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Behavior Simulation of High Level Radioactive waste Repository in Beishan Granite Site
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作者 Weiming Chen,Ju Wang,Rui Su Beijing Research Institute of Uranium Geology,Beijing 100029,China. 《地学前缘》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S1期187-187,共1页
This paper presents the behavior simulation of high level radioactive waste repository in Beishan granite site which is the most potential one in China.Based on the results from site characterization in Beishan granit... This paper presents the behavior simulation of high level radioactive waste repository in Beishan granite site which is the most potential one in China.Based on the results from site characterization in Beishan granite site,the conceptual model of repository in this site is proposed and its calculation model is developed with software GoldSim.After verification,this calculation model is applied to simulate the 展开更多
关键词 BEHAVIOR simulation high LEVEL radioactive WASTE REPOSITORY Beishan
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Study on the Zirconolite Solidification of Simulated Np/Pu Radioactive Incineration Ash
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作者 WEN Mingfen WANG Jianchen 《矿物学报》 CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期108-108,共1页
High level waste is nuclear energy generated during the application process ,which is the greatest and the most difficult to management the waste. Proper treatment and disposal of it has already become a worldwide pro... High level waste is nuclear energy generated during the application process ,which is the greatest and the most difficult to management the waste. Proper treatment and disposal of it has already become a worldwide problem, and has become one of the key factors of restricting nuclear energy for sustainable development. Zirconolite (CaZrTi2O7) is one of the most stable mineral on the Earth and actinide major parasitic phase, therefore, it is widely used to solidify actinides separated from high level radioactive waste. In this paper, the zirconolite solid solution was synthesized by high temperature solid-stated method using a particular composition of simulated Np/Pu radioactive incineration ash (SRIA). The phase composition has been investigated by X-ray diffraction (XRD), the calcined