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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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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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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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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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The world's first continuous small-radius spiral ramp excavated by tunnel boring machine at China's Beishan Underground Laboratory for high-level radioactive waste disposal
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作者 Ju Wang Jianguo Wang +1 位作者 Xingguang Zhao Jihong Wang 《Deep Underground Science and Engineering》 2026年第1期1-3,共3页
China has achieved a major engineering milestone in the construction of the Beishan Underground Research Laboratory(URL)for geological disposal of high-level radioactive waste(HLW).On December 26,2025,the project team... China has achieved a major engineering milestone in the construction of the Beishan Underground Research Laboratory(URL)for geological disposal of high-level radioactive waste(HLW).On December 26,2025,the project team successfully completed the excavation of the world's first deep,continuous small-radius,steep spiral ramp by a tunnel boring machine(TBM)named Beishan No.1,which marked the completion of the underground main structure of Beishan URL. 展开更多
关键词 underground main structure continuous small radius spiral ramp Beishan Underground Laboratory tunnel boring machine tunnel boring machine tbm named high level radioactive waste disposal engineering milestone
原文传递
芬兰为奥尔基洛托极低放废物处置设施颁发运行许可证
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作者 王兴春 伍浩松 《国外核新闻》 2026年第2期31-31,共1页
【芬兰工业动力公司网站2026年1月13日报道】芬兰辐射与核安全局(STUK)近日为芬兰工业动力公司(TVO)计划在奥尔基洛托建设的极低放废物最终处置设施颁发运行许可证,有效期至2095年。该设施用于处置放射性水平对公众和环境无显著影响的... 【芬兰工业动力公司网站2026年1月13日报道】芬兰辐射与核安全局(STUK)近日为芬兰工业动力公司(TVO)计划在奥尔基洛托建设的极低放废物最终处置设施颁发运行许可证,有效期至2095年。该设施用于处置放射性水平对公众和环境无显著影响的极低放废物,包括核电站检修期间使用过的防护塑料、防护服等。此前,此类废物一直在奥尔基洛托核电站VLJ运行废物处置库中处置。 展开更多
关键词 TVO 奥尔基洛托 STUK 极低放废物 核电站
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加拿大乏燃料深地质处置库项目启动联邦监管审查
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作者 张焰 伍浩松 《国外核新闻》 2026年第2期31-31,共1页
