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核废物安全处置乃是举世瞩目的课题,各有核国家正不断为此作出巨大的努力。从五十年代起步,迄今我国已初步建立起比较完整的核工业体系,与此同时也积累了一定数量的各类核废物。继核工业的发展和放射性同位素研究应用的扩大,以及核电事业的兴起,核废物量还将急剧增多。围绕核废物的安全处置问题,如何从实际出发,认真总结国内外的经验教训,并组织各有关学科共同探讨,确定对策,以便作出全面规划和合理布局,同时开展必要的准备工作和基础研究,实属当务之急。本文提出初步意见,供讨论考考。 相似文献
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利用分光光度法研究Np(V)在近中性溶液中的水解反应。获得在不同pH值下该核素的吸收光谱,求出其一级水解常数;并证明当pH>10时,Nn(V)发生二级水解并生成带负电荷的水解产物。 相似文献
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通过对高放废物深地层处置库缓冲材料中热力学过程的理论分析,建立起此缓冲层的物理模型和数学模型,并就所建模型的实用性和应用效果予以阐明。 相似文献
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高压实膨润土渗透性试验研究 总被引:2,自引:0,他引:2
根据已开发的多功能膨胀渗透仪,对高压实膨润土的渗透性再次进行测试,并结合前人资料,探讨了影响这种极低渗透性介质渗透系数的有关因素,指出对于渗透系数小于10^12m/s的高压实膨润土,其渗透性测试研究尚有大量理论和实验研究工作需做。 相似文献
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^239Pu,^241Am,^99Tc和^137Cs在高压实缓冲材料中的扩散系数 总被引:2,自引:0,他引:2
本文从物质的一维非稳态扩散规律出发,在常温,纯氮条件下,测定了^239Pu,^241Am,^99Tc和^137Cs在作为高放废物深地质处置库缓冲材料的高压实钠质膨润土中的扩散系数,90d的实验测定结果表明,在膨润土的干密度为1.9g/cm^3时,^239Pu,^241Am扩散系数为在10^-15m^2/s,^99Tc约为10^-13m^2/s,而^137Cs约为10^-12m^2/s,都随缓冲材料 相似文献