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金属铈水蒸气氧化微观过程及机理研究
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作者 陈锦 姚曜晖 +5 位作者 黄昆 杨建勋 刚发源 周晋 丁有钱 张生栋 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期783-792,共10页
为研究金属铈(Ce)水蒸气氧化微观过程及机理,本研究采用原位XRD技术研究了Ce水蒸气氧化的物相结构衍变过程,利用XRD、Raman和TEM技术分析了氧化产物的结构、种态和形貌,并采用第一性原理探讨了Ce水蒸气氧化机理。结果表明,CeH_(x)是Ce... 为研究金属铈(Ce)水蒸气氧化微观过程及机理,本研究采用原位XRD技术研究了Ce水蒸气氧化的物相结构衍变过程,利用XRD、Raman和TEM技术分析了氧化产物的结构、种态和形貌,并采用第一性原理探讨了Ce水蒸气氧化机理。结果表明,CeH_(x)是Ce水蒸气氧化中间过程产物,H_(2)O在其表面更易吸附解离;CeH_(x)的生成降低了水蒸气氧化活化能,对水蒸气氧化动力学起到了关键作用。Ce水蒸气氧化产物主要是CeO_(2),且在其晶体中观察到了刃型位错缺陷;该线性缺陷改变了OH-和O^(2-)阴离子在CeO_(2)内的扩散路径,能加快水蒸气氧化速率。本研究揭示了Ce水蒸气氧化机理,认为在氧化物和金属的界面会发生CeHx的连续氧化及生成;只有CeH_(x)脱氢过程需吸热,认为是Ce水蒸气氧化的速控步骤。 展开更多
关键词 CE 水蒸气氧化 原位XRD 第一性原理
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后处理Purex流程有机相料液HDBP总含量分析
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作者 郝轩 周今 +4 位作者 柳倩 朱礼洋 杨素亮 田国新 张生栋 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第2期301-309,共9页
磷酸二丁酯(HDBP)是核燃料后处理Purex流程所采用的萃取剂磷酸三丁酯(TBP)的降解产物,有机相料液中HDBP的含量对流程运行及技术指标均有显著影响。本文针对HDBP在有机相料液中可能以络合态甚至以金属离子桥连的聚合态存在的问题,按照先... 磷酸二丁酯(HDBP)是核燃料后处理Purex流程所采用的萃取剂磷酸三丁酯(TBP)的降解产物,有机相料液中HDBP的含量对流程运行及技术指标均有显著影响。本文针对HDBP在有机相料液中可能以络合态甚至以金属离子桥连的聚合态存在的问题,按照先进行化学处理,将其统一为HDBP分子形态再进行定量分析的思路,建立了一种快速、简便的Purex流程有机相料液中HDBP总含量的分析方法。模拟及久置有机相料液的金属离子洗脱及HDBP含量测定的实验结果表明,通过磷酸配位及Fe^(2+)还原的共同作用,H_(3)PO_(4)-FeSO_(4)溶液可将有机相料液中保留的钚和铀定量转移到水相,从而将其中的HDBP统一为HDBP分子并保留在有机相。所建立的Purex流程有机相料液中HDBP总含量分析流程中,化学处理过程HDBP的化学回收率为96.62%。理论上该流程适用于所有工艺段有机相料液。采用新鲜铀、钚含量高的料液以及久置的废有机相料液对该分析流程进行验证,验证结果表明,H_(3)PO_(4)-FeSO_(4)溶液对料液中铀钚的洗脱率均能达到99%以上,久置料液HDBP浓度分析的加标回收率在95%以上。 展开更多
关键词 PUREX流程 有机相料液 磷酸二丁酯 络合态 离子色谱
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低中水平放射性废液水泥固化材料研究进展
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作者 刘新凤 李春光 +3 位作者 刘龙成 姚志猛 刘振中 张生栋 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期176-184,共9页
核电的快速发展导致大量放射性废物产生,运行期间以低中水平放射性废液为主,对其进行经济高效固化是确保核电安全的关键。水泥固化成本低廉、工艺简单,已成为国内外公认应用最广泛的中低放废液固化方法。综述了水泥固化方法的理论基础,... 核电的快速发展导致大量放射性废物产生,运行期间以低中水平放射性废液为主,对其进行经济高效固化是确保核电安全的关键。水泥固化成本低廉、工艺简单,已成为国内外公认应用最广泛的中低放废液固化方法。综述了水泥固化方法的理论基础,探讨了核素稳定固化机制,对比了硅酸盐水泥、铝酸盐水泥、硫铝酸盐水泥和碱激发水泥4种水泥在处理放射性废液方面的优缺点,并分析了添加剂对水泥固化过程的影响。综合研究表明,开发新型水泥品种和添加剂是提升水泥固化方法经济性和高效性的主要途径,为核电低中放废液水泥固化技术的发展指明了方向。 展开更多