temperature gained according to thermogravimetry scanning calorimeter (TG-DSC) analysis. Anti-leaching performance has also been researched with MCC-1 method. Results show that CaZrTi2O7 can load 40% SRIA, the accumulated leaching fraction of Ca is only about 10-4 cm in 28 days at 90 ℃, the concentrations of Zr , Ti and other noble metal ions were all less than detectability of ICP-MS, the leaching rate , normalization leaching rate, and accumulated leaching fraction of all Zr , Ti and other noble ions were 10-8 cm/d, 10-8 g/cm2·d and 10-7 cm, the results indicate that the zirconolite solidification has excellent chemical durability. 展开更多
关键词 ZIRCONOLITE SOLIDIFICATION SIMULATED Np/Pu radioactive incineration ash leaching performance
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Use of Low Radioactive Rare-earth Waste for Sewage Treatment
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作者 ZHANGYing WANGXu-mei FENGDan 《Journal of Northeast Agricultural University(English Edition)》 CAS 2003年第1期25-28,共4页
Low radioactive rare earth waste (containing 232 Th,specific activity 5 000 8 000 Bq·kg -1 ) were diluted 20 times by cement,sand and carbide ash and were made into special cement.The radioactivity of... Low radioactive rare earth waste (containing 232 Th,specific activity 5 000 8 000 Bq·kg -1 ) were diluted 20 times by cement,sand and carbide ash and were made into special cement.The radioactivity of this special cement complied with the healthy protect standard for radioactive materials (GB6566 86).Test results showed that this special cement could lower COD,the degradation rate increased as the time went on.In acidic medium,this special cement could remove E Coli effectively.Applying aeration and adding lumps of cement,the degradation of COD versus time complied with Logistic model through fitting by computer.The two “S” curves indicated that aeration and adding lumps of cement had synergistic action on sewage treatment. 展开更多
关键词 the product of low radioactive rare earth waste the degradation rate of COD number of coliform group bacteria
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放射性物品运输包装容器安全试验简述 被引量:1
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作者 李国强 孙谦 +5 位作者 庄大杰 王长武 张建岗 孙洪超 张煜航 王智鹏 《包装工程》 北大核心 2025年第7期234-239,共6页
