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表面能色散分量是研究高放玻璃固化体内裂隙活性、高放玻璃固化体表面蚀变、中性分子/胶体在固液界面的吸附、迁移的重要评价参数。固体表面能由两部分组成:表面能色散分量和表面能极性分量。表面能色散分量反映的是范德华力中的非极性部分,它可表征固体表面的形貌。 相似文献
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我国高放废物实行集中深地质处置,包装材料和高放玻璃固化体是处置库的核心。长期放置在地下,高放玻璃固化体和金属包装材料固体会被地下水侵蚀,其表面物理化学参数将发生变化,通过测量固体的表面物理化学参数,可预测高放玻璃固化体的长期蚀变行为和金属包装材料的寿命。固体的表面物理化学参数用反气相色谱技术测量。 相似文献
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高放玻璃固化体是高放废物深地质处置的核心屏障,它们在地下水浸泡下的蚀变行为是高放废物深地质处置的研究重点之一,因此,表征固体表面物理化学参数十分重要。目前,表征固体表面特征的技术主要是扫描电镜和透射电镜测量技术,这些电镜技术能够直观地给出固体表面的形貌、 相似文献
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玻璃固化体是高放废物的主要固定基材,玻璃内部存在着网状裂隙。高放废物实行深地质最终处置时,地下水会由于高放玻璃包装材料的腐蚀而进入到玻璃内部的网状裂隙。在地下水的作用下,玻璃裂隙表面发生蚀变,放射性核素因此会溶解进入环境。玻璃的蚀变速度和核素浸处速率将主要取决于玻璃的裂隙的表面积,为了预测高放玻璃固化体的长期处置行为和处置源项,有必要建立玻璃内部裂隙表面的测量方法。 相似文献
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正1引言玻璃固化是为固化高放废液开发的一种放射性废物处理技术。乏燃料后处理产生的高放废液放射性极高、毒性极大,且含有不少半衰期很长的放射性核素。为了处理高放废液,将其转化为能够进行长期安全处置的形式,目前通用的方法是,先对其进行玻璃固化,然后送往地质处置库进行长期处置。玻璃固化方法是将废液加热、蒸发浓缩、煅烧,使内含的盐份熔融,与玻璃基材一起形成玻璃固化体。由于这种固化体具有良好的化学、机械稳定性和抗辐照性能,被认为是当前最具 相似文献
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高放废液玻璃固体化和矿物固化体性质的比较 总被引:8,自引:2,他引:6
对高放废液玻璃固化体和矿物固化体的性能作了比较和分析。矿物固化体较玻璃固化体有下列优势;体积小、高放废液组分掺入量高、核素浸出率低。高放废液矿物固化体的稳定性分析表明,它们十分适合于地下处置库的潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分高放废液组分,但多种矿物集合起来可荷载高放废液的全部组分。 相似文献
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高放废液玻璃固化体和矿物固化体性质的比较 总被引:20,自引:6,他引:14
对高放废液玻璃固化体和矿物固化体的性能作了比较和分析。矿物固化体较玻璃固化体有下列优势 :体积小、高放废液组分掺入量高、核素浸出率低。高放废液矿物固化体的稳定性分析表明 ,它们十分适合于地下处置库的潮湿和温度变化的环境。虽然单种矿物只能处理部分高放废液组分 ,但多种矿物集合起来可荷载高放废液的全部组分 相似文献
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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。 相似文献
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玻璃固化体在高放废物处置库中的长期处置行为,是处置库安全评价的关键环节之一。本研究模拟极端情形下,地下水穿透包装容器与固化体接触后,固化体中元素的浸出和蚀变行为。结果表明,地下水与固化体接触后,各元素的浸出浓度迅速增大,在200 d后逐渐下降并趋于稳定;温度对固化体中不同元素浸出速率的影响不同,B和Si的浸出速率随温度的增加而增大,U和Re的浸出速率随温度的降低而增大;固化体蚀变程度随温度的升高而加重,但其蚀变层的形成会阻滞元素在其中的扩散,客观上降低了固化体蚀变速率;富Si处置环境有利于抑制固化体中元素的浸出。 相似文献
