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[硕士论文] 李春梅
化学工程与技术 北京化工大学 2018(学位年度)
摘要:核能是极具有前景的能源,但核废气中的放射性物质(诸如碘)导致核安全备受关注。金属-有机骨架材料(metal-organic frameworks,MOFs)因具有许多优良性质已经被广泛用于气体吸附分离的分子模拟研究。本论文选用大规模MOF材料,对工业条件下(1.0bar和423K)的碘蒸汽吸附、碘水分离和甲基碘吸附分离做了高通量的分子模拟研究,包括考察材料的再生性能和水稳定性。结果表明:
  1、碘蒸汽吸附时,材料XAHQAA(剑桥晶体结构库中材料代码)是目前为止碘单质吸附量(13.57g/g)最高的材料,模拟还发现20~30(A)的介孔、孔隙率0.93左右以及比表面积约为6200m2/g的MOFs更有利于碘单质的吸附和存储,且具有互穿结构的MOF材料不利于碘蒸汽的吸附。QIYDIN材料经过改性,碘吸附量提高了20.26%。
  2、通过大规模模拟研究MOF材料分离I2/H2O体系,发现材料DAWMUL的碘吸附量(Niodine=7.68g/g)远高于其他材料。对选择性和吸附量较好的520种MOFs进行变压吸附(PSA)研究,引入Adsorption Figure of Merit(AFM)参数描述材料性能,经考察,综合性能最好的材料中有5种具有动力学水稳定性。
  3、杂质NO2对大多数MOFs的甲基碘吸附行为影响微弱,表明MOFs比其他多孔材料更利于甲基碘吸附。更重要的是,NU-700能够被活化,是目前甲基碘吸附研究中吸附量(3.26g/g)最高的材料,在高浓度NO2时也有很好的甲基碘吸附效果,因而用于甲基碘的吸附应用十分有前景。
[硕士论文] 付玉龙
材料科学与工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:放射性废树脂是核电厂运行、核燃料循环、放射性废液处理及核设施的去污和退役过程中产生的使用一定期限失去效用的废物,其处理方法有水泥固化、玻璃固化、压实法和氧化分解法等。目前,我国以水泥固化法最为常用,但水泥固化法存在固化体增容比大、遇水强度下降(甚至遇水溶胀导致固化体开裂失效)等问题。本文针对上述问题,对放射性废树脂的固化配方及固化工艺进行了优化研究,为放射性废树脂水泥固化的工程应用提供了数据支持。以固化体强度、抗浸泡性、水化热及浸出率为考量指标,研究了硅灰、粉煤灰、沸石等掺和料对固化体性能的影响。结果表明:在单一变量的条件下,硅灰和粉煤灰掺量的提高均会导致固化体强度先升高后降低,而随沸石掺量的提高固化体强度迅速降低。粉煤灰的掺加可以有效降低固化体的水化热,少量的沸石则可以大大降低固化体中 Cs+的浸出率。根据正交实验结果得出的优化配方为水泥:硅灰:粉煤灰:沸石=80:5:10:5(质量比),在此优化配方下,固化体的28d强度为19.41MPa,浸泡后强度损失9.45%,冻融后强度损失7.5%,湿树脂体积包容量约为30%。当湿树脂体积包容量超过40%时,固化体在浸泡过程中溶胀开裂失效。
  本研究主要内容包括:⑴在优化配方的基础上,以固化体抗水性能及树脂包容量为考量指标,研究了纤维材料的品种及掺量对固化体性能的影响。结果表明:掺加聚丙烯纤维的固化体强度高于掺加玄武岩纤维、耐碱玻璃纤维和钢纤维的固化体强度,且数据稳定性良好。当聚丙烯纤维的体积掺量为0.2%时,固化体性能最优,此配方下固化体的抗压强度为20.53MPa,浸泡后强度损失1.06%,冻融后强度损失2.27%。掺加纤维材料后,固化体的最大湿树脂体积包容量由40%提高到55%,此时固化体28d强度为13.28MPa,浸泡后强度损失为20.7%,冻融后强度损失为10.0%。⑵以固化体的强度及浆体凝结速率为考量指标,研究了固化工艺对固化体性能的影响。结果表明:使用氢氧化钙与水玻璃对放射性废树脂进行预处理可以提高固化体强度,在水泥:硅灰:粉煤灰:沸石:氢氧化钙=67:4.2:8.4:4.2:16.2(质量比),水玻璃模数1.5,聚丙烯纤维体积掺量0.2%,水灰比0.35的配方下固化体强度达到最高。此配方下固化体的28 d强度23.74MPa,浸泡后强度损失0.85%,冻融后强度损失1.93%。对预处理前后固化体的28d截面形貌进行 SEM分析得出,预处理前树脂球表面光滑,预处理后树脂球表面包覆一层絮凝状物质,经EDS分析得知其为硅酸钙。预处理方法可以将固化体最大湿树脂体积包容量由55%提高至60%,此时固化体28d强度12.95MPa,浸泡后强度损失为23.6%,冻融后强度损失为18.3%。⑶以强度和凝结时间为考量指标,研究了水玻璃、偏高岭土、生石灰及矿粉用量对粉煤灰基地质聚合物性能的影响。结果表明:单一变量条件下,水玻璃、偏高岭土、生石灰及矿粉用量的提高会导致粉煤灰基地质聚合物强度先上升后降低,而浆体的凝结时间随偏高岭土、生石灰和矿粉用量的提高而缩短。水玻璃用量40%(水玻璃与活性粉料的质量比),单掺偏高岭土、生石灰、矿粉的掺量分别为25%、4%、20%时基体强度达到最高,此时粉煤灰基地质聚合物的7d抗压强度分别为66.35MPa、50.49MPa、47.52MPa。⑷以固化体强度和抗浸泡性等为考量指标,探究了优化的粉煤灰基地质聚合物配方固化放射性废树脂的可能性。结果表明:在高温养护制度下浆体易膨胀溢出,随养护温度的提高此类现象愈发严重。常温养护制度下固化体凝结时间长,强度发展缓慢,难以满足国家标准要求。
[硕士论文] 陈壹三
化学 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:钚本身为一种战略物资,是核武器重要的核装料,具有较强的放射性和毒性。为了获取关于钚这一放射性核素的胶体行为以及迁移机理等,本文从高庙子膨润土和内蒙阿拉善粘土岩胶体研究出发,以探究这两种天然矿物胶体在地下水中对放射性核素钚的吸附行为为目的,主要采用多种表征手段和静态吸附方法研究两种胶体对钚的吸附特征和规律,同时用铝皂石和水辉石这两种人造矿物胶体辅助对比研究,其结果如下:
