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Influence of Heating and Water Exposure on Liquid Limit of Bentonite
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作者 Yuemiao Liu 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
Bentonite has been considered as the buffer material for embedding canisters with high-level radioactive waste(HLW)in the deep geology repositories. GMZ bentonite deposit which is located in Xinghe County,Inner Mongol... Bentonite has been considered as the buffer material for embedding canisters with high-level radioactive waste(HLW)in the deep geology repositories. GMZ bentonite deposit which is located in Xinghe County,Inner Mongolia has been proposed as buffer/backfill material for HLW repository in China. Liquid limit of natural Na-bentonite GMZ01 and commercial Na-bentonite MX80 which were previously put in the oven at 80℃and 95℃,and exposed to water for different times were measured.The liquid limit of GMZ01 increased slightly at the beginning, and then decreased as the heating time increased. 展开更多
关键词 high-level radioactive waste deep GEOLOGICAL DISPOSAL BENTONITE liquid LIMIT
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低中水平放射性废液水泥固化材料研究进展 被引量:1
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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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模拟含氟放射性废液的地质聚合物固化配方
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作者 张丽 何小平 +7 位作者 闫晓俊 郭喜良 席亚慧 韩旭 高凯 秦翔 樊丽阳 高超 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第1期58-67,I0003,共11页
采用地质聚合物固化技术处理钍基熔盐堆运行过程中产生的含氟放射性废液。以水玻璃(硅铝酸钠水溶液)和粉煤灰为固化基材对模拟含氟放射性废液进行固化处理。通过设计四因素四水平的正交实验,形成16组不同的地质聚合物固化配方,在60℃条... 采用地质聚合物固化技术处理钍基熔盐堆运行过程中产生的含氟放射性废液。以水玻璃(硅铝酸钠水溶液)和粉煤灰为固化基材对模拟含氟放射性废液进行固化处理。通过设计四因素四水平的正交实验,形成16组不同的地质聚合物固化配方,在60℃条件下养护28 d,对制得的地质聚合物固化体进行抗压强度、抗浸泡性和抗浸出性能测试。实验结果表明:当固化配方为水玻璃模数1.5、水灰比0.35或0.40、碱激发剂质量分数30%、F-质量分数4%时,制备得到的地质聚合物固化体的抗压强度为47 MPa,在(25±5)℃、去离子水条件下浸泡90 d后的抗压强度损失为13.75%,Co^(2+)、Sr^(2+)和Cs^(+)第42天的浸出率和42 d累积浸出分数均满足GB 14569.1—2011要求;F-第42天浸出质量浓度为2.81 mg/L,低于GB 5083.3—2007的限值要求(100 mg/L)。可见,该配方实现了对模拟含氟放射性废液的有效固化,后续可进一步探究养护条件(包括温度、湿度和时间)对地质聚合物固化体性能的影响,以期为含氟放射性废液的稳定化处理提供一条行之有效的技术路线。 展开更多
