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亚铁氰化钾镍/钾基蒙脱石吸附材料的制备及其对Cs^(+)的吸附性能
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作者 武玉增 王贺远 +3 位作者 张子健 李春晖 郭锐 矫彩山 《核化学与放射化学》 北大核心 2026年第1期25-35,I0002,共12页
放射性废液中Cs^(+)的有效去除对核电厂安全运行及生态环境保护具有重要意义。本研究以亚铁氰化钾镍(KNiCF)为功能材料,钾基蒙脱石(K-MMT)为载体,制备了新型KNiCF/K-MMT吸附材料。通过静态和动态吸附实验测定KNiCF/K-MMT对Cs^(+)的吸附... 放射性废液中Cs^(+)的有效去除对核电厂安全运行及生态环境保护具有重要意义。本研究以亚铁氰化钾镍(KNiCF)为功能材料,钾基蒙脱石(K-MMT)为载体,制备了新型KNiCF/K-MMT吸附材料。通过静态和动态吸附实验测定KNiCF/K-MMT对Cs^(+)的吸附性能。结果表明:KNiCF/K-MMT对Cs^(+)的吸附符合Sips吸附等温模型和准二级动力学模型,Cs^(+)吸附容量达到138.5 mg/g,吸附速率常数k_(2)=3.23×10^(-4) g/(mg·min),对大多数干扰阳离子的选择性系数αCs/M>50;动态吸附过程符合Thomas动态吸附模型,表明吸附过程是均匀表面的单分子层吸附,内部扩散和外部扩散均不是吸附过程的控制步骤。KNiCF/K-MMT具有多孔结构、丰富的吸附位点以及吸附柱内低传质阻力等优势,对Cs^(+)具有良好的吸附性能,在含Cs^(+)废水的处理方面具有应用潜力。 展开更多
关键词 亚铁氰化钾镍 钾基蒙脱石 吸附 模拟放射性废液
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低渗岩体渗流与溶质迁移超重力试验及数值模拟研究进展
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作者 詹良通 王浩 +2 位作者 胡英涛 徐文杰 陈长杰 《河海大学学报(自然科学版)》 北大核心 2026年第1期70-78,共9页
高放废物地质处置的长期安全性高度依赖于地质屏障对核素迁移的有效阻隔,针对核素迁移过程的大时空尺度特征,超重力试验与多尺度数值模拟已成为研究裂隙介质中长历时渗流与溶质迁移行为的重要手段。本文综述了裂隙岩体渗流与溶质迁移超... 高放废物地质处置的长期安全性高度依赖于地质屏障对核素迁移的有效阻隔,针对核素迁移过程的大时空尺度特征,超重力试验与多尺度数值模拟已成为研究裂隙介质中长历时渗流与溶质迁移行为的重要手段。本文综述了裂隙岩体渗流与溶质迁移超重力试验技术、裂隙岩体超重力试验相似性及地质屏障长期安全性评价等方面的研究进展,针对当前面临的微米级基质-裂隙一体化制备、复杂粗糙裂隙相似性理论以及热-水-力-化多场耦合等挑战,未来应在微细裂隙-孔隙结构的一体化打印、天然粗糙裂隙结构的超重力试验相似性理论、多过程响应机制及万年历时全过程模拟等方向开展进一步研究。 展开更多
关键词 低渗岩体 裂隙 溶质迁移 高放废物 地质处置 超重力试验 数值模拟
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表面放射性去污剂去污影响因素研究
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作者 何智宇 陈红志 +3 位作者 张梓渊 黄潇 冉可 李银涛 《现代化工》 北大核心 2026年第4期154-162,共9页
可剥离及自脆性去污剂作为核设施退役去污过程中表面去污的重要手段,能够满足在较复杂环境中的去污作业需求,但实际使用过程中,对影响去污过程的因素研究较少。通过以丙烯酸丁酯(BA)、甲基丙烯酸甲酯(MMA)、甲基丙烯酸(MAA)、丙烯酸(AA... 可剥离及自脆性去污剂作为核设施退役去污过程中表面去污的重要手段,能够满足在较复杂环境中的去污作业需求,但实际使用过程中,对影响去污过程的因素研究较少。通过以丙烯酸丁酯(BA)、甲基丙烯酸甲酯(MMA)、甲基丙烯酸(MAA)、丙烯酸(AA)为单体,设计合成系列去污剂,对不同单体组合去污剂的粒径、润湿性、接触角、表面铺展程度的测试,使用光学显微镜系统在不同粗糙度界面流动情况下对去污剂的相关流变行为进行了验证。结合光学显微镜对去污剂的脆裂行为及机理进行了研究,进一步对影响去污剂去污作业的因素进行明确。 展开更多
关键词 去污 表面 自脆