  (1)在胶体表征方面:四种矿物在水相环境中均能形成较为稳定、分散性良好的胶体。在成分分析方面:高庙子膨润土的主要成分是蒙脱石、石英和高岭石,而胶体的主要成分为蒙脱石和高岭石,内蒙阿拉善粘土岩的主要成分是伊利石、方解石和绿泥石,而胶体的主要成分为伊利石和绿泥石,并含有微量的方解石;在结构和性质分析方面:四种矿物胶体的红外图谱基本和它们的X射线衍射结果相符。
  (2)四种矿物胶体吸附Pu的分配系数Kd值随着钚初始浓度的增大开始先增大,除了水辉石由于很大的比表面积,Kd值一直上升之外,其它三种矿物胶体在3×10-9g/mL-4×10-9g/mL处达到峰值后便开始降低,在此条件下胶体吸附能力阿拉善粘土岩>>水辉石>高庙子膨润土≈铝皂石。
  (3)在酸性环境中,四种矿物胶体的分配系数Kd值均很低。随着pH的上升,四种矿物胶体的Kd值不断上升,在强碱性环境又开始下降。其中天然矿物胶体最适环境为中性,人造矿物胶体最适环境约为弱碱性。从pH影响结果推测出天然矿物胶体吸附钚的机理是胶体表面的羟基和钚与钚的水解产物络合。
  (4)离子影响实验中,Fe3+和CO2-3会减弱胶体对钚的吸附量,其中Fe3+的机理是和Pu4+的竞争作用和水解产生的酸性环境,此外Fe3+在浓度变高时会使Kd值变大,其原因可能是形成了Fe(OH)3胶体,因而Kd值的上升是由于Fe(OH)3胶体吸附钚而不是矿物胶体;CO2-3则通过络合Pu4+使Kd值急剧下降;Ca2+会使天然矿物胶体的稳定性、水合能力、膨胀性等性质增强,从而使胶体的表面基团活性增强和比表面积增大,从而使它们的吸附能力增强,此外,腐殖酸的存在会使四种矿物胶体的Kd值变大。
[硕士论文] 贾少青
物理化学 山西大学 2017(学位年度)
摘要:近年来,我国投入运行的核电机组不断增加,与此同时核电站产生的具有放射性的废料也会相应增加。核电站运行过程中产生的放射性废离子交换树脂(以下简称“废树脂”),大部分属于中、低水平放射性固体废物。放射性废树脂是有机废物,在储存和处置过程中有发生起火和辐解造成放射性物质泄漏的危险,因此对废树脂进行有效的无机化处理十分必要。采用芬顿氧化技术处理废树脂,可以有效的将废树脂氧化为无机物,其反应条件温和(100℃左右、常压反应)、不产生氮氧和硫氧化物、尾气中放射核素载带少、减容率高等。目前欧洲、美国、日本还有台湾研究开发有芬顿湿法氧化废树脂的装置,国内的研究仅停留在实验室小试阶段。本研究工作在中国辐射防护研究院三废治理研究所的支持下对湿法氧化核级阴离子交换树脂进行了初步研究,为开发国内处理废树脂的湿法氧化技术做基础。主要研究内容如下:
  首先研究了核级IRN-78阴离子交换树脂的基本性质。测定了阴树脂的含水率、湿视密度与湿真密度。
  第二部分对芬顿湿法氧化阴树脂反应过程中泡沫累积的问题进行了研究。比较了四种消泡剂乙酸、磷酸三丁酯、有机硅消泡剂A、有机硅消泡剂B的消泡性能。研究结果表明,有机硅消泡剂B是芬顿氧化阴树脂适宜的消泡剂,加入方式以少量多次为佳。
  第三部分研究了芬顿湿法氧化阴树脂的工艺条件,并探讨了湿法氧化阴树脂反应过程中生成的中间产物。考察了pH值、催化剂用量、过氧化氢滴加速率等反应条件对湿法氧化反应的影响,确定了较优的工艺参数。在反应温度95℃下,初始pH值为2,使用摩尔数之比为1∶2的Fe2+/Cu2+混合催化剂,过氧化氢的滴加速率为1.00mL/min时,芬顿湿法氧化对IRN78阴树脂降解率达到了99.7%;使用8%的Co2+代替Fe2+的Fe2+/Cu2+/Co2+催化剂,树脂降解率达到了99.8%以上。随着氧化降解反应的进行,反应生成的中间产物不断变化,阴树脂骨架上的季铵基团脱落、烷基链逐渐断裂。到反应结束时,降解产物主要为CO2、H2O与少量的胺类物质及取代苯。
[硕士论文] 王欣
化学 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:玻璃陶瓷固化已成为玻璃固化高放废液的重要发展方向。我国目前贮存的高放废液中硫和钠的含量较高,而硼硅酸盐玻璃对硫的溶解度较低,在玻璃固化过程中会出现分离的黄色第二相(简称“黄相”),其主要成分为Na2SO4。为了提高硫在玻璃固化体中的包容量,本文通过熔融-热处理工艺制备了含钙钛锆石和重晶石相的钡硼硅酸玻璃陶瓷固化体,系统研究了SO3含量变化对钡硼硅酸盐玻璃陶瓷固化体的晶相结构、显微结构和抗浸出性能的影响;探索了钙钛锆石-钡硼硅酸盐玻璃陶瓷对模拟高硫高钠高放废液的极限包容量,并对其制备工艺及硫酸盐的分相情况进行了探讨。主要研究结果如下:
  (1)SiO2-B2O3-Na2O-BaO-CaO-TiO2-ZrO2-SO3-Nd2O3体系玻璃熔制温度为1200~1250℃,玻璃转变温度Tg在640~660℃范围内。不同硫掺量(SO3为2~8wt%)的玻璃陶瓷体内的主晶相均为条状的钙钛锆石(CaZrTi2O7),还含有少量颗粒状的斜锆石(ZrO2)和块状的榍石(CaTiSiO5);当SO3含量≥4wt%时,玻璃陶瓷体内出现了米粒状的重晶石(BaSO4)晶体,其含量随SO3掺量增加而增多,该重晶石晶体在玻璃的熔制阶段形成。当SO3含量为8wt%时,玻璃陶瓷表面出现一层由Na2SO4和BaSO4组成的白色分离层,玻璃陶瓷体内出现了许多裂缝和孔洞,致密性较差。
  (2)X射线荧光光谱(XRF)分析表明,当SO3掺量为6wt%时,玻璃陶瓷体内SO3的实际含量仅为1.3wt%,在玻璃熔制阶段硫酸盐发生了分解和挥发。能谱和元素分布分析结果表明,硫元素主要分布在重晶石晶体中,Nd元素均匀分布在钙钛锆石晶体和玻璃基体中。产品一致性试验(PCT法)结果表明,当SO3含量≤6wt%时,硫含量变化对玻璃陶瓷固化体的抗浸出性能没有明显的影响,当SO3含量>8wt%时,固化体抗浸出性能显著下降。
  (3)采用钙钛锆石?钡硼硅酸盐玻璃陶瓷固化模拟高硫高钠高放废液,在1150℃的熔制温度下可获得均质玻璃,玻璃转变温度随着模拟废液掺量的增加而降低(580~650℃)。当模拟废液含量为0~20wt%(废物氧化物含量)时,玻璃陶瓷体内的主晶相均为树枝状的钙钛锆石;模拟废液含量为20wt%时,出现圆片状的氧化锆晶体和方形的钙钛矿晶体。模拟废液含量增加至30wt%时,主晶相为细针状的钙钛矿晶体,致密性较差。PCT结果表明,模拟废液含量低于或等于20wt%时对玻璃陶瓷固化体的抗浸出性能没有明显的影响。