介绍了放射性物品运输安全特点,总结了国内外对放射性物品包装容器的监管要求,详细论述了各项安全验证试验要求。分析了放射性物品运输包装容器在常规运输条件、正常运输条件和运输事故条件下验证试验的各项技术要求,以及试验设置的主... 介绍了放射性物品运输安全特点,总结了国内外对放射性物品包装容器的监管要求,详细论述了各项安全验证试验要求。分析了放射性物品运输包装容器在常规运输条件、正常运输条件和运输事故条件下验证试验的各项技术要求,以及试验设置的主要原因,阐述了开展相关试验的具体实践方法和试验装置。放射性物品运输包装容器须试验和评价其适应环境影响,抵御碰撞、火灾、落水等意外事件损伤的能力,并须进行泄漏检测、屏蔽性能检测以评估其屏蔽和密封包容安全性能。目前中国辐射防护研究院已建成符合IAEA SSR-6和我国GB 11806—2019等标准要求的九大类放射性物品包装容器试验装置,能够开展最大150 t级包装容器的设计研究试验、性能验证试验和许可证明试验。 展开更多
关键词 放射性物品 运输 包装容器 监管 试验
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浅析核电厂流出物排放的浓度控制管理要求
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作者 黄彦君 上官志洪 +1 位作者 赵锋 张晓峰 《辐射防护》 北大核心 2025年第1期12-20,共9页
浓度控制是核电厂流出物排放管理的主要手段之一。本文分析了核电厂流出物排放浓度控制的内容及要求,研究对比了国内外核电厂流出物浓度控制的法规要求及实践,提出进一步完善浓度控制管理手段的建议。
关键词 核电厂 流出物 浓度控制
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四川省城市放射性废物库辐射环境监测与评价
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作者 谷洪 朱杰 +5 位作者 王亮 李春阳 刘佩 陈小红 李元东 唐辉 《中国环境监测》 北大核心 2025年第2期154-160,共7页
为研究四川省城市放射性废物库的运行对周围环境的辐射影响。2018—2022年连续监测废物库周围的γ辐射剂量率,水中总α、总β活度浓度,气溶胶中总α、总β活度浓度,土壤中γ核素活度浓度,生物样中的γ核素活度浓度,并对监测结果进行分... 为研究四川省城市放射性废物库的运行对周围环境的辐射影响。2018—2022年连续监测废物库周围的γ辐射剂量率,水中总α、总β活度浓度,气溶胶中总α、总β活度浓度,土壤中γ核素活度浓度,生物样中的γ核素活度浓度,并对监测结果进行分析。监测结果表明:废物库γ辐射剂量率为70.1~182.7 nSv/h,水中总α、总β活度浓度分别为≤LLD总α~5.01×10^(-2)、1.76×10^(-1)~5.07×10^(-1)Bq/L,库区周围土壤中^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra、^(40)K、^(137)Cs的活度浓度分别为≤LLDU-^(238)~34.8、22.7~36.9、12.3~27.5、369~563、≤LLDCs-^(137)~1.62 Bq/kg,60 Co均低于探测限,库内气溶胶中总α、总β活度浓度分别为2.89×10^(-2)~2.11×10^(-1)、0.918~1.84 Bq/L,库区生物样品中γ核素活度浓度(^(137)Cs、60 Co)的分析结果均低于探测限。四川省城市放射性废物库的运行可以确保周围环境的辐射安全。 展开更多
关键词 城市放射性废物库 辐射环境 监测
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加速器质谱测量海水中^(239)Pu
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作者 邬蒙蒙 尹云云 +3 位作者 郭庐阵 吕天林 汪传高 庞洪超 《辐射防护》 北大核心 2025年第2期133-140,共8页
采用中国原子能科学研究院自主研制的加速器质谱(AMS)系统对海水中^(239)Pu进行测量,用阴离子树脂对样品中^(239)Pu进行了分离纯化、氢氧化铁共沉淀法制备测量使用靶样品。制备一组自来水样品作为空白样品得到测量方法的检出限为0.9 fg(... 采用中国原子能科学研究院自主研制的加速器质谱(AMS)系统对海水中^(239)Pu进行测量,用阴离子树脂对样品中^(239)Pu进行了分离纯化、氢氧化铁共沉淀法制备测量使用靶样品。制备一组自来水样品作为空白样品得到测量方法的检出限为0.9 fg(2.0μBq),对实际海水样品中^(239)Pu进行了测量和分析,并对测量方法的不确定度进行了分析。 展开更多
关键词 加速器质谱 海水 放射性测量 ^(239)Pu
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气载流出物取样系统放射性单质碘损失率实验研究
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作者 张雪平 杨康 +8 位作者 陈泽翔 蔺健 林爽 陈建利 梁飞 任宏正 李世军 李永国 张伟 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第3期429-434,共6页
