Simplifying solute transport modelling of the geological multi-barrier disposal system

 |  Login

Show simple item record

dc.contributor Aalto-yliopisto fi
dc.contributor Aalto University en
dc.contributor.author Poteri, Antti
dc.date.accessioned 2013-11-21T10:00:53Z
dc.date.available 2013-11-21T10:00:53Z
dc.date.issued 2013
dc.identifier.isbn 978-951-38-8098-9 (electronic)
dc.identifier.isbn 978-951-38-8097-2 (printed)
dc.identifier.issn 2242-1203 (electronic)
dc.identifier.issn 2242-119X (printed)
dc.identifier.issn 2242-119X (ISSN-L)
dc.identifier.uri https://aaltodoc.aalto.fi/handle/123456789/11450
dc.description.abstract A simplified model was developed to represent radionuclide migration from a deep geological nuclear waste repository system to the biosphere. The modelled repository system is based on the concept of multiple nested transport barriers. The model can be used to assess migration and migration properties of single nuclides (no decay chains) through the repository system. Radionuclide transport processes included to the model are diffusion and sorption in the repository near-field and advection, matrix diffusion and sorption in the geosphere. A simplified approach to handle solubility limited release of the nuclide from the waste canister is included into the model. The model treats transport barriers as well-mixed volumes. It is also assumed that radionuclide outflow from a barrier can be calculated by neglecting radionuclide concentration in the target barrier. Radionuclide transport through the simplified system can be calculated by applying formal analogy of the model to the mathematical model of the radioactive decay chain. Simplifying the barriers as well-mixed volumes suggests that they can be characterised by simple performance measures. Radionuclide outflow from the barrier can be represented by an equivalent flow rate, which is an apparent volumetric flow rate that combined with the radionuclide concentration in the barrier gives the outflow rate of the nuclide. Temporal behaviour of the release rate can be described by two time constants: i) compartment half-life of the nuclide concentration calculated by dividing capacity of the barrier (the total pore volume multiplied by the retardation factor) with the equivalent flow rate and ii) delay time for start of the outflow from barrier after beginning of the inflow to barrier. Performance of the simplified approach to produce actual release rates for different nuclides was tested by modelling C-14, I-129 and Pu-239 using data from the RNT-2008 radionuclide migration analysis. Accuracy of the simplified approach is challenged if the nuclide’s half-life is not long compared to the time required for the development of perfectly mixed solute concentration field in the barrier. The nuclide and barrier combinations that are prone to this behaviour can be identified by comparing the estimated compartment delay time with the nuclide’s radioactive half-life. The simplified model performed well for the C-14 and I-129, as expected based on the measures above. Early transients of the concentration field in the buffer and in the geosphere are important for the transport of Pu-239 in the calculated case. The simplified model gave results for Pu-239 that were roughly of the same order of magnitude than the corresponding numerical results. en
dc.description.abstract Tässä työssä on kehitetty yksinkertaistettu malli kuvaamaan radionuklidien kulkeutumista geologisesta loppusijoitustilasta maanpinnalle. Mallinnettu loppusijoitusjärjestelmä perustuu moniesteperiaatteeseen. Mallin avulla on mahdollista arvioida yksittäisen nuklidin kulkeutumista ja kulkeutumisominaisuuksia loppusijoitussysteemissä. Kulkeutumisprosesseista malli sisältää loppusijoitustilan lähialueella diffuusion ja sorption sekä geosfäärissä kulkeutumisen pohjaveden virtauksen mukana, matriisidiffuusion ja sorption. Malliin on lisätty myös yksinkertaistettu kuvaus nuklidin liukoisuusrajoitteiselle vapautumiselle loppusijoituskapselista. Vapautumisesteet kuvataan mallissa hyvin sekoitettuina tilavuuksina ja massasiirron vapautumisesteestä ulos oletetaan riippuvan konsentraatiosta vain tarkasteltavassa vapautumisesteessä. Tällainen systeemi on matemaattisesti analoginen radioaktiivisen hajoamisketjun kanssa. Tätä analogiaa käytetään hyväksi laskettaessa radionuklidien kulkeutuminen loppusijoitussysteemin läpi. Hyvin sekoitetun tilavuuden malli mahdollistaa vapautumisesteen toiminnan kuvaamisen muutamalla tunnusluvulla. Nuklidin vapautumisnopeus loppusijoitusjärjestelmän vapautumisesteestä