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围岩水中玻璃体关键元素动态浸出特性研究: 1; 作者孙琦张振涛 +4 位作者王辰宇晁昊杜晓慧张银刘畅《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期289-295,共7页; 为了获得地下水侵入深部围岩裂隙所致高放玻璃固化体核素释出与迁移参数的变化规律,本研究以高放玻璃固化体中核素在石英石水岩饱和水中的迁移行为为研究对象,开展了动态浸出试验,重点分析研究了元素B、Re和Si在浸出液中的浓度变化以及... 展开更多; 关键词裂隙充填物高放玻璃固化体北山预选区元素释出; 在线阅读下载PDF 职称材料

混凝剂预处理非工艺低放废水研究被引量：2: 2; 作者马梅花陈艳 +5 位作者龙泊康刘刈彭琳张羽孙润杰冯亚鑫《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期344-348,I0003,共6页; 我国后处理工业示范厂和后处理大厂产生的非工艺低放废水具有年产生量大、成分复杂、污染核素种类多等特点。针对后处理非工艺低放废水的特点,初步探究了使用混凝剂处理非工艺低放废水的可行性。研究用非离子型聚丙烯酰胺(NPAM)为助凝剂... 展开更多; 关键词模拟非工艺低放废水混凝剂 TOC; 在线阅读下载PDF 职称材料

高放玻璃多重屏障介质多因素耦合处置方法研究: 3; 作者孙琦张振涛《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第9期1656-1662,共7页; 地下水透过多重屏障介质与高放玻璃固化体直接接触后,放射性核素会从固化体中释放,因此成为高放废物处置库安全评价的源项。为更精确地预测玻璃固化体长期处置行为,本文考察了围岩、回填材料等因素对模拟高放玻璃固化体中各关键元素浸... 展开更多; 关键词高放玻璃固化体放射性核素多重介质元素释出; 在线阅读下载PDF 职称材料

气力输送技术在放射性废液暂存设施中的应用: 4; 作者邵延江李维 +1 位作者马聪聪冯春晓《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第10期1914-1920,共7页; 为确保放射性废液气力输送系统冷调试安全,验证设计的合理性和可靠性,利用伯努利方程,推算了冷调试的工艺操作参数,并对理论计算与实测值间的偏差原因进行了条件输入验证。结果表明,推算的工艺操作参数与冷调试试验结果符合较好,放射性... 展开更多; 关键词气力输送伯努利方程放射性废液暂存设施安全运行; 在线阅读下载PDF 职称材料

箱装废物γ核素的直接测量方法及验证: 5; 作者郭子静聂鹏《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期913-921,共9页; 在获取γ放射性核素活度信息时,常规技术难以对放射性固体废物钢箱进行有效、全面分析,需利用非破坏性测量分析技术在钢箱处置前对其整体测量,国内目前尚无可对废物钢箱进行直接测量的方法及系统。本文通过对γ射线光谱测量分析算法的... 展开更多; 关键词钢箱 γ射线光谱测量分析蒙特卡罗模拟代数重建算法效率刻度模型; 在线阅读下载PDF 职称材料

含碘废物固化基材及固化方法综述被引量：2: 6; 作者吴杰刘刈 +3 位作者章晓崑马梅花冯亚鑫张振涛《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期311-318,I0001,共9页; 核燃料后处理厂是目前环境中129 I的主要来源,其产生的二次废物分为碘洗脱液和固体吸附剂两类,通常含碘废物的固化方法有三种,即水泥固化、玻璃固化和陶瓷固化等。本文综述了各方法的研究进展和应用现状,并对我国后处理厂产生的含碘废... 展开更多; 关键词放射性碘废物水泥固化玻璃固化陶瓷固化; 在线阅读下载PDF 职称材料

