放射性废物玻璃固化体溶解行为及机理研究进展 被引量：6

1

作者 马特奇 梁威 +3 位作者 徐辉 李伟平 赵健 韩小元 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2019年第5期411-417,共7页

玻璃固化体是高放废物深地质处置场景下最有潜力的固化体形式,其化学稳定性直接决定了核素释放的速率和总量。本文综述了放射性废物玻璃固化体溶解行为和机理的研究进展,主要包括溶解动力学过程、相应控制机理及影响因素,以期为我国放... 玻璃固化体是高放废物深地质处置场景下最有潜力的固化体形式,其化学稳定性直接决定了核素释放的速率和总量。本文综述了放射性废物玻璃固化体溶解行为和机理的研究进展,主要包括溶解动力学过程、相应控制机理及影响因素,以期为我国放射性废物处置工程安全评价提供参考。 展开更多

关键词 放射性废物玻璃固化体 化学稳定性 浸出机理 影响因素

在线阅读 下载PDF 职称材料

用于高放射性废物处理陶瓷固化体的研究进展

2

作者 卫紫君 孙世宽 +4 位作者 司卫征 张立殷 唐健豪 曾俊焘 黄语嘉 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期185-194,共10页

陶瓷固化体具有良好的耐久性,其稳定性对于高放射性废物中一些特定的锕系元素具有独特的优势。从材料学的角度,介绍了陶瓷固化高放射性废物的机理,综述了陶瓷固化体近年来的研究进展。重点研究方向包括:以提高高放射废物负载量为目标,... 陶瓷固化体具有良好的耐久性,其稳定性对于高放射性废物中一些特定的锕系元素具有独特的优势。从材料学的角度,介绍了陶瓷固化高放射性废物的机理,综述了陶瓷固化体近年来的研究进展。重点研究方向包括:以提高高放射废物负载量为目标,研究陶瓷固化体对核素的承载能力;最大化陶瓷固化体的致密度,研究陶瓷的致密化机理;研究陶瓷在抗辐射和化学稳定性,提供陶瓷固化体安全评价方法。最后,对陶瓷固化体今后的研究发展方向做了展望。 展开更多

关键词 陶瓷固化体 高放射性废物 载荷率 稳定性

在线阅读 下载PDF 职称材料

高放射性废物硼硅酸盐玻璃液对铬刚玉材料的侵蚀研究 被引量：1

3

作者 曲晓锐 陈留刚 +3 位作者 刘萍 高广泽 付琪琪 张利新 《耐火材料》 北大核心 2025年第1期31-37,共7页

为了研究高放射性废物硼硅酸盐玻璃液对铬刚玉材料的侵蚀机制与行为,采用动态圆柱体侵蚀试验结合热力学计算,对比分析了模拟的高放射性废物硼硅酸盐玻璃液于1 200℃侵蚀熔铸铬刚玉及烧结铬刚玉耐火材料的侵蚀机制。采用电子探针结合波... 为了研究高放射性废物硼硅酸盐玻璃液对铬刚玉材料的侵蚀机制与行为,采用动态圆柱体侵蚀试验结合热力学计算,对比分析了模拟的高放射性废物硼硅酸盐玻璃液于1 200℃侵蚀熔铸铬刚玉及烧结铬刚玉耐火材料的侵蚀机制。采用电子探针结合波谱仪分析侵蚀试验前后的两种铬刚玉耐火材料显微结构和化学组成,并探讨了其侵蚀机制。结果表明:1)两种铬刚玉材料中的(Cr,Al)_(2)O_(3)、Al_(2)O_(3)相、ZrO_(2)和富SiO_(2)相均会溶解入玻璃液中,(Cr,Al)_(2)O_(3)固溶体中Al_(2)O_(3)溶解入玻璃液中,而Cr_(2)O_(3)不溶解;2)玻璃液渗透入熔铸铬刚玉材料中主要通过富SiO_(2)相,而渗透入烧结铬刚玉材料中主要通过孔隙通道,因此熔铸铬刚玉材料侵蚀较为均匀,而烧结铬刚玉材料侵蚀不均匀;3)降低熔铸铬刚玉材料中的富SiO_(2)相或增加烧结铬刚玉材料中(Al,Cr)_(2)O_(3)固溶体含量,将有利于熔铸或烧结铬刚玉材料抗玻璃液侵蚀性能。 展开更多

