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核电厂典型中低放射性废物等离子体熔融处理试验研究
被引量:
8
1
作者
林鹏
陆杰
+2 位作者
刘夏杰
陈明周
吕永红
《中国材料进展》
CAS
CSCD
北大核心
2016年第7期504-508,517,共6页
选取国内压水堆核电厂两种典型的中低放射性废物开展等离子体熔融中试试验,在1250℃温度条件下熔融100 min,熔制成完全玻璃态的固化体,两种玻璃固化体的XRD衍射谱均呈现为典型的非晶态谱;并选取了非放射性的Co_2O_3、SrCO_3、CsCl作为...
选取国内压水堆核电厂两种典型的中低放射性废物开展等离子体熔融中试试验,在1250℃温度条件下熔融100 min,熔制成完全玻璃态的固化体,两种玻璃固化体的XRD衍射谱均呈现为典型的非晶态谱;并选取了非放射性的Co_2O_3、SrCO_3、CsCl作为放射性核素示踪剂,模拟放射性核素^(137)Cs、^(90)Sr、^(58)Co、^(60)Co在核电站放射性废物等离子熔融处理过程中的包容情况;经检测,玻璃固化体物理性能、抗浸出性能以及机械性能满足高放玻璃固化体要求,且机械性能优于水泥固化体标准;最后对后续试验进行了展望,并提出了需要进一步解决的问题。
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关键词
中低放射性废物
热等离子体
玻璃固化体
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职称材料
ZnO和CaO对模拟高放废液硅酸盐玻璃固化体性能的影响研究
被引量:
3
2
作者
张华
N.C.Hyatt
+1 位作者
J.R.Stevens
R.Hand
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015年第7期1159-1164,共6页
针对有些高放废液含有较多Fe、Cr、Ni过渡金属元素,在玻璃固化工艺过程中易于形成晶体,导致熔融玻璃体的黏度增加、化学稳定性变差以及工艺过程中易出现出料口堵塞等问题,研究了废物包容量为15%和20%、添加ZnO(5.6%)和CaO(1.75%)的配方...
针对有些高放废液含有较多Fe、Cr、Ni过渡金属元素,在玻璃固化工艺过程中易于形成晶体,导致熔融玻璃体的黏度增加、化学稳定性变差以及工艺过程中易出现出料口堵塞等问题,研究了废物包容量为15%和20%、添加ZnO(5.6%)和CaO(1.75%)的配方对形成的4种玻璃固化体的物理性能(密度、硬度、断裂韧性)、化学性能(产品一致性测试和蒸汽腐蚀测试)和结构(X射线衍射析晶分析、拉曼光谱分析)的影响。研究分析显示,提高废物包容量至20%以及添加ZnO和CaO均可促进硼硅酸盐玻璃固化体网络结构的稳定性和化学稳定性,并增强玻璃体的密度,提高硬度;但玻璃固化体的高温黏度升高,断裂韧性下降。
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关键词
高放废液
玻璃固化体
性能测试
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职称材料
核废料玻璃固化国际研究进展
被引量:
49
3
作者
徐凯
《中国材料进展》
CAS
CSCD
北大核心
2016年第7期481-488,517,共9页
玻璃体对不同元素有着广泛的包容性,且具有良好的耐久性,除此之外,玻璃生产工艺简单,易于遥控操作,因而,玻璃固化技术是目前国际上唯一工业应用且发展最成熟的高放废液处理技术。从材料学的角度,介绍了玻璃固化核废料的机理及设计核废...
玻璃体对不同元素有着广泛的包容性,且具有良好的耐久性,除此之外,玻璃生产工艺简单,易于遥控操作,因而,玻璃固化技术是目前国际上唯一工业应用且发展最成熟的高放废液处理技术。从材料学的角度,介绍了玻璃固化核废料的机理及设计核废料玻璃固化体的基本原则,综述了玻璃固化体近年来的国际研究进展。重点研究方向包括:1以提高核废料负载量为目标,研究玻璃体对核废料的承载能力;2最大化核废料玻璃产率,研究玻璃炉料熔融物理化学反应;3确保核废料玻璃长期贮存的安全,研究玻璃腐蚀机理,建立长期腐蚀行为模型,提供玻璃固化体安全评价方法。最后,对核废料玻璃固化体今后的研究发展方向做了展望。
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关键词
放射性废物
玻璃固化
硼硅酸盐玻璃
固化体
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职称材料
辐照导致硼硅酸盐玻璃机械性能变化
被引量:
6
4
作者
王铁山
张多飞
+4 位作者
陈亮
律鹏
杜鑫
袁伟
杨迪
《物理学报》
SCIE
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第2期269-276,共8页
为了模拟研究高放废物玻璃固化体在处置过程中因辐照导致的机械性能变化,本文采用5 MeV Xe离子和1.2 MeV电子辐照硼硅酸盐玻璃,利用纳米压痕技术表征了辐照前后样品的硬度和模量,并利用傅里叶变换衰减全反射红外光谱测试,研究了辐照导...