关键词 含氟放射性废液 地质聚合物固化 F-的浸出
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放射性重金属浓缩液的水泥固化配方设计及性能稳定性评价
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作者 丁芸 周东升 +4 位作者 谢华 汪栋 王烈林 黄小书 周杨潇 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1465-1473,共9页
为对铅铋快堆运行过程中产生的放射性重金属浓缩液进行安全、稳定的处理,本文开展了水泥固化配方设计及性能稳定性评价。实验以模拟重金属废液为研究对象,通过改变水泥种类及水泥添加剂种类,设计并制备出15组水泥固化体。通过对比分析... 为对铅铋快堆运行过程中产生的放射性重金属浓缩液进行安全、稳定的处理,本文开展了水泥固化配方设计及性能稳定性评价。实验以模拟重金属废液为研究对象,通过改变水泥种类及水泥添加剂种类,设计并制备出15组水泥固化体。通过对比分析各类固化体的抗压强度、抗浸出性及耐γ辐照等性能,最终遴选出最佳水泥固化体配方。初筛实验结果表明:PⅡ-S(PⅡ+矿渣)、PSA-S(PSA+矿渣)和PSA-F(PSA+粉煤灰)3个配方的抗压强度和TCLP(毒性浸出实验)性能表现更优。综合性能评价数据显示:PⅡ-S因耐γ辐照损失率>25%、Sr的累积浸出分数P_t>0.17 cm而被筛除;相同条件下,PSA-S的抗浸出性优于PSA-F。因此,针对放射性重金属浓缩液的固化处理,本实验推荐的最佳水泥配方为PSA-S,即P.S.A42.5水泥+矿渣添加剂,质量配比为熟石灰∶矿渣灰∶水泥=1∶2∶20。该实验结果有望为铅铋快堆产生的放射性重金属浓缩液实施水泥固化提供配方借鉴和性能参考。 展开更多
关键词 铅铋快堆 重金属 放射性废液 水泥固化 性能稳定性
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BaS与Na_(2)S共沉淀法处理放射性废液
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作者 杨静远 姚晓琦 +2 位作者 叶沥 靳海睿 王毅 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第2期169-174,I0003,共7页
核电厂放射性废液处理一直是个难题,主要是因为核电厂放射性废液产量大,放射性污染程度不均匀,成分复杂。目前国内核电厂对放射性废液的处理基本上都是根据废液放射性污染程度和成分不同,采用桶内蒸发干燥法、离子交换法或者移动吸附设... 核电厂放射性废液处理一直是个难题,主要是因为核电厂放射性废液产量大,放射性污染程度不均匀,成分复杂。目前国内核电厂对放射性废液的处理基本上都是根据废液放射性污染程度和成分不同,采用桶内蒸发干燥法、离子交换法或者移动吸附设备等进行处理。化学共沉淀法虽然研究的比较早,但一直没有得到工程应用。本研究的目的在于探索化学共沉淀法用于实际处理核电站放射性废液的可行性。根据软硬酸碱理论,选择硫化物作为放射性重金属离子的沉淀剂,理论上可以对放射性废液中的主要核素如^(54)Mn、^(58)Co、60Co、^(110)Ag^(m)和^(125)Sb达到非常理想的去除效果。比较了Na_(2)S和BaS两种硫离子供体在相同沉淀条件下对核电厂实际放射性废液的处理效果,发现BaS对实际放射性废液的处理效果更佳,一次处理就可以把样品废液中的放射性降低到达标排放水平。同时对BaS比Na_(2)S处理效果好的原因进行了分析讨论。 展开更多
关键词 放射性废液 共沉淀 软硬酸碱理论
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高放废液玻璃固化电熔炉控制系统优化研究
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作者 张俊龙 张伟超 +1 位作者 江润 朱凌佳 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第11期1764-1769,共6页
