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低中放固体废物处置场选址规划环境影响评价方法研究 被引量:7
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作者 李洋 顾志杰 +2 位作者 康晶 刘腾 王孝强 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第4期235-239,247,共6页
建造低、中水平放射性固体废物处置场,对低中放废物进行安全处置是降低低中放废物管理的环境风险、减少对环境和公众影响的必要途径。而对全国低中固体废物处置场进行选址规划有利于合理布置处置场、合理利用资源以及减少对公众和环境... 建造低、中水平放射性固体废物处置场,对低中放废物进行安全处置是降低低中放废物管理的环境风险、减少对环境和公众影响的必要途径。而对全国低中固体废物处置场进行选址规划有利于合理布置处置场、合理利用资源以及减少对公众和环境的影响。为了减少规划实施后可能对环境产生的影响,需要对《我国低中水平放射性固体废物处置场所选址规划》进行环境影响评价。本文对如何开展这类规划的环境影响评价进行了探讨。 展开更多
关键词 低中放固体废物 处置场 处置场选址规划 环境影响评价 战略环境评价
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用伯胺7101从钒渣浸出液中萃取钒 被引量:10
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作者 王扬 王海良 李培佑 《湿法冶金》 CAS 北大核心 2014年第2期104-107,共4页
研究了用伯胺7101从钒渣浸出液中萃取钒,考察了萃取剂组成、两相接触时间对钒萃取率的影响,以及反萃取剂组成、温度及两相接触时间对钒反萃取率的影响。试验结果表明:对于钒质量浓度为17 g/L的钒净化液,用10%7101+10%仲辛醇+80... 研究了用伯胺7101从钒渣浸出液中萃取钒,考察了萃取剂组成、两相接触时间对钒萃取率的影响,以及反萃取剂组成、温度及两相接触时间对钒反萃取率的影响。试验结果表明:对于钒质量浓度为17 g/L的钒净化液,用10%7101+10%仲辛醇+80%煤油作萃取剂,在常温、相比V o/V a=1/1条件下萃取5 min ,钒萃取率在90%以上,萃取剂饱和容量为29.5 g/L ;对于负载17.0 g/L钒的有机相,用170 g/L的(N H4)2 CO3溶液作反萃取剂反萃取沉淀钒,控制相比V o/V a =1/1,温度为35~40℃,两相接触15 min ,钒的反萃取率达99%,所得五氧化二钒产品质量质量优于YB/T5304-2011冶金99级标准。 展开更多
关键词 溶剂萃取 伯胺7101 五氧化二钒 PRIMARY AMINE 7101
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Ba(NO_(3))_(2)预处理对高放废液玻璃固化过程中硫酸盐分相的影响 被引量:1
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作者 吴浪 徐立国 +2 位作者 雷杰 王宾 滕元成 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期459-464,I0002,共7页
为抑制高放废液玻璃固化过程中黄相的产生,采用Ba(NO_(3))_(2)对模拟高硫高钠高放废液进行预处理,再利用熔融法制备硼硅酸盐玻璃固化体,研究了预处理对玻璃固化体熔制过程中黄相的形成及其物相组成、显微结构的影响,并对比分析了预处理... 为抑制高放废液玻璃固化过程中黄相的产生,采用Ba(NO_(3))_(2)对模拟高硫高钠高放废液进行预处理,再利用熔融法制备硼硅酸盐玻璃固化体,研究了预处理对玻璃固化体熔制过程中黄相的形成及其物相组成、显微结构的影响,并对比分析了预处理前后玻璃固化体中的硫含量。