【加拿大核废物管理组织网站2026年1月5日报道】加拿大核废物管理组织(NWMO)近日宣布,已向加拿大影响评估署(IAAC)提交并同步发布乏燃料深层地质处置库项目的初步说明文件,项目由此正式进入联邦影响评估和许可决策程序,标志着该项目从... 【加拿大核废物管理组织网站2026年1月5日报道】加拿大核废物管理组织(NWMO)近日宣布,已向加拿大影响评估署(IAAC)提交并同步发布乏燃料深层地质处置库项目的初步说明文件,项目由此正式进入联邦影响评估和许可决策程序,标志着该项目从规划阶段转入独立监管审查阶段。 展开更多
关键词 乏燃料 加拿大 深地质处置库 联邦监管
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法核监管机构完成深层地质处置库建设申请技术审查
10
作者 伍浩松 王兴春 《国外核新闻》 2026年第1期31-31,共1页
【法国核安全与辐射防护局网站2025年12月4日报道】法国核安全与辐射防护局(ASNR)近日宣布,已完成对国家放射性废物管理机构(Andra)提交的工业地质处置中心(Cigeo)建设许可证申请的技术审查,并出具“满意”意见,为项目进入下一阶段许可... 【法国核安全与辐射防护局网站2025年12月4日报道】法国核安全与辐射防护局(ASNR)近日宣布,已完成对国家放射性废物管理机构(Andra)提交的工业地质处置中心(Cigeo)建设许可证申请的技术审查,并出具“满意”意见,为项目进入下一阶段许可程序奠定基础。此次审查重点围绕三大方面展开:地质环境条件及废物包等基础数据的充分性与可靠性、地面与地下设施在运行阶段的安全性,以及设施封闭后的长期状态变化与安全保障能力。 展开更多
关键词 深层地质处置库 法国核安全与辐射防护局 技术审查
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模拟处置条件下钚在地下水-膨润土体系中的胶体行为研究 被引量:5
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作者 龙浩骑 周舵 +4 位作者 刘晨 陈曦 李遥 王波 谭盛恒 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第2期310-317,共8页
钚是高放废物中的一种高毒性超铀元素,在深地质处置过程中存在向生态环境迁移的严重隐患,影响高放废物的安全处置。为深入研究其在地下水中的胶体行为,本文在低氧条件下研究了钚在地下水-膨润土体系中的胶体行为,测定了钚胶体的粒径分布... 钚是高放废物中的一种高毒性超铀元素,在深地质处置过程中存在向生态环境迁移的严重隐患,影响高放废物的安全处置。为深入研究其在地下水中的胶体行为,本文在低氧条件下研究了钚在地下水-膨润土体系中的胶体行为,测定了钚胶体的粒径分布,并探究了pH(6.0~10.0)和离子强度(0.10~0.3 mol/L)对钚在北山地下水-膨润土体系中的胶体稳定性和粒径的影响。结果表明:pH对钚胶体、膨润土胶体粒径和Zeta电位的影响不大;离子强度对Zeta电位的影响不大,但会加速胶体的团聚。钚的迁移行为和GMZ膨润土的胶体行为密切相关。在本实验条件下,约有85%的钚吸附在膨润土胶体上,膨润土胶体的存在不利于阻滞钚的迁移。 展开更多
关键词 膨润土 地下水 胶体
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锡青铜在中子辐照−地下水耦合作用下的腐蚀加速机理研究
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作者 杨波 张梦 +3 位作者 陈沫汝 赵石 魏强林 刘义保 《核技术》 北大核心 2025年第11期95-103,共9页
高放废物深地质处置中包装容器材料的腐蚀行为研究具有重要意义。以锡青铜C5191为包装容器候选材料、BS03地下水为模拟液,开展中子辐照−地下水耦合作用下的锡青铜材料腐蚀加速实验,同时利用第一性原理计算了地下水中SO_(4)^(2−)在CuSn(1... 高放废物深地质处置中包装容器材料的腐蚀行为研究具有重要意义。以锡青铜C5191为包装容器候选材料、BS03地下水为模拟液,开展中子辐照−地下水耦合作用下的锡青铜材料腐蚀加速实验,同时利用第一性原理计算了地下水中SO_(4)^(2−)在CuSn(110)完整及缺陷表面的吸附能、Bader电荷转移数和分波态密度,通过理论计算解释材料的腐蚀加速机理。结果表明:在不同实验条件下,锡青铜腐蚀速率从0.516μm·a^(−1)增长到17.9μm·a^(−1),地下水中SO_(4)^(2−)在CuSn(110)完整及缺陷表面的吸附能分别为−5.311 eV和−5.691 eV,Bader电荷转移数分别为−0.3271和−0.5166,说明SO_(4)^(2−)与缺陷表面更易发生作用。共吸附时,吸附能减小至−12.391 eV,Bader电荷转移数增加到−6.0639和−6.0074,表明H2O的辐射分解产物促进了金属缺陷表面对SO_(4)^(2−)的吸附,实验与理论计算结果一致,证明辐照−地下水耦合作用明显加速锡青铜腐蚀速率。 展开更多
关键词 高放废物包装容器 锡青铜 中子辐照 腐蚀加速 第一性原理
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基于MIKE21的近海核电厂液态流出物排放优化数值模拟研究
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作者 左庆宁 胥密 +3 位作者 林大超 郑平辉 白晓平 魏其铭 《核科学与工程》 北大核心 2026年第1期224-231,共8页