我国首个建成投产的高放废液玻璃固化工程,采用德国陶瓷电熔炉玻璃固化技术。本文以该工程为背景,介绍了陶瓷电熔炉电控系统的构成与功能,重点分析了启动调试阶段电控系统出现的典型问题,并提出针对性改进方案。研究结果表明,通过优化... 我国首个建成投产的高放废液玻璃固化工程,采用德国陶瓷电熔炉玻璃固化技术。本文以该工程为背景,介绍了陶瓷电熔炉电控系统的构成与功能,重点分析了启动调试阶段电控系统出现的典型问题,并提出针对性改进方案。研究结果表明,通过优化控制系统算法和增加变压器档位,可显著提高熔炉运行的稳定性。本研究为实现高放废液玻璃固化装置电控系统的自主化和优化设计提供了重要参考。 展开更多
关键词 高放废液 玻璃固化 熔炉 控制
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高放废液管理技术发展及研究 被引量:7
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作者 全林 万俊生 +1 位作者 屠荆 郝金林 《高技术通讯》 EI CAS CSCD 2002年第7期97-102,共6页
介绍了近 6 0年来 ,高放废液管理技术的进展 ,并将该管理技术归结为“预处理、固化、最终处理”三个阶段。通过分析研究 ,阐明了目前高放废液管理技术发展水平 ,分析了各阶段面临的技术难点 。
关键词 技术发展 高放废液管理 浓缩 固化 预处理 最终处理 放射性液体废物
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CIAE高放废液固化技术研发进展 被引量:35
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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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少根根霉吸附^(241)Am的研究 被引量:5
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作者 杨远友 刘宁 +5 位作者 张太明 罗顺忠 金建南 曹养书 廖家莉 华新峰 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2002年第2期91-94,104,共5页
研究了各种实验条件对少根根霉吸附2 41Am的影响。结果表明 :常温下 ,当2 41Am起始浓度为 5 .6~ 111MBq/L ,pH =1~ 3,干少根根霉与水相体积比为 1.3g/L时 ,吸附量为 4 .2~ 79.4MBq/g ,吸附率达 99%左右 ,吸附在 1h左右达到平衡。反... 研究了各种实验条件对少根根霉吸附2 41Am的影响。结果表明 :常温下 ,当2 41Am起始浓度为 5 .6~ 111MBq/L ,pH =1~ 3,干少根根霉与水相体积比为 1.3g/L时 ,吸附量为 4 .2~ 79.4MBq/g ,吸附率达 99%左右 ,吸附在 1h左右达到平衡。反应温度在 10~ 4 5℃之间变化对吸附影响不大。pH =1~ 3时 ,吸附率最大。干少根根霉与水相体积比为 0 .2~ 2 .5 g/L时 ,对吸附率影响不大。2 41Am液相浓度与吸附量符合Freundlich经验公式。 2 0 0 0多倍的金、银存在时 。 展开更多
关键词 少根根霉 生物吸附 放射性废液 处理 微生物 镅241
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膜技术处理低浓度放射性废水研究的进展 被引量:29
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作者 高永 顾平 陈卫文 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第2期173-177,共5页
介绍了目前国外采用膜技术处理低浓度放射性废水 (LLLW )研究的情况。内容包括铁絮凝沉淀 超滤、水溶性多聚物过滤 (PF)、化学预处理 微滤法、电化学离子交换法 (EIX)、支撑液膜法 (SLMs)、膜蒸馏法 (MD)
关键词 膜技术 放射性废水 LLLW 废水处理 铁絮凝沉淀-超滤 水溶性多聚物过滤 化学预处理-微滤法 电化学离子交换法 支撑液膜法 膜蒸馏法
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膜分离技术处理放射性废水 被引量:21
