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TRPO萃取单酰胺反萃/α能谱法分析低放废液中的^(237)Np、^(239+240)Pu、^(241)Am、^(244)Cm 被引量：1
1
作者 孙斌 孟纪群 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2017年第3期200-205,共6页
采用TRPO萃取—单酰胺(NA)反萃—电沉积制源,以α谱仪测定^(237)Np、^(239+240)Pu、^(241)Am、^(244)Cm等常见核素的活度。该方法在事故应急监测以及液态流出物监测中,对低放废液中上述主要α核素的定性识别和定量分析有较好的应用。
关键词 低放废液 超铀核素 TRPO萃取 单酰胺NA α能谱法
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低中放废物近地表处置安全评价模式研究 被引量：12
2
作者 王金生 李书绅 王志明 《环境科学学报》 CAS CSSCI CSCD 北大核心 1996年第3期356-363,共8页
采用景象－后果分析法，建立了在浸出与闯入景象下，放射性核素从近地表核废物处置库经由工程屏障，地质屏障迁移到生态环境的评价模式。开发了相应的计算机程序（ＰＲＥＳＤＳＡ）．利用现场的试验资料，对模式进行了检验．基于现场测... 采用景象－后果分析法，建立了在浸出与闯入景象下，放射性核素从近地表核废物处置库经由工程屏障，地质屏障迁移到生态环境的评价模式。开发了相应的计算机程序（ＰＲＥＳＤＳＡ）．利用现场的试验资料，对模式进行了检验．基于现场测量与试验室模拟试验，实地调查以及文献调研参数，使用ＰＲＥＳＤＳＡ程序对所假定的黄土包气层核废物处置场周围环境产生的辐射影响进行了计算和预测．结果表明，按照浸出景象计算，在所选的１０种核素中，１０００年内能够达到沿地下水流方向距处置库２５００ｍ关心点的核素只有￣（９９）Ｔｃ和￣（１４）Ｃ。因此，￣（９９）Ｔｃ和￣（１４）Ｃ是低中放废物近地表处置评价中要研究的主要核素． 展开更多
关键词 安全评价模式 低中放废物 核废物 原子能工业
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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
3
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。 展开更多
关键词 中低放射性废物 热等离子体 玻璃固化体
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核电站低中放固体废物热等离子体处理研究进展 被引量：8
4
作者 陈明周 吕永红 +1 位作者 向文元 孟月东 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期40-47,共8页
结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向... 结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向,以期为国内开展相关的研究提供参考。 展开更多
关键词 热等离子体 核电站 低中放固体废物 减容
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放射性固体废物水泥砂浆固定配方研究 被引量：3
5
作者 张怡 郑佐西 +1 位作者 朱欣研 马梅花 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期63-68,共6页
本工作主要研究中、低放固体废物超级压缩饼在2m3废物包装箱内的固定配方。该配方能够保证最终废物体的整体性和整体强度满足安全运输、储存和处置的要求,并且能够进行工程应用。通过实验研究水灰比、灰砂比、砂子级配以及添加剂加入量... 本工作主要研究中、低放固体废物超级压缩饼在2m3废物包装箱内的固定配方。该配方能够保证最终废物体的整体性和整体强度满足安全运输、储存和处置的要求,并且能够进行工程应用。通过实验研究水灰比、灰砂比、砂子级配以及添加剂加入量等因素对流动度、凝结时间、固化过程中的温升、固化体性能等的影响规律,根据规律筛选出既满足核行业标准(EJ1186-2005)又适用于现有工程装置的放射性固体废物水泥砂浆固定配方,即在室温25℃,常压下,配方为0.450∶1水灰比、1∶1.6灰砂比、1∶2∶1粗中细砂比、1‰(质量分数)B型缓凝剂。 展开更多
关键词 中、低放固体废物 水泥砂浆 固定化
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低中放可燃废物玻璃固化过程关键工艺参数优化研究 被引量：2
6
作者 曹骐 陈云明 +3 位作者 张劲松 吕永红 冯伟伟 鲁芸芸 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期172-175,共4页
针对低中放可燃废物棉制品、吸水纸、橡胶与塑料的玻璃固化配方,分别对其高温粘度及低温粘度进行研究,获得了优选配方玻璃固化过程中熔化温度、成型操作温度、软化温度、应变点温度及退火点温度等重要工艺温度的结果。
关键词 低中放可燃废物 玻璃固化 工艺参数 高温粘度 低温粘度
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大亚湾核电站旧导向筒处置方案可行性研究
7
作者 赵建 李江连 +1 位作者 张生胜 许立涛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第6期526-529,542,共5页
描述了广东大亚湾核电站旧导向筒处置方案的可行性研究，内容包括：处置方案的比较与选择、混凝土包装箱的结构设计和屏蔽设计、旧导向筒装箱操作的工艺设计、包装箱吊装及运输方案的选择、整个处置过程中涉及到的辐射安全和工业安全的... 描述了广东大亚湾核电站旧导向筒处置方案的可行性研究，内容包括：处置方案的比较与选择、混凝土包装箱的结构设计和屏蔽设计、旧导向筒装箱操作的工艺设计、包装箱吊装及运输方案的选择、整个处置过程中涉及到的辐射安全和工业安全的分析评价、以及整个工程的经费概算。结果表明：该旧导向筒处置方案技术上可行，经济上合理。采用此方案，对广东大亚湾核电站旧导向筒进行最终处置，既可节省大量经费，也可为我国对核电站产生的不可压缩的中低水平固体废物进行最终处置积累经验。 展开更多
关键词 旧导向筒 中低水平 放射性固体废物 最终处置
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