原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
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核发生相变而形成的,且是GC固化体中的主晶相;SEM和T EM结果显示,铀烧绿石相在玻璃基体上主要呈四方形均匀生长,且与玻璃的相容性好;元素分析结果证实,GC固化体中的铀高度富集于烧绿石中,残留于玻璃中的量极少;由EDS推算出铀烧绿石的化学计量式为(Ca1.05 Na0.20 U0.73)(Ti1.48 Al0.58)O7+x,其固溶量与设计值相当,实现了铀在陶瓷相中的较大固溶;XPS证实PG和GC固化体中的铀均以+4价居多,这为烧绿石包容更多铀提供了价态上的可行性;MCC-1结果表明GC固化体抗水性良好.
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关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 铀烧绿石基玻璃陶瓷固化体的合成及化学稳定性评估
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 烧绿石 玻璃陶瓷 高包容量 高富集度 化学稳定性
年,卷(期) 2019,(12) 所属期刊栏目 化学
研究方向 页码范围 2353-2360
页数 8页 分类号 TL941
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2019.youxian.0107
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 谢华 西南科技大学核废物与环境安全国防重点学科实验室 24 59 4.0 6.0
2 王烈林 西南科技大学核废物与环境安全国防重点学科实验室 17 27 2.0 4.0
3 冯志强 西南科技大学核废物与环境安全国防重点学科实验室 5 4 1.0 1.0
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期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
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