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核电厂含硼放射性废液的反渗透膜分离技术研究
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作者 王伟 尚超博 +3 位作者 矫彩山 王光辉 李春晖 何辉 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期324-332,共9页
核电厂含硼放射性废液中放射性核素与硼酸间的有效分离有利于实现放射性废物的最小化。本研究采用醋酸纤维素(CA)反渗透(RO)膜组件,设计开发了三段式RO膜分离流程,并考察了该流程对放射性废液中硼酸与Cs^(+)等核素间的分离性能。冷态试... 核电厂含硼放射性废液中放射性核素与硼酸间的有效分离有利于实现放射性废物的最小化。本研究采用醋酸纤维素(CA)反渗透(RO)膜组件,设计开发了三段式RO膜分离流程,并考察了该流程对放射性废液中硼酸与Cs^(+)等核素间的分离性能。冷态试验以Cs^(+)为代表离子,探究了料液pH值、硼酸浓度、Cs^(+)浓度及操作压力等因素对RO单元截留Cs^(+)和硼酸的影响,并计算了Cs^(+)和硼酸间的分离因子。结果表明,料液pH值在5.5~7.5范围内、操作压力为1.2 MPa条件下,三段式RO系统对Cs^(+)的截留率大于85%,硼酸总透过率大于90%,分离因子最高可达6.3,进而实现了废液中Cs^(+)与硼酸间的有效分离。热态试验结果进一步表明了三段式CA-RO装置可有效去除核电厂放射性废液中的放射性核素,并实现硼酸与放射性核素间的有效分离。本文研究可为膜分离工艺在我国核电厂放射性废液处理中的应用提供基础数据及设计依据。 展开更多
关键词 Cs^(+) 硼酸 放射性废液 分离因子 反渗透(RO)膜分离
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模拟核电厂放射性废液中Ag胶体的絮凝行为及机理研究
5
作者 王伟 何辉 +3 位作者 尚超博 杜玉龙 李春晖 矫彩山 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第1期138-147,共10页
^(110m)Ag是反应堆含银结构材料的中子活化产物之一,传统核级过滤器与离子交换树脂对胶体形态Ag的去除效果有限。为研究银胶体的絮凝行为,采用化学还原法制备了模拟核电厂废液环境中的Ag胶体溶液,系统分析了硼酸、柠檬酸、联氨及初始Ag... ^(110m)Ag是反应堆含银结构材料的中子活化产物之一,传统核级过滤器与离子交换树脂对胶体形态Ag的去除效果有限。为研究银胶体的絮凝行为,采用化学还原法制备了模拟核电厂废液环境中的Ag胶体溶液,系统分析了硼酸、柠檬酸、联氨及初始Ag+浓度对胶体形貌、粒径及稳定性的影响;探究了絮凝剂种类、pH、絮凝剂添加量及硼酸浓度等关键参数对Ag胶体絮凝效果的影响,并结合絮体表征分析了絮凝机理。结果表明,适当浓度的硼酸与柠檬酸会抑制Ag胶体颗粒间的团聚,降低颗粒粒径并提高胶体稳定性,而联氨过量会引发颗粒团聚。聚合氯化铝铁(PAFC)可在弱酸性至弱碱性条件下通过静电吸附和卷扫絮凝机制高效去除溶液中的Ag胶体,当PAFC添加量为20~50 mg/L时,溶液中总Ag(包括胶体态和离子态)去除率高于96%,胶体去除率超过98%。溶液中硼酸抑制PAFC对Ag胶体的絮凝效果,而Fe^(3+)、Co^(2+)和Mn^(2+)等共存离子则可提高Ag胶体去除率。絮体中银主要以Ag0形态存在,絮凝过程以物理吸附卷扫为主。 展开更多
关键词 银胶体 絮凝 放射性废液 硼酸
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模拟高放废液在回转煅烧过程中的出料研究
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作者 贺诚 孙惠琳 +4 位作者 李争 张克乾 李扬 张华 龙浩骑 《核化学与放射化学》 北大核心 2026年第1期18-24,I0001,共8页