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作者 张维润 樊雄 《水处理技术》 CAS CSCD 北大核心 2009年第10期1-5,共5页
介绍了膜技术在中、低浓度放射性废水处理中的研究和应用进展。膜组合技术处理放射性废水净化率可达98%~99.9%、净化因子可达100~1000。指出反渗透、纳滤、超滤、微滤和电渗析是目前应用的主流膜技术,并对其工艺特点作了评述。今后膜... 介绍了膜技术在中、低浓度放射性废水处理中的研究和应用进展。膜组合技术处理放射性废水净化率可达98%~99.9%、净化因子可达100~1000。指出反渗透、纳滤、超滤、微滤和电渗析是目前应用的主流膜技术,并对其工艺特点作了评述。今后膜技术在核工业放射性废水处理中将获得更广泛的应用。 展开更多
关键词 放射性废水 反渗透 纳滤 超滤 微滤 电渗析
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核电站放射性废液处理过程采用机械蒸汽再压缩技术特性研究 被引量:5
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作者 侯超 张化福 +2 位作者 张钰 张振涛 杨鲁伟 《现代化工》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期158-161,共4页
为解决核电站放射性废液的处理问题,设计研究了一套高效、节能的机械蒸汽再压缩(MVR)热泵蒸发浓缩系统,并以含放射性同位素的硝酸锶和硝酸钴溶液来模拟实际含锶和钴元素放射性废液的蒸发浓缩过程。结果表明,系统蒸发量、换热系数、容积... 为解决核电站放射性废液的处理问题,设计研究了一套高效、节能的机械蒸汽再压缩(MVR)热泵蒸发浓缩系统,并以含放射性同位素的硝酸锶和硝酸钴溶液来模拟实际含锶和钴元素放射性废液的蒸发浓缩过程。结果表明,系统蒸发量、换热系数、容积效率随蒸发温度变化明显;系统蒸发量、COP受压缩比影响较大;系统去污性能显著,去污因子达1 500。 展开更多
关键词 蒸发 MVR 热泵 放射性废液 去污因子
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压水堆核电站产生的硼酸废液和浓缩废液的水泥固化研究 被引量:6
13
作者 龚立 程理 +3 位作者 郑军华 侯运然 马小敏 姚永泉 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1995年第1期33-41,共9页
本文介绍了压水堆核电站产生的硼酸废液和浓缩废液水泥固化的实验室研究结果。硼酸废液在水泥中有良好的分散性和缓凝作用,水泥浆的泌水和终凝时间太长限制了水泥固化体中废液的包容量。推荐的含砂水泥固化体中硼酸废液的包容量为23... 本文介绍了压水堆核电站产生的硼酸废液和浓缩废液水泥固化的实验室研究结果。硼酸废液在水泥中有良好的分散性和缓凝作用,水泥浆的泌水和终凝时间太长限制了水泥固化体中废液的包容量。推荐的含砂水泥固化体中硼酸废液的包容量为23%(wt),纯水泥固化体为28%(wt)。浓缩废液与水泥等组分搅拌形成的水泥浆又粘又稠,凝结很快。推荐的含砂水泥固化体中浓缩废液的包容量为28%(wt),纯水泥固化体为38%(wt),上述固化体的性能均符合技术指标的要求。 展开更多
关键词 硼酸废液 浓缩废液 水泥固化 放射性废物
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福岛第一核电站事故后放射性废液的泄漏/排放及辐射影响评估 被引量:16
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作者 李冰 陈莹莹 +2 位作者 余少青 陈晓秋 杨端节 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第6期336-347,共12页
利用日本东京电力株式会社(TEPCO)和文部科学省(MEXT)等机构截止到2011年5月6日公布的较高放射性水平污水的泄漏资料和较低放射性水平污水的主动排放资料,以及海域的辐射环境监测资料和水产品放射性含量监测资料等,分析了泄漏及排放的... 利用日本东京电力株式会社(TEPCO)和文部科学省(MEXT)等机构截止到2011年5月6日公布的较高放射性水平污水的泄漏资料和较低放射性水平污水的主动排放资料,以及海域的辐射环境监测资料和水产品放射性含量监测资料等,分析了泄漏及排放的放射性污水在近岸海域海水中的分布,并初步评估了所致的海洋生物剂量和公众剂量。 展开更多