放射性单质碘作为核电站烟囱气载流出物中放射性核素之一,由于其排放浓度较低,可能存在排放量比真实排放值偏低,因此在进行核电站烟囱气载流出物放射性碘排放时应充分考虑采样过程中的损失,对采集效率进行校正,应考察放射性碘在核电站... 放射性单质碘作为核电站烟囱气载流出物中放射性核素之一,由于其排放浓度较低,可能存在排放量比真实排放值偏低,因此在进行核电站烟囱气载流出物放射性碘排放时应充分考虑采样过程中的损失,对采集效率进行校正,应考察放射性碘在核电站烟囱取样系统中的碘沉积损失率。对放射性碘损失率研究国外一般采用放射性示踪剂进行测量,国内还未见到相关报道。通过研究单质碘在不同取样系统中的损失率、不同浓度单质碘在取样系统中的损失率、预暴露前后单质碘在取样系统中的损失率以及模拟单质碘在现场取样系统中的损失率,结果表明:相同浓度单质碘在不锈钢取样系统中的平均碘损失率为2.14%;单质碘源活度浓度不同,损失率也不同,不锈钢取样系统单质碘最大损失率为4.17%;特氟龙与不锈钢取样系统相比单质碘损失率更低;不锈钢管取样系统预暴露后,单质碘损失率会有所下降;估算现场取样系统两种连接方法单质碘损失率有所不同,分别为2.48%和1.73%。 展开更多
关键词 放射性单质碘 损失率 取样系统 气载流出物
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无放射源密度孔隙度测井的教学实验设计
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作者 王新光 张锋 +1 位作者 陈雪莲 邓少贵 《实验室研究与探索》 北大核心 2025年第3期17-20,共4页
为了加深学生对密度孔隙度测井原理和方法的理解,在无源放射性密度测量的教学实验基础上进行了改进,采用工业KCl粉末代替放射源,利用玻璃球和氧化铝陶瓷球构建2种骨架密度和多种孔隙度的模拟地层。通过NaI伽马探测器记录透射伽马能谱,... 为了加深学生对密度孔隙度测井原理和方法的理解,在无源放射性密度测量的教学实验基础上进行了改进,采用工业KCl粉末代替放射源,利用玻璃球和氧化铝陶瓷球构建2种骨架密度和多种孔隙度的模拟地层。通过NaI伽马探测器记录透射伽马能谱,实现了无放射源条件下的密度孔隙度测量、刻度及岩性校正实验。这种实验设计消除了放射性实验的安全隐患和心理负担,提高了教学的安全性和可操作性。实际教学应用表明,该实验显著提升了学生对测井原理、刻度与校正方法的掌握,培养了学生的实验能力、科学观察力和创新思维。实验方案践行了“一流课程”高阶性、创新性和挑战度的要求,在安全性与教学效果方面实现了双重提升,为密度孔隙度测井课程的教学改革提供了重要参考。 展开更多
关键词 密度孔隙度测井 岩性校正 无放射源测量
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双通道高灵敏放射性气溶胶在线监测仪的研制
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作者 商洁 冒学勇 +3 位作者 杨屹 张艳婷 张富国 杨柳 《辐射防护》 北大核心 2025年第4期337-342,共6页
针对核设施放射性气溶胶监测既可快速预警又可达到接近实验室离线分析的灵敏度的需求,研制了一款高灵敏放射性气溶胶在线监测仪。通过采取即时与延时双通道结构设计,增加采样轨道长度,优化即时道响应时间,综合应用衰变法、能量甄别和α... 针对核设施放射性气溶胶监测既可快速预警又可达到接近实验室离线分析的灵敏度的需求,研制了一款高灵敏放射性气溶胶在线监测仪。通过采取即时与延时双通道结构设计,增加采样轨道长度,优化即时道响应时间,综合应用衰变法、能量甄别和α/β比值的氡扣除技术,降低探测限值。一台设备可同时满足快速响应(即时道响应时间1 min)与高灵敏度(延迟道探测限值α为10-4Bq/m^(3),β为10^(-2)Bq/m^(3))特性,巧妙地解决了常规气溶胶监测中两个参数相悖的问题。相比传统气溶胶在线监测仪,α与β探测限值均提高了2个量级,且降低了当前离线取样的实验室分析工作量和受照风险。 展开更多
关键词 高灵敏 在线监测 放射性气溶胶 响应时间 氡补偿
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机械参数对污染土分选过程粉尘浓度的影响研究
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作者 范成洲 刘振兴 +2 位作者 李艳霞 闭永懂 李世国 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第5期738-745,共8页
基于放射性实时测量判据的机械分选是海量放射性污染土减容的一种高效方法,但分选过程中的放射性粉尘控制需要重点关注。探究关键起尘环节,掌握其起尘规律是开展粉尘控制的前提。本文设计搭建了可模拟污染土机械分选中散料关键运动过程... 基于放射性实时测量判据的机械分选是海量放射性污染土减容的一种高效方法,但分选过程中的放射性粉尘控制需要重点关注。探究关键起尘环节,掌握其起尘规律是开展粉尘控制的前提。本文设计搭建了可模拟污染土机械分选中散料关键运动过程的实验台,以某放射性污染场地中的典型级配砂土为例开展了模拟分选实验,旨在确定机械结构参数和机械运动参数变化对粉尘浓度的影响规律,并初步建立了定量化关系。研究结果表明:系统开机后经过约60 s~80 s,整体粉尘浓度达到最大值;停机后约130 s,系统整体粉尘浓度下降到与环境持平;砂土运动各阶段按对整体起尘特性影响权重从大到小为:脱离分料漏斗冲击进入料箱过程、从振动筛下料自由落体至传送带上的过程、从传送带末端平抛至分料漏斗内的过程、在传送带上水平输运过程;粉尘浓度随下料高度、平抛速度、平抛高度的增大而线性增大,随进料速度的增大而增长趋于平缓,随分料漏斗摆动速度的增大而线性减小。该研究结果可为抑尘系统结构及参数设计提供数据支撑。 展开更多