在两步法冷坩埚玻璃固化工艺中,高放废液在回转煅烧炉内经过蒸发、脱硝、煅烧成金属氧化物后掉落到冷坩埚内和基础玻璃珠一起熔融成玻璃固化体。为了使煅烧物出料量和玻璃珠进料量相匹配,保证玻璃产品的包容量满足要求,对回转煅烧炉不... 在两步法冷坩埚玻璃固化工艺中,高放废液在回转煅烧炉内经过蒸发、脱硝、煅烧成金属氧化物后掉落到冷坩埚内和基础玻璃珠一起熔融成玻璃固化体。为了使煅烧物出料量和玻璃珠进料量相匹配,保证玻璃产品的包容量满足要求,对回转煅烧炉不同工艺条件下的出料量和出料平衡时间进行了研究。结果表明:煅烧物经历25~30 min的等待期和过渡期后会进入出料稳定期,回转煅烧炉转速的降低、蔗糖添加量的减少和进料量的增加均会延长煅烧物达到稳定出料所需要的时间,其中转速对其影响最大。连续实验过程中改变进料量会破坏回转煅烧炉内的固-液平衡,伴随着旧固-液界面坍塌和新固-液界面的生成,从而导致煅烧物的出料量发生变化,经过一定的过渡期后煅烧物出料量重新达到稳定,停止进料15~20 min后能将煅烧炉内的物料全部排出。煅烧物出料研究对优化和改进煅烧炉工艺,实现煅烧炉和冷坩埚两台关键设备的联动,推动两步法冷坩埚玻璃固化技术推向工程化具有一定的指导意义。 展开更多
关键词 煅烧物 出料 模拟高放废液 平衡时间
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泡沫镍作为超临界水氧化器反应芯的性能研究
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作者 张玉钏 冯亚鑫 +3 位作者 刘刈 尹文续 张生栋 张振涛 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第1期230-237,共8页
为了处理核电站排放的洗涤废水中含有的阴离子表面活性剂,本文选取十二烷基苯磺酸铵(ADBS)作为研究对象,采用硝酸钠作为氧化剂,通过构建超临界水氧化反应系统,采用单变量分析法考察温度(250~500℃)、压力(16.5~24.5 MPa)、停留时间(35~7... 为了处理核电站排放的洗涤废水中含有的阴离子表面活性剂,本文选取十二烷基苯磺酸铵(ADBS)作为研究对象,采用硝酸钠作为氧化剂,通过构建超临界水氧化反应系统,采用单变量分析法考察温度(250~500℃)、压力(16.5~24.5 MPa)、停留时间(35~76 s)及氧化剂过氧倍数(1.0~2.0)等工艺参数对ADBS去除率的影响。泡沫镍具有三维多孔结构、极高的比表面积和良好的导电性能,将其填充在超临界水氧化装置中作为反应芯进行体系优化。结果表明,与未填充反应芯体系相比,采用泡沫镍作为反应芯不仅可提高有机物的去除率还可降低反应活化温度,主要得益于泡沫镍的多孔结构缩短了物质传递距离、表面形成的Ni2+活性位点会加速有机物分解。 展开更多
关键词 多孔结构 泡沫镍 超临界水氧化 十二烷基苯磺酸铵
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新型外循环式高放废液蒸发浓缩脱硝釜
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作者 马宇 张秀敏 +1 位作者 张艳丽 徐聪 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第3期542-551,共10页
TRPO工艺是我国自主开发的高放废液处理流程,处理对象是Purex主工艺产生的高放废液。为满足TRPO工艺进料条件和降低流程负荷,高放废液需经蒸发浓缩脱硝操作进行体积、酸度、金属离子浓度等调整,但存在3个操作难点——爆沸、尾气净化、... TRPO工艺是我国自主开发的高放废液处理流程,处理对象是Purex主工艺产生的高放废液。为满足TRPO工艺进料条件和降低流程负荷,高放废液需经蒸发浓缩脱硝操作进行体积、酸度、金属离子浓度等调整,但存在3个操作难点——爆沸、尾气净化、沉淀累积。为此,本文提出一种新型外循环式高放废液蒸发浓缩脱硝釜,通过加热区、蒸发区和脱硝反应区分离设计,辅以主动消除反应诱导期、内置旋风分离器、沉淀主动控制结构等改进措施,较好地解决了上述操作难点。台架试验表明:在反应釜内径为70 cm时,其处理通量可达56 L/h,酸度波动幅度小于0.1 mol/L,以Cs为示踪元素的二次蒸汽净化系数达8.6×10^(6),浓缩液中锆离子以沉淀形式去除后,浓度可降低至11.8 ppm。验证试验表明,所提出的新型外循环式高放废液蒸发浓缩脱硝釜能够较好地满足TRPO工艺和主工艺的衔接需求,并可用于其他有类似需求的环节。 展开更多
关键词 高放废液蒸发 脱硝 釜式蒸发器 功能区分离 尾气净化 沉淀控制
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微波烧结SrZP-独居石复相陶瓷固化体的组成与结构变化
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作者 陶青 刘蝶 +3 位作者 王军霞 王进 刘昆奇 刘缘 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第3期552-561,共10页