关键词 福岛第一核电站事故 放射性废液 海域监测 剂量评估
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反渗透技术去除核电厂放射性废液中痕量核素的研究进展 被引量:6
15
作者 魏新渝 马鸿宾 +4 位作者 熊小伟 王一川 谭承军 方圆 王志 《水处理技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第12期10-14,19,共6页
介绍了我国运行核电厂放射性废液及其处理系统的特点;综述了反渗透在国内外核设施放射性废水处理过程中的应用,考察了溶质在反渗透膜内的传输机理,分析了当前商用的反渗透设计评价模型应用于水中痕量放射性核素去除的可行性。指出了当... 介绍了我国运行核电厂放射性废液及其处理系统的特点;综述了反渗透在国内外核设施放射性废水处理过程中的应用,考察了溶质在反渗透膜内的传输机理,分析了当前商用的反渗透设计评价模型应用于水中痕量放射性核素去除的可行性。指出了当前RO膜去除我国核电厂放射性废液中痕量核素应进一步完善的工作,包括完善RO膜去除我国核电厂排放的主要放射性核素如^(110m)Ag和^(54)Mn及其化合物的研究和影响因素的分析;开展RO膜去除水中痕量放射性核素的机理研究,建立RO膜去除效率与水中痕量放射性核素浓度以及与膜面积关联的评价模型。 展开更多
关键词 痕量核素 反渗透 放射性废液 核电厂 去除机理 评价模型
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高放废液总β放射性活度测量 被引量:2
16
作者 吕峰 林灿生 +2 位作者 张先梓 陈国安 张崇海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第5期86-89,共4页
方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的... 方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的放射性核素组成、各核素β射线能量对应于β效率曲线值以及各核素β放射性活度占样品总β放射性活度的比例加权平均计算求得。在测定样品各核素β放射性活度占总β放射性活度的比例时,方法对具有γ衰变的核素采用直接γ能谱法;对纯β衰变核^(90)Sr-^(90)Y,采用了半衰期近似法;对纯β衰变核^(147)Pm,采用了表观冷却时间近似替代法对高放废液样品测量的不确定度约为±15%。测量结果与化学分离各核素测得的结果在误差范围内符合。 展开更多
关键词 高放废液 Β射线 测量 Β放射性
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掺合料对含氟放射性废液MKPC凝胶材料固化体性能的影响 被引量:2
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作者 钱正华 刘学阳 +2 位作者 乔延波 王帅 秦强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期805-810,共6页
以KH_2PO_4、重烧MgO和硼砂按一定比例制备磷酸钾镁(MKPC)凝胶材料固化模拟含氟放射性废液,研究掺合料(石英砂、沸石、硅灰、粉煤灰)对固化体性能的影响。结果显示,掺合料不改变固化体的终凝时间,但影响其孔隙率,掺入粉煤灰后孔隙率降低... 以KH_2PO_4、重烧MgO和硼砂按一定比例制备磷酸钾镁(MKPC)凝胶材料固化模拟含氟放射性废液,研究掺合料(石英砂、沸石、硅灰、粉煤灰)对固化体性能的影响。结果显示,掺合料不改变固化体的终凝时间,但影响其孔隙率,掺入粉煤灰后孔隙率降低,掺入硅灰则相反。固化体空气养护28 d后,抗压强度大于55 MPa,抗压强度的损失与孔隙率呈正比。所制备的固化体具有良好的抗浸出性能,浸出实验42 d后,模拟核素Sr^(2+)、Cs^+、Co^(2+)的浸出率和Cs^+的42 d累积浸出率低于GB 14569.1—2011的限值,F^-平均浸出浓度低于GB 5085.3—2007的限值。 展开更多
关键词 含氟放射性废液 MKPC凝胶材料 固化 掺合料
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地聚合物基多相陶瓷高放废液固化体固化机理与浸出性能 被引量:2
18
作者 李秋 朱翔 +3 位作者 耿海宁 李宗刚 马浩森 陈伟 《硅酸盐通报》 CAS 北大核心 2023年第4期1437-1447,1465,共12页