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模拟高放玻璃固化体的析晶行为 总被引:1,自引:0,他引:1
在高放废物玻璃熔制过程中,高放废物罐中心区域玻璃长时间处于高温状态,发生析晶现象。析晶增加了高放玻璃固化体的相界面,改变了其物理性质和化学性质。为了避免析晶的发生,必须研究高放玻璃固化体的析晶行为。本工作采用恒温热处理方式,研究模拟高放玻璃固化体的析晶行为。将模拟高放玻璃粉末分别在500、600、700、800、900℃下进行了0.5~96h的热处理。采用X射线衍射法(XRD)检测热处理后样品的结晶度和晶相。XRD测试结果表明:模拟高放玻璃固化体的最大结晶度析晶温度在700℃左右;热处理后产生了三类晶相辉石、斜长石和方铈矿,辉石出现在600~900℃,为主要晶相,方铈矿出现在700~900℃,斜长石只出现在700℃。 相似文献
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硼硅酸盐玻璃固化的高放废物固化体能进行长期安全存储是已为国际所公认。然而,对于含有较高浓度硫酸根的高放废液,熔制过程中会产生分离黄色第二相(简称黄相),这是一种易溶于水的结晶物质。分析表明,玻璃固化体黄相含有碱金属和碱土金属的硫酸盐、铬酸盐和钼酸盐,并有一定量的铯、锶等裂片元素。玻璃固化体在深地质处置后,一旦受到地下水侵蚀,这些核素易浸泡出来,进入生物圈,因此,它严重危害玻璃固化体包容和隔离核素的作用,这是必须克服和避免的。 相似文献
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日本原子能研究所的东海研究所建造了一个废物安全试验装置(Waste Safety Te-sting Facility 简写为 WASTEF)。该装置于1981年建成,1982—1985年用模拟的高放废物进行试验,1986年后将对真实高放废物进行试验。建造这个装置的目的:试验玻璃固化,密封,玻璃固化产晶性能鉴定,α(辐照影响研究,玻璃固化体贮存和处置行为研 相似文献
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硼硅酸盐玻璃固化高放废物,使其能进行长期安全贮存是国际公认的较好方法,然而,对于含有较高浓度硫酸根的高放废液,熔制过程中会产生分离的黄色第二相(简称黄相),这是一种易溶于水的结晶物质,富含一定的Sr、Cs等放射性核素,它的存在严重危害玻璃固化体包容和隔离核素的作用,是必须克服和避免的。 相似文献
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从乏燃料的不同燃耗引起放射性和化学组成的变化出发,分析乏燃料经后处理后的衰变热、Mo及贵金属含量对玻璃固化工艺和玻璃固化体储存的影响,计算得到了不同燃耗乏燃料制得的高放玻璃的数量。计算结果认为:对于冷却8 a的乏燃料,决定玻璃固化体包容量的不是高放主组分的热功率;对于燃耗小于40 GW•d/tU的乏燃料,决定玻璃固化体包容量的是Mo元素含量;当燃耗大于45 GW•d/tU时,贵金属含量成为决定玻璃固化体包容量的主要因素,同时UO2燃料燃耗与高放玻璃固化体数量上存在线性关系,燃耗增加会导致高放废物玻璃固化体数量增加。随着燃耗的增加,以Mo含量及贵金属含量计算得到的玻璃固化体数量比以衰变热计算得到的玻璃固化体数量多,因此,高放废物玻璃固化前将Mo及贵金属进行分离有利于减少高放废物玻璃固化体数量。对于UO2燃料,燃耗加深对于高放废物玻璃固化体暂存时间几乎无影响。 相似文献
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随着核能的发展,乏燃料日益增多;核燃料燃耗逐渐增加,锕系核素的量会逐渐增大。锕系核素在玻璃中的溶解度很低,将锕系核素从高放废液中分离出来再进行人造岩石固化技术难度大,有必要开发高放废液和长寿命核素的处理新技术。本研究的目的是利用玻璃固化工艺制备玻璃一陶瓷,用结晶相固定锕系核素,玻璃相固定裂片核素。当高温玻璃熔融体被浇注到玻璃产品罐时,由于玻璃量大,降温速度很慢,这为晶核的形成、晶胞的生长提供了条件。 相似文献