结果表明:Ba^(2+)与模拟高放废液中的SO_(4)^(2-)在酸性环境反应生成了BaSO_(4),预处理使玻璃固化体熔制过程中产生的黄相显著减少;预处理前黄相主要成分为Na_(2)SO_(4)和LiNaSO_(4),还含有少量CaMoO_(4)和Na_(2)CrMoO_(4),预处理后黄相中LiNaSO_(4)相衍射峰有所减弱,并出现了BaSO_(4)、BaMoO_(4)和BaCrO_(4)相;预处理前玻璃固化体中的硫含量随温度升高逐渐降低,预处理后玻璃固化体中的硫含量在850~1050℃基本保持不变,随着温度进一步升高,硫含量逐渐降低;当废物中硫酸盐含量较高时,预处理对提高硫酸盐的包容能力尤为显著。 展开更多
关键词 高放废液 玻璃固化 Ba(NO_(3))_(2) 硫酸盐 黄相
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桶装核废物层析γ扫描技术研究 被引量:1
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作者 阳刚 庹先国 程智 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第1期26-30,35,共6页
层析γ扫描技术是桶装中低放核废物无损分析技术的主要分析方法,能够准确测量桶装容器内中、高密度非均匀核废物中的核素及其含量。本文综述了国内外桶装核废物层析γ扫描技术研究现状,简述国内现有研究基础和研究进展,并对层析γ扫描... 层析γ扫描技术是桶装中低放核废物无损分析技术的主要分析方法,能够准确测量桶装容器内中、高密度非均匀核废物中的核素及其含量。本文综述了国内外桶装核废物层析γ扫描技术研究现状,简述国内现有研究基础和研究进展,并对层析γ扫描技术的发展趋势作了简要分析。提出了层析γ扫描技术研究发展方向和我国桶装核废物层析γ扫描技术面临的问题,并对所面临问题提出了相应的对策。 展开更多
关键词 桶装核废物 无损分析 层析γ扫描 综述
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我国南方某核厂址蟾蜍剂量率评估的比较研究
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作者 韩宝华 李建国 +5 位作者 黄鹏 韩学垒 郜燕 马炳辉 尚红莲 王慧娟 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期14-21,共8页
选择我国南方某核厂址两栖动物——蟾蜍作为参考生物,建立了蟾蜍的生物解剖学模型和外照射环境模型。采用蒙特卡罗模拟技术计算源介质中放射性核素^(137)Cs、^(90)Sr和^(239)Pu对靶组织/器官的辐射剂量率,由此计算蟾蜍整体的辐射剂量率... 选择我国南方某核厂址两栖动物——蟾蜍作为参考生物,建立了蟾蜍的生物解剖学模型和外照射环境模型。采用蒙特卡罗模拟技术计算源介质中放射性核素^(137)Cs、^(90)Sr和^(239)Pu对靶组织/器官的辐射剂量率,由此计算蟾蜍整体的辐射剂量率。采用ERICA程序和RESRAD-BIOTA程序计算蟾蜍的剂量率,并与解剖学模型进行比较。结果表明:三种方法计算的蟾蜍内照射剂量率基本一致;由于外照射环境模型的不同,外照射剂量率估算结果并不相同,ERICA程序与解剖学模型计算的外照射剂量率结果更接近;解剖学模型关注生物组织/器官的辐射剂量,对于核素分布不均匀的生物个体研究具有重要的意义。 展开更多
关键词 蟾蜍 解剖学模型 ERICA程序 RESRAD-BIOTA程序
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秦山核电基地放射性废物最小化技术实践与探讨 被引量:9
6
作者 余达万 徐宏明 +3 位作者 周辰昊 郭喜良 余达宇 姜春辉 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期213-220,共8页
