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萨凡纳河场址玻璃固化体容器实现双层堆叠（图）
萨凡纳河场址 玻璃固化体容器 双层堆叠
2023/8/15
为扩大临时贮存设施容积，萨凡纳河场址两座玻璃固化体贮存设施（GWSB）其一已将存有的2000个废物容器双层堆放。该设施位于地下，是具有抗震能力的混凝土贮存场所，内部有支撑架，可垂直存放2262个高10英尺的废物容器。
中国科学院上海应用物理研究所专利：一种卤化物放射性废物玻璃固化体及其制备方法
中国科学院上海应用物理研究所专利：一种含氟和/或氯放射性废物玻璃陶瓷固化体及其制备方法
近日，由中国原子能科学研究院退役治理工程技术中心自主设计的高放玻璃固化体模拟处置装置和地下试验装置研制成功，并顺利通过专家组验收。两项装置历时一年加工制造完成，将为我国高放废物处置库场址比选、概念设计和安全评价提供技术支撑和科学依据，为在地下实验室运行阶段开展核素迁移实验做好技术储备。
为获得含单一钛酸盐烧绿石的玻璃陶瓷固化体，本文以Er2Ti2O7作为钛酸盐烧绿石代表，在传统的烧结法制备工艺基础上，通过热雾喷解和晶核掺入的技术改进，分别研究了烧结温度、烧结时间、玻璃与陶瓷晶核质量配比等参数对Er2Ti2O7基玻璃陶瓷固化体物相及结构的影响规律。
为改善核素铀在玻璃陶瓷固化体中包容量低、亲玻璃而疏陶瓷的赋存问题，本文采用预处理与熔融-热处理相结合的方法，制备了含铀母玻璃（PG）和铀烧绿石基玻璃陶瓷（GC）固化体，并借助X射线衍射（XRD）、扫描电镜（SEM-EDS)、透射电子显微镜（TEM）、X射线光电子能谱（XPS）等检测手段，表征了GC固化体的物相结构并评估了其化学稳定性。XRD结果表明，GC固化体中的铀烧绿石是由PG中预先生成的萤石晶...
水泥固化体中Cs+浸出行为研究
Cs+ 水泥固化体 浸出行为 浸出机理
2010/10/28
研究了25、40、70、90 ℃下碱矿渣黏土复合胶凝材料(AASCM)和普通硅酸盐水泥(OPC)固化体中Cs+的浸出行为，并对浸出机理进行了探讨。结果表明：在25、40、70、90 ℃下，AASCM固化体和OPC固化体浸出行为不同，OPC固化体中Cs+的累积浸出分数在4个温度下趋于同一数值，而AASCM固化体中Cs+的累积浸出分数则随温度升高而增大。AASCM固化体中Cs+的存在状态为溶解态、吸...
地下玻璃固化体中元素垂直迁移规律初探
元素垂直迁移 固化体 地下玻璃
2009/10/28
利用上升气流模型模拟研究了地下玻璃固化体中As， Cs和Sr元素的迁移行为。 利用中子活化分析（INAA）技术检测了玻璃固化体中元素迁出量， 用原子力显微镜观察了迁出物质的形态。 实验结果表明： 在上升气流作用下， 被玻璃固化的元素会以纳米微粒的形式迁移出来， 迁移方向是垂直向上的， 迁出的元素会在玻璃固化体上方的吸附物中不断积累； 上升气流作用时间越长， 固化体中元素迁出的量越大； 玻璃固化体处...
全体积R7T7型参考玻璃固化体裂隙初步研究
玻璃固化体 腐蚀 体视学方法 裂隙
2009/8/5
为从微观角度研究裂隙对玻璃固化体腐蚀影响，引入体视学方法对玻璃体裂隙进行了裂隙分布、腐蚀程度等初步研究。采用扫描电镜对结束1147d静态浸出实验后的全体积R7T7型参考玻璃的部分样品进行分析。根据分析得到的二维参数，通过体视学方法计算得到全体积玻璃体的裂隙率FR为41±13，腐蚀量为(3.88±1.20)×10-4m3，约占玻璃体参与水相腐蚀反应总体积的(0.28±0.09)%。分析还发现，裂隙腐...
掺合材料对硅酸盐水泥固化体滞留铀（Ⅵ）性能的影响
硅酸盐水泥 掺合材料 铀(Ⅵ) 滞留性能
2008/12/26
在25℃、浸出周期为42d条件下，实验研究用模拟地下水浸出的纯硅酸盐水泥、掺硅灰水泥、掺偏高岭土水泥和掺粉煤灰水泥的含铀固化体，比较掺入不同混合材料对硅酸盐水泥固化体滞留铀（Ⅵ）能力的影响。研究结果表明：掺入硅灰、偏高岭土可提高硅酸盐水泥固化体对铀（Ⅵ）的滞留能力；掺入粉煤灰则会降低硅酸盐水泥固化体对铀（Ⅵ）的滞留能力。
X射线荧光光谱法测定模拟高放废液玻璃固化体中14种主、次量元素
Ｘ射线荧光光谱法 高放废液 次量元素
2008/12/19
研究模拟高放废液玻璃固化体的熔融制样条件。在日本理学３０７０ＥＸ射线荧光光谱仪上，采用标样回归法求取校正曲线常数和基体校正常数，建立起模拟高放废液玻璃固化体中１４种主、次量元素的分析方法。精密度（ＲＳＤ）为０．３％－４％。
X射线荧光光谱法测定模拟高放废液玻璃固化体中26种主、次及微量元素
Ｘ射线荧光光谱法 高放废液 微量元素
2008/12/19
研究了低稀释比（３：１）熔融制样－Ｘ射线荧光光谱法测定模拟高放废液玻璃固化体中２６种主、次及微量元素。将经验系数法和康普顿散射线内标法相结合，用以校正元素间的基体效应。方法精密度（ＲＳＤ）为０．５％—１０％。
固化体的抗浸出性是放射性废物安全管理的一重要参数。目前，国内采用国标GB7023—86中的标准浸出试验方法测试固化体的抗浸出性，试验周期长。并且，国标GB14569.1—93仅对核素第42d的浸出率作了规定。这一规定不能很好反映不同固化基材、不同配方固化体间抗浸出性的差异。美国国家标准ANSI/ANS-16.1—2003采用快速浸出试验方法，并用浸出因子来表征核素的抗浸出性。本工作参照美国标准对试...
用极顶设计法确立最优化７组分玻璃固化体试验方案。对方案中１０２个试验配方进行高温粘度和电导电阻率工艺性能测试，并对其中经过调整的８６个配方建立高精度高阶重心多项式工艺性能预测模型。用伪组分法定量计算玻璃固化体各组分Ｓｉ、Ｂ、Ｎａ、Ｃａ、Ａｌ、Ｕ等氧化物和“废物混合物”对配方工艺性能的影响。
模拟高放废液玻璃固化体的偏硼酸锂熔融法
模拟高放废液玻璃固化体 ICP-AES分析法 偏硼酸锂熔融法
2008/12/18
一、引言 随着核能的发展,人们愈来愈关注放射性废物处理工艺的安全问题。对高放废液常采用玻璃固化的处理方法。玻璃固化工艺的研究需要分析化学方面提供玻璃固化体的成份数据,作为评价其性能的重要依据。