为了模拟研究高放废物玻璃固化体在处置过程中因辐照导致的机械性能变化,本文采用5 MeV Xe离子和1.2 MeV电子辐照硼硅酸盐玻璃,利用纳米压痕技术表征了辐照前后样品的硬度和模量,并利用傅里叶变换衰减全反射红外光谱测试,研究了辐照导致玻璃机械性能变化的微观机理.结果表明:当能量沉积达到6.6×10^(21)keV/cm^3时,Xe离子辐照样品的硬度和模量下降都达到饱和,其中硬度下降约24%,模量下降约7.4%;电子辐照后样品的硬度和模量也有轻微下降,但在实验所用剂量范围内硬度和模量下降未出现饱和现象,当吸收剂量达到最大值(1×10~9 Gy)时,硬度和模量分别下降约4.7%和2.9%.分析表明:Xe离子辐照后样品的恢复阻力增大,韧性提高,整体机械性能提升,而电子辐照后样品的机械性能无明显变化.研究结果证明了离子辐照导致玻璃机械性能变化的主要因素是离子在样品中的核能量沉积.
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关键词
硼硅酸盐玻璃固化体
辐照损伤
机械性能
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职称材料
模拟高放废物玻璃固化体冲击试验研究
5
作者
张传智
邵辅义
《辐射防护》
CAS
CSCD
北大核心
1993年第1期60-63,共4页
本研究采用普通固体废物块冲击试验装置,对两种组分模拟高放废物玻璃固化体进行了冲击试验,研究了冲击能量、固化体组分对碎粒粒径分布的影响,估算了单位撞击能量所增加的表面积值,以建立玻璃固化体抗冲击性能的测试试验方法。
关键词
玻璃因化
冲击试验
高放废液
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职称材料
晶粒生长对铁磷酸盐玻璃陶瓷固化体化学稳定性的影响
6
作者
向光华
廖其龙
+1 位作者
牟涛
万小刚
《西南科技大学学报》
CAS
2012年第2期5-8,19,共5页
铁磷酸盐玻璃陶瓷可用于固化高放核废物。通过改变原料粉末尺寸和热处理的升温速率来控制成核的均匀性和晶核的生长速度,研究了在独居石玻璃陶瓷固化体中晶粒生长对固化体化学稳定性的影响。结果表明:粉末尺寸越小,越有利于形成均匀的晶...
铁磷酸盐玻璃陶瓷可用于固化高放核废物。通过改变原料粉末尺寸和热处理的升温速率来控制成核的均匀性和晶核的生长速度,研究了在独居石玻璃陶瓷固化体中晶粒生长对固化体化学稳定性的影响。结果表明:粉末尺寸越小,越有利于形成均匀的晶核,固化体的化学稳定性越好,当粉末粒度小于38μm时浸出率达到最低值;热处理的升温速率越慢,所形成的微晶尺寸越均匀,固化体的化学稳定性越好,当升温速率为1℃/min时,样品的浸出率最低。
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关键词
玻璃陶瓷固化体
晶相
升温速率
浸出率
化学稳定性
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职称材料
题名
核电厂典型中低放射性废物等离子体熔融处理试验研究
被引量:
8
1
作者
林鹏
陆杰
刘夏杰
陈明周
吕永红
机构
中广核研究院有限公司
出处
《中国材料进展》
CAS
CSCD
北大核心
2016年第7期504-508,517,共6页
文摘
选取国内压水堆核电厂两种典型的中低放射性废物开展等离子体熔融中试试验,在1250℃温度条件下熔融100 min,熔制成完全玻璃态的固化体,两种玻璃固化体的XRD衍射谱均呈现为典型的非晶态谱;并选取了非放射性的Co_2O_3、SrCO_3、CsCl作为放射性核素示踪剂,模拟放射性核素^(137)Cs、^(90)Sr、^(58)Co、^(60)Co在核电站放射性废物等离子熔融处理过程中的包容情况;经检测,玻璃固化体物理性能、抗浸出性能以及机械性能满足高放玻璃固化体要求,且机械性能优于水泥固化体标准;最后对后续试验进行了展望,并提出了需要进一步解决的问题。
关键词
中低放射性废物
热等离子体
玻璃固化体
Keywords
intermediate
and
low
level
radioactive
waste
s
thermal
plasma
glass
waste
-
form
分类号
TM623 [电气工程—电力系统及自动化]
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职称材料