关键词 核电 低中放废液 水泥固化 水泥基材 添加剂
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不同电场模式强化碱法浸出砂岩型铀矿的规律及机制研究
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作者 李如宾 李春光 +5 位作者 刘振中 李咏梅 黄子贤 陈汝康 张生栋 刘龙成 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期988-999,共12页
我国铀矿资源以低品位砂岩铀矿为主,当碳酸盐含量较高时,常规的酸法地浸气堵或中性地浸效率不足等问题制约其高效开发。本研究提出了一种利用电场强化碱法浸出砂岩型铀矿的方法,首先通过摇瓶实验确定了优势浸出剂浓度配比,即35 g/L碳酸... 我国铀矿资源以低品位砂岩铀矿为主,当碳酸盐含量较高时,常规的酸法地浸气堵或中性地浸效率不足等问题制约其高效开发。本研究提出了一种利用电场强化碱法浸出砂岩型铀矿的方法,首先通过摇瓶实验确定了优势浸出剂浓度配比,即35 g/L碳酸钠+15 g/L碳酸氢钠+3 g/L高锰酸钾。在此配比下基于自主设计的电场强化浸出实验装置,进行了稳压电场、交变电场(方波)、间歇电场以及无电场4种电场模式强化碱法浸铀实验,系统研究了不同电场强化碱法浸铀时铀的行为与规律。结果表明:交变电场作用下,铀的浸出率约为51.28%,是对照组无电场的2.81倍。交变电场能有效降低硅酸盐矿物在铀矿表面的沉积,提升铀矿表面活性。ICP-OES、SEM-EDS、Zeta电位、BET分析结果表明,电动作用主要通过促进铀矿物及脉石矿物溶蚀与浸出元素的迁移强化碱法浸铀的效率。电场强化碱法浸出砂岩铀矿有效提升了铀的浸出率,可为现场应用提供一定的理论基础和技术支撑。 展开更多
关键词 电动强化 电场模式 砂岩型铀矿 碱法浸出
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二(叔丁基苯)二硫代次膦酸从硝酸-硝酸钠介质中萃取Th(Ⅳ)
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作者 邓琴 曹亚娟 +4 位作者 柳倩 杨雅婷 杨素亮 田国新 张生栋 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第2期118-125,I0001,共9页
研究了二(叔丁基苯)二硫代次膦酸(bis(p-tert-butylphenyl)dithiophosphinic acid,HL)从硝酸-硝酸钠介质中萃取Th(Ⅳ)的行为和机制。以其二甲苯溶液作为有机相,考察了萃取时间、萃取剂浓度、水相NaNO_(3)浓度、平衡水相pH值及温度等因... 研究了二(叔丁基苯)二硫代次膦酸(bis(p-tert-butylphenyl)dithiophosphinic acid,HL)从硝酸-硝酸钠介质中萃取Th(Ⅳ)的行为和机制。以其二甲苯溶液作为有机相,考察了萃取时间、萃取剂浓度、水相NaNO_(3)浓度、平衡水相pH值及温度等因素对萃取的影响。结果表明,该萃取剂萃取Th(Ⅳ)的分配比随萃取剂浓度、平衡水相pH值以及温度的增大而增大,随水相NaNO_(3)浓度的增大而减小。斜率法分析结果表明,该萃取剂萃取Th(Ⅳ)符合阳离子交换机制,萃合物组成为ThL_(4),萃取反应式为Th^(4+)+4HL_((o))■ThL4_((o))+4H^(+),25℃时的萃取平衡常数(K_(ex))为10^(-7.84),ΔH~Θ为25.8 kJ/mol,ΔS^(Θ)为-66.4 J/(mol·K)。实验平衡水相pH值范围内,Th(Ⅳ)、U(Ⅵ)和Ln(Ⅲ)(以Eu(Ⅲ)和Nd(Ⅲ)为代表)的相互分离因子(SF)随pH值增大而增大。当平衡水相pH值为3.11时,SF_(Th(Ⅳ)/Eu(Ⅲ))、SF_(Th(Ⅳ)/Nd(Ⅲ))和SF_(U(Ⅵ)/Th(Ⅳ))分别为4.2×10^(4)、1.1×10^(4)和1.0×10^(2)。 展开更多
关键词 二(叔丁基苯)二硫代次膦酸 Th(Ⅳ) 萃取 萃取平衡常数
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地下水体系核素化学形态模拟系统软件开发
6