通过使用MIKE21水动力软件对我国某近海核电厂址排放的液态流出物开展了数值模拟研究,基于海域流场的数学建模,研究了液态流出物的稀释扩散规律,比较了不同排放方案下液态流出物的稀释扩散效果及公众辐射影响。结果表明,近海厂址的液态... 通过使用MIKE21水动力软件对我国某近海核电厂址排放的液态流出物开展了数值模拟研究,基于海域流场的数学建模,研究了液态流出物的稀释扩散规律,比较了不同排放方案下液态流出物的稀释扩散效果及公众辐射影响。结果表明,近海厂址的液态流出物不掺混排放至海域时,其排口处部分核素活度浓度无法满足海水水质标准,因此,需要将液态流出物同厂址的二次循环冷却水掺混后进行排放,在此基础上,采用间歇排放的方式时能够进一步优化液态流出物的稀释效果,降低其对公众的辐射剂量。基于本文的研究结果,推荐近海核电厂的液态流出物采用掺混间歇排放的方式。 展开更多
关键词 近海核电厂 MIKE21 液态流出物 数值模拟 有效剂量
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工业废渣协同水泥固化放射性独居石废渣的配比与机理研究
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作者 高扬 孙娟 +3 位作者 刘晓超 刘艳梅 吴尚文 安毅夫 《辐射防护》 北大核心 2026年第1期47-57,共11页
采用水泥粉、粉煤灰、矿渣粉、石灰为固化材料,放射性独居石废渣为固化对象,设置4因素3水平正交试验,研究了不同配比下固化体的无侧限抗压强度、U和Th浸出率、抗冻融性能、酸中和容量的变化规律,并通过模糊优选理论筛选出最优固化配比,... 采用水泥粉、粉煤灰、矿渣粉、石灰为固化材料,放射性独居石废渣为固化对象,设置4因素3水平正交试验,研究了不同配比下固化体的无侧限抗压强度、U和Th浸出率、抗冻融性能、酸中和容量的变化规律,并通过模糊优选理论筛选出最优固化配比,利用X射线衍射仪(XRD)、傅里叶变换红外光谱仪(FTIR)、扫描电子显微镜(SEM)进行了固化机理分析。试验结果表明,放射性独居石废渣与固化材料的渣固比对固化体的无侧限抗压强度和抗冻融性能影响最大,粉煤灰掺量对U浸出率影响最大,各因素对固化体酸中和容量影响处于同一水平,固化体Th浸出率受各因素影响较小。以无侧限抗压强度、U浸出率、抗冻融次数、酸中和容量及固化成本作为模糊优选指标,通过模糊优选理论得出粉煤灰掺量固定为15%、矿渣粉掺量为15%~25%、渣固比为1.0~1.4时,固化体参数满足《低、中水平放射性固化体性能要求水泥固化体》的要求,处理成本合理。固化处理后独居石废渣孔隙消失,结构变得致密,强度更高。 展开更多
关键词 放射性独居石废渣 固化 正交试验 模糊优选 机理分析
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序言
15
作者 郭治军 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第6期I0005-I0006,共2页
妥善处置放射性废物是核能可持续发展的基础,更关乎人类生存环境的长期安全。在核燃料循环产生的放射性废物中,低水平放射性废物(低放废物)的活度只约占总活度的1%,但其体积约占放射性废物总体积的90%;中放废物和高放废物总体积虽然相... 妥善处置放射性废物是核能可持续发展的基础,更关乎人类生存环境的长期安全。在核燃料循环产生的放射性废物中,低水平放射性废物(低放废物)的活度只约占总活度的1%,但其体积约占放射性废物总体积的90%;中放废物和高放废物总体积虽然相对较小,但集中了绝大部分放射性活度,尤其是高放废物。对于低放固体废物,世界各国均采用相对成熟的近地表处置技术,而中放和高放固体废物的处置技术仍在研发阶段。 展开更多
关键词 低水平放射性废物 可持续发展 人类生存环境 核能
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高放废物处置化学及核素迁移行为研究现状与挑战 被引量:3
16
作者 周舵 王波 +3 位作者 商澄铭 陈平 周明芳 张生栋 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第4期419-433,共15页
安全处置高放废物是核能技术全生命周期管理的关键环节,直接影响核能作为清洁能源的社会接受度和长期发展。高放废物处置的核心挑战包括核素迁移的复杂性与不确定性、多重屏障系统的长期稳定性、万年尺度安全评价的局限性、社会与技术... 安全处置高放废物是核能技术全生命周期管理的关键环节,直接影响核能作为清洁能源的社会接受度和长期发展。高放废物处置的核心挑战包括核素迁移的复杂性与不确定性、多重屏障系统的长期稳定性、万年尺度安全评价的局限性、社会与技术协同难题。核素在多重屏障系统中的迁移过程涉及多种机制,包括衰变、吸附、对流、基质扩散和裂隙弥散等。天然屏障通过低渗透性和高吸附性限制核素迁移。工程屏障通过物理阻隔和化学吸附双重作用增强安全性。当前研究在核素迁移机制、屏障材料开发及安全评价方法上已取得显著进展,本文重点综述核素迁移的化学与物理机制、实验方法与技术、数学模型与数值模拟、研究难点与技术挑战,并对未来的研究方向进行展望。 展开更多
关键词 高放废物 地质处置 核素迁移 浸出源项 氧化还原
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放射性有机废物处理技术研究进展 被引量:1
17
作者 韩一丹 刘刈 +3 位作者 朱凡 邓帅 魏贵林 张生栋 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2017-2027,共11页