介绍了秦山核电基地在放射性废物最小化方面的实践。包括建立了蒸汽发生器排污树脂和通风过滤器金属框架清洁解控工作流程;改进了水泥固化线工艺,水泥固化包装容器采用金属桶代替水泥桶;开发了废过滤器芯子暂存衰变法分类处理及一桶装... 介绍了秦山核电基地在放射性废物最小化方面的实践。包括建立了蒸汽发生器排污树脂和通风过滤器金属框架清洁解控工作流程;改进了水泥固化线工艺,水泥固化包装容器采用金属桶代替水泥桶;开发了废过滤器芯子暂存衰变法分类处理及一桶装多芯方案;开发了技术废物“三明治”式废物装桶和超级压实提高外包装容器效率等最小化实践。对废液、废树脂、技术废物、有机废液等处理技术进行了比较分析,建议采用废液蒸干压实技术、废树脂蒸汽重整技术、可燃废物和有机废液焚烧技术,预计秦山核电基地废物产生量可由541m^3/a减至约94m^3/a。 展开更多
关键词 清洁解控 暂存衰变 蒸干压实 蒸汽重整 焚烧
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三甘醇脱水技术在元坝气田净化装置中的应用 被引量:12
7
作者 杨洋 陈奇 +3 位作者 李治鹏 谷卓然 叶世贵 李长春 《石油与天然气化工》 CAS CSCD 北大核心 2021年第1期9-14,19,共7页
针对水摩尔分数约为0.09%、体积流量为9.6×10^(4)~10.6×10^(4) m^(3)/h的湿净化气,三甘醇(TEG)循环量为2.50~2.85 t/h,外输产品气水露点在-19℃以下,满足水露点要求。当TEG重沸器蒸汽用量为529~549 kg/h时,再生后TEG质量分数... 针对水摩尔分数约为0.09%、体积流量为9.6×10^(4)~10.6×10^(4) m^(3)/h的湿净化气,三甘醇(TEG)循环量为2.50~2.85 t/h,外输产品气水露点在-19℃以下,满足水露点要求。当TEG重沸器蒸汽用量为529~549 kg/h时,再生后TEG质量分数从96.9%升至99.7%。为了避免TEG再生热源不稳定、贫溶剂后冷管式换热器结垢严重等工艺缺陷,对脱水工艺进行了优化:①以自产表压为3.8 MPa的中压蒸汽为热源,确保TEG再生温度稳定,并使其易于调节,拟合蒸汽用量与TEG重沸器温度关系曲线;②采用富TEG未预热直接闪蒸工艺,减少富液预热过程,去除富TEG中大部分轻烃组分,在满足脱水单元要求的同时,减小能耗和节约成本;③将TEG贫液后冷器由管壳式换热器更换为不锈钢材质的波纹板式换热器,更换后换热器长时间运行平稳,减少了换热器配件的更换频次。 展开更多
关键词 三甘醇 脱水 蒸汽 闪蒸 优化 换热器
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热中子成像准直器研制综述
8
作者 闫学文 谢伟婷 +2 位作者 李德源 李华 靳海晶 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2022年第3期472-477,共6页
介绍了热中子成像的基本原理及热中子准直的基本方法,综述了国内外热中子准直器的研制进展,提出了改善热中子准直器性能的主要途径,展望了热中子准直器的设计方向和应用前景。
关键词 热中子成像 准直器 中子反射层 微通道板
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大型中放贮罐罐底放射性泥浆回取系统设计 被引量:1
9
作者 李飞 徐立国 +5 位作者 陈继钊 阳诚 马永红 郑方友 马延彬 肖寒月 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期213-217,共5页
本文针对大型中放贮罐罐底放射性泥浆放射性水平较高、泥浆板结及罐底存在加强筋等难点,设计了一套能够通过远距离操作自动投放至中放贮罐内对放射性泥浆进行搅拌、破碎及回取的系统和回取作业流程。
关键词 中放贮罐 放射性泥浆 回取
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高放废液贮罐罐底残留物回取方案设计及工装开发
10