作者 张积桥 兰友世 +5 位作者 黄昆 张飞天 那平 陈锦言 杨素亮 张生栋 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期177-184,I0006,共9页
为评估处置库的安全性,核素化学形态信息是准确预测核素的运移行为研究的前提。鉴于我国核能工业的迅速发展以及建立环境中核素的确认需求,在我国开展处置库周围核素的化学形态研究具有十分重要的意义。针对地下水中元素种态分布的研究... 为评估处置库的安全性,核素化学形态信息是准确预测核素的运移行为研究的前提。鉴于我国核能工业的迅速发展以及建立环境中核素的确认需求,在我国开展处置库周围核素的化学形态研究具有十分重要的意义。针对地下水中元素种态分布的研究需求,以JAVA为开发工具、MySQL作为数据库、Tomcat为容器,开发了一套B/S架构的元素种态分布模拟软件。针对模拟计算中遇到的化学反应平衡非线性方程组求解收敛困难的问题,引入了根据化学反应势能求解的方法和反应因子控制迭代步长,实现了对化学反应非线性方程快速地求解,并可拓展多相平衡计算。以塔木素地下水中镎为考察对象,利用所开发化学形态模拟软件(simulation software on chemical species,SSCS)计算环境中镎的形态和量,并对比PHREEQC的计算结果,相对偏差在10%以内,针对环境中痕量元素的分布,提供了理论计算的解决方案。 展开更多
关键词 化学形态 模拟软件 SSCS PHREEQC 种态分布 软件开发
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不同粒径白云母对镎的吸附性能
7
作者 张积桥 兰友世 +2 位作者 黄昆 杨素亮 张生栋 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期271-279,I0004,共10页
结合理论计算和静态吸附实验研究了白云母矿物对Np(Ⅴ)的吸附行为,为评估核废物处置场周围安全性提供参考依据。采用X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、材料比表面积(BET)、NaI(Tl)γ谱等手段研究不同粒径的白云母对239Np(Ⅴ)的吸附行为... 结合理论计算和静态吸附实验研究了白云母矿物对Np(Ⅴ)的吸附行为,为评估核废物处置场周围安全性提供参考依据。采用X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、材料比表面积(BET)、NaI(Tl)γ谱等手段研究不同粒径的白云母对239Np(Ⅴ)的吸附行为。探讨了时间、pH值、有无CO_(3)^(2-)等影响因素对不同粒径白云母吸附Np(Ⅴ)的影响。结合基于第一性原理的密度泛函,选取B3LYP为泛函、6-31G^(*)为基组,开展了量子化学计算获得位点的解离常数(pKa)值,以描述骨架结构的电子行为。实验结果表明:不同粒径的白云母对Np(Ⅴ)吸附有影响,环境中有无对吸附分配系数也有影响,但随着白云母粒径减小,活性位点暴露越多,吸附分配系数趋势有差异。结合SEM图和吸附分配系数曲线可知,随着样品研磨目数增大,端面暴露增多,甚至层状白云母被剥离,在碱性区域其吸附分配系数略有增大,但吸附分配系数均小于100。其中少量Np(Ⅴ)富集在细粒至极细粒的矿物中,与较细粒的沉积物有关。白云母对Np(Ⅴ)的吸附很弱,吸附不是主导作用,Np(Ⅴ)在白云母矿物中主要是随地下水迁移。 展开更多
关键词 白云母 Np(Ⅴ) 吸附 地下水 迁移
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从裂变产物中快速萃取分离^(94)Sr的研究
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作者 杨建勋 丁有钱 +7 位作者 王秀凤 马鹏 张曦 白龙 黄昆 张生栋 毛国淑 杨志红 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期1697-1703,共7页
为提高短寿命裂变产物核素^(94)Sr核参数的测量精度,需要快速从裂变靶中分离出较高活度的放化纯样品。本工作研究了SISAK系统快速分离Sr的工艺,建立了SISAK系统从裂变产物中快化分离^(94)Sr的流程。经热实验验证,靶量14μg的235U辐照20... 为提高短寿命裂变产物核素^(94)Sr核参数的测量精度,需要快速从裂变靶中分离出较高活度的放化纯样品。本工作研究了SISAK系统快速分离Sr的工艺,建立了SISAK系统从裂变产物中快化分离^(94)Sr的流程。经热实验验证,靶量14μg的235U辐照20 s,可在100 s内获得^(94)Sr样品,并可测得明显且无干扰特征峰,流程对Sr的化学回收率大于80%,对主要干扰核素的去污因子均大于10~2。本研究采用“堆辐照+跑兔送样+SISAK分离”联用的技术,获得了可用于测量的^(94)Sr样品,对半衰期为分钟量级的裂变产物的核参数测定与衰变特性研究具有重要参考价值。 展开更多