关键词 高放射性废物 玻璃固化 硼硅酸盐玻璃 铬刚玉 侵蚀 显微结构

在线阅读 下载PDF 职称材料

核电厂放射性废物安全处置技术研究

4

作者 董舵 管婧宇 +1 位作者 王子祺 肖逸 《材料导报》 北大核心 2025年第11期142-158,共17页

核能是解决能源危机的重要途径,但核能利用产生的放射性废物安全处置至关重要。对于放射性废物,选取特定固化基质禁锢后进行深地质处置是实现其永久屏蔽的有效途径。本文重点介绍了放射性废物处置的最新研发进展,系统阐述了不同放射性... 核能是解决能源危机的重要途径,但核能利用产生的放射性废物安全处置至关重要。对于放射性废物,选取特定固化基质禁锢后进行深地质处置是实现其永久屏蔽的有效途径。本文重点介绍了放射性废物处置的最新研发进展,系统阐述了不同放射性废物固化处置技术(水泥固化、沥青固化、聚合物固化、人造岩石固化、玻璃固化)及其熔制工艺(一步罐式工艺、煅烧+感应加热金属熔炉、焦耳加热陶瓷熔炉、冷坩埚),深入探讨了玻璃固化放射性废物技术的设计原则、禁锢机理及应用现状,分析了典型硼硅酸盐/磷酸盐玻璃类基质用于包络放射性核素的特点,指出了未来放射性废物经固化处置的发展路线,以期为推动核工业放射性废物的安全高效处置提供参考。 展开更多

关键词 核能 放射性废物 固化技术 熔融炉 硼硅酸盐玻璃 磷酸盐玻璃

在线阅读 下载PDF 职称材料

放射性固体废物玻璃固化技术综述 被引量：8

5

作者 陈明周 张瑞峰 +2 位作者 吕永红 刘夏杰 向文元 《热力发电》 CAS 北大核心 2012年第3期1-6,21,共7页

阐述了放射性固体废物玻璃固化技术的原理与优势,综合分析了国外玻璃固化装置,包括燃料式熔炉、焦耳加热熔炉、感应加热熔炉、等离子体炬和电弧(等离子体弧)熔炉等反应器的结构、工作原理及其优缺点。提出等离子体熔炉较冷坩埚感应熔炉... 阐述了放射性固体废物玻璃固化技术的原理与优势,综合分析了国外玻璃固化装置,包括燃料式熔炉、焦耳加热熔炉、感应加热熔炉、等离子体炬和电弧(等离子体弧)熔炉等反应器的结构、工作原理及其优缺点。提出等离子体熔炉较冷坩埚感应熔炉更适合于核电厂处理低、中放射性固体废物。 展开更多

关键词 核电厂 固体废物 玻璃固化 焚烧 熔炉 低、中放射性

在线阅读 下载PDF 职称材料

放射性废物玻璃固化专用等离子体炬的数值模拟与实验研究 被引量：3

6

作者 陈明周 黄文有 +2 位作者 吕永红 刘夏杰 白冰 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期282-288,共7页

采用了数值模拟与实验结合的方法研究了用于模拟放射性固体废物玻璃固化的非转移弧型等离子体炬的电、热特性。基于包括电弧室和开放空间在内的3D模型得到了电弧等离子体和等离子体射流的温度场。根据计算结果,电弧室内的最高温度位于... 采用了数值模拟与实验结合的方法研究了用于模拟放射性固体废物玻璃固化的非转移弧型等离子体炬的电、热特性。基于包括电弧室和开放空间在内的3D模型得到了电弧等离子体和等离子体射流的温度场。根据计算结果,电弧室内的最高温度位于第一阳极内,达到41.77×10 K;弧电压的计算值高于实测值,二者之间的差异随着电流强度的增大而逐渐减小。采用该等离子体炬熔融模拟废物的实验发现,所确定的等离子体炬到炉底的距离能够满足废物熔融的要求,与计算的结果相符合。上述结果表明,数值模拟的结果可以作为等离子体炉工程设计的依据,并可以用作进一步分析等离子体炉炉膛内工艺过程的输入条件。 展开更多

关键词 等离子体炬 电、热特性 放射性固体废物 玻璃固化 数值模拟

在线阅读 下载PDF 职称材料

模拟含Pu放射性废物的硼硅酸盐玻璃固化体制备及其耐水性测试 被引量：1

7

作者 谢华 李江博 +2 位作者 王烈林 徐喆 冯志强 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期289-296,共8页