  (4)对于模拟废液掺量为16wt%的样品,在1150℃时玻璃的粘度在30dPa?s左右,与硼硅酸盐玻璃固化体相当;且在玻璃熔制过程中未观察到“黄相”。对于模拟废液掺量为25wt%的样品,“黄相”在玻璃熔制早期开始形成,在1100℃时“黄相”最多,其主要成分为硫酸钠、硫酸钡、以及少量的铬酸盐和钼酸盐;在1150℃保温2h后“黄相”消失。采用急冷方式制备玻璃陶瓷固化体,样品在较低温度(700~800℃)进行热处理只有少量的二氧化锆晶相析出,当热处理温度达到850℃时钙钛锆石晶体开始析出。
[硕士论文] 赵建强
控制科学与工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:核退役是核工业机器人重点应用场景之一,其中的智能化核退役工程是重中之重。在核退役工程中涉及到繁杂的核工业退役工艺流程,其中很重要的一项是表面污染检测,检测结果将影响被退役核设施的处置方案实施。本课题以当前国内外核退役技术、机器人技术以及表面污染检测技术的研究现状为背景,主要围绕机器人进行表面污染检测时,如何使机械臂末端的检测仪器,在满足表面污染相关检测特性的前提下,可以顺利完成表面污染检测任务展开研究。课题研究目的是设计一套可行的方案。在本方案中使用线结构光扫描系统完成待测物表面点云数据的采集,经过法向估计和适于表面污染检测特性的点云法向偏置处理,得到检测轨迹所在曲面的点云。通过点云切片等方法规划出机械臂任务空间的检测轨迹,机器人根据生成的轨迹自主完成检测目标的表面污染检测任务。
  本课题针对表面污染检测,主要研究了α、β这两种核退役表面污染检测中重点关注的放射性污染源辐射特性及常用的检测方法,结合对中核821厂的待退役核反应堆及其周边辅助设施的实地考察,对待检测对象和表面污染检测工程的具体条件和需求进行了深入地分析和总结。
  课题使用 D-H方法对 MOTOMAN-MH6S机械臂建立连杆模型,求解其正运动学方程,针对使用传统方法求解机械臂逆运动学存在计算量比较大、且传统 BP(Back Propagation)神经网络在被用来求解机器人逆运动学时会出现输出误差偏大的问题,这主要因其易陷入局部极值导致,论文对一种基于PSO优化的BP神经网络在求解机器人逆运动学中的应用进行较深入地研究。
  在满足表面污染检测任务的相关需求下,为了能够获取任务空间的检测轨迹,在研究过程中,对待检测物进行表面深度信息扫描,获取其点云数据,经过对获取到点云数据进行预处理,得到更加有利于生成任务空间检测轨迹的点云数据。再通过点云数据表面法线估计以及法向偏置算法,得到分别适用于α、β这两种放射源检测距离下检测轨迹所在曲面的点云数据,对其进行点云切片等算法处理,最终完成任务空间的轨迹生成,并对生成的轨迹进行了实验验证。
  本课题完成了表面污染检测特性及核辐射探测方法研究、机械臂运动学研究、任务空间中相关任务需求下的轨迹生成研究,并基于C++语言结合PCL开源库在 VS2010平台下对各算法进行了设计和实现,同时对本文研究结果进行实验验证。实验结果表明:本文方案生成的检测轨迹在进行模拟表面污染检测任务过程中,针对直径60cm、70cm、80cm、90cm、100cm管道上切割下来的待检测曲面,进行α和β表面污染模拟检测时,检测距离平均有效率分别达70.25%和81.27%、71.83%和82.67%、72.41%和83.24%、73.76%和84.57%、75.03%和85.88%,从而验证了该方案的可行性和有效性。
[硕士论文] 郑阳
建筑与土木工程 山东大学 2017(学位年度)
摘要:随着世界经济的不断发展,人类对能源的需求已不能满足日常经济发展的需要,传统化石能源燃烧带来一系列环境问题,风能、水能、太阳能等能源利用率并不高,核能作为一种新型能源,具有清洁、高效、经济等特点,正在逐渐被各个领域广泛应用。核能带来优质能源的同时,其运行所产生的高放废物的处理却成为难以解决的问题,目前最优良的处置方式就是深埋地质处置。
  地下实验室作为高放废物地质处置承上启下、必不可少的关键设施,具有极其重要的地位,如何有效保证地下实验室的施工安全和长期运营稳定对高放废物地质处置工程具有十分重要的意义。为此本文以甘肃北山我国首个高放废物地质处置地下实验室为研究背景工程,对地下实验室施工期的风险进行辨识、评价与分析研究,获得如下研究成果:
  (1)归纳整理和统计分析目前已建或在建地下实验室事故资料,对地下实验室全寿命周期风险因子进行辨识,获得地下实验室施工期主要风险因子。
  (2)建立了地下实验室施工期风险故障树分析模型,通过故障树定性分析获得地下实验室施工期35个风险因子,并通过定量计算故障树最小割,获得施工期风险因子的结构重要度排序。
  (3)根据故障树的结构重要度构建判断矩阵,建立了地下实验室施工期岩爆风险、涌水风险、局部坍塌风险的层次分析模型,计算获得施工期风险因子的风险权重值大小,以此为依据绘制风险权重分布玫瑰图。
  (4)结合层次分析法权重,建立了地下实验室施工期岩爆风险、涌水风险、局部坍塌风险的模糊综合评价体系,提出地下实验室施工期风险等级的评定方法,获得主要致灾因子的风险等级。
  (5)根据前文风险辨识结果,提出地下实验室施工期主要风险的风险调控方法与风险应对措施,着重针对岩爆风险、涌水风险、局部坍塌风险建立了风险控制措施与风险应急预案。
[硕士论文] 李兴军
建筑与土木工程 山东大学 2017(学位年度)
摘要:在当今人类越来越重视环境保护、气候变化的形势下,核能因其清洁高效的优点,越来越受到世界各国的重视,核能已成为人类使用的重要能源。但是,随着我国核能事业的飞速发展,目前已经积累了一定数量的高放废物,能否安全处置高放废物,已成为关系我国核工业可持续发展和环境保护的战略性课题。目前,深地质处置—建设高放废物地质处置库,是国际上公认的安全处置高放废物可行的处置方式,但高放废物地质处置库工程具有建设条件复杂、安全等级高、服务期限长(数万年计)等特点,这决定了其选址、建造和安全评价过程极其复杂,难度极大。因此,许多国家的高放废物废物地质处置计划中,都明确要求先建立一个或若干个高放废物地质处置地下实验室。