本研究以^(88)Sr模拟裂变产物90Sr、Sm^(3+)/Eu^(3+)模拟三价(次)锕系元素,采用微波一步烧结法成功制备了(1-x)Sr_(0.5)Zr_(2)(PO_(4))_(3)-x(Sm_(0.5)Eu_(0.5))PO_(4)(SrZP-独居石,x=0.0,0.2,0.4,0.5,0.6,0.8,1.0)复相陶瓷核废物固化... 本研究以^(88)Sr模拟裂变产物90Sr、Sm^(3+)/Eu^(3+)模拟三价(次)锕系元素,采用微波一步烧结法成功制备了(1-x)Sr_(0.5)Zr_(2)(PO_(4))_(3)-x(Sm_(0.5)Eu_(0.5))PO_(4)(SrZP-独居石,x=0.0,0.2,0.4,0.5,0.6,0.8,1.0)复相陶瓷核废物固化体。系统研究了复相陶瓷固化体的制备工艺,以及SrZP和Sm_(0.5)Eu_(0.5)PO_(4)独居石两相比例改变对固化体的密度、物相结构、微观形貌和化学稳定性的影响规律。研究结果表明,SrZP-独居石系列复相陶瓷固化体较佳的烧结工艺为1100℃保温1.5 h;固化体具有较高的致密度,其相对密度最高可达97.5%。SrZP-独居石复相陶瓷仅由SrZP相和Sm_(0.5)Eu_(0.5)PO_(4)独居石相组成,且两相晶粒分布均匀,具有致密的微观结构。复相陶瓷中x发生改变并未引起两种晶相的晶胞参数发生明显变化,表明两相比例改变对固化体的晶体结构影响不大。PCT结果表明,SrZP-独居石(x=0.5)复相陶瓷固化体具有良好的化学稳定性,所有核素的归一化浸出率均处于较低水平(Sr,约10^(-4)g·m^(-2)·d^(-1);Sm/Eu,10^(-5)~10^(-6)g·m^(-2)·d^(-1))。微波一步烧结法制备的SrZP-独居石系列复相陶瓷核废物固化体能够实现裂变产物Sr与三价(次)锕系核素的高效协同固化,同时显著缩短了固化体样品的烧结周期并提升了材料致密度。 展开更多
关键词 SrZP-独居石复相陶瓷固化体 结构变化 微波一步烧结法 化学稳定性
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退火法制备TiO_(2)/Ti电极及其对有机含铀废水的电化学净化
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作者 彭超 李天宇 +4 位作者 吕慧涛 陈佳琪 颜永得 薛云 田国新 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第1期148-157,共10页
高温气冷堆燃料元件生产过程中会产生相当量的偏碱性含铀废水,其中还含有一定浓度的尿素、聚乙烯醇、四氢糠醇等有机物。为实现有机含铀废水的净化,本研究针对这种废水开展铀去除研究。首先通过对Ti片进行680℃退火处理,制备了TiO_(2)/T... 高温气冷堆燃料元件生产过程中会产生相当量的偏碱性含铀废水,其中还含有一定浓度的尿素、聚乙烯醇、四氢糠醇等有机物。为实现有机含铀废水的净化,本研究针对这种废水开展铀去除研究。首先通过对Ti片进行680℃退火处理,制备了TiO_(2)/Ti电极,然后配制有机含铀模拟溶液,采用电化学法开展模拟溶液中铀的去除研究,探索了碳酸根浓度、pH、铀初始浓度、时间、电压等因素对铀去除率的影响,并推测了过程的反应机理。X射线光电子谱(XPS)、扫描电子显微镜(SEM)、电子能谱(EDS)和X射线衍射(XRD)分析表明,通过退火处理合成的TiO_(2)/Ti电极表面被颗粒状金红石相TiO_(2)覆盖,说明通过退火法能成功制备TiO_(2)/Ti电极。电化学法去除模拟溶液(pH=9)中铀的最优条件为:碳酸钠浓度0.01 mol/L、电压10 V、时间5 h,此条件下铀去除率达95.43%。0.01 mol/L碳酸钠溶液中,铀的还原电位为-0.99 V(vs SCE),其还原过程为一步单电子过程,U(Ⅵ)得到1个电子还原为U(Ⅴ),再歧化为U(Ⅳ)和U(Ⅵ),铀是以UO_(2)和U_(2)O_(5)的形态沉积在电极表面。在4种共存物中,硝酸铵、尿素和聚乙烯醇对铀去除有明显的抑制,而四氢糠醇则没有明显影响。它们共同存在时,在10 V条件下,铀去除率下降至36.75%,但通过提升电压至15 V,铀去除率上升至85.99%。本文所制备TiO_(2)/Ti电极的重复利用性良好,重复使用8次后,铀去除率仍能达到90%以上,每次重复使用,铀的回收率基本能达90%以上。 展开更多
关键词 含铀废水 电化学 TiO_(2)/Ti电极 有机物
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富氮共价有机框架材料的设计构筑及其对气态碘的吸附研究