本文系统总结了国内外放射性有机废物处理技术研究现状,重点介绍了中国原子能科学研究院在放射性废树脂、放射性有机废液的处理技术研究成果,并根据已有的研究基础,探讨了放射性有机废物处理技术发展的重点方向,为国内进一步发展更加安... 本文系统总结了国内外放射性有机废物处理技术研究现状,重点介绍了中国原子能科学研究院在放射性废树脂、放射性有机废液的处理技术研究成果,并根据已有的研究基础,探讨了放射性有机废物处理技术发展的重点方向,为国内进一步发展更加安全、高效、经济的放射性有机废物处理技术提供建议。 展开更多
关键词 放射性有机废物 废物处理 放射性废树脂 放射性有机废液
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基于机器学习预测膨润土中阳离子的分配系数 被引量:2
18
作者 杨馨 张坤明 陈涛 《核技术》 北大核心 2025年第6期165-173,共9页
放射性核素在膨润土上的分配系数(Kd)是放射性废物处置库安全评价中的关键参数之一。本研究旨在使用机器学习(Machine Learning,ML)模型可靠地预测多种放射性阳离子在膨润土中的Kd值。该研究基于日本原子能机构吸附数据库(Japan Atomic ... 放射性核素在膨润土上的分配系数(Kd)是放射性废物处置库安全评价中的关键参数之一。本研究旨在使用机器学习(Machine Learning,ML)模型可靠地预测多种放射性阳离子在膨润土中的Kd值。该研究基于日本原子能机构吸附数据库(Japan Atomic Energy Agency's adsorption database,JAEA-SDB),收集10种核素(Am、Bi、Cm、Cs、Eu、Ni、Pb、Po、Ra、U)在膨润土中的1240组Kd数据,选取9个输入因子,构建了包括随机森林(Random Forest,RF)、支持向量回归(Support Vector Regression,SVR)等6种ML模型,并通过蒙特卡罗交叉验证方法评估了ML模型的稳健性。结果表明,RF模型是获取Kd最有效的模型,其训练集预测的决定系数(R^(2))为0.9029,测试集R^(2)为0.7286。RF也能真实地再现Kd的概率密度分布特性。研究发现pH、初始浓度、离子强度和温度为影响Kd的主要因素。综上,ML方法,特别是RF模型,可以快速地获得复杂条件下多种核素在膨润土上的Kd,为放射性废物处置库安全评价提供了可行的新路径。 展开更多
关键词 吸附 机器学习 分配系数 膨润土 安全评价
原文传递
基于深度学习的地下实验室多源监测数据融合技术初探
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作者 王鹏 王驹 +2 位作者 黄树桃 王锡勇 马明清 《地质论评》 北大核心 2025年第S1期389-391,共3页
高放废物地质处置特别是地下实验室研发过程中的多源数据融合挖掘研究具有重要意义(Wang Ju et al.,2018)。然而,目前阶段尚未实现对研发过程中多源数据的融合挖掘与二次应用。针对上述问题,从地下实验室多源监测数据特点出发,在确定地... 高放废物地质处置特别是地下实验室研发过程中的多源数据融合挖掘研究具有重要意义(Wang Ju et al.,2018)。然而,目前阶段尚未实现对研发过程中多源数据的融合挖掘与二次应用。针对上述问题,从地下实验室多源监测数据特点出发,在确定地下实验室多源监测数据模型构建的基础上,结合深度学习技术,初步构建了地下实验室多源监测数据融合技术方法,并初步开展了数据融合设计,为处置库场址评价和安全评价等综合评价工作提供了新的研究思路。 展开更多
关键词 高放废物地质处置 地下实验室 多源监测数据 深度学习 数据融合设计
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Pu和Tc在北山新场花岗岩及其裂隙填充物中的扩散行为
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作者 周舵 王波 +3 位作者 陈曦 商澄铭 陈平 周明芳 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第6期635-642,I0002,共9页
为评估我国高放废物深地质处置库预选区场址的长期安全性,针对我国北山预选区新场花岗岩及其裂隙填充物,系统开展了关键放射性核素^(238)Pu和^(99)Tc的扩散行为实验。通过恒定源贯穿扩散法测定了低氧条件下核素在北山新场花岗岩完整样... 为评估我国高放废物深地质处置库预选区场址的长期安全性,针对我国北山预选区新场花岗岩及其裂隙填充物,系统开展了关键放射性核素^(238)Pu和^(99)Tc的扩散行为实验。通过恒定源贯穿扩散法测定了低氧条件下核素在北山新场花岗岩完整样片及北山新场花岗岩裂隙填充物中的有效扩散系数(De),结果显示:对于北山新场花岗岩完整样片和北山新场花岗岩裂隙填充物,有效扩散系数的大小顺序均为:De(HTO)>De(Tc)>De(Pu);由于北山新场花岗岩完整样片的致密度远大于其裂隙填充物的致密度,导致HTO、^(238)Pu和^(99)Tc在北山新场花岗岩完整样片中的有效扩散系数远小于其在裂隙填充物中的有效扩散系数。本研究证实,相对HTO而言,北山新场花岗岩及其裂隙物均对^(238)Pu和^(99)Tc的迁移具有一定程度上的阻滞效果,但对Pu效果更显著,可能是Pu与这两种介质存在更复杂的吸附反应。值得注意的是,花岗岩完整岩片对某些核素可能不能简单当作均匀介质对待,其中可能存在优势通道,不利于核素的阻滞。 展开更多
关键词 ^(238)Pu ^(99)Tc 北山新场花岗岩 裂隙填充物 扩散
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