  地下实验室具有洞室布局复杂、规模大、埋深大等特点,如何在地下实验室的建设中,保证工程建设既经济合理又安全稳定对高放废物地质处置工程具有重要的意义。因此,本文以我国某高放废物地质处置地下实验室建设为工程背景,采用理论分析、试验研究和数值模拟等手段,开展其地下洞室稳定性分析研究,获得一些影响洞室稳定性的成果,为地下实验室的设计及施工建设提供合理的建议。本文的研究成果如下:
  第一,根据地下实验室预选区地质勘查资料,应用BQ法、RMR法、Q系统法和GSI法对地下实验室预选区岩体分别进行质量评价分级。综合分析,得出预选区岩体质量较好,以Ⅱ级岩体为主。
  第二,基于Hoek-Brown准则,结合地质强度指标(GSI)岩体分级体系,开展了力学参数对地下实验室洞室稳定性影响的敏感性分析,计算获得Hoek-Brown准则力学参数的敏感性排序为:GSI>D>σci>mi,其中地质强度指标(GSI)和岩体扰动参数(D)最为敏感。
  第三,根据地下实验室预选区岩体质量分级结果,基于Hoek-Brown准则,结合GSI岩体质量分级方法对预选区岩体强度进行计算,确定了地下实验室预选区岩体强度力学参数。
  第四,应用数值分析方法,开展了台阶法不同台阶高度、不同开挖进尺、不同开挖错距对实验室水平大断面洞室稳定性的影响,优化台阶法开挖参数,建议实验室水平大断面洞室开挖时,台阶高度小于4m,开挖进尺在2m左右,台阶错距在1.5倍洞径以内。
  第五,开展了初始地应力不同分布方位对洞室群开挖稳定性的影响,结果表明地下实验室停车场洞轴线与水平最大主应力夹角为25°左右时,洞室群稳定性最好。
  第六,通过数值分析方法,开展地下实验室洞室群开挖稳定性分析,获取了地下实验室洞室群位移场、二次应力场和塑性区分布规律,结果表明地下实验室洞室群开挖后是稳定的,但在洞室交叉部位位移应力增大,产生塑性区,说明其稳定性下降,建议在洞室交叉部位进行一定程度的支护。
[硕士论文] 周海田
地质工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:深地质处置法是通过建造一个天然屏障和人工屏障相互补充的多重屏障体系,使高放废物对人类和环境的有害影响达到尽可能低。缓冲/回填材料是最后一道人工屏障,当其它屏障失效后缓冲/回填材料就成为阻隔地下水入渗及核素迁移的最重要屏障。向膨润土中添加一定比例混合物已被很多核能国家选为核废物深地质处置库中理想的缓冲/回填材料,研究混合型缓冲/回填材料各项性能对处置库的设计具有重要意义。
  本文基于课题组及前人研究成果,补充研究了砂-膨润土混合型缓冲/回填材料的导热特性及渗透特性,引入模糊层次分析法对砂-膨润土混合型缓冲/回填材料各项性能的权重进行计算,建立了评判模型。在此基础上对几种常见的添加物配比模式进行了评价,以期为混合型缓冲/回填材料最优配比提供依据。论文取得如下研究成果:
  (1)混合型缓冲/回填材料导热系数及热扩散系数随干密度、掺砂率、初始含水率的增大而增大。
  (2)渗透性能实验研究结果表明,随着掺砂率的增加,膨润土-石英砂混合型缓冲/回填材料的渗透系数先减小再增大,当掺砂率为10%时,缓冲/回填材料的渗透系数最小,其最佳掺砂率为10%;缓冲/回填材料的渗透系数随着试样干密度增加而减小,干密度控制在1.6-1.8 g/cm3时,能够更好地满足高放废物深地质处置库对缓冲/回填材料的渗透特性的要求。
  (3)引入模糊层次分析法对混合型缓冲/回填材料的各项性能权重进行研究,砂-膨润土混合型缓冲/回填材料主要性能总排序为:渗透系数>热传导系数>塑性指数>扩散系数>最大膨胀力>压缩系数>最大膨胀率>热扩散系数。可见渗透系数所占比重最大,抑制核素迁移能力的强弱受混合物的渗透系数影响最大。
  (4)对几种典型的混合型缓冲/回填材料进行了综合性能评价,得出石英砂、沸石、凹凸棒石作为辅助材料时,辅助材料的的添加比率范围以10%~30%为宜。
[硕士论文] 刘鹏
建筑与土木工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:随着我国核能利用事业的飞速发展,放射性核废物的安全处置问题变得日益突出和紧迫,目前国际上普遍认为将高放废物进行深地质处置。我国选定了内蒙古兴和县高庙子地区出产的膨润土作为我国高放核废物深地质处置库建设所需的缓冲/回填材料,其土体力学性能、膨胀特性以及矿物结构演变的研究对于处置库的建设有着积极的推进作用。本文通过采用微观结构分析试验(XRD、SEM、压汞)、三轴剪切试验、膨胀试验及理论分析相结合的方法,对膨润土在经过不同累计剂量辐照和温度的热顺序老化作用后其矿物成分和微观结构变化以及力学特征演化规律进行了初步探索研究,为后期深地质处置库建设提供可靠的理论依据,通过对比分析得到如下结论:
  (1)高压实天然钠基膨润土经一定单辐照和辐照-不同温度热老化作用后,蒙脱石矿物成分含量均有所降低,与热老化温度相比,辐照剂量和热老化时间对矿物成分变化影响更大;辐射剂量对土体电镜扫描结构影响相比温度热作用更显著。膨润土在经辐照剂量和热老化作用后孔隙结构更复杂,且孔径分布发生了较大变化,主要表现在微孔隙向小孔隙和超微孔隙向微孔隙转变。
  (2)辐照作用和辐照-不同温度热老化作用对膨润土剪切强度特性有较显著的影响,峰值强度、弹性模量等均有所增长,同时发现施加环向围压在一定程度上抑制了辐照及辐照-热老化作用对膨润土剪切强度特性的影响;
  (3)压实天然钠基膨润土膨胀性能经辐照老化够均有不同程度降低,膨胀力和膨胀率随辐照剂量增大均单调降低,并推测当辐照剂量增大到一定值时膨胀性能将不再发生变化;辐照-不同温度热顺序老化作用后,膨胀力在一定时间范围内有所增长,并趋于稳定,无荷膨胀率并没有表现出规律性变化,有荷膨胀率随温度升高有小幅降低,膨胀性能有所减弱。
[硕士论文] 宁显洲
环境工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:高放废液人造岩石将放射性核素禁锢于矿相晶格位置所形成的固溶体具有致密度高、核素浸出率低、稳定性好等优点,是高放废液的较佳处理方式。各国在人造岩石固化处理高放废液技术方面投入了大量的科研力量。