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作者 陈思禹 石伟群 袁立永 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第3期513-522,共10页
空气中放射性碘的高效捕获和固定在核环境修复和核安全领域具有重要意义。共价有机框架(COF)材料作为一类新兴的多孔材料,在捕获气态碘单质(I_(2))方面展现出巨大潜力。为了提高空气中放射性碘的捕获效率并探索经济可行的材料,本文研发... 空气中放射性碘的高效捕获和固定在核环境修复和核安全领域具有重要意义。共价有机框架(COF)材料作为一类新兴的多孔材料,在捕获气态碘单质(I_(2))方面展现出巨大潜力。为了提高空气中放射性碘的捕获效率并探索经济可行的材料,本文研发了一种合成方法简单、稳定性高且成本低廉的sp^(2)CCOF材料(NKCOF-41)。NKCOF-41具有表面积大、孔隙率高和氮活性位点丰富的突出优点,是实现空气中I_(2)高效捕获的理想材料。NKCOF-41在不同条件下对I_(2)的吸附性能研究结果表明,NKCOF-41在75℃时对I_(2)的静态饱和吸附容量为4.4 g/g;在约400 ppm I_(2)和25℃时对I_(2)的动态吸附容量为2.6 g/g。XPS和拉曼光谱分析表明,NKCOF-41对I_(2)的吸附源于吡啶基团对I_(2)的路易斯酸碱相互作用。本研究为空气中放射性碘的捕获和固定提供新思路和新材料。 展开更多
关键词 共价有机框架材料 碘吸附 动态吸附
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基于衰变热曲线的室内热源对房间墙体温度的影响分析
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作者 杨辉青 李振臣 +3 位作者 范椿欣 张永康 王涵之 赵乾 《科学技术创新》 2026年第4期201-204,共4页
为确保某反应堆废气罐破裂事故分析的放射性释放后果满足限值要求,在废气罐所在房间通风关闭的情况下,本文基于某反应堆衰变热曲线的室内热源以及相关的设计参数条件,对房间墙体温度的影响进行分析。经分析,在衰变热长期作用下,墙体温... 为确保某反应堆废气罐破裂事故分析的放射性释放后果满足限值要求,在废气罐所在房间通风关闭的情况下,本文基于某反应堆衰变热曲线的室内热源以及相关的设计参数条件,对房间墙体温度的影响进行分析。经分析,在衰变热长期作用下,墙体温度最大值为44.7℃,不会超过混凝土长期运行时温度为65℃的限值要求,为废气罐放射性释放事故分析提供参考。 展开更多
关键词 衰变热 废气罐 房间墙体 温度
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用于低放废物处理的等离子体燃烧炉氮氧化物分布特性研究
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作者 丁泮 宋玉收 +1 位作者 李箫波 李磊 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期280-288,共9页
等离子体高温熔融技术在放射性废物领域具有适用范围广、反应速度快、二次污染小、尾气量小及设备紧凑等优势,并可以通过玻璃固化的方式对核素进行高效安全的处置,因此成了行业新兴发展方向。但同时等离子体高温熔融技术也存在燃烧炉氮... 等离子体高温熔融技术在放射性废物领域具有适用范围广、反应速度快、二次污染小、尾气量小及设备紧凑等优势,并可以通过玻璃固化的方式对核素进行高效安全的处置,因此成了行业新兴发展方向。但同时等离子体高温熔融技术也存在燃烧炉氮氧化物浓度较高,且形成难以监测及定位的问题。因此,本文基于一种适用于低放废物处理的等离子体高温熔融技术燃烧炉(简称等离子体燃烧炉)炉型进行了仿真计算,对4种工况下的炉内氮氧化物分布特性进行了分析,探究了送风方式、温度对氮氧化物生成的影响。结果表明,等离子体炬的启用对一氧化氮浓度影响较大,温度是影响炉内一氧化氮生成的主要因素;送风口、送风量以及送风布置均会影响炉内一氧化氮总体生成浓度。 展开更多
关键词 等离子体 氮氧化物 燃烧炉 温度场
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放射性不完全燃烧焚烧灰的微波灰化工艺研究
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作者 王鹏 高超 +4 位作者 白智杰 冯利利 袁永太 郑博文 徐卫 《广东化工》 2026年第2期81-83,92,共4页