关键词 短寿命核素 快化分离 SISAK ^(94)Sr 核参数测量
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ICPMS法测量^(126)Sn半衰期 被引量:9
9
作者 张生栋 刘峻岭 +4 位作者 郭景儒 李金英 崔安智 李大明 毛国淑 《核化学与放射化学》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第3期129-135,共7页
应用电感耦合等离子体质谱法 (ICP MS)测量了长寿命裂片产物核素12 6Sn的半衰期。用乙醚从高放废液 0 1mol/LHCl 1.0mol/LNH4 SCN介质中无载体分离12 6Sn后 ,对样品进行处理 ,准确分样 ,一份样品直接用ICP MS仪测定12 6Sn的浓度 ,推算... 应用电感耦合等离子体质谱法 (ICP MS)测量了长寿命裂片产物核素12 6Sn的半衰期。用乙醚从高放废液 0 1mol/LHCl 1.0mol/LNH4 SCN介质中无载体分离12 6Sn后 ,对样品进行处理 ,准确分样 ,一份样品直接用ICP MS仪测定12 6Sn的浓度 ,推算出分样前溶液中12 6Sn的原子数 ;另一份样品加一定量的Sn载体进一步纯化制源 ,用HPGeγ谱仪测量12 6Sn活度 ,推算出分样前溶液中12 6Sn活度。按照原子数和放射性活度公式计算出12 6Sn的半衰期值为 (2 48± 0 2 6 )× 10 5a。 展开更多
关键词 ICP-MS法 半衰期 无载体分离 锡126 活度 测定
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高放废液中^(126)Sn的放化分析 被引量:3
10
作者 张生栋 郭景儒 +2 位作者 崔安智 刘大鸣 李大明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第6期549-552,共4页
以甲基异丁基酮(MIBK)萃取为主要步骤,放化分离高放废液中的^(126)Sn。全流程化学回收率约为60%。以SnO_2形式制成测量源,用HPGe γ谱仪测取γ谱图,由^(126)Sn的子体特征γ能峰面积,经化学回收率、探测效率校正后,计算得到高放废液中^(1... 以甲基异丁基酮(MIBK)萃取为主要步骤,放化分离高放废液中的^(126)Sn。全流程化学回收率约为60%。以SnO_2形式制成测量源,用HPGe γ谱仪测取γ谱图,由^(126)Sn的子体特征γ能峰面积,经化学回收率、探测效率校正后,计算得到高放废液中^(126)Sn的含量为371±29 Bq/ml。^(126)Sn的放射性活度约为高放废液总活度的4×10^(-7)。 展开更多
关键词 高放废液 萃取 锡126 放射化学分析
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乏燃料后处理湿法工艺技术基础研究发展现状 被引量:12
11
作者 张生栋 严叔衡 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2015年第5期266-275,共10页
为了保持核能可持续发展,必须相应发展乏燃料后处理技术,以实施快堆闭合核燃料循环。湿法后处理工艺仍以PUREX流程为基础,从乏燃料元件首端处理工艺、萃取工艺的简化和无盐调价等方面开展相应的研究。同时随着动力堆乏燃料元件燃耗的增... 为了保持核能可持续发展,必须相应发展乏燃料后处理技术,以实施快堆闭合核燃料循环。湿法后处理工艺仍以PUREX流程为基础,从乏燃料元件首端处理工艺、萃取工艺的简化和无盐调价等方面开展相应的研究。同时随着动力堆乏燃料元件燃耗的增加,Np、Pu以及高产额裂变产物元素Ru、Tc、Zr等在水法后处理工艺中的行为及形态等影响日趋凸显。本文针对上述问题进行了论述,并提出了相应的研究重点。 展开更多
关键词 首端处理工艺 无盐调价 NP PU 高产额裂变产物
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中子活化分析法测定热中子诱发^(235)U裂变中^(135)Cs的产额 被引量:3
12
作者 张生栋 郭景儒 +5 位作者 崔安智 李大明 张淑兰 孙宏清 杨毅 李辉 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 1998年第3期129-137,共9页
