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11.
本文研究了Al2O3掺量对独居石玻璃陶瓷固化体结构和化学稳定性的影响。用傅里叶变换红外光谱(FTIR)和X射线衍射(XRD)方法表征样品结构,用溶解速率法和全谱直读等离子体发射光谱(ICP-OES)分别测定样品在浸出液中浸泡后的失重速率及各元素的浸出浓度,以研究固化体的化学稳定性。研究结果表明:当Al2O3掺量为4%(摩尔分数)时,在980 ℃下保温3 h得到的独居石玻璃陶瓷固化体具有较高的化学稳定性,浸泡14 d时其质量浸出率最低,约为8.1 ng/(cm2•min),其中Ce、La元素在浸出液中均未检出;固化体的主晶相为独居石,结构中含有大量稳定的正磷酸基团[PO43-和少量的焦磷酸基团[P2O74-,不存在偏磷酸基团[PO3-。  相似文献   
12.
采用间歇法研究了沸石对溶液中铈离子的吸附性能,并对它的吸附机理进行了初步探讨,从而为高放废液的处理提供新的技术途径,也可为高放废物的地质处置效果提供一定的参考。研究表明,沸石对溶液中铈离子吸附能力较低,吸附平衡时间较长,约为168小时;固液比1∶50、溶液中铈离子浓度1400mg/l及pH=1.5时,室温下沸石对溶液中铈离子的平衡吸附量约为22.5mg/g,平衡吸附率约为32%,平衡吸附比约为23.50ml/g;初始浓度一定时,平衡吸附量随着沸石加入量的增大逐渐减少,平衡吸附率与平衡吸附比则逐渐增大,但增大的幅度逐渐减小。  相似文献   
13.
放射性焚烧灰中存在铝单质金属,其在碱激发水泥或硅酸盐水泥的高碱性孔溶液环境下会反应产生氢气,造成固化体膨胀与性能劣化。为克服此问题,本研究以水泥、硅灰和粉煤灰为主要原料,添加沸石、聚羧酸减水剂、定优胶和聚合硫酸铝协同改性制备低碱度水泥基材料,开展低碱度水泥基材料对模拟放射性焚烧灰的固化处置研究。结果表明:模拟放射性焚烧灰质量包容量为30%的低碱度水泥基材料固化体的28 d抗压强度达16.6 MPa以上,抗冻融性能、抗浸泡性能及抗冲击性能均满足GB 14569.1—2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求-水泥固化体》的要求。Ce3+第42 d浸出率为4.41×10-9 cm/d,累计浸出分数为3.4×10-7 cm。低碱度水泥基材料固化模拟放射性焚烧灰过程中未产生大量氢气,其原因是,在早期孔溶液pH值较低,同时孔溶液中的高钙离子浓度延缓了焚烧灰中的单质铝与孔溶液发生反应释放氢气的速度,在后期孔溶液pH值低于11.75,焚烧灰中的单质铝不会与孔溶液发生反应。  相似文献   
14.
钙钛矿人造岩石固化模拟铀的浸出性能研究   总被引:1,自引:1,他引:0  
通过高温固相反应,以铈作为铀的模拟元素,在1 300℃下保温2h合成了钙钛矿基人造岩石固化体。采用XRD对固化体进行物相分析,同时采用MCC-1静态浸泡法及美国PCT粉末浸泡法对不同铈核素包容量的固化体进行浸出性能研究。结果表明,Ce在钙钛矿人造岩石固化体中的包容量低于质量分数18.94%,约为0.15~0.2个结构单位。Ce元素的掺入起到了促进烧结和稳定钙钛矿晶格的作用,当固化体中Ce的荷载量高达35.04%时,Ca元素的90d浸出浓度已超出检测限而未测得,累积浸出分数低至1.87×10-5 cm;Ce元素的90d浸出率和累积浸出分数低至0.27×10-8cm.d-1和6.55×10-7 cm,比玻璃固化体浸出率低了2~3个数量级,说明钙钛矿固化体具有良好的化学稳定性,且当铈核素掺量接近钙钛矿最大包容量时固化体结构最稳定,抗浸出性能最好。  相似文献   
15.
高放废物(HLW)在深地质处置后, 其中的放射性核素有可能浸出并伴随地下水循环进入人类环境。这是固化体中放射性核素进入生物圈最可能的途径, 因此HLW固化体的化学稳定性是固化基材筛选的主要依据。陶瓷固化体作为第二代HLW固化体, 具有长程有序的特点, 相比玻璃固化体, 更容易定量表征, 这对于固化体浸出机理的研究有着重要的意义。然而陶瓷固化体的浸出机理与评价方法研究都处于起步阶段, 也缺乏被处置库接收的标准。为规范/建全陶瓷固化体化学稳定性评价方法, 认识放射性核素的浸出机制, 本文概述了核废物固化体化学稳定性研究方法、研究重点; 总结了相关陶瓷的水热蚀变研究现状, 分析了其中核素的浸出率; 探讨了影响因素及其影响方式; 最后归纳了目前提出的浸出机制以及存在的问题。  相似文献   
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