作者 魏峰 周文波 +2 位作者 朱建江 李飞 杨捻 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期960-965,共6页
高放废液长期贮存过程中,罐内出现结晶、板结沉积物,原有倒料系统无法将其取出。随着设施老化程度加剧,这些放射性极高的沉积物潜在核安全风险愈发凸出。某厂开展自主罐底残留物回取工装专项研究,开发了铲式工具头、三瓣式抓取工具头、... 高放废液长期贮存过程中,罐内出现结晶、板结沉积物,原有倒料系统无法将其取出。随着设施老化程度加剧,这些放射性极高的沉积物潜在核安全风险愈发凸出。某厂开展自主罐底残留物回取工装专项研究,开发了铲式工具头、三瓣式抓取工具头、两瓣式抓取工具头和抽吸搅拌一体式工具头等回取工装。本文对高放废液贮罐罐底残留物回取方案进行设计,有效解决高放废液贮罐罐底残留物回取难题,同时为国内其他同类设施的退役工程提供较好设计参考。 展开更多
关键词 高放废液 残留物回取 回取工装
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高硫高钠高放废液玻璃固化配方研究 被引量:22
11
作者 王孝强 庹先国 +4 位作者 周慧 张威 李哲 陈晓丽 罗洪盛 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2013年第3期180-192,共13页
中核四川环保工程有限责任公司(SEPEC)的高放废液采用玻璃固化法进行处理。这种高放废液中硫和钠的含量高,使得玻璃形成过程中的动力学过程变慢,限制了废物玻璃的包容量,产生"黄相",对废物玻璃的质量带来不利影响。根据高放... 中核四川环保工程有限责任公司(SEPEC)的高放废液采用玻璃固化法进行处理。这种高放废液中硫和钠的含量高,使得玻璃形成过程中的动力学过程变慢,限制了废物玻璃的包容量,产生"黄相",对废物玻璃的质量带来不利影响。根据高放废液组成,准备多个废物玻璃配方开展实验室研究和论证,发现适当降低废物玻璃中Si和B的含量,提高碱性,添加Sb2O5和V2O5,以增加玻璃熔体中的氧负离子,有利于废物玻璃包容更多的Na2SO4。对实验室的配方样品进行了比较筛选,改进后提出了最后的推荐配方。使用该配方,在德国PVA(prototype vitrification test facility)冷台架上进行试验验证,废物玻璃中没有出现"黄相"富集,测定了废物玻璃相应的工艺性能和产品质量,结果符合有关工艺和标准的要求。据此,SEPEC高放废液玻璃固化项目(VPC)的初步设计采纳了该配方。 展开更多
关键词 玻璃固化 配方改进 初步设计
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掺钕钙钛锆石基玻璃陶瓷制备及浸出性能研究 被引量:3
12
作者 吴浪 徐东 +2 位作者 李玉香 滕元成 刘宗强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第11期1943-1948,共6页
采用熔融-热处理工艺制备了掺钕钙钛锆石基玻璃陶瓷,研究了不同热处理工艺对玻璃陶瓷晶相结构的影响,用粉末静态浸泡法(PCT法)对玻璃陶瓷的浸出性能进行了评价。结果表明,玻璃陶瓷的玻璃转变温度(Tg)和析晶峰温度分别为580℃和740℃。... 采用熔融-热处理工艺制备了掺钕钙钛锆石基玻璃陶瓷,研究了不同热处理工艺对玻璃陶瓷晶相结构的影响,用粉末静态浸泡法(PCT法)对玻璃陶瓷的浸出性能进行了评价。结果表明,玻璃陶瓷的玻璃转变温度(Tg)和析晶峰温度分别为580℃和740℃。采用先制备玻璃再进行热处理的方法(二步法)很容易生成CaTiO3晶相,而采用从熔融温度降低到核化温度成核,再升高到晶化温度进行热处理的方法(一步法),可获得稳定的2M型CaZrTi2O7晶相,且CaZrTi2O7晶粒呈树枝状分布在玻璃基质中。玻璃陶瓷固化体中B和Na元素的归一化质量损失在14d后达到稳定值(约1mg/m2),Nd元素的归一化质量损失在28d后达到稳定值(约0.2mg/m2),均较硼硅酸盐玻璃固化体的低1个数量级。 展开更多
关键词 玻璃陶瓷 钙钛锆石 热处理 浸出