  当前大量的研究工作主要集中在长寿命锕系核素固溶能力、固化体化学稳定性及抗辐照稳定性等方面,较少研究涉及放射性裂片核素及其衰变子体对固化体性能影响。由于放射性裂片核素的衰变子体在价态、离子半径等方面同母体通常存在较大差异,这必将导致人造岩石固化体在结构及其稳定性等方面的改变。因此,在评估高放废液人造岩石固化长期安全性时,除应关注长寿命核素对固化体稳定性影响,还需关注裂片核素及其衰变子体对固化体结构及稳定性影响。
  本论文实验抓住裂片核素137Cs在自然界中存在稳定同位素的有利条件,以碱硬锰矿为寄主相,制备Cs/Ba不同比例的固化体。模拟研究了137Cs及其衰变子体137Ba共同作用下时BaxCsyTi8O16系列固化体的结构演变规律。利用XRD、SEM等分析测试方法对固化体的物相、结构、微观形貌等进行了研究。采用密度泛函理论,研究了Cs取代Ba后固化体结构体系的变化规律。主要得出了以下结论:
  (1)以CsNO3、Ba(NO3)2、Ti2O3、TiO2为原料,通过对配方设计的探讨,最终利用高温固相法在1250℃,5%H2/Ar气氛中烧结3h后,成功制备出高相纯的BaxCsyTi8O16系列固化体。
  (2)BaxCsyTi8O16系列固化体的结晶度约为80%左右,晶粒尺寸在600nm左右;精修结果表明固化体矿相任保持四方相,且晶胞参数随着Cs掺杂浓度的增加都成增加的趋势,晶胞体积V受晶胞参数a的影响较大;固化体晶粒发育较为良好、晶界清晰,随着Cs浓度增加,样品晶粒形状由六边形结构逐渐转变为柱状结构;其致密性较好,相对密度均大于80%。
  (3)在碱硬锰矿的Ba1.05-xCsxTi8O16体系中,Cs取代Ba后体系的费米能级进入导带区,态密度总体具有变小的趋势。随着Cs浓度的增加,体系形成能增大,晶胞体积增大,但体系任保持四方结构,体系具有较好的结构稳定性。
[硕士论文] 张帅
地质工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:土壤是人类环境的重要组成部分,是人类社会的生存基础。随着社会以及核工业的发展,土壤的放射性污染问题引起社会广泛关注。目前,针对放射性污染土壤的治理方法主要有物理修复,化学修复以及生物修复。然而,这些方法并不能用于解决突发核事故产生的放射性污染问题。现场玻璃固化技术被认为是核试验场α污染土壤的理想治理方法,也是目前核废物处理处置领域的前沿和热点问题之一。因此,本论文利用微波烧结技术探索核试验场α污染土壤玻璃固化体的快速烧结新方法,开展基于核试验场放射性污染土壤中单一核素固化处理的模拟基础研究。
  选取了以核试验场外围土壤作为固化基材,Nd3+作为模拟An3+放射性核素的模拟放射性污染土壤作为处理对象,采用微波烧结技术开展模拟放射性污染土壤固化体的制备,对烧结前后土壤的成分、高温固相反应、物相、晶体结构、微观形貌、化学抗浸出性能和致密化动力学进行相应的评价,整理各部分结果并进行了一系列的分析研究。
  研究结果表明:微波烧结技术合成土壤玻璃固化体的温度为1300℃保温30min,其工艺条件优于传统固相法在1500℃保温2h条件下获得的土壤固化体;且微波条件下的土壤固化体的孔隙率要明显低于传统烧结条件下的土壤固化体,同时系列固化体的密度主要集中在2.813g/cm3-3.215g/cm3之间。随着Nd2O3含量的增加,固化体的浸出率呈现逐渐增大趋势。当含量为25wt.%时出现略微的减小,这可能与固化体本身的致密性降低有关。系列固化体在不同温度及浸泡时间条件下,浸出液中模拟核素的归一化浸出率保持在10-4~10-6g.m-2.d-1量级。表现出良好的抗化学稳定性,这也可能是因为在长期浸出过程中二氧化硅网络水解释放的硅、铝和钙,在反应界面形成了一层凝胶,进而减缓了浸出速率。
[硕士论文] 王红
材料科学与工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:高放废物主要来源于乏燃料的后处理工艺,乏燃料中99%以上裂变产物都进入了高放废物中,因此对高放废物的处理是各国都非常关注的问题。本文以铁钠磷酸盐玻璃(20Fe2O3–60P2O5–20Na2O)为基础玻璃,ZrO2、CeO2作为模拟核废物的氧化物,采用传统的熔融冷却法制备玻璃固化体,固相烧结法制备玻璃陶瓷固化体。通过XRD、FTIR、DSC等测试手段研究ZrO2、CeO2对铁钠磷酸盐玻璃以及玻璃陶瓷固化体的结构、热性能以及化学稳定性的影响,其中获得以下主要结论:
  (1)铁钠磷酸盐玻璃对ZrO2、CeO2的包容量分别为4mol%、24mol%。掺杂4mol%ZrO2的铁钠磷酸盐玻璃热稳定性最稳定,在900℃对ZrO2-Fe2O3-P2O5-Na2O玻璃体系进行热处理时,析出主晶相ZrP2O7。CeO2含量的增加使铁钠磷酸盐玻璃的热稳定性先增强后减弱,在650~750℃对CeO2-Fe2O3-P2O5-Na2O玻璃体系进行热处理时,析出主晶相NaFeP2O7。这两个玻璃体系的结构单元以Q1基团为主。
  (2)以ZrO2、CeO2作为模拟核废料氧化物与基础玻璃混合制备的玻璃陶瓷固化体的主晶相和次晶相分别为NaCe2(PO4)3、NaZr2(PO4)3,大多数的Zr、Ce元素被包容在晶体相中。当核废物的包容量大于55wt%时,固化体的析晶效果减弱。固化体的主要结构单元为Q1基团,包容量增加使Q1基团减少,桥氧键增加,固化体的化学稳定性得到改善。通过MCC-1静态浸出实验分析铁钠磷酸盐玻璃陶瓷固化体的化学稳定性发现,在浸泡时间低于14天时,质量损失率变化较大,14天之后逐渐趋于稳定。失重率的数量级为10-8g/cm2·min。通过ICP-MS以及ICP-OES测试发现Zr、Ce离子的元素浓度均在检出限以下,因此包容ZrO2与CeO2的铁钠磷酸盐玻璃陶瓷固化体有较强的化学稳定性。
[博士论文] 张瑞
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:随着民用核工业的发展,“核污染”日益成为人们关注的焦点。开展吸附界面研究有助于人们深入了解放射性核素在在环境中的迁移规律,从而对它们进行有效地处理和管控。生物炭是一类新型的碳材料,具有来源广泛、成本低廉、吸附容量大等优点,近年来在环境去污方面展示出巨大的潜力。然而,它在环境放射化学中的应用研究仍相当有限。