针对含Pu这类特殊废物,本实验以镧系元素Ce模拟放射性核素Pu,通过设计新的硼硅酸盐玻璃配方,制备了系列包含不同CeO_2的玻璃样品。工艺特性实验结果表明:当CeO_2含量为4%~7%时,玻璃液流动性好,高温黏度低,成型玻璃表面及内部无气泡和析... 针对含Pu这类特殊废物,本实验以镧系元素Ce模拟放射性核素Pu,通过设计新的硼硅酸盐玻璃配方,制备了系列包含不同CeO_2的玻璃样品。工艺特性实验结果表明:当CeO_2含量为4%~7%时,玻璃液流动性好,高温黏度低,成型玻璃表面及内部无气泡和析出相,样品质量好。同时,玻璃具有较高的Tg值(>670℃)预示着其热稳定性好。SEM(EDS)检测数据说明:Ce的X射线特征亮斑随理论Ce含量的增加而逐渐增多,且在玻璃基体上分布均匀,无明显团聚、偏析现象;CeO_2在制备过程中存在一定程度的损失,但与Gd_2O_3、SiO_2的质量百分比仍接近理论设计值,确保了玻璃的固有性能不会产生较大改变。耐水性实验结果表明:当CeO_2含量≤6 wt%时,样品的碱析出量达到国家标准(Ⅰ级),且随CeO_2含量的增加而减少,样品耐水性好;当CeO_2含量为7 wt%时,样品碱析出量不再满足国标要求(>Ⅰ级)。因此,从工艺和性能角度考虑,本实验设计的玻璃组分对CeO_2的最大包容量可达到6%,且样品的综合性能满足固化要求。 展开更多

关键词 含Pu放射性废物 玻璃固化 配方设计 结构表征 耐水性

在线阅读 下载PDF 职称材料

热等离子体对模拟有机低放射性废物固化处理试验分析 被引量：7

8

作者 江贻满 倪国华 +3 位作者 宋晔 赵鹏 刘卫 孟月东 《高电压技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1750-1756,共7页

低水平放射性废物(LLRW)的安全有效处理是世界各国关注的一大难题,传统的水泥固化技术存在增容增重等缺点,为此采用了直流电弧等离子体处理模拟有机LLRW,并通过添加玻璃形成剂捕集和固化放射性核素。对放射性核素的捕集特性进行了研究,... 低水平放射性废物(LLRW)的安全有效处理是世界各国关注的一大难题,传统的水泥固化技术存在增容增重等缺点,为此采用了直流电弧等离子体处理模拟有机LLRW,并通过添加玻璃形成剂捕集和固化放射性核素。对放射性核素的捕集特性进行了研究,并表征了玻璃固化体的性能。结果表明,经热等离子体处理后得到的玻璃固化体表面非常光滑,具有无定形、蓝色、致密结构。在热等离子体高温处理条件下,温度对放射性核素的捕集影响不大;LLRW中有机氯的质量分数对Co和Cs的捕集影响显著,其含量越高越不利于Co和Cs的捕集,而对Sr捕集影响不大;在有机氯质量分数为5.45%、处理温度为1 400°C条件下,模拟放射性核素Sr、Co、Cs的捕集率分别达到了99.7%、44.5%和18.6%。 展开更多

关键词 热等离子体 模拟低水平放射性废物 玻璃固化 放射性核素 捕集率 有机氯

在线阅读 下载PDF 职称材料

放射性废物冷坩埚玻璃固化技术发展分析 被引量：21

9

作者 刘丽君 张生栋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期589-596,共8页

冷坩埚技术作为第四代玻璃固化工艺,已成为最有应用前景的玻璃固化技术。本文阐述了冷坩埚技术的原理及应用特点,概述了国际冷坩埚玻璃固化技术研发现状,并对其涉及的关键技术进行了分析,在此基础上提出了我国发展冷坩埚技术的设想。