模拟高放废物地质处置条件下锝在去离子水体系中的胶体行为: 7; 作者邵延江王波 +8 位作者周舵陈曦方升徐毓炜许强伟刘晨包良进龙浩骑鲜亮《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期47-56,共10页; ^(99)Tc是高放废物地质处置中重点关注的关键核素,深地质处置条件下其在地下水中的胶体行为对其迁移行为可能存在较大影响,亟需系统开展研究。本文在模拟高放废物地质处置的低氧和低浓(氧气含量小于5 ppm、^(99)Tc初始浓度10^(-9)~10^(-... 展开更多; 关键词锝胶体行为膜过滤法稳定性核素迁移高放废物深地质处置; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名围岩水中玻璃体关键元素动态浸出特性研究: 1; 作者孙琦张振涛王辰宇晁昊杜晓慧张银刘畅; 机构中国原子能科学研究院退役治理工程技术中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期289-295,共7页; 文摘为了获得地下水侵入深部围岩裂隙所致高放玻璃固化体核素释出与迁移参数的变化规律,本研究以高放玻璃固化体中核素在石英石水岩饱和水中的迁移行为为研究对象,开展了动态浸出试验,重点分析研究了元素B、Re和Si在浸出液中的浓度变化以及玻璃的腐蚀情况。结果显示,动态浸出试验150 d后,离子浓度均随反应时间的增加而增大。反应温度为90℃时,地质处置库中流速为40 L/(m^(2)·a)的石英石水岩饱和水中,玻璃柱的腐蚀速率为540 nm/a,3000年后,长1350 mm、直径440 mm、质量400 kg、表面积17 m^(2)的玻璃柱腐蚀深度为1.62 mm,B、Re和Si分别释出元素总含量的12.24%、10.41%和0.18%。; 关键词裂隙充填物高放玻璃固化体北山预选区元素释出; Keywords fissure filling high-level glass solidified body Beishan pre-selection area release of element; 分类号 TL941 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名混凝剂预处理非工艺低放废水研究被引量：2: 2; 作者马梅花陈艳龙泊康刘刈彭琳张羽孙润杰冯亚鑫; 机构中国原子能科学研究院退役治理工程技术中心; 出处《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期344-348,I0003,共6页; 文摘我国后处理工业示范厂和后处理大厂产生的非工艺低放废水具有年产生量大、成分复杂、污染核素种类多等特点。针对后处理非工艺低放废水的特点,初步探究了使用混凝剂处理非工艺低放废水的可行性。研究用非离子型聚丙烯酰胺(NPAM)为助凝剂,比较了聚合氯化铝(PAC)、聚合硫酸铁(PFS)、阴离子型聚丙烯酰胺(PAM)3种混凝剂对模拟非工艺低放废水中总有机碳(TOC)的去除效果。通过正交实验探讨了混凝效果的影响因素。结果表明:聚合氯化铝对模拟非工艺低放废水的混凝效果最佳,混凝剂的投加量是影响混凝效果的主要因素。当混凝剂和助凝剂的加入量分别为348 mg/L和24μg/L、混凝时间为30 min、pH=5时,得到去除模拟非工艺低放废水中TOC的最优方案,TOC去除率达到24%。; 关键词模拟非工艺低放废水混凝剂 TOC; Keywords simulated non-processing LLRW coagulant TOC; 分类号 TL941 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名高放玻璃多重屏障介质多因素耦合处置方法研究: 3; 作者孙琦张振涛; 机构中国原子能科学研究院退役治理工程技术中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第9期1656-1662,共7页; 文摘地下水透过多重屏障介质与高放玻璃固化体直接接触后,放射性核素会从固化体中释放,因此成为高放废物处置库安全评价的源项。为更精确地预测玻璃固化体长期处置行为,本文考察了围岩、回填材料等因素对模拟高放玻璃固化体中各关键元素浸出的影响,实验处置温度为90℃,模拟高放玻璃固化体依据德国配方制备。结果表明,围岩对玻璃体中不同元素的阻滞作用有所差异。B、Re和U的浸出浓度在二长花岗岩中最大;膨润土含水量高时,玻璃体中元素释出量大;而含水量低时,释出量小;在膨润土中添加5%的素玻璃粉,对玻璃的腐蚀有抑制作用。; 关键词高放玻璃固化体放射性核素多重介质元素释出; Keywords high-level radioactive glass solidified body radionuclide multiple medium release of element; 分类号 TL941 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名气力输送技术在放射性废液暂存设施中的应用: 4; 作者邵延江李维马聪聪冯春晓; 机构中国原子能科学研究院退役治理工程技术中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第10期1914-1920,共7页; 文摘为确保放射性废液气力输送系统冷调试安全,验证设计的合理性和可靠性,利用伯努利方程,推算了冷调试的工艺操作参数,并对理论计算与实测值间的偏差原因进行了条件输入验证。结果表明,推算的工艺操作参数与冷调试试验结果符合较好,放射性废液气力输送系统工艺设计合理,本研究推荐的方法可用于同类系统工艺操作参数计算。通过分析管径和真空系统设计对放射性废液暂存设施安全运行的影响,提出了技术改进方法及建议。; 关键词气力输送伯努利方程放射性废液暂存设施安全运行; Keywords pneumatic conveying Bernoulli’s equation storage facility for radioactive waste liquid safe operation; 分类号 TL941.12 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名箱装废物γ核素的直接测量方法及验证: 5; 作者郭子静聂鹏; 机构中国原子能科学研究院退役治理工程技术中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期913-921,共9页; 基金国防科工局退役治理专项(401Y-GC-GKXJ-21-2587)。