题名
ZnO和CaO对模拟高放废液硅酸盐玻璃固化体性能的影响研究
被引量:
3
2
作者
张华
N.C.Hyatt
J.R.Stevens
R.Hand
机构
中国原子能科学研究院放射化学研究所
谢菲尔德大学材料科学与工程系固化实验室
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015年第7期1159-1164,共6页
基金
国际原子能机构(IAEA)和国家原子能机构(CAEA)资助项目(C6/CPR/09020)
文摘
针对有些高放废液含有较多Fe、Cr、Ni过渡金属元素,在玻璃固化工艺过程中易于形成晶体,导致熔融玻璃体的黏度增加、化学稳定性变差以及工艺过程中易出现出料口堵塞等问题,研究了废物包容量为15%和20%、添加ZnO(5.6%)和CaO(1.75%)的配方对形成的4种玻璃固化体的物理性能(密度、硬度、断裂韧性)、化学性能(产品一致性测试和蒸汽腐蚀测试)和结构(X射线衍射析晶分析、拉曼光谱分析)的影响。研究分析显示,提高废物包容量至20%以及添加ZnO和CaO均可促进硼硅酸盐玻璃固化体网络结构的稳定性和化学稳定性,并增强玻璃体的密度,提高硬度;但玻璃固化体的高温黏度升高,断裂韧性下降。
关键词
高放废液
玻璃固化体
性能测试
Keywords
HLW
glass
waste
-
form
per
form
ance
characterization
分类号
O611 [理学—无机化学]
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职称材料
题名
核废料玻璃固化国际研究进展
被引量:
49
3
作者
徐凯
机构
韩国浦项工科大学先进核能中心材料科学与工程学院
美国太平洋西北国家实验室能源与环境部门
出处
《中国材料进展》
CAS
CSCD
北大核心
2016年第7期481-488,517,共9页
文摘
玻璃体对不同元素有着广泛的包容性,且具有良好的耐久性,除此之外,玻璃生产工艺简单,易于遥控操作,因而,玻璃固化技术是目前国际上唯一工业应用且发展最成熟的高放废液处理技术。从材料学的角度,介绍了玻璃固化核废料的机理及设计核废料玻璃固化体的基本原则,综述了玻璃固化体近年来的国际研究进展。重点研究方向包括:1以提高核废料负载量为目标,研究玻璃体对核废料的承载能力;2最大化核废料玻璃产率,研究玻璃炉料熔融物理化学反应;3确保核废料玻璃长期贮存的安全,研究玻璃腐蚀机理,建立长期腐蚀行为模型,提供玻璃固化体安全评价方法。最后,对核废料玻璃固化体今后的研究发展方向做了展望。
关键词
放射性废物
玻璃固化
硼硅酸盐玻璃
固化体
Keywords
radioactive
waste
vitrification
borosilicate
glass
waste
form
分类号
TL941.113 [核科学技术—辐射防护及环境保护]
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职称材料
题名
辐照导致硼硅酸盐玻璃机械性能变化
被引量:
6
4
作者
王铁山
张多飞
陈亮
律鹏
杜鑫
袁伟
杨迪
机构
兰州大学核科学与技术学院
出处
《物理学报》
SCIE
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第2期269-276,共8页
基金
国家自然科学基金(批准号:11505084)
中央高校基本科研业务费(批准号:lzujbky-2016-37)资助的课题~~
文摘
为了模拟研究高放废物玻璃固化体在处置过程中因辐照导致的机械性能变化,本文采用5 MeV Xe离子和1.2 MeV电子辐照硼硅酸盐玻璃,利用纳米压痕技术表征了辐照前后样品的硬度和模量,并利用傅里叶变换衰减全反射红外光谱测试,研究了辐照导致玻璃机械性能变化的微观机理.结果表明:当能量沉积达到6.6×10^(21)keV/cm^3时,Xe离子辐照样品的硬度和模量下降都达到饱和,其中硬度下降约24%,模量下降约7.4%;电子辐照后样品的硬度和模量也有轻微下降,但在实验所用剂量范围内硬度和模量下降未出现饱和现象,当吸收剂量达到最大值(1×10~9 Gy)时,硬度和模量分别下降约4.7%和2.9%.分析表明:Xe离子辐照后样品的恢复阻力增大,韧性提高,整体机械性能提升,而电子辐照后样品的机械性能无明显变化.研究结果证明了离子辐照导致玻璃机械性能变化的主要因素是离子在样品中的核能量沉积.