关键词 放射性污染土 分选 机械参数 粉尘浓度 起尘规律
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高放废物处置化学及核素迁移行为研究现状与挑战
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作者 周舵 王波 +3 位作者 商澄铭 陈平 周明芳 张生栋 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第4期419-433,共15页
安全处置高放废物是核能技术全生命周期管理的关键环节,直接影响核能作为清洁能源的社会接受度和长期发展。高放废物处置的核心挑战包括核素迁移的复杂性与不确定性、多重屏障系统的长期稳定性、万年尺度安全评价的局限性、社会与技术... 安全处置高放废物是核能技术全生命周期管理的关键环节,直接影响核能作为清洁能源的社会接受度和长期发展。高放废物处置的核心挑战包括核素迁移的复杂性与不确定性、多重屏障系统的长期稳定性、万年尺度安全评价的局限性、社会与技术协同难题。核素在多重屏障系统中的迁移过程涉及多种机制,包括衰变、吸附、对流、基质扩散和裂隙弥散等。天然屏障通过低渗透性和高吸附性限制核素迁移。工程屏障通过物理阻隔和化学吸附双重作用增强安全性。当前研究在核素迁移机制、屏障材料开发及安全评价方法上已取得显著进展,本文重点综述核素迁移的化学与物理机制、实验方法与技术、数学模型与数值模拟、研究难点与技术挑战,并对未来的研究方向进行展望。 展开更多
关键词 高放废物 地质处置 核素迁移 浸出源项 氧化还原
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^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra、^(137)Cs在北山合头草中的转移系数研究
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作者 凌辉 夏子通 +2 位作者 赵伟 马明清 吴鹏 《辐射防护》 北大核心 2025年第4期410-418,共9页
放射性核素从土壤到植物的转移系数是高放废物地质处置生物圈评价模型的关键参数之一,其取值和不确定性对评价结果影响较大。为获取北山地下实验室场址的转移参数及不确定性水平,选取了场址范围内优势植物——合头草,开展了放射性核素... 放射性核素从土壤到植物的转移系数是高放废物地质处置生物圈评价模型的关键参数之一,其取值和不确定性对评价结果影响较大。为获取北山地下实验室场址的转移参数及不确定性水平,选取了场址范围内优势植物——合头草,开展了放射性核素从土壤到植物的转移系数研究。通过对北山场址范围内代表性区域土壤和合头草样品的采集和分析,获得了土壤和合头草样品中天然放射性核素^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra和人工放射性核素^(137)Cs从土壤到合头草根部、茎部、叶部的转移系数及其不确定性水平。结果表明,天然放射性核素^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra在合头草茎部的转移系数高于根部和叶部,人工放射性核素^(137)Cs在合头草根部的转移系数大于茎部和叶部;天然放射性核素^(238)U、^(232)Th、^(226)Ra转移系数的波动范围在1个数量级之内,人工放射性核素^(137)Cs的波动范围达到2个数量级;合头草各部位的核素转移系数波动范围呈现出叶部显著高于茎部和根部的特点。 展开更多
关键词 高放废物地质处置 北山 安全评价 生物圈评价 转移系数
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放射性碘防护面罩过滤盒结构与性能研究
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作者 陈建利 王稹 +7 位作者 俞杰 李健 刘经国 韩明 梁书玮 张崇文 张昭辰 任宏正 《核科学与工程》 北大核心 2025年第2期362-367,共6页
本文通过CFD数值模拟与实验结合的方法,建立了气流在过滤盒内部流动的数学模型,分析了不同结构设计的优势与缺陷,探讨了活性炭粒径对阻力与碘净化效率的影响。研究表明,扇形结构过滤盒具有较高的活性炭利用率与最低的阻力,建立的数学模... 本文通过CFD数值模拟与实验结合的方法,建立了气流在过滤盒内部流动的数学模型,分析了不同结构设计的优势与缺陷,探讨了活性炭粒径对阻力与碘净化效率的影响。研究表明,扇形结构过滤盒具有较高的活性炭利用率与最低的阻力,建立的数学模型可用于过滤盒的设计与预测。为满足除碘效率99%的技术要求,在湿度(90±2)%、温度50℃、平均气流量64 L/min(气流比速7.5 cm/s)实验条件下,针对1.5cm厚度炭层,选择平均粒径为0.9mm活性炭相对合理。研究结果可为未来新型过滤盒的设计与研发提供技术支持。 展开更多
关键词 防护面罩 过滤盒 CFD数值模拟 放射性甲基碘 净化效率
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核电厂放射性废油中^(55)Fe的测量方法