应用裂变反冲法和中子活化分析法测定了热中子诱发235U裂变中135Cs的裂变产额。主要研究内容包括:235U靶的制备;反冲捕集装置的设计加工;用Au作为中子监测器监测135Cs活化时的中子注量率;137Cs和136C... 应用裂变反冲法和中子活化分析法测定了热中子诱发235U裂变中135Cs的裂变产额。主要研究内容包括:235U靶的制备;反冲捕集装置的设计加工;用Au作为中子监测器监测135Cs活化时的中子注量率;137Cs和136Cs的放化分离和测量。以137Cs的裂变产额为标准得到135Cs的裂变产额值为(6.34±0.46)%。 展开更多
关键词 中子活化分析 裂变产额 铀235 铯135
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我国核化学基础研究现状和展望 被引量:3
13
作者 张生栋 丁有钱 杨志红 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2009年第B07期16-24,共9页
本文论述了我国核化学基础研究的现状,重点介绍了裂变产物化学形态研究、裂变化学研究、裂变产物放化分离方法研究、长寿命核素核数据测量研究等领域的进展和展望。并结合我国核能发展的需要,展望了核化学研究的前景。
关键词 核化学 裂变产物化学形态 裂变化学 裂变产物放化分离 核数据测量
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放化法测定^(126)Sn的半衰期 被引量:1
14
作者 张生栋 郭景儒 +2 位作者 崔安智 李大明 刘大鸣 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第2期154-158,共5页
(126)Sn的半衰期值迄今没有准确测量过,文献值为约105a。用放化法从反应堆辐照过的(235)U靶中分离出(126)Sn,用HPGe-S90多道分析器测量它的活度;以裂变监测核(90)Sr、(137)Cs计算U靶... (126)Sn的半衰期值迄今没有准确测量过,文献值为约105a。用放化法从反应堆辐照过的(235)U靶中分离出(126)Sn,用HPGe-S90多道分析器测量它的活度;以裂变监测核(90)Sr、(137)Cs计算U靶中发生的裂变数。按照靶的裂变数和(126)Sn的裂变产额值计算(126)Sn的原子数。得到(126)Sn的半衰期值为(2.5±0.2)×105a。 展开更多
关键词 ^(126)Sn 半衰期 放化法 监测核
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长寿命裂变产物核素核数据测量进展 被引量:8
15
作者 张生栋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期199-205,共7页
文章对与高放废物深地层处置以及分离嬗变相关的半衰期大于10 a、裂变产额高于0.01%的13种长寿命裂变产物核素的半衰期、裂变产额和热中子反应截面的测量研究、数据现状及其进展进行概要评述。就长寿命核素的分离纯化、原子数测定及放... 文章对与高放废物深地层处置以及分离嬗变相关的半衰期大于10 a、裂变产额高于0.01%的13种长寿命裂变产物核素的半衰期、裂变产额和热中子反应截面的测量研究、数据现状及其进展进行概要评述。就长寿命核素的分离纯化、原子数测定及放射性活度测量方法和技术进行了分析和论述。 展开更多
关键词 长寿命裂变产物核素 核数据 测量进展
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沉淀法分离Cs和Rb的研究 被引量:27
16
作者 杨志红 杨磊 +3 位作者 丁有钱 张生栋 崔安智 郭景儒 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2004年第2期95-98,113,共5页
以137Cs和86Rb为示踪剂对硅钨酸铯和碘铋酸铯两种沉淀法分离Cs和Rb进行了研究。结果表明,碘铋酸铯沉淀法比硅钨酸铯沉淀法分离效果好;采用亚化学计量的碘铋酸钾分离时,Cs沉淀率可达70%~80%,Cs、Rb的分离因数大于100。
关键词 碘铋酸铯 硅钨酸铯 沉淀法 分离因数 分离流程 裂变产物分析
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CIAE高放废液固化技术研发进展 被引量:30
17
作者 李玉松 张生栋 +5 位作者 鲜亮 刘丽君 谭盛恒 张华 周慧 郄东生 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S01期126-136,共11页