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用于压裂液改性的耐高温锆硼交联剂的制备及评价 被引量:5
13
作者 杨洋 陈奇 +3 位作者 李治鹏 谷卓然 叶世贵 佘雪 《应用化学》 CAS CSCD 北大核心 2021年第4期431-438,共8页
通过优化实验,得到了用于压裂液改性的耐高温锆硼交联剂的最佳条件,即以质量分数为0.5%的二氧化锆乳状液用量为基准,其它试剂用量为:质量分数为4%硼砂,体积分数为50%丙三醇,反应时间为5 h,反应温度60℃,乙酰丙酮体积分数为8%,三乙醇胺... 通过优化实验,得到了用于压裂液改性的耐高温锆硼交联剂的最佳条件,即以质量分数为0.5%的二氧化锆乳状液用量为基准,其它试剂用量为:质量分数为4%硼砂,体积分数为50%丙三醇,反应时间为5 h,反应温度60℃,乙酰丙酮体积分数为8%,三乙醇胺体积分数40%。采用傅里叶变换红外光谱仪(FT-IR)、扫描电子显微镜(SEM)和高温流变仪等技术手段表征了产物的结构和性能。结果表明,在交联比为0.5%下,耐高温锆硼交联剂与0.6%的羟丙基胍胶(HPG)基液形成的交联冻胶在160℃、170 s^(-1)的测试条件下恒速剪切2 h,剪切后冻胶的黏度最后保持130 mPa·s以上,弹性模量明显大于粘性模量,表现出良好的应用前景。 展开更多
关键词 交联剂 压裂液 耐温耐剪切
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放射性废液取样装置初步研究
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作者 吴军龙 南旭阳 +3 位作者 谢华 何赟 张靖波 李江波 《中国测试》 CAS 北大核心 2013年第S2期83-85,共3页
放射性废液的处理与处置,对核电站等其他核设施的正常运行起着重要的作用,其涉及面较广,方法手段多,但无论使用何种方式对放射性废液进行处理与处置,都会遇到放射性取样的问题。由于放射性废液对人体的特殊危害性,使得在放射性废液处置... 放射性废液的处理与处置,对核电站等其他核设施的正常运行起着重要的作用,其涉及面较广,方法手段多,但无论使用何种方式对放射性废液进行处理与处置,都会遇到放射性取样的问题。由于放射性废液对人体的特殊危害性,使得在放射性废液处置工作中,取样环节必须谨慎,以确保取样的安全性、一次性。针对中核四川环保工程有限公司的部分放射性废液,利用虹吸原理,设计出一套通过阀门和电机转速的调节来控制装置内真空度的控制取样装置,完成对放射性废液的取样。该装置应用于实际产生中,按要求对不同活度高放射性废液进行取样,分别成功取样,具有成本低廉、可靠稳定、取样时间短、产生二次放射性废物少等特点,有效地解决了实际工程问题。 展开更多
关键词 放射性废液 取样装置 设计
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基于全连接神经网络的某核设施钢箱型结构畸变模型修正研究
15
作者 张克新 蔡雪松 +3 位作者 崔龙 李文举 王嘉龙 侯钢领 《核科学与工程》 2025年第4期749-756,共8页
为解决畸变模型预测原型结构全部力学性能误差大的问题,应用全连接神经网络结合数值模拟提升了复杂结构畸变模型力学性能预测精度。以某核退役堆钢箱型结构的几何畸变模型为研究对象,采用相似理论和有限元模拟为全连接神经网络模型提供... 为解决畸变模型预测原型结构全部力学性能误差大的问题,应用全连接神经网络结合数值模拟提升了复杂结构畸变模型力学性能预测精度。以某核退役堆钢箱型结构的几何畸变模型为研究对象,采用相似理论和有限元模拟为全连接神经网络模型提供训练数据,开展了网络层级和神经元数量的优化以及模型评价等研究,进而建立了畸变模型修正方法。通过与原型结构比较,验证了畸变模型结合全连接神经网络能准确预测原型结构各个位置的应变、应力、位移等多参数力学性能,对于神经网络提高结构模型试验具有重要的参考价值。 展开更多
关键词 畸变试验模型 全连接神经网络 钢箱型结构 多参数力学性能