关键词 冷坩埚感应熔炉 放射性废物 玻璃固化

在线阅读 下载PDF 职称材料

放射性废物水泥固化体铯固化机理研究 被引量：11

10

作者 赵怀红 严生 《江苏大学学报（自然科学版）》 EI CAS 2002年第6期41-45,共5页

采用SEM、AAS等测试方法 ,研究不同沸石掺加量、不同成型方法的沸石基碱矿渣水泥放射性废物固化体Cs+ 浸出性能和固化体微观结构 ,推理出固化体中Cs+ 的 3种持留作用 :随矿渣水化进入固化体凝胶结构中 ;被沸石颗粒吸附且被水泥胶体包裹 ... 采用SEM、AAS等测试方法 ,研究不同沸石掺加量、不同成型方法的沸石基碱矿渣水泥放射性废物固化体Cs+ 浸出性能和固化体微观结构 ,推理出固化体中Cs+ 的 3种持留作用 :随矿渣水化进入固化体凝胶结构中 ;被沸石颗粒吸附且被水泥胶体包裹 ;存在于固化体孔隙中 其中固化体对Cs+ 的持留作用以沸石吸附为主 ,这是因为沸石表面的部分孔隙被水泥胶体所堵塞 ,增强了固化体持留Cs+ 的能力 ,据此建立了Cs+ 固化物理模型 ,探讨了Cs+ 固化机理 对影响固化体Cs+ 浸出率的 3个主要因素 :温度、沸石颗粒表面孔隙、固化体孔隙率进行了分析 ,进而合理解释了固化体中Cs+ 展开更多

关键词 放射性废物 水泥固化体 铯 固化机理 碱矿渣水泥 水泥固化 沸石 处理

在线阅读 下载PDF 职称材料

火焰原子吸收法测定放射性废物固化体中模拟核素铯和锶 被引量：4

11

作者 吴育良 阮锦强 +2 位作者 谢一强 王占文 严生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1990年第1期54-61,4,共8页

本文提供了一个用火焰原子吸收法测定包容模拟核素Cs、Sr固体浸出液中Cs、Sr的连续测定方法。对一些主要共存元素Si、Fe、Al、Ca、Mg、K、Na对Cs、Sr测量的干扰,以及干扰的消除进行了某些研究。加入1.00mg/mlK+作为消电离剂,2.50mg/ml L... 本文提供了一个用火焰原子吸收法测定包容模拟核素Cs、Sr固体浸出液中Cs、Sr的连续测定方法。对一些主要共存元素Si、Fe、Al、Ca、Mg、K、Na对Cs、Sr测量的干扰,以及干扰的消除进行了某些研究。加入1.00mg/mlK+作为消电离剂,2.50mg/ml La^(3+)作为释放剂,在同一溶液中进行Cs、Sr连续测定。测得本方法回收率Cs为96％,Sr为98％。本方法简便易行,能为放射性废物固化试验迅速准确地提供分析数据。并能适用于水泥以及玻璃固化体中核素Sr、Cs的测定。 展开更多

关键词 原子吸收法 放射性 废物 固化体 铯

在线阅读 下载PDF 职称材料

放射性废物固化体抗浸出性快速测定方法探讨 被引量：6

12

作者 范智文 郭喜良 冯声涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第5期540-545,共6页

固化体的抗浸出性是放射性废物安全管理的一重要参数。目前,国内采用国标GB7023—86中的标准浸出试验方法测试固化体的抗浸出性,试验周期长。并且,国标GB14569.1—93仅对核素第42d的浸出率作了规定。这一规定不能很好反映不同固化基材... 固化体的抗浸出性是放射性废物安全管理的一重要参数。目前,国内采用国标GB7023—86中的标准浸出试验方法测试固化体的抗浸出性,试验周期长。并且,国标GB14569.1—93仅对核素第42d的浸出率作了规定。这一规定不能很好反映不同固化基材、不同配方固化体间抗浸出性的差异。美国国家标准ANSI/ANS-16.1—2003采用快速浸出试验方法,并用浸出因子来表征核素的抗浸出性。本工作参照美国标准对试验结果的处理方法,对以往获得的真实或模拟放射性废物水泥固化体的浸出试验数据进行重新计算。计算结果表明,当核素累积浸出百分数小于20%时,核素的浸出率与浸出因子间存在一定的换算关系。据此,可考虑建立快速浸出试验方法和新的试验结果表述式,以较全面地判定放射性废物固化体的抗浸出性能。 展开更多

关键词 放射性废物 水泥固化体 浸出试验 浸出率 浸出因子

在线阅读 下载PDF 职称材料

计算高放废物固化体内放射性活度及内、外剂量率的计算机程序 被引量：9

13

作者 夏益华 刘森林 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1991年第1期23-33,共11页