高放废物中放射性核素组成复杂,而陶瓷固化存在核素选择性强的问题。为实现同时固化裂变产物及锕系核素的目的,基于可陶瓷化地聚合物设计原理,将模拟高放废液与偏高岭土、矿粉、硅灰、纳米氧化锆混合后,加入模数为1.5的钾水玻璃作为激... 高放废物中放射性核素组成复杂,而陶瓷固化存在核素选择性强的问题。为实现同时固化裂变产物及锕系核素的目的,基于可陶瓷化地聚合物设计原理,将模拟高放废液与偏高岭土、矿粉、硅灰、纳米氧化锆混合后,加入模数为1.5的钾水玻璃作为激发剂制备高放废液多相陶瓷固化基材,该基材在常温下成型硬化后,再以1100℃高温热处理方式转化为地聚合物基多相陶瓷高放废液固化体。采用静态浸出方法研究固化体的抗浸出性能,同时采用XRD、SEM-EDS、XPS等测试技术探究地聚合物陶瓷化机制、核素固化机理及Ce元素氧化价态。结果表明,该固化基材在固化模拟核素时,以化学形式与物理形式两种方式同时固化:一是大量进入烧结形成的白榴石(立方)、氧化锆(四方)、锆英石晶格或形成陶瓷相;二是少量被玻璃相包裹。其中Cs、Sr均匀分布,Ce、Nd在玻璃相中富集。该固化基材在同时固化不同价态与离子半径的核素时具有优异的抗浸出性能,Cs、Sr的28 d归一化元素浸出率低至10-2g/(m^(2)·d),Ce、Nd的28 d归一化元素浸出率低至10-4~10-5g/(m^(2)·d)。本文有望提供一种工艺简单,并结合水泥、玻璃、陶瓷固化方法为一体,可同时固化多种核素的高放废物固化体设计与制备方法,为高放废物固化提供新思路。 展开更多
关键词 地聚合物 浸出率 多相陶瓷 高放废液 共同固化 固化机理
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高放废液γ放射性核素的分析测定 被引量:3
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作者 杨留成 黄浩新 +1 位作者 江金才 侯淑彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第5期90-92,共3页
介绍用高分辨Ge(Li)γ能谱仪分析测定高放废液中裂变产物核素的方法和结果。描述了所用谱仪系统、死时间校正方法、潜处理以及样品制备技术。
关键词 高放废液 Γ放射性核素 Γ能谱仪
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高分辨电感耦合等离子体质谱法测量放射性废液中239Pu与240Pu 被引量:1
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作者 李兵 梁帮宏 +6 位作者 苏冬萍 张劲松 陈云明 孙鹏 李顺涛 李新政 袁平 《质谱学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期593-598,共6页
^(239)Pu和^(240)Pu含量对分析放射性废液来源、选择后续处理工艺十分关键。本研究应用高分辨电感耦合等离子体质谱法(HR-ICP-MS)直接测定放射性废液中的^(239)Pu、^(240)Pu含量。由于^(238) U与1 H结合产生的铀氢复合离子会对^(239)Pu... ^(239)Pu和^(240)Pu含量对分析放射性废液来源、选择后续处理工艺十分关键。本研究应用高分辨电感耦合等离子体质谱法(HR-ICP-MS)直接测定放射性废液中的^(239)Pu、^(240)Pu含量。由于^(238) U与1 H结合产生的铀氢复合离子会对^(239)Pu、^(240)Pu造成同质异位素干扰,本研究通过测定铀氢复合离子产率进行质谱干扰修正,将^(239)Pu、^(240)Pu系列浓度标准扣除铀氢复合离子干扰后,分别绘制^(239)Pu、^(240)Pu质量浓度-计数率标准曲线。测量放射性废液样品时,先利用铀氢复合离子产率修正^(239)Pu和^(240)Pu的同质异位素干扰,再将样品计数率值代入标准曲线方程,计算得到放射性废液样品中^(239)Pu和^(240)Pu的质量浓度,最后计算^(239)Pu和^(240)Pu的活度。将质谱法与液闪法测量结果进行比对,结果表明,两者所测结果偏差小于4%,方法相对扩展不确定度为4.6%(k=2)。该方法制样简单,适用于辐射水平高、铀基体含量大的放射性废液中^(239)Pu和^(240)Pu的快速测量。 展开更多
关键词 高分辨电感耦合等离子体质谱(HR-ICP-MS) 放射性废液 同质异位素
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