随着国内后处理相关项目的推进,对高放废液固化的需求也更加紧迫。本文梳理了中国原子能科学研究院(CIAE)过去40多年来在高放废液玻璃固化工艺设备及固化材质两方面的研究进展,并基于国内现有的研究基础,分析提出了今后的研发重点,为开... 随着国内后处理相关项目的推进,对高放废液固化的需求也更加紧迫。本文梳理了中国原子能科学研究院(CIAE)过去40多年来在高放废液玻璃固化工艺设备及固化材质两方面的研究进展,并基于国内现有的研究基础,分析提出了今后的研发重点,为开展冷坩埚玻璃固化项目的自主研发和高放废液电熔炉玻璃固化技术的国产化提出建议。 展开更多
关键词 高放废液 玻璃固化 冷坩埚 电熔炉
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HDEHP萃取法从裂变产物中分离^(142)La 被引量:11
18
作者 丁有钱 崔安智 +6 位作者 杨志红 张生栋 于伟祥 李大明 仲启平 毛国淑 郭景儒 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2003年第4期219-222,共4页
用二 (2 乙基己基 )磷酸 (HDEHP)作萃取剂 ,二甲苯作稀释剂 ,在盐酸介质中 ,研究了从裂变产物中分离14 2 La的最佳条件 ,提出了“两步延迟分离法”的分离流程。流程所需时间约 1h ,14 2 La的化学回收率约80 % ,对主要γ核素的去污因... 用二 (2 乙基己基 )磷酸 (HDEHP)作萃取剂 ,二甲苯作稀释剂 ,在盐酸介质中 ,研究了从裂变产物中分离14 2 La的最佳条件 ,提出了“两步延迟分离法”的分离流程。流程所需时间约 1h ,14 2 La的化学回收率约80 % ,对主要γ核素的去污因子大于 1× 10 3 。 展开更多
关键词 镧142 裂变产物 两步延迟分离法 二-(2-乙基己基)磷酸 二甲苯 萃取 HDEHP 放射性同位素
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固相萃取片法分析环境水中的^(90)Sr 被引量:10
19
作者 杨素亮 丁有钱 +3 位作者 张生栋 梁小虎 杨志红 孙宏清 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2014年第5期305-309,共5页
对美国3M公司的锶特效固相萃取片(EmporeTMStrontium Rad Disk)分离水溶液中锶离子的性能进行了系统研究,包括酸度、流速、样品体积对吸附百分比的影响,吸附容量的测定,137 Cs和99 Tc在萃取片上的吸附情况等,并对萃取片上90Sr的解吸及片... 对美国3M公司的锶特效固相萃取片(EmporeTMStrontium Rad Disk)分离水溶液中锶离子的性能进行了系统研究,包括酸度、流速、样品体积对吸附百分比的影响,吸附容量的测定,137 Cs和99 Tc在萃取片上的吸附情况等,并对萃取片上90Sr的解吸及片上90Sr的放射性测量进行了研究。在此基础上,给出了萃取片法分析环境水中90Sr的推荐程序。样品体积为1L,液闪测量时间为1h时,分析程序的最小可探测活度浓度为0.033Bq/L。最后应用一些实际环境水样对该程序进行了检验。 展开更多
关键词 固相萃取片 EmporeTM STRONTIUM RAD DISK 90Sr
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CIAE核设施退役技术研究现状及展望 被引量:9
20
作者 吴杰 张生栋 +6 位作者 刘刈 鄢枭 张立军 张振涛 陈艳 李睿之 聂鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S01期143-150,共8页
自20世纪90年代设立核设施去污专项以来,中国原子能科学研究院(CIAE)全面介入了核设施退役治理领域的研发,开发出了许多技术。本文论述了CIAE核设施退役领域的技术发展情况,重点介绍了源项调查、去污、切割拆除、放射性废物检测等领域... 自20世纪90年代设立核设施去污专项以来,中国原子能科学研究院(CIAE)全面介入了核设施退役治理领域的研发,开发出了许多技术。本文论述了CIAE核设施退役领域的技术发展情况,重点介绍了源项调查、去污、切割拆除、放射性废物检测等领域的技术进展,并对CIAE核设施退役技术现状进行了分析,最后对其今后退役治理领域技术发展方向提出了建议。 展开更多
关键词 退役 核设施 源项调查 去污 拆除
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