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作者 马莉娜 范富有 +2 位作者 邱向平 王路生 戴雄新 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期66-73,共8页
为对核电厂放射性废油进行安全评价,需要测量其中的关键放射性核素^(55)Fe的活度。本工作建立了一种用液体闪烁计数器测量核电厂废油样品中^(55)Fe的方法。具体方法为:先用9 mol/L HCl反萃取废油样品中的^(55)Fe,再通过AGMP-1阴离子交... 为对核电厂放射性废油进行安全评价,需要测量其中的关键放射性核素^(55)Fe的活度。本工作建立了一种用液体闪烁计数器测量核电厂废油样品中^(55)Fe的方法。具体方法为:先用9 mol/L HCl反萃取废油样品中的^(55)Fe,再通过AGMP-1阴离子交换树脂柱分离纯化反萃取液,用X射线荧光光谱分析仪测量放化流程的回收率,用液体闪烁计数器测量活度。测量结果表明:铁的平均回收率为71%±3%,潜在干扰核素^(63)Ni、^(54)Mn、^(51)Cr的去污因子均大于10~5,^(60)Co的去污因子为5651。液体闪烁计数器测量1 h,^(55)Fe的最低检测限为0.02 Bq/g,用加标样品对方法进行检验,预期值与测量值的相对偏差在-2.9%^(6).0%范围内。此外,筛选了适合^(55)Fe测量的最优闪烁液,并建立了^(55)Fe和^(59)Fe双核素液闪图谱解析方法。该方法能快速、准确测量核电厂放射性废油中的^(55)Fe。 展开更多
关键词 核电厂 放射性废油 ^(55)Fe ^(59)Fe 液体闪烁计数器
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高放废物处置北山预选区地下水化学形成机制模拟研究
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作者 李杰彪 周志超 +2 位作者 郭永海 吉子健 梁修雨 《地质科技通报》 北大核心 2025年第4期340-353,共14页
研究地下水化学特性对于高放废物处置库选址和长期性能安全评价是十分必要的。采用水文地球化学综合分析和模拟方法,探讨了我国高放废物处置库预选区甘肃北山地区基岩裂隙水的基本化学特征、水平分带性以及不同水文地质区水化学形成机... 研究地下水化学特性对于高放废物处置库选址和长期性能安全评价是十分必要的。采用水文地球化学综合分析和模拟方法,探讨了我国高放废物处置库预选区甘肃北山地区基岩裂隙水的基本化学特征、水平分带性以及不同水文地质区水化学形成机制。结果表明:区内地下水化学类型主要为Cl·SO_(4)-Na型和SO_(4)·Cl-Na型,pH值多在7.5~8.3之间。基岩裂隙水对岩盐、石膏、萤石、绿泥石以及长石类等矿物多处于未饱和状态,而对黏土类矿物则多处于过饱和状态。从补给区到排泄区,基岩裂隙水化学分布表现出较为明显的水平分带性。马鬃山一带是区域地下水主要补给区,地下水矿化度低,水化学组分形成主要受溶滤作用控制;沉积盆地是地下水主要排泄区,地下水矿化度高,水化学组分形成主要受蒸发作用控制;在径流区,地下水化学形成主要受岩盐、石膏等矿物的溶解控制,而碳酸盐类和硅酸盐类矿物的溶解或沉淀作用微弱。该区基岩裂隙水化学形成主要受蒸发浓缩作用及水−岩相互作用的影响和控制,该结果为高放废物处置库选址提供了地下水化学基础信息和数据。 展开更多
关键词 水文地球化学模拟 形成机制 地下水化学特征 高放废物处置 北山地区
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氧化镨对高钠硼硅酸盐废物玻璃结构的作用及化学性能的影响
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作者 张华 王长福 +3 位作者 贺诚 孙惠琳 毛潇梵 王志恒 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第8期1621-1629,共9页
随着反应堆乏燃料燃耗的升高,高放废液中镧系和锕系元素含量增多。本文针对高燃耗乏燃料高放废液中含量较高的氧化镨对高钠硼硅酸盐玻璃结构和性能的影响进行研究。结果显示,在废物包容量10wt.%条件下,氧化镨添加量10wt.%的玻璃样品仍... 随着反应堆乏燃料燃耗的升高,高放废液中镧系和锕系元素含量增多。本文针对高燃耗乏燃料高放废液中含量较高的氧化镨对高钠硼硅酸盐玻璃结构和性能的影响进行研究。结果显示,在废物包容量10wt.%条件下,氧化镨添加量10wt.%的玻璃样品仍可维持均匀的玻璃无定形结构。拉曼分析结果显示,随着氧化镨的添加,1065 cm^(−1)附近的峰有向左偏移的趋势,玻璃结构Q^(3)占比出现减少趋势。^(29)Si固态核磁分析结果显示,随着废物添加量的增加和氧化镨的加入,Q^(4)和Q^(3)占比呈先减少后增加的趋势,同时Q^(2)和Q^(1)占比呈先增加后减少的趋势,表明废物添加量的增加和氧化镨的加入使得玻璃网络结构聚集度呈先降低后提高,氧化镨主要充当网络结构调节剂。化学稳定性测试结果显示,在废物包容量0wt.%条件下,随着氧化镨的加入,元素浸出率升高;在废物包容量10wt.%条件下,随着氧化镨的加入,元素浸出率逐步下降。表明废物包容量的增加和氧化镨的添加能够促进玻璃网络结构趋于聚集和稳定化,提高化学稳定性。 展开更多
关键词 高放废液 玻璃结构 氧化镨
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碘难治性分化型甲状腺癌的治疗进展及展望