关键词
硼硅酸盐玻璃固化体
辐照损伤
机械性能
Keywords
borosilicate
glass
waste
form
radiation
damage
mechanical
properties
分类号
TQ171.1 [化学工程—玻璃工业]
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职称材料
题名
模拟高放废物玻璃固化体冲击试验研究
5
作者
张传智
邵辅义
机构
中国原子能科学研究院
出处
《辐射防护》
CAS
CSCD
北大核心
1993年第1期60-63,共4页
文摘
本研究采用普通固体废物块冲击试验装置,对两种组分模拟高放废物玻璃固化体进行了冲击试验,研究了冲击能量、固化体组分对碎粒粒径分布的影响,估算了单位撞击能量所增加的表面积值,以建立玻璃固化体抗冲击性能的测试试验方法。
关键词
玻璃因化
冲击试验
高放废液
Keywords
High
Level
Radioactive
waste
glass
waste
form
Impact
Test
分类号
TL941.113 [核科学技术—辐射防护及环境保护]
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职称材料
题名
晶粒生长对铁磷酸盐玻璃陶瓷固化体化学稳定性的影响
6
作者
向光华
廖其龙
牟涛
万小刚
机构
西南科技大学四川省非金属复合与功能材料重点实验室
表面物理与化学国家重点实验室
出处
《西南科技大学学报》
CAS
2012年第2期5-8,19,共5页
基金
国防基础科研计划资助(B3120110001)
四川省非金属复合与功能材料重点实验室-省部共建国家重点实验室培育基地开放基金资助(10zxfk02)
文摘
铁磷酸盐玻璃陶瓷可用于固化高放核废物。通过改变原料粉末尺寸和热处理的升温速率来控制成核的均匀性和晶核的生长速度,研究了在独居石玻璃陶瓷固化体中晶粒生长对固化体化学稳定性的影响。结果表明:粉末尺寸越小,越有利于形成均匀的晶核,固化体的化学稳定性越好,当粉末粒度小于38μm时浸出率达到最低值;热处理的升温速率越慢,所形成的微晶尺寸越均匀,固化体的化学稳定性越好,当升温速率为1℃/min时,样品的浸出率最低。
关键词
玻璃陶瓷固化体
晶相
升温速率
浸出率
化学稳定性
Keywords
glass
-cerami
waste
form
Crystalline
phase
Heating
rate
Leaching
test
Chemical
du-rability
分类号
TQ174 [化学工程—陶瓷工业]
TL941 [化学工程—硅酸盐工业]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
核电厂典型中低放射性废物等离子体熔融处理试验研究
林鹏
陆杰
刘夏杰
陈明周
吕永红
《中国材料进展》
CAS
CSCD
北大核心
2016
8
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职称材料
2
ZnO和CaO对模拟高放废液硅酸盐玻璃固化体性能的影响研究
张华
N.C.Hyatt
J.R.Stevens
R.Hand
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015
3
下载PDF
职称材料
3
核废料玻璃固化国际研究进展
徐凯
《中国材料进展》
CAS
CSCD
北大核心
2016
49
下载PDF
职称材料
4
辐照导致硼硅酸盐玻璃机械性能变化
王铁山
张多飞
陈亮
律鹏
杜鑫
袁伟
杨迪
《物理学报》
SCIE
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017
6
下载PDF
职称材料
5
模拟高放废物玻璃固化体冲击试验研究
张传智
邵辅义
《辐射防护》
CAS
CSCD
北大核心
1993
0
下载PDF
职称材料
6
晶粒生长对铁磷酸盐玻璃陶瓷固化体化学稳定性的影响
向光华
廖其龙
牟涛
万小刚
《西南科技大学学报》
CAS
2012
0
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职称材料
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