  本论文采用静态实验法,研究了常见放射性核素(U-238、Ni-63和Cu-64)在生物炭材料(生物炭@蒙脱石和碳纳米纤维)上吸附行为,通过表面配位模型研究了表面反应的机理,通过先进光谱技术研究了表面物种的结构。
  本论文的主要结论如下:
  1.U(Ⅵ)在生物炭@蒙脱石上的吸附。
  用葡糖糖和蒙脱石为原料制备了生物炭@蒙脱石,考察了接触时间、离子强度、pH、初始浓度和温度对U(Ⅵ)吸附的影响。研究发现,吸附反应为吸热反应,其动力学过程可用假二级动力学方程描述。pH对吸附有显著影响,当pH<6时,吸附随pH升高而增大;当pH>6时,吸附随pH升高而降低。吸附等温线符合Langmuir方程,室温下的饱和吸附容量为66.22 mg·g-1。U(Ⅵ)在生物炭@蒙脱石表面形成的是内层配合物,离子强度对吸附边界和吸附等温线没有影响。XPS光谱表明,Si-O-UO2+、Al-O-UO2+和CO-O-UO2+是主要的表面物种。此外,生物炭@蒙脱石在U(Ⅵ)的吸附应用中还具有良好的循环稳定性。
  2.U(Ⅵ)在碳纳米纤维上的吸附。
  用Te纳米线为模板、葡萄糖为碳源,通过“一步法”制备了碳纳米纤维(CNFs)。CNFs很好地继承了模板的一维形貌和三维网状结构,其表面有大量的含氧官能团,能够有效地络合水溶液中的U(Ⅵ)。DLM模型研究表明,U(Ⅵ)在CNFs表面上形成的是内层配合物,在低pH条件下主要为≡SOUO2+和≡XOUO2+,在较高pH下为≡XOUO2OH,在更高pH下为≡SOUO2OH,≡SOUO2(OH)2-以及≡SOUO2(OH)32-。XPS光谱表明,在近中性条件下,电中性配合物(≡XOUO2OH,≡SOUO2OH)和阳离子配合物(≡SOUO2+,≡XOUO2+)为主要的物种;XANES和EXAFS光谱表明,吸附的U以+6价化合物形式存在,在pH为4.5时主要为内层配合物形式,在近中性pH条件下会形成一定的表面沉淀。研究还发现,CNFs能够加速U(Ⅵ)从蒙脱石上解吸,在使用中具有一定的循环稳定性。
  XPS光谱表明,在近中性条件下,电中性配合物(≡XOUO2OH,≡SOUO2OH)和阳离子配合物(≡SOUO2+,≡XOUO2+)为主要的物种;XANES和EXAFS光谱表明,吸附的U以+6价化合物形式存在,在pH为4.5时主要为内层配合物形式,在近中性pH条件下会形成一定的表面沉淀。研究还发现,CNFs能够加速U(Ⅵ)从蒙脱石上解吸,在使用中具有一定的循环稳定性。
  3.Cu(Ⅱ)和Ni(Ⅱ)在碳纳米纤维上的吸附。
  CNFs对Cu(Ⅱ)和Ni(Ⅱ)都有很好的吸附能力,吸附等温线可用Langmuir方程定量描述。当二者共存时,它们会发生竞争吸附反应,Cu(Ⅱ)的竞争能力比Ni(Ⅱ)强。CCM模型研究显示,Cu(Ⅱ)和Ni(Ⅱ)在CNFs表面上形成的是内层配合物,在低pH条件下主要为≡SOM+(可由FT-IR和XPS光谱佐证),在较高pH下为≡SOMOH,在更高pH下Cu会形成≡ SOCu3(OH)4+形式的表面配合物。EXAFS光谱表明,在近中性pH条件下,Ni(Ⅱ)在CNFs表面形成的是内层配合物,而在高pH条件下主要形成的是表面沉淀。
  通过上述三个实验,我们制备了新型生物炭材料,探索了放射性核素与其相互作用的规律,研究了表面配合物的微观结构,掌握了环境条件对吸附的影响。本论文是生物炭材料在环境放射化学领域中应用的初步尝试,也是对表面配位模型的拓展,这些结果对相关研究具有重要的参考价值。
[硕士论文] 陈二娟
化学 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:在核设施退役和各种核应急事故响应中,不可避免的会产生放射性污染,放射性污染对人体甚至整个生态系统都具极大危害性,其影响可达几百年甚至数万年。因此,放射性污染去除已经成为涉核领域关注的焦点和必须解决的问题。目前使用的去除表面放射性污染的方法主要有物理去污法和化学去污法。在实际应用中,这些方法解决一些实际问题,但是,同时也存在去污效果不理想或产生较多废物、废液等问题。基于此,本文研制出了一种用于去除表面放射性污染的自脆型去污剂,将这种自脆型去污剂涂布在被污染物体的表面以后,可以固化成膜且可以自行脆裂,脆片可以通过机械手段进行收集,同时达到去除放射性污染的目的。
  本研究通过分子设计,采用可逆加成-断裂链转移(RAFT)活性可控自由基乳液聚合的方法,使用甲基丙烯酸甲酯(MMA)和甲基丙烯酸(MAA)为单体,以合成的3-苯甲巯基硫代羰基丙酸(BCPA)为RAFT试剂,制备了PMMA-b-PMAA二嵌段共聚物。通过IR和1H NMR对产物的结构进行了表征;通过GPC对产物的相对分子量和分子量分布进行了测定;使用热分析方法(TG和DSC)对产物的热稳定性进行了讨论;使用TEM对产物中乳胶粒的形态和大小进行了测定;同时分别研究了RAFT试剂用量、反应时间和单体比对RAFT聚合产物的影响。
  以制备的PMMA-b-PMAA二嵌段聚合物为基料,通过加入聚合物交联剂和核素粒子螯合剂等功能助剂,制备了一种可以用于去除物体表面的放射性污染的自脆性去污剂。通过IR对产物的结构进行表征;研究了聚合物乳液增稠机理和聚合物乳液交联机理;讨论了单体比、涂膜厚度以及不同基材表面对自脆型去污剂自脆脆化形貌的影响;研究了自脆型去污剂的去污率;并结合自脆型去污剂的脆化形貌对其自脆化机理进行了探究。
[硕士论文] 张艺东
建筑与土木工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:我国初步确定的核废物处置库缓冲/回填材料为高庙子钠基膨润土,其较高的膨胀性及极低的渗透性满足了深地处置库的要求,由于深地处置系统高碱性、热与各种离子盐溶液的复杂环境,处置库缓冲/回填材料在外部环境作用下的物理化学变化直接影响核废物处置库的安全。因此,有必要对高庙子膨润土在高碱性、离子盐溶液环境及热环境下的物理化学变化规律进行评价。本文通过试验及分析高庙子膨润土一系列物理及化学性能的变化规律,探讨了在在高碱性、离子盐溶液环境及热环境条件下的高庙子钠基膨润土的物理化学性质,具体内容如下:
