地下储气过程系统弯头侵蚀的数值模拟分析

《Applied Sciences》：Numerical Simulation Analysis of Elbow Erosion in Underground Gas Storage Process System Chengli Song, Wei Li, Jin Wang, Lifeng Li and Xinbao Liu

　　

本研究采用三维离散元建模（DEM）框架，对瑞典福斯马克（Forsmark）核废料地质处置库退役后阶段的热-力（TM）演化过程进行了独立分析。模型显式表征了处置库面板、确定性变形区以及嵌入黏结颗粒集合体中的随机生成离散裂隙网络（DFN），并采用颗粒流代码（PFC）进行数值模拟。研究人员利用基于物理的衰变功率函数实现了乏核燃料罐的时间依赖性热释放，并采用面板尺度的热载荷公式来考虑处置孔与巷道的间距。研究分析了两种处置场景：（a）全面板同步加热场景，作为保守边界情况；（b）序贯面板加热场景，代表分期处置与封闭。模拟结果表明，温度和热致应力演化对处置与封闭序列敏感。序贯加热产生更为渐进的热累积和较低的峰值温度，说明热扰动和应力扰动不仅可通过处置库设计，还可通过运营策略加以调控。热致裂隙剪切位移呈现系统性时间响应：位于处置面板范围内的裂隙在退役后早期快速产生剪切位移，约200年达到峰值，随后随温度下降逐渐松弛；平均峰值剪切位移量级为2–3 mm，而面板范围外的裂隙早期位移较小、长期响应更为持久。所有模拟剪切位移均比福斯马克常用的约50 mm罐体损伤阈值低一个量级以上，即使对于保守的同步加热场景亦然。这些结果表明，热致裂隙剪切不太可能直接导致罐体机械损伤。同时，加热后残余剪切位移的持续性意味着裂隙发生了永久膨胀，这可能影响长期水力性质，并间接影响地下水流和罐体腐蚀等过程。本研究建模框架及结果系独立于瑞典安全案例进行的评审目的分析，为评价结晶岩处置库中热致裂隙变形提供了力学机制基础，并有助于界定热-力过程在福斯马克乏核燃料处置安全评估中的作用。

研究背景与问题
深地质处置库长期安全评估要求明确评价放射性衰变热诱发的热-力（TM）过程及其对裂隙宿主岩体的影响。乏核燃料虽随时间衰减，但数千年间持续作为热源，引起工程屏障和周围宿主岩体的长期热-力扰动。在结晶岩环境中，安全相关的低概率情景涉及与处置孔相交裂隙的剪切再活化，若位移超过设计阈值可能危及罐体完整性。然而，基于连续介质的热弹性或热弹塑性方法虽能有效描述大尺度应力重分布和温度演化，但在显式表征裂隙网络及不连续变形过程方面存在局限，尤其当滑移局部化和裂隙间相互作用重要时尤为突出。因此，开展能够显式模拟裂隙控制岩体行为的离散元方法研究，对于评价热致裂隙滑移的长期机械响应具有重要意义。

研究目的与方法
研究人员旨在：第一，复现福斯处置库退役后宿主岩体的长期热演化；第二，量化裂隙剪切滑移的幅度与时间发展，并依据瑞典核燃料与核废料管理公司（SKB）设定的安全设计限值进行评估。研究采用自适应连续-非连续（AC/DC）方法构建三维地质模型，粒子直径介于50–80 m，共使用421,616个颗粒紧密填充6600 m × 6000 m × 2400 m的区域。模型包含确定性变形区和随机生成的平面圆盘状离散裂隙网络（DFN），采用光滑节理接触公式（smooth joint contact formulation）表征地质不连续面。热载荷采用基于Claesson和Probert方法的面板尺度平面热源公式，考虑处置孔间距（P_x = 6 m）和巷道间距（P_y = 40 m），初始热功率Q₀ = 1700 W。研究分析了两种加热场景：同步加热（保守边界情况）和按Panel A–D顺序激活的序贯加热场景。

研究结果

温度演化特征
同步加热场景下，早期温度升高强烈集中于处置面板周围，随时间推进热向围岩扩散形成处置库尺度热晕，面板内部温度因衰变热衰减和热平衡而逐渐降低。序贯加热场景呈现类似定性热传播模式，但同步加热在早期产生更高、空间范围更广的温度升高。面板中心监测点的温度历史显示，序贯加热在各地点产生更为渐进的热累积和略低的峰值温度。

裂隙剪切位移特征
同步加热场景中，面板范围内裂隙（n=33）在加热开始后迅速增加剪切位移，约200年达到峰值后逐渐降低，存在残余位移；面板范围外裂隙（n=35）位移增加更为渐进，持续累积更长时间，早期响应延迟，曲线离散度更大。序贯加热场景中，面板范围内裂裂初始位移峰值略低、个体响应离散度稍窄，远场裂裂绝对幅度和统计离散度有所降低。两种场景比较表明，序贯加热通过分散热载荷时间分布，缓解了同步加热时的强热扰动和空间相干应力集中，近场和远场的剪切位移幅度及变异性均有所缓和。

安全意义讨论与结论
研究结论部分指出，处置库尺度热-力响应不仅取决于衰变热幅度，还取决于不同面板热释放的时间叠加。同步加热作为保守边界场景，而序贯加热展示了分期处置如何减缓热累积速率和应力重分布。模拟的峰值剪切位移2–3 mm比SKB采用的约50 mm罐体损伤阈值低一个量级以上，表明热致裂隙剪切不太可能直接造成罐体机械损伤。然而，残余滑移的持续性意味着永久裂隙膨胀，可能通过小但持久的水力孔径增加影响长期水力特性——基于膨胀角的一阶估计表明，毫米级滑移可产生亚毫米级孔径增量，而导水系数与孔径立方成正比，因而即使适度膨胀也可能引起显著的相对导水系数变化。研究同时承认存在重要局限：未考虑开挖损伤区（EDZ）发展、新裂纹萌生、裂隙扩展及完全耦合的热-水-力反馈；单一DFN实现的选择虽具统计代表性但非概率性评估；面板尺度热载荷均质化处理可能低估了罐体尺度的局部热梯度和应力集中。未来需将裂隙扩展、EDZ演化及完全耦合的热-力-水相互作用纳入离散元框架，以评估上限变形场景并进一步加强结晶岩中乏核燃料处置长期安全评估的力学机制基础。