voidaan esittää ekvivalentin virtaaman avulla. Ekvivalentti virtaama on näennäinen tilavuusvirtaama, joka pitoisuuteen yhdistettynä antaa aineen massavirran. Vapautumisnopeuden aikakehitystä voidaan kuvata kahdella vapautumiseste- ja nuklidikohtaisella aikavakiolla: i) nuklidin pitoisuuden puoliintumisaika, joka voidaan laskea jakamalla vapautumisesteen nuklidikohtainen kapasiteetti (huokostilavuuden ja nuklidikohtaisen pidätyskertoimen tulo) nuklidin ekvivalentilla virtaamalla ulos vapautumisesteestä sekä ii) massan siirron viipymäaika vapautumisesteessä. Yksinkertaistetun mallin kykyä arvioida radionuklidien vapautumisnopeuksia testattiin mallintamalla nuklidien C-14, I-129 ja Pu-239 aktiivisuusvirrat yhdelle RNT-2008 kulkeutumisanalyysin laskentatapaukselle. Mallin tarkkuus heikkenee, jos nuklidin radioaktiivinen puoliintumisaika ei ole pitkä verrattuna aikaan, joka vaaditaan hyvin sekoitetun pitoisuuden saavuttamiseen vapautumisesteessä. Tällaiset nuklidit ja vapautumisesteparit on kuitenkin mahdollista tunnistaa vertaamalla nuklidin radioaktiivista puoliintumisaikaa ja massan siirron viivettä vapautumisesteessä. Malli tuotti vertailuna käytetyn numeerisen mallin kanssa yhtenevät tulokset nuklideille C-14 ja I-129, kuten edellä mainitun vertailun perusteella oli odotettavissa. Pu-239:n puoliintumisajan ja kulkeutumisnopeuden perusteella sen vapautumisnopeudet lasketussa tapauksessa sekä sijoitusreiän täyteaineesta että geosfääristä voivat määräytyä pitoisuuskentän transienttisesta käyttäytymisestä vapautumisesteessä. Mallin tuottamat tulokset vapautumisnopeudelle ovat kuitenkin tässäkin tapauksessa suunnilleen samaa suuruusluokkaa kuin numeerisen mallin tulokset. fi
dc.format.extent 63 + app. 141
dc.format.mimetype application/pdf
dc.language.iso en en
dc.publisher VTT Technical Research Centre of Finland en
dc.publisher VTT fi
dc.relation.ispartofseries VTT Science en
dc.relation.ispartofseries 42
dc.relation.haspart [Publication 1]: Poteri, A., Nordman, H., Pulkkanen, V.-M., Hautojärvi, A. and Kekäläinen, P. Representing solute transport through the multi-barrier disposal system by simplified concepts. Posiva report series, Posiva Oy, Olkiluoto, Finland, 2012. Report Posiva 2012-20. 90 p. + app. 4 p.
dc.relation.haspart [Publication 2]: Poteri, A. Retention properties of flow paths in fractured rock, Hydrogeology Journal. Vol. 17 (2009) No: 5, pp. 1081–1092. doi: 10.1007/s10040-008-0414-y.
dc.relation.haspart [Publication 3]: Hölttä, P., Poteri, A., Siitari-Kauppi, M. and Huittinen, N. Retardation of mobile radionuclides in granitic rock fractures by matrix diffusion, 2008. Physics and Chemistry of the Earth. Vol. 33 (2008) No: 14–16, pp. 983–990. doi: 10.1016/j.pce.2008.05.010.
dc.relation.haspart [Publication 4]: Hölttä, P., Poteri, A., Hakanen, M. and Hautojärvi, A. Fracture flow and radionuclide transport in block-scale laboratory experiments. Radiochimica Acta Vol. 92 (2004), pp. 775–779.
dc.relation.haspart [Publication 5]: Hölttä, P., Siitari-Kauppi, M., Huittinen, N. and Poteri, A. Determination of matrix diffusion properties of granite, Materials Research Society Symposium Proceedings. Vol. 985 (2007), pp. 557–562.
dc.subject.other Energy en
dc.title Simplifying solute transport modelling of the geological multi-barrier disposal system en
dc.title Moniesteperiaatteeseen perustuvan geologisen loppusijoitusjärjestelmän yksinkertaistettu kulkeutumismalli fi
dc.type G5 Artikkeliväitöskirja fi
dc.contributor.school Perustieteiden korkeakoulu fi
dc.contributor.school School of Science en
dc.contributor.department Teknillisen fysiikan laitos fi
dc.contributor.department Department of Applied Physics en
dc.subject.keyword nuclear waste en
dc.subject.keyword repository system en
dc.subject.keyword migration en
dc.subject.keyword modelling en
dc.identifier.urn URN:ISBN:978-951-38-8098-9
dc.type.dcmitype text en
dc.type.ontasot Doctoral dissertation (article-based) en
dc.type.ontasot Väitöskirja (artikkeli) fi
dc.contributor.supervisor Salomaa, Rainer, Prof., Department of Applied Physics, Aalto University, Finland
dc.opn Wörman, Anders, Prof., Kunglika Tekniska Högskolan, Institutionen för Byggvetenskap, Stockholm, Sverige
dc.rev Kataja, Markku, Prof., Department of Physics, University of Jyväskylä, Finland
dc.rev Röhlig, Klaus-Jürgen, Prof. Dr., Institut für Endlagerforschung, TU Clausthal, Germany
dc.date.defence 2013-11-29


Files in this item

This item appears in the following Collection(s)

Show simple item record

Search archive


Advanced Search

article-iconSubmit a publication

Browse

My Account