本文旨在探究微波灰化装置处理不完全燃烧焚烧灰的具体工艺条件。微波处理焚烧灰的性能受加热温度、风量以及催化剂的影响。加热温度不仅影响微波处理焚烧灰的时间,而且影响处理焚烧灰的量;随着温度的增加,加热1 kg焚烧灰所需的时间逐... 本文旨在探究微波灰化装置处理不完全燃烧焚烧灰的具体工艺条件。微波处理焚烧灰的性能受加热温度、风量以及催化剂的影响。加热温度不仅影响微波处理焚烧灰的时间,而且影响处理焚烧灰的量;随着温度的增加,加热1 kg焚烧灰所需的时间逐渐减少;随着温度的增加,可灰化的不完全焚烧灰的量逐渐增加;风量和催化剂对微波处理焚烧灰的影响规律相同,随着风量/催化剂量的增加,灰中的残碳率先减少然后增加。经实验探索,合适的工艺条件为:对于1 kg焚烧灰,可选用功率为600℃、风量为3 m^(3)/h、催化剂量为60 g进行处理。 展开更多
关键词 焚烧灰 不完全燃烧 工艺条件 残碳率
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旋风水冷器在放射性废物领域应用的可行性
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作者 王鹏 张禹 +2 位作者 原博 袁永太 徐卫 《广州化工》 2026年第6期21-23,共3页
旋风水冷器结合了旋风除尘器与水冷夹套的结构优势,可同步实现高温烟气的除尘净化与冷却降温双重功能。凭借其高效的粉尘捕集能力与优异的降温效果,为放射性可燃固体废物焚烧处理提供了新的技术思路。本文通过系统调研旋风水冷器的核心... 旋风水冷器结合了旋风除尘器与水冷夹套的结构优势,可同步实现高温烟气的除尘净化与冷却降温双重功能。凭借其高效的粉尘捕集能力与优异的降温效果,为放射性可燃固体废物焚烧处理提供了新的技术思路。本文通过系统调研旋风水冷器的核心结构、工作原理及相关配套设备,深入剖析了该设备的性能特点与关键影响因素,并结合放射性可燃固体废物焚烧的工艺流程特性,针对性地提出了旋风水冷器在该领域应用的优化建议,为其工程化应用提供理论支撑与技术参考。 展开更多
关键词 旋风水冷器 除尘 降温 可行性 放射性固体废物
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铀矿废渣处理处置研究进展
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作者 王鹏 张禹 +2 位作者 原博 袁永太 徐卫 《当代化工研究》 2026年第5期20-22,共3页
铀矿废渣是以铀矿采冶过程中产生的废石和尾矿为核心的主要污染物,具有数量庞大、放射性核素含量高、放射性与非放射性危害并存、污染扩散风险突出的显著特征,其长期存在不仅对公众健康构成潜在威胁,更对生态环境造成持续性影响。在系... 铀矿废渣是以铀矿采冶过程中产生的废石和尾矿为核心的主要污染物,具有数量庞大、放射性核素含量高、放射性与非放射性危害并存、污染扩散风险突出的显著特征,其长期存在不仅对公众健康构成潜在威胁,更对生态环境造成持续性影响。在系统分析铀矿废渣来源、危害及当前国内外处理处置技术的基础上,聚焦新兴的高压浆料冲蚀(High-Pressure Slurry Ablation,HPSA)技术,通过对比分析HPSA技术在废石与尾矿两种不同物料治理路径中的适用性、潜在效益与技术经济性,论证了该技术有望实现放射性核素/重金属的富集与钝化、废物总量的大幅削减,以及有价值资源的回收,为我国铀矿冶环境治理与退役工作的绿色、高效、可持续转型提供了新的思路。 展开更多
关键词 铀矿废渣 废石 尾矿 处理处置 高压浆料冲蚀
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玻璃固化技术在高放废液中的研究与应用进展
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作者 王鹏 张禹 +2 位作者 冯利利 原博 徐卫 《广东化工》 2026年第5期104-107,共4页
高放废液的处理和处置一直是世界各国在放射性废物治理中的重点和难点。本文首先对高放废液的特点及产生方式进行了调研,在此基础上对玻璃固化的概念和性能要求进行了深入理解,然后对高放废液玻璃固化的发展历程、固化工艺和固化过程中... 高放废液的处理和处置一直是世界各国在放射性废物治理中的重点和难点。本文首先对高放废液的特点及产生方式进行了调研,在此基础上对玻璃固化的概念和性能要求进行了深入理解,然后对高放废液玻璃固化的发展历程、固化工艺和固化过程中存在的问题进行了详细的了解,最后对我国高放废液玻璃固化的发展情况进行了总结。高放废液玻璃固化技术具有广阔的应用空间,可促进我国核工业的健康发展。 展开更多
