高温度不能超过100℃,这个标准决定着处置库的热库容.废物罐处置时剩余衰变热量、工程屏障系统材料的热特性、间隙的存在、处置主岩的初始温度及其热特性、处置库的布局等都是影响处置库中废物罐表面温度的因素.文章对处置主岩和工程屏障系统材料的热物理特性进行了分析和研究,对工程屏障系统不同间隙的热传导特性进行了研究,应用解析法和数值法对单个废物罐周边的温度发展进行了热传导特性研究.研究表明,最重要和最敏感的参数是废物罐的初始处置剩余衰变热量；而主岩和工程屏障系统材料参数的不确定性及其自然变化性和工程屏障系统废物罐周边间隙是影响废物罐表面最高温度的两个最主要的因素；工程屏障系统内部间隙的温度偏差小于10℃,内部间隙越大,温度偏差越大,外部间隙在被水充填时的温度偏差比间隙被空气充填时的温度偏差要小1～3℃.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	王驹	核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价技术重点实验室	115	1765	24.0	38.0
2	刘月妙	核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价技术重点实验室	36	658	12.0	25.0
3	苏锐	核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价技术重点实验室	41	630	12.0	24.0
4	赵宏刚	核工业北京地质研究院中核高放废物地质处置评价技术重点实验室	11	112	5.0	10.0