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作者 耿倩倩 杨爱民 《中国癌症杂志》 北大核心 2025年第1期30-39,共10页
大多数分化型甲状腺癌患者能够从手术、放射性碘-131和促甲状腺激素(thyroid-stimulating hormone,TSH)抑制治疗中获益,预后良好。一旦发展为碘难治性甲状腺癌,则预后较差且治疗手段有限、治疗效果局限,是近年来的研究热点。随着对肿瘤... 大多数分化型甲状腺癌患者能够从手术、放射性碘-131和促甲状腺激素(thyroid-stimulating hormone,TSH)抑制治疗中获益,预后良好。一旦发展为碘难治性甲状腺癌,则预后较差且治疗手段有限、治疗效果局限,是近年来的研究热点。随着对肿瘤发生、发展机制的深入研究以及各种诊疗技术的快速发展,新药物和新疗法在碘难治性甲状腺癌领域均有显著进展。新型靶向药物的研发,为碘难治性甲状腺癌治疗带来了革命性的突破。其中以索拉非尼和仑伐替尼为代表的多靶点酪氨酸激酶抑制剂(multi-target tyrosine kinase inhibitor,mTKI)能够显著延长患者的无进展生存期,开启了碘难治性甲状腺癌靶向治疗的新时代。卡博替尼作为TKI治疗失败后的二线治疗也取得了令人瞩目的疗效。国产TKI药物如阿帕替尼和安罗替尼在碘难治性甲状腺癌靶向治疗中的疗效和安全性方面表现俱佳,备受关注。此外靶向BRAF V600E突变、RET融合及NTRK融合基因的特异性靶点酪氨酸激酶抑制剂(达拉非尼、普拉替尼/塞普替尼、拉罗替尼)使得碘难治性分化型甲状腺癌跨进了精准治疗时代。对于存在RET融合/NTRK融合者,指南推荐首先选择特异性靶点酪氨酸激酶抑制剂,优于泛靶点激酶抑制剂;若无上述基因突变者,泛靶点激酶抑制剂(索拉非尼和仑伐替尼)是标准的一线治疗选择。MEK抑制剂(司美替尼)辅助诱导再分化有望恢复碘难治性甲状腺癌患者的部分摄碘功能,在此基础上的靶碘联合治疗未来也将是一个非常有前途的策略。而免疫检查点抑制剂单药治疗碘难治性甲状腺癌的结果并不乐观,但其与TKI的联合应用则显示出一定的安全性和有效性,值得期待。由于耐药以及无法耐受的不良反应等原因,积极探索新疗法是十分必要的。核医学分子影像指导下的放射性核素治疗或将为碘难治性甲状腺癌患者带来新的希望。靶向前列腺特异性膜抗原(prostate-specific membrane antigen,PSMA)、生长抑素受体(somatostatin receptor,SSTR)及成纤维细胞激活蛋白抑制剂(fibroblast-activating protein inhibitor,FAPi)等放射性配体/受体治疗具有靶向性、可视化及诊疗一体化等特点,并在碘难治性甲状腺癌中进行了初步尝试,证实其在TKI治疗后疾病进展患者中具有较好的可行性。本文就近几年在碘难治性分化型甲状腺癌治疗领域的新药物和新技术进行综述,辅助指导临床的同时,期盼未来能拥有更多个体化、精准化的治疗选择,来进一步提升这部分患者的生存质量和生存期。 展开更多
关键词 放射性碘难治性 分化型甲状腺癌 靶向治疗 免疫治疗 核素治疗 酪氨酸激酶抑制剂
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帕金森病相关PET显像剂研究进展 被引量:2
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作者 刘岩松 韩巍 +2 位作者 王孟娇 郭士铂 付鹏 《中国医学影像技术》 北大核心 2025年第1期168-171,共4页
帕金森病(PD)主要病理特征包括α-突触核蛋白积累和多巴胺能神经元丢失。利用PET显像可通过特异性靶向显像剂诊断及监测PD、探索其神经机制。本文就PD相关PET显像剂研究进展进行综述。
关键词 帕金森病 放射性示踪剂 正电子发射断层显像
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放射性含钴废水吸附材料的研究进展 被引量:1
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作者 刘欣颖 雷雨菡 +1 位作者 张光辉 顾平 《材料导报》 北大核心 2025年第12期42-50,共9页
随着核技术的快速发展,放射性废水受到关注,作为主要活化腐蚀产物的60Co,一旦进入水环境后易对生物和人体造成潜在威胁。吸附法是放射性废水除钴的重要手段之一,其关键在于吸附材料的开发,而目前吸附材料在性能、成本效益、稳定性和再... 随着核技术的快速发展,放射性废水受到关注,作为主要活化腐蚀产物的60Co,一旦进入水环境后易对生物和人体造成潜在威胁。吸附法是放射性废水除钴的重要手段之一,其关键在于吸附材料的开发,而目前吸附材料在性能、成本效益、稳定性和再生性等方面仍有较大提升空间。本文以处理放射性含钴废水的吸附材料为主要研究对象,探讨了钴的吸附等温线和吸附动力学,并对无机、有机和生物吸附材料进行了评估和总结,最后对放射性含钴废水吸附材料的开发和工程应用提出了展望。本文指出未来研究应致力于开发新型高效吸附材料、研发配套工艺、深入明晰吸附除钴的规律和机理,采用多种模型和方法更准确地考察吸附过程,以期为除钴吸附材料的开发及关联技术的工程化应用提供参考。 展开更多
关键词 废水 放射性 吸附材料 吸附机理
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