关键词 高放废液 玻璃固化 固化工艺 发展情况
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More than ten years of hydration of an in situ large-scale sealing experiment(NSC),Meuse/Haute-Marne Underground Research Laboratory,France 被引量:1
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作者 Rémi de La Vaissière Jean Talandier 《Journal of Rock Mechanics and Geotechnical Engineering》 2026年第1期20-38,共19页
This article presents findings from an extensive experimental program conducted by the French Agency for the Management of Radioactive Waste(ANDRA)at its Underground Research Laboratory.The focus of the study is the N... This article presents findings from an extensive experimental program conducted by the French Agency for the Management of Radioactive Waste(ANDRA)at its Underground Research Laboratory.The focus of the study is the NSC(Noyau de SCellement)experiment,designed to assess the performance of a sealing core composed of a mixture of 40%bentonite and 60%sand.The objective is to evaluate in situ hydraulic permeability,swelling behavior,and gas performance of the seal,which are essential components for the safe disposal of Intermediate-Level(IL)and High-Level Radioactive Waste(HLW)in deep geological repositories.The experimental setup,construction details of the NSC experiment,and the timeline of the project,from excavation,construction of the seal,and artificial hydration to hydraulic permeability tests,are comprehensively described.Andra has acquired valuable expertise in constructing an engineered barrier system,encompassing concrete plugs,and efficiently assembling a 5-m-long seal.Over the past decade,a controlled water injection process has been employed to hydrate the seal.The operational efficiency of sensors has been evaluated,with pore pressure sensors exhibiting moderate performance.In contrast,others,including total pressure,capacitive humidity,psychrometric humidity,and saturation sensors,demonstrate excellent performance up to their operational limits.The high-quality data obtained from this experiment will facilitate the modeling of the resaturation and hydraulic-gas performance of the seal. 展开更多