  (1)通过不同浓度的碱性溶液作用下高庙子钠基膨润土的液塑限、自由膨胀率、膨胀性能及渗透性能试验,初步探索碱溶液对膨润土各项性能的影响。结果表明:碱溶液对高庙子钠基膨润土的液塑限、自由膨胀率、膨胀性能及渗透性能有较大的影响,且随着溶液浓度的增大,影响程度增强。
  (2)通过不同离子种类的盐溶液作用下高庙子钠基膨润土的液塑限、自由膨胀率、膨胀性能及渗透性能试验,初步探索不同离子对膨润土各项性能的影响。结果表明:在离子溶液中,随着金属离子价位的升高,对高庙子膨润土的各项性能的影响程度呈下降趋势。
  (3)通过对不同温度下的蒸馏水及碱性溶液的膨胀性能及渗透性能试验,初步探索相同条件下温度的变化与膨润土性能的变化之间的规律。结果表明:随着温度的升高,反应的进行越剧烈。
  综上所述:碱性溶液对高庙子膨润土中的蒙脱石有一定的溶蚀作用,且溶蚀作用随着溶液浓度的增大而增大,钠、钾、钙、镁、铁、铝离子的离子盐溶液与高庙子膨润土进行了离子交换,降低了膨润土的膨胀性,增大了它的渗透性,不利于其作为缓冲/回填材料的密封作用,试验温度对膨润土的水化作用与溶解作用均起到了催化作用,加快了试验速度,加深了反应程度。
[博士论文] 魏翔
矿业工程 重庆大学 2017(学位年度)
摘要:在高放废物地质处置库选址和设计中,花岗岩作为处置围岩,其致密性好、含水率极低和孔隙度低的特点是处置库建造的有利条件,但其岩体中大量存在的结构面成为核素迁移的主要通道,这是对处置库安全性和稳定性的不利因素。本文通过遥感影像结构面解译法和现场结构面调查对高放废物地质处置预选区花岗岩岩体结构面几何特征做出详细、准确的统计和分析,获取岩体结构面展布特征,评价岩体结构面发育程度和地表岩体质量,开展了岩体节理三维网络模拟和钻孔裂隙岩体渗透特性分析。
  采用不同的调查方法对预选区岩体地表节理和断层以及钻孔裂隙进行现场调查,获得大量不同尺度结构面原始数据。采用玫瑰花图和圆形窗口法统计分析节理产状、迹长和密度等几何参数;通过卫星遥感图对地表出露断层进行解译并利用GPS追踪调查来确定断层规模和延伸方向,同时根据断层周围相关节理几何特征统计规律得出断层影响带范围;根据地表节理组合形态的调查工作进行节理分期配套,并结合断层调查情况和力学解析原理,确定断层和节理的成生关系;通过钻孔电视和钻孔岩芯地质编录详细观测记录描述裂隙几何参数并统计裂隙空间分布特征并研究了结构面的存在对岩石力学性质的影响。
  基于地表结构面几何参数,提出JSR指标进行地表岩体节理发育程度评价和FJSR指标进行地表岩体质量评价,并与修正的传统岩体质量评价指标FRMR和FQ对比。同时提出了将FJSR指标与钻孔岩体完整性评价指标Q’和钻孔岩体质量评价指标QRHLW相结合来进行高放废物地质处置候选场址比选。
  通过野外地表节理调查,统计节理几何参数服从的概率分布函数,从而基于Monte-Carlo法随机数生成原理在计算机上绘制表征节理分布特征的三维网络模型,通过统计模型节理几何参数与实测值对比来验证模型合理性。
  在进行钻孔裂隙岩体渗透特征分析时,提出了以密度分区法和产状分区法相结合的定量均质区划分和依据结构面的力学成因的定性均质区划分相结合的均质区划分方法,并通过数学原理确定最终的钻孔岩体结构均质区。在获得钻孔岩体均质区后,根据渗透张量计算原理编制了渗透张量计算程序,将钻孔裂隙几何参数输入程序得出钻孔裂隙岩体渗透张量,从而进行岩体渗透性分析。
[博士论文] 孟成
材料物理与化学 浙江大学 2016(学位年度)
摘要:军用核退役设施以及核电事业的发展产生了大量的锕系核素,如 Pu、U、Am、Cm和Np。这些锕系核素具有半衰期长以及毒性大的特点,必须将其固化于稳固的基材中。由于陶瓷固化锕系核素时,核素可以作为组元与固化基材中的元素成键,所形成的固化体具有高包容性、高致密、核素浸出率低、抗辐照稳定性和热稳定性好等优点。因此,本文制备了三种新型陶瓷固化体(钙钛锆石-烧绿石人造岩固化体、独居石-磷钇矿固化体和钼钨钙矿固化体),其中钙钛锆石-烧绿石人造岩和独居石-磷钇矿固化体研究用于 UOX型乏燃料后处理产生的锕系核素固化以及军用核设施退役产生的 U和 Pu元素固化,而钼钨钙矿研究用于 UMo型乏燃料中锕系核素和99Mo元素的固化。根据类质同象原理, Ce3+和 Gd3+离子用于模拟固化体中的+3价锕系核素( Pu3+, Cm3+, Am3+和Np3+),而Ce4+离子用于模拟+4价的锕系核素(Pu4+,Np4+,和U4+)。
  (1)对于钙钛锆石-烧绿石人造岩固化体Ca1-xZr1-xCe2xTi2O7+δ(0≤ x≤0.4),在制备过程中,部分 Ce4+离子被还原为 Ce3+离子。固化体中存在三种晶型,即单斜钙钛锆石,四方钙钛矿以及立方烧绿石。随着 Ce3+和 Ce4+离子含量的增加,固化体中的相结构发生2M型钙钛锆石→4M型钙钛锆石→立方烧绿石的转变。当 Ce3+和 Ce4+离子含量相对较高时,固化体中易形成4M型钙钛锆石相。当Ce3+和 Ce4+离子含量再次增加时,4M型钙钛锆石结构中的阳离子发生重排且阴离子发生相应的位移,致使其结构转变为立方烧绿石。固化体中模拟核素Ce的7天标准浸出量的数量级维持在10-6~10-7 g?m-2之间。
  (2)对于钙钛锆石-烧绿石人造岩固化体 Ca1-xCexZrTi2-xAlxO7(0.2≤ x≤0.8),固化体中存在三种相结构,分别为2M型钙钛锆石,立方烧绿石以及3T型钙钛锆石。随着 Ce3+离子含量的增加,固化体中的相结构发生2M型钙钛锆石→立方烧绿石/3T型钙钛锆石的转变。固化体中模拟核素 Ce的7天标准浸出量的数量级维持在10-5~10-6 g?m-2之间。
  (3)对于独居石-磷钇矿固化体Gd1-xYbxPO4(0≤ x≤1),固化体中相界与烧结温度和模拟核素 Gd含量有关。当烧结温度为1600℃时,陶瓷Gd0.9Yb0.1PO4的相结构由单相磷钇矿组成。独居石→磷钇矿相变的晶面极易可能发生在沿[020]轴方向的(200)晶面。固化体中模拟核素 Gd和 Yb元素的浸出机理属于溶解-沉淀型,且其标准浸出量在持续浸出7天后达到稳态。Gd和Yb的7天标准浸出量数量级维持在10-5~10-6 g?m-2之间,且浸出量随着固化体结构中PO4四面体的畸变程度的增加而逐渐增加。