; 文摘在获取γ放射性核素活度信息时,常规技术难以对放射性固体废物钢箱进行有效、全面分析,需利用非破坏性测量分析技术在钢箱处置前对其整体测量,国内目前尚无可对废物钢箱进行直接测量的方法及系统。本文通过对γ射线光谱测量分析算法的离散处理,结合传统CT原理,将放射性固体废物钢箱离散为2×5×3个体素,应用蒙特卡罗模拟结合代数重建技术建立了检测效率校准模型,完成了体素间串扰修正,解决了FA-Ⅳ型钢箱内γ放射性核素的直接测量问题,建立了相应的测量系统。为验证系统的可靠性,对钢箱内废物取样,送实验室进行γ射线光谱测量分析,并将两种方法的测量结果进行对比分析。结果显示,二者的相对偏差小于35%,验证了此系统的箱装废物直接测量方法可满足放射性固体废物钢箱测量分析和处置场废物接收数据测量误差在50%范围内的要求。; 关键词钢箱 γ射线光谱测量分析蒙特卡罗模拟代数重建算法效率刻度模型; Keywords [steel box γ-ray spectrum measurement and analysis Monte Carlo simulation algebraic reconstruction algorithm efficiency scale model; 分类号 TL81 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名含碘废物固化基材及固化方法综述被引量：2: 6; 作者吴杰刘刈章晓崑马梅花冯亚鑫张振涛; 机构中国原子能科学研究院退役治理工程技术中心; 出处《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2020年第5期311-318,I0001,共9页; 文摘核燃料后处理厂是目前环境中129 I的主要来源,其产生的二次废物分为碘洗脱液和固体吸附剂两类,通常含碘废物的固化方法有三种,即水泥固化、玻璃固化和陶瓷固化等。本文综述了各方法的研究进展和应用现状,并对我国后处理厂产生的含碘废物未来处理路线提出了建议。; 关键词放射性碘废物水泥固化玻璃固化陶瓷固化; Keywords radioiodine waste cement immobilization glass immobilization ceramic immobilization; 分类号 TL941 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名模拟高放废物地质处置条件下锝在去离子水体系中的胶体行为: 7; 作者邵延江王波周舵陈曦方升徐毓炜许强伟刘晨包良进龙浩骑鲜亮; 机构中国原子能科学研究院退役治理工程技术中心中国原子能科学研究院放射化学研究所国家知识产权局专利局专利审查协作北京中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期47-56,共10页; 基金稳定基础科研计划项目(BJ19001203)。; 文摘 ^(99)Tc是高放废物地质处置中重点关注的关键核素,深地质处置条件下其在地下水中的胶体行为对其迁移行为可能存在较大影响,亟需系统开展研究。本文在模拟高放废物地质处置的低氧和低浓(氧气含量小于5 ppm、^(99)Tc初始浓度10^(-9)~10^(-5) mol/L)条件下,首先探讨了用膜过滤法研究锝胶体行为的可行性,发现pH值和离子强度等对^(99)Tc的液闪测定无明显影响,且过滤器对Tc(Ⅳ)和Tc(Ⅶ)均无显著吸附行为,基于此初步建立了锝胶体行为研究的膜过滤实验方法,并采用该方法研究了去离子水体系中锝的胶体行为。结果表明:Tc(Ⅶ)不易发生水解反应,在低氧条件下无明显胶体行为,并能长期稳定地存在于体系中,可能具有较强的迁移能力;Tc(Ⅳ)易水解而聚集为胶体,在较宽pH值范围内(pH=4~11)以真胶体形式在398 d实验周期内较长期地稳定存在于体系中,其浓度高于以离子形态存在的Tc(Ⅳ)的数倍甚至1个数量级,所形成的胶体可能会提高地质处置条件下Tc(Ⅳ)的迁移能力,但体系离子强度升高会使Tc(Ⅳ)胶体易凝聚为大颗粒物质甚至沉淀,导致锝以真胶体形态存在和迁移的可能性降低,因此高放废物处置中,锝胶体行为对其迁移行为的影响应予以足够重视和研究。; 关键词锝胶体行为膜过滤法稳定性核素迁移高放废物深地质处置; Keywords technetium colloidal behavior membrane filtration method stability radionuclide migration HLW deep geological-disposal; 分类号 TL941.12 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	围岩水中玻璃体关键元素动态浸出特性研究	孙琦张振涛王辰宇晁昊杜晓慧张银刘畅	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2024	0	在线阅读下载PDF 职称材料
2	混凝剂预处理非工艺低放废水研究	马梅花陈艳龙泊康刘刈彭琳张羽孙润杰冯亚鑫	《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心	2020	2	在线阅读下载PDF 职称材料
3	高放玻璃多重屏障介质多因素耦合处置方法研究	孙琦张振涛	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2021	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	气力输送技术在放射性废液暂存设施中的应用	邵延江李维马聪聪冯春晓	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2021	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	箱装废物γ核素的直接测量方法及验证	郭子静聂鹏	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2024	0	在线阅读下载PDF 职称材料
6	含碘废物固化基材及固化方法综述	吴杰刘刈章晓崑马梅花冯亚鑫张振涛	《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心	2020	2	在线阅读下载PDF 职称材料
7	模拟高放废物地质处置条件下锝在去离子水体系中的胶体行为	邵延江王波周舵陈曦方升徐毓炜许强伟刘晨包良进龙浩骑鲜亮	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2023	0	在线阅读下载PDF 职称材料