本文中介绍的我们设计的 ADHLW 程序能计算高放废物固化体内放射性总活度和主要核素的活度,及其内、外剂量率随时间和空间的变化。本程序可为我国高放废物深部地质处置安全和环境影响评价提供源项参数。为验证本程序,以美国76—68硼硅... 本文中介绍的我们设计的 ADHLW 程序能计算高放废物固化体内放射性总活度和主要核素的活度,及其内、外剂量率随时间和空间的变化。本程序可为我国高放废物深部地质处置安全和环境影响评价提供源项参数。为验证本程序,以美国76—68硼硅酸盐废物玻璃固化体处置在深部地质中为例,用本程序进行了计算,并与美国 WAPPA 程序的计算结果和有关文献报道值进行了比较,结果在10—15%内符合。 展开更多

关键词 高放废物 放射性活度 固化体 程序

在线阅读 下载PDF 职称材料

用短期试验表征放射性废物固化体的抗浸出性 被引量：2

14

作者 郭喜良 徐春艳 +3 位作者 杨卫兵 冯文东 范智文 安鸿翔 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第2期113-117,128,共6页

参照国标GB 7023—1986和美国核学会标准ANSI/ANS-16.1-2003开展了长期浸出和短期浸出的比对试验,通过所得的放射性核素的浸出率和浸出指数相关表征参数的比较,证明了用5 d短期试验方法检测放射性废物固化体的抗浸出性是可行的。

关键词 放射性废物 水泥固化体 抗浸出性 短期试验

在线阅读 下载PDF 职称材料

高放射性废物矿物固化体的特性 被引量：23

15

作者 何涌 《地质科技情报》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第3期73-76,共4页

对高放射性废物 ( HLW)矿物固化体的性能作了详细分析 ,并对 HL W矿物固化体和玻璃固化体的性质和两者的制作过程作了简单比较。体积小、HL W组分掺入量高、浸出率低和制作过程简单是矿物固化体的优势。HLW矿物载体的稳定性分析表明它... 对高放射性废物 ( HLW)矿物固化体的性能作了详细分析 ,并对 HL W矿物固化体和玻璃固化体的性质和两者的制作过程作了简单比较。体积小、HL W组分掺入量高、浸出率低和制作过程简单是矿物固化体的优势。HLW矿物载体的稳定性分析表明它们十分适合地下处置库潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分 HLW组分 ,但多种矿物集合起来就可以整体荷载全部的 HLW组分。 展开更多

关键词 矿物固化体 高放射性废物 掺入量 低浸出率

在线阅读 下载PDF 职称材料

原子吸收法测定放射性废物固化体中模拟核素钌 被引量：1

16

作者 阮锦强 《南京化工大学学报》 1997年第2期89-92,共4页

研究了火焰原子吸收法测定放射性废物固化体浸出液中模拟核素钌的测定方法。对一些主要共存元素Ｓｉ、Ｆｅ、Ａｌ、Ｃａ、Ｍｇ对Ｒｕ测量的干扰和消除以及测定体系进行了研究。以１．２ｍｏｌ／ＬＨＣｌ＋０．０６ｍｏｌ／ＬＨ２ＳＯ４... 研究了火焰原子吸收法测定放射性废物固化体浸出液中模拟核素钌的测定方法。对一些主要共存元素Ｓｉ、Ｆｅ、Ａｌ、Ｃａ、Ｍｇ对Ｒｕ测量的干扰和消除以及测定体系进行了研究。以１．２ｍｏｌ／ＬＨＣｌ＋０．０６ｍｏｌ／ＬＨ２ＳＯ４作为测定体系，具有灵敏度高，测量稳定的特点，测量回收率在９９％１０１％之间。 展开更多