  (4)对于固化体 Gd1-xCexPO4(0≤ x≤1),固化体的最佳合成温度应高于1300℃。当烧结温度为1400℃时,固化体 GdPO4的相结构由独居石和亚稳相磷钇矿组成。随着 Ce3+含量的增加,固化体中结构发生磷钇矿→独居石的转变,而固化体中独居石的微观形貌未发生显著的变化。固化体中模拟核素 Gd和 Ce的浸出机理属于溶解-沉淀型,其浸出量在持续浸出7天后达到稳态,且与结构中的 PO4四面体的畸变程度有关(畸变程度越高,浸出量越大)。Gd和 Ce的7天标准浸出量的维持在10-4~10-5 g?m-2之间。
  (5)对于钼钨钙矿固化体Ca(1-x)(LiCe)x/2MoO4(0≤x≤1),随着Ce3+和Li+离子含量的增加,固化体的晶胞参数呈现反向增大的变化趋势,而平均晶粒尺寸呈现先增加后减小的变化趋势。对于钼钨钙矿固化体 Ca(1-x)(LiGd)x/2MoO4(0≤ x≤1),结构精修得到的固化体组成与名义组成基本一致。固化体的晶胞参数随着随着 Gd3+和 Li+离子含量的增加而逐渐减小。对于所有钼钨钙矿固化体,其模拟核素(Ce和 Gd)和 Mo元素的浸出机理均属于溶解-沉淀型,标准浸出量均在持续浸出7天后达到稳态,且模拟核素(Ce和Gd)和Mo元素的7天标准浸出量的大小均与其结构中 Mo4四面体的畸变程度有关,畸变程度越高,7天标准浸出量越大。
[硕士论文] 李会东
材料科学与工程 西南科技大学 2016(学位年度)
摘要:钙钛锆石基玻璃陶瓷作为锕系高放废液固化基材具有很好的发展前景。本文以 Nd3+模拟三价锕系核素,采用熔融-热处理工艺制备钙钛锆石-钡硼硅酸盐玻璃陶瓷固化体,研究了钙钛锆石-钡硼硅酸盐玻璃陶瓷组成(Si/Ba比、Si/B比、晶核剂掺量)、模拟锕系核素及Al2O3掺量和热处理工艺对其晶相、显微结构的影响,采用产品一致性测试法(PCT法)评价了玻璃陶瓷固化体的抗浸出性能,并对钙钛锆石、榍石晶相的析晶机制进行了探讨分析。
  对于SiO2-B2O3-Na2O-BaO-CaO-TiO2-ZrO2-(Nd2O3)体系玻璃陶瓷,在1100~1250℃熔融可以制得均质玻璃,所得玻璃样品的玻璃转变温度在580~660℃范围内,晶化温度在850~1050℃;当Si/Ba比为2~4和Si/B比为1~2时,可以得到单相的钙钛锆石(CaZrTi2O7);当氧化钙(CaO)、二氧化钛(TiO2)和锆英石(ZrSiO4)总含量为45-55 wt%,玻璃陶瓷中包含 CaZrTi2O7和CaTiSiO5晶体;CaO、TiO2和ZrSiO4总含量为45 wt%的玻璃陶瓷具有较好的抗浸出性能,28天后B、Na和Nd元素的归一化浸出率(LRB、LRNa和LRNd)分别为8.8×10-3 g·m-2·d-1,7.7×10-3 g·m-2·d-1和7.5×10-6 g·m-2·d-1。采用Kissinger和Ozawa方法计算获得钙钛锆石晶体的析晶活化能和Avrami指数分别为124.38 kJ/mol(Kissinger方法)和3.4,为三维晶体生长机制;榍石晶体的析晶活化能和Avrami指数分别为166.13 kJ/mol(Kissinger方法)和2.2,为二维晶体生长机制;当热处理温度在750~850℃范围内,均为单一的条状钙钛锆石晶体,在900~1050℃范围内热处理时,出现钙钛锆石和榍石晶体。
  当Nd2O3的含量为2~6 wt%时,玻璃陶瓷体内为条状的钙钛锆石和砖块状的榍石晶体,当Nd2O3的含量增加到8 wt%时,开始出现方形的钛酸钙晶体,且随着Nd2O3含量(8~12 wt%)的增加而增多。在含有6 wt% Nd2O3的玻璃陶瓷中,约有47%的Nd元素分布在钙钛锆石和榍石晶体内,且具有较好的抗浸出性能,在42天后LRB、LRCa和LRNd分别为6.79×10-3 g·m-2·d-1、1.61×10-3 g·m-2·d-1和4.8×10-6 g·m-2·d-1。当添加Al2O3为2 wt%时,方形的钛酸钙晶体开始析出,且随着 Al2O3含量增加而增多,榍石晶体随 Al2O3含量增加到6 wt%时基本消失;PCT结果表明,Al2O3的添加对本体系玻璃陶瓷固化体的化学稳定性无显著影响。
[硕士论文] 苏哲
机械工程 电子科技大学 2016(学位年度)
摘要:近年来,全球核电产业一直呈增长趋势,世界各国陆续建立起越来越多的核电站,我国也将延续其领导地位,对核电产业做出了巨大的投资。核电事业的发展离不开核电设备,然而核电设备的可靠性一直是个困扰核电工作人员的问题。
  本文的研究对象为中广核集团与电子科技大学联合开发的一款螺栓机工业机器人装置,其主要用核工业场所中水泥固化线上核废料的处理环节,主要功能即实现对核废料金属桶的自动开盖与封盖动作,其中,开盖与封盖动作的关键即体现在对螺栓的拧松与拧紧。本文研究的目的即运用FMECA与FTA相结合的可靠性故障分析方法,对本课题中设计的二代升级版螺栓机进行可靠性故障分析并进行相应的优化设计。
  首先对设备进行传统的FMECA分析,找出设备可能出现的各种故障并对进行分析,填写FMEA表格,绘制各种故障模式的危害性矩阵图;在FMECA分析的基础上结合实际应用情况选出几个最不希望发生的故障模式作为FTA故障树分析的顶事件,分别建立相应故障树,对故障树进行分析,从而设计制定出针对相应故障模式的改进优化措施。
  结合一代原理样机在实验测试中出现的各种故障情况,对故障分析之后提出的部分重要的改进措施展开深入研究,分别从机械结构及方法、系统冗余及安全性设计两个大方面,对于一些重要且经常发生的故障模式进行有针对的改进与优化,并对这些优化改进措施进行样机试验或仿真验证。
  通过对该螺栓机设备的故障分析及优化改进,使其可靠性大大提高,同时也有效缓解了未来该设备在核电站一线操作环境中可能出现的安全隐患问题,具有一定的实际意义。另外,在故障分析中所获得的设备故障分析信息不但可以为后续的设计及维修工作提供便利,也可以作为以后类似产品开发的参考。
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