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钙钛锆石基玻璃陶瓷制备及其显微结构 被引量:4
16
作者 孟国龙 李玉香 +3 位作者 吴浪 陈雅斓 马雪 刘宗强 《中国陶瓷》 CAS CSCD 北大核心 2012年第5期40-42,共3页
采用分析纯的SiO2,H3BO3和天然的锆英石等为主要原料,高温1200℃熔融制备了钙钛锆石基CaO-ZrO2-TiO2-Al2O3-B2O3-SiO2玻璃陶瓷。采用TG-DTA分析确定了玻璃陶瓷的核化温度和晶化温度分别为737℃和912℃,以升温速率10℃/min进行核化晶化。... 采用分析纯的SiO2,H3BO3和天然的锆英石等为主要原料,高温1200℃熔融制备了钙钛锆石基CaO-ZrO2-TiO2-Al2O3-B2O3-SiO2玻璃陶瓷。采用TG-DTA分析确定了玻璃陶瓷的核化温度和晶化温度分别为737℃和912℃,以升温速率10℃/min进行核化晶化。XRD分析表明玻璃陶瓷相组成为钙钛锆石。SEM观察到样品中有大量粒径在10μm左右的枝状微晶粒析出。 展开更多
关键词 钙钛锆石 玻璃陶瓷 核化温度 晶化温度 维氏硬度
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搅拌参数对放射性废液水泥固化体性能的影响 被引量:3
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作者 匡雅 邹树梁 +4 位作者 徐立国 黄斌海 刘洋 寇旭 习薇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期234-242,共9页
目前,国内核电站或核设施产生的中低放废液都采用水泥固化进行处理,水泥浆及水泥固化体性能是水泥固化技术重点研究内容。本文采用普通硅酸盐水泥固化中低放废液模拟料液,研究不同液灰比条件下,搅拌时间和搅拌速度对水泥浆流动度和固化... 目前,国内核电站或核设施产生的中低放废液都采用水泥固化进行处理,水泥浆及水泥固化体性能是水泥固化技术重点研究内容。本文采用普通硅酸盐水泥固化中低放废液模拟料液,研究不同液灰比条件下,搅拌时间和搅拌速度对水泥浆流动度和固化体28 d抗压强度、孔结构、显微结构和抗浸出性能的影响。结果表明:在相同液灰比下,随着搅拌时间的延长(10~50 min),水泥浆的流动度和固化体抗压强度呈现先增大后减小的趋势,而固化体的孔隙率和Sr^(2+)浸出率随搅拌时间的延长呈递减的趋势,搅拌50 min的固化体的结构较搅拌10 min的固化体致密;用较大搅拌速度制备的固化体的抗压强度较高,且在搅拌30 min内,提高搅拌速度可提高浆料的流动度;然而长时间用较大速度搅拌制备的固化体的孔隙率较高,同时核素浸出率也较大。由于固化工艺过程中搅拌速度和搅拌时间会影响水泥浆的流动性和固化体性能,因此在水泥固化装置投入使用前,应通过大量实验来确定满足工艺要求且满足固化体性能的最佳搅拌参数。 展开更多
关键词 放射性废液 水泥固化 搅拌时间 搅拌速度
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P_(2)O_(5)对模拟高放玻璃固化体析晶和抗浸出性能的影响 被引量:2
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作者 王宾 周杨玉铜 +3 位作者 张壮森 姚颖 徐立国 吴浪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第12期2636-2645,共10页