关键词 Engineering barrier system Bentonite/sand mixture Artificial hydration Sensor performance Hydraulic performance
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交联高密度聚乙烯高完整性容器处置技术研究
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作者 李超 潘跃龙 唐辉 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期271-278,共8页
为解决我国核电厂产生的交联高密度聚乙烯(XL-HDPE)高完整性容器(HIC)长期安全处置问题,本研究提出一种适用于国内近地表处置场的地上处置方案。通过调研国外XL-HDPE HIC处置技术现状,分析其处置要求,设计了将XL-HDPE HIC与金属桶混装... 为解决我国核电厂产生的交联高密度聚乙烯(XL-HDPE)高完整性容器(HIC)长期安全处置问题,本研究提出一种适用于国内近地表处置场的地上处置方案。通过调研国外XL-HDPE HIC处置技术现状,分析其处置要求,设计了将XL-HDPE HIC与金属桶混装于混凝土竖井中的单元格地上处置方案,并开展结构承重计算、辐射屏蔽分析、氢气扩散模拟及长期耐久性评估。所提出的混凝土竖井混合处置方案有效解决了XL-HDPE HIC堆码承重、辐照屏蔽、氢气排出和长期稳定性等关键问题。与美国混凝土处置容器处置方式及国内水泥固化工艺相比,该方案显著减少了最终处置体积,废滤芯和废树脂分别实现57.5%和51.5%的减容率,处置单元占用体积(10.35 m^(3))低于美国方案(12.68 m^(3))和水泥固化方案(15.36 m^(3))。结构安全性计算表明,混凝土竖井承重能力(380 t)远超实际荷载(180 t),HIC所受应力低于材料许用应力(9.7 MPa)。本研究设计的HIC地上处置方案技术可行、安全可靠,兼顾废物最小化和辐射防护要求,适用于我国近地表处置场,可保障XL-HDPE HIC在300~500 a间的长期安全处置。该方案具备良好的工程应用推广价值。 展开更多
关键词 交联高密度聚乙烯高完整性容器(XL-HDPE HIC) 混凝土竖井 混合处置 结构安全性 废物最小化 气体释放 辐射防护
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乏燃料组件端头和废包壳计量充装技术研究
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作者 刘晓坤 谢轶男 +3 位作者 崔凯 夏国正 王天浩 徐仲斌 《辐射防护》 北大核心 2026年第1期29-36,共8页
针对乏燃料组件后处理工艺中端头和废包壳的整备需求,基于超压减容整备技术流程,明确了计量充装设备的核心功能需求:端头与废包壳的分离及分别充装、精准计量、压实罐取封盖与多工位转运。结合非标设备设计原则,按照“空罐供给→取盖→... 针对乏燃料组件后处理工艺中端头和废包壳的整备需求,基于超压减容整备技术流程,明确了计量充装设备的核心功能需求:端头与废包壳的分离及分别充装、精准计量、压实罐取封盖与多工位转运。结合非标设备设计原则,按照“空罐供给→取盖→按‘包壳-端头-包壳’顺序充装→封盖→转运”的工艺流程,设计了由计量分离器、承载回转台、取封盖装置及控制系统组成的计量充装设备。通过循环桶倾倒参数试验、计量分离器运行参数试验及设备联动试验,确定了关键运行参数:循环桶倾倒转速0.015~0.08 r/min(分区间调控)、转鼓转速0.10 r/min、螺旋圈转速1.0 r/min、回转台回转速度0.25 r/min,实现单个压实罐充装时间≤20 min、充装率≥80%、压实罐充装误差≤±1 kg的指标要求。最终形成一套完善的端头和废包壳计量充装处理方案,为同类乏燃料组件后处理设备设计提供技术参考。 展开更多
关键词 乏燃料 后处理 端头 废包壳 计量充装设备 超压减容技术
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