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通过水热合成法成功地制备了丙三醇改性Ni/Al型水滑石(GMH),并通过批量处理法和静态吸附法考察了在固体投加量、溶液pH、离子强度、腐殖酸、接触时间和温度等因素影响下,溶液中Eu(Ⅲ)和U(Ⅵ)在GMH上的吸附行为。采用扫描电镜(SEM)、红外光谱(FTIR)、X射线衍射(XRD)等表征手段对材料吸附前后进行分析,结合吸附动力学和热力学模型对吸附机理进行探讨。结果表明,溶液pH值对Eu(Ⅲ)和U(Ⅵ)在GMH上的吸附行为影响显著,在pH=7.0左右时吸附率达到最大;准二级动力学模型和Langmuir等温线模型可以很好地描述Eu(Ⅲ)和U(Ⅵ)在GMH上的吸附过程,且此过程是自发的、吸热的过程;实验条件下,GMH对溶液中的Eu(Ⅲ)和U(Ⅵ)的最大理论吸附量分别为511 mg/g和441 mg/g;GMH对溶液中Eu(Ⅲ)的吸附主要是通过静电相互作用、内层表面络合以及离子交换相互作用实现;而对U(Ⅵ)的吸附主要是通过静电相互作用和内层表面络合作用实现的。实验表明,合成材料在含低放废水的有效净化和修复方面具有很大的应用前景。 相似文献
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反应堆堆芯核设计涉及大量方案的搜索与详细计算,缩短方案搜索时间有利于提高核设计效率。数据挖掘技术通过对大量数据进行学习与模式识别,可实现核设计方案物理参数的快速预测,更快地筛选出可行的备选堆芯方案。本文基于数据挖掘的决策树4种算法:C4.5、RepTree、Random Forest及Random Tree,在计算时以燃料富集度、含可燃毒物燃料棒数量及含量作为自变量,以寿期内keff不均匀系数偏差(KUCD)、径向功率不均匀系数偏差(RPNCD)、径向中子通量不均匀系数偏差(RFNCD)、堆芯寿期(CL)作为目标函数,构成目标函数符合度(CPF),利用大量已知核设计参数的组件及堆芯设计方案作为数据挖掘训练集,构建数据挖掘模型,并用于对未知核设计参数的组件方案集合(测试集)进行CPF快速预测。结果表明,4种算法利用训练集构建数据挖掘模型的时间在0.6 s以内,各算法的交叉验证精度均在0.7以上,其中C4.5算法对CPF预测精度最高;对测试集方案的核设计参数预测中,单个方案的预测时间均在0.9 s以内,而Random Forest算法对CPF等于4的预测效果最好。 相似文献
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基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型,采用显式迭代和动态链接库技术(DLL),利用商用计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF)实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆池冷却剂流动换热的耦合计算,开发池式快堆多物理耦合计算程序CFD/PF。采用CFD/PF开展小型自然循环铅铋快堆SNCLFR-10无保护超功率事故(UTOP)模拟,并与国际知名快堆多物理耦合分析程序SIMMR-III的计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明:CFD/PF与SIMMER-III的分析结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析池式快堆堆池内的复杂三维流动和换热现象。 相似文献
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小型自然循环铅冷快堆无保护最热组件局部堵流瞬态分析 总被引:2,自引:2,他引:0
铅冷快堆内液态重金属的腐蚀作用严重制约铅冷快堆技术发展。基于程序ATHLET建立100?MW小型模块化自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统模型,对无保护最热组件局部堵流事故开展瞬态热工安全分析。结果显示,当阻塞率β达到0.6时,最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的50%左右,而最热棒包壳最高温度将达到650℃。当β达到0.9时,最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的12.6%左右,包壳最高温度将超过包壳材料熔点1400℃,此时最热组件内将出现包壳熔化现象。 相似文献
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建立了小体积海水中134Cs、137Cs和60Co的联合分析方法,确定了最佳实验条件。采用磷钼酸铵富集法对海水中放射性铯进行浓集后,其上清液利用氢氧化钴沉淀载带海水中的60Co,用γ能谱仪进行测量。结果表明:该法对海水中放射性134Cs、137Cs和60Co的回收率分别为87%~95%、87%~95%和89%~93%,检测限分别为0.048、0.051、0.046 Bq/L。另外,对2017年IAEA国际比对(IAEA-RML-2017-01)海水样品中的134Cs、137Cs和60Co进行分析测量,核素分析结果的最终评价均为“通过”,验证了本实验室采用的134Cs、137Cs和60Co联合分析方法的可行性和可靠性,为今后该方法在常规海洋环境放射性监测中的应用推广奠定了基础。 相似文献
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