针对高放废液硼硅酸盐玻璃固化体易析出辉石晶相的问题,本文采用P_(2)O_(5)部分替代硼硅酸盐基础玻璃配方中的MgO和CaO,研究了P_(2)O_(5)掺量(质量分数为0~8%)对玻璃固化体析晶和抗浸出性能的影响。结果表明,当P_(2)O_(5)掺量为0~3%时,... 针对高放废液硼硅酸盐玻璃固化体易析出辉石晶相的问题,本文采用P_(2)O_(5)部分替代硼硅酸盐基础玻璃配方中的MgO和CaO,研究了P_(2)O_(5)掺量(质量分数为0~8%)对玻璃固化体析晶和抗浸出性能的影响。结果表明,当P_(2)O_(5)掺量为0~3%时,样品为无定形态,在850℃热处理6 h后,P_(2)O_(5)掺量为0~2%的样品主要析出辉石晶相,而P_(2)O_(5)掺量为3%的样品析出了少量硅酸钙晶相,辉石晶相基本消失;当P_(2)O_(5)掺量高于3%时,样品析出球形Na_(3)Ca_(6)(PO_(4))_(5)晶体,且析晶度随P_(2)O_(5)掺量的增加而升高。29 Si MAS NMR和^(11)B MAS NMR分析表明,随着P_(2)O_(5)掺量的增加,玻璃网络结构中Q^(3)、Q^(4)和BO_(3)结构单元含量逐渐增加。静态浸泡法(MCC-1)试验结果表明,样品的抗浸出性能随P_(2)O_(5)掺量的增加而逐渐提高,其中P_(2)O_(5)掺量为3%的样品浸泡28 d后,Si、B、Na和Cs元素的归一化浸出率分别为0.508、0.468、0.533、0.280 g/(m^(2)·d)。 展开更多
关键词 高放废液 硼硅酸盐玻璃固化体 析晶 P_(2)O_(5) 抗浸出性能
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日本高放废液玻璃固化技术 被引量:14
19
作者 卢嘉炜 郭子方 +5 位作者 吴志豪 陈耿 翁汉钦 林铭章 陈晓丽 周强 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期67-77,共11页
本文介绍了日本东海后处理厂和六所村后处理厂的玻璃固化设施和运行情况,以及针对当前玻璃固化中出现的熔炉底部出料口堵塞、乏燃料储存池泄露等问题,日本在固化设施、运行方式、原料组分等方面采取的措施。在未来的研究计划中,日本将... 本文介绍了日本东海后处理厂和六所村后处理厂的玻璃固化设施和运行情况,以及针对当前玻璃固化中出现的熔炉底部出料口堵塞、乏燃料储存池泄露等问题,日本在固化设施、运行方式、原料组分等方面采取的措施。在未来的研究计划中,日本将侧重于低放废物玻璃固化研究的标准制定,冷坩埚以及等离子体固化等先进技术的研发,同时加强配方研究及先进工艺流程的开发,从而实现玻璃固化的减容性和经济性,其经验和教训对我国玻璃固化的发展有重要的借鉴意义。 展开更多
关键词 高放废液 玻璃固化 日本
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纳米t-ZrO2的制备及交联胍胶压裂液的研究 被引量:6
20
作者 李治鹏 杨洋 +3 位作者 谷卓然 陈奇 叶世贵 卢宏涛 《石油化工》 CAS CSCD 北大核心 2019年第11期1151-1156,共6页
以油水界面法合成纳米二氧化锆交联剂,采用SEM、FTIR和紫外-可见漫反射光谱对合成的纳米二氧化锆进行表征,通过单因素实验考察了温度、时间等因素对纳米四方型二氧化锆(t-ZrO2)合成的影响,将合成的纳米二氧化锆配成1.5%(w)分散液,按1.5%... 以油水界面法合成纳米二氧化锆交联剂,采用SEM、FTIR和紫外-可见漫反射光谱对合成的纳米二氧化锆进行表征,通过单因素实验考察了温度、时间等因素对纳米四方型二氧化锆(t-ZrO2)合成的影响,将合成的纳米二氧化锆配成1.5%(w)分散液,按1.5%(φ)的体积比交联0.6%(w)羟丙基胍胶形成交联冻胶,对形成的交联冻胶进行表征及性能测试。实验结果表明,纳米t-ZrO2的最佳制备条件为100℃、24h、十二烷基硫酸钠为表面活性剂、环己烷为油相、矿化剂为4 mol/L氢氧化钠溶液;制得纳米二氧化锆为t-ZrO2,表面具有大量的羟基;形成的交联冻胶具有良好的挑挂性和耐温耐性,在100℃,170 s^-1)的条件下剪切120min,冻胶压裂液体系黏度保持在100 mPa·s左右,破胶性、残渣含量和悬砂性均满足工作要求。 展开更多
关键词 纳米二氧化锆 压裂液 耐温 制备 表征
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