关键词 原子吸收 固化体 钌 放射性废物处理 因化处理

在线阅读 下载PDF 职称材料

不可燃放射性废物三元混杂玻璃固化方法初探 被引量：1

17

作者 刘春雨 李丽丽 汪栋 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期166-174,共9页

通过规律性改变玻璃纤维、混凝土、土壤废物混杂比例和玻璃添加剂组分,完成固化体制备和性能测试,选出满足放射性废物玻璃固化体性能指标要求的三元混杂玻璃配方,其废物包容量、减容比均优于各单废物玻璃配方。在此基础上,实验探究了添... 通过规律性改变玻璃纤维、混凝土、土壤废物混杂比例和玻璃添加剂组分,完成固化体制备和性能测试,选出满足放射性废物玻璃固化体性能指标要求的三元混杂玻璃配方,其废物包容量、减容比均优于各单废物玻璃配方。在此基础上,实验探究了添加剂、熔制参数对混杂玻璃配方Co、Sr、Cs固化效果的影响。结果表明,熔制保温温度不高于1300℃的情况下,熔制升温过程、保温时长对混杂玻璃配方的Co、Sr固化能力基本不影响,但Cs固化能力在熔制保温温度大于1100℃的情况下会随着熔制升温温度、保温温度、保温时长增加而不断降低,建议混杂玻璃配方的熔制保温温度不高于1300℃,熔制保温时长不超过1 h。 展开更多

关键词 不可燃放射性废物 玻璃固化 配方实验 三元混杂玻璃配方

在线阅读 下载PDF 职称材料

放射性废物固化处理的研究及应用现状 被引量：36

18

作者 车春霞 滕元成 桂强 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期94-97,101,共5页

放射性废物安全有效的处置是世界各国关注的重要课题,也是核工业健康、可持续发展的重要保证。对放射性废物进行固化处理后埋入地下已经成为放射性废物处置的发展趋势。对水泥固化、沥青固化、塑料固化、玻璃固化、人造岩石固化等5种固... 放射性废物安全有效的处置是世界各国关注的重要课题,也是核工业健康、可持续发展的重要保证。对放射性废物进行固化处理后埋入地下已经成为放射性废物处置的发展趋势。对水泥固化、沥青固化、塑料固化、玻璃固化、人造岩石固化等5种固化处理方法的固化机理、研究现状、应用情况、适用领域及优缺点进行了较系统的分析探讨。水泥固化、沥青固化、塑料固化适用于中低放废物的固化处理,玻璃固化和人造岩石固化适用于高放废物的固化处理。 展开更多

关键词 放射性废物 水泥固化 沥青固化 塑料固化 玻璃固化 人造岩石固化 放射性废物处置 固化处理

在线阅读 下载PDF 职称材料

模拟含锶废物铁磷酸盐玻璃固化体的化学稳定性 被引量：6

19

作者 胡唐华 鲍卫民 +3 位作者 宋崇立 冯孝贵 徐世平 景山 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2001年第6期354-358,364,共6页

针对我国高放废液全分离流程中产出的锶废物组成特点 ,设计了用铁磷酸盐玻璃固化锶废物的配方。用红外光谱 (IR)研究了玻璃固化体的结构 ,用 Product Consistency Test(PCT)试验方法研究了玻璃固化体的化学稳定性。研究表明 ,在所选的... 针对我国高放废液全分离流程中产出的锶废物组成特点 ,设计了用铁磷酸盐玻璃固化锶废物的配方。用红外光谱 (IR)研究了玻璃固化体的结构 ,用 Product Consistency Test(PCT)试验方法研究了玻璃固化体的化学稳定性。研究表明 ,在所选的配方组成范围内 ,所熔制的玻璃固化体均有较好的化学稳定性。当配料中模拟含锶废物的含量为 2 4～ 2 8% (wt)、Fe2 O3 的含量大于 2 4 % (wt)、O/ P(氧磷摩尔比 )为3.5～ 3.6时 。 展开更多

关键词 玻璃固化 铁磷酸盐玻璃 模拟含锶废物 玻璃固化体 化学稳定性 液体放射性废物 高放废物 处理

在线阅读 下载PDF 职称材料

钛酸盐陶瓷固化放射性废物 被引量：4

20

作者 张瑞珠 郭志猛 李燕 《硅酸盐通报》 CAS CSCD 北大核心 2005年第4期16-19,共4页

研究了钛酸盐陶瓷的晶体结构和性能,通过PCT实验测定了钛酸锶的浸出率。实验结果表明:钛酸盐陶瓷固化体具有较高的密度,浸出率低,化学稳定性高,是固化放射性废物和进行最终地质处置的理想固化体。展望了钛酸盐陶瓷固化放射性废物的前景。

关键词 晶体结构 钛酸盐陶瓷 浸出性能 固化 放射性废物(RAW) 放射性废物 固化体 实验测定 结构和性能 化学稳定性

在线阅读 下载PDF 职称材料