导读:本文包含了玻璃固化体论文开题报告文献综述、选题提纲参考文献及外文文献翻译，主要关键词:玻璃,陶瓷,放射性,废物,核素,工艺,磷酸盐。
玻璃固化体论文文献综述
谢华,冯志强,王烈林[1]（2019）在《铀烧绿石基玻璃陶瓷固化体的合成及化学稳定性评估》一文中研究指出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TEM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(Ca_(1.05)Na_(0.20)U_(0.73))(Ti_(1.48)Al_(0.58))O_(7+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。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年12期）
马特奇,梁威,徐辉,李伟平,赵健[2]（2019）在《放射性废物玻璃固化体溶解行为及机理研究进展》一文中研究指出玻璃固化体是高放废物深地质处置场景下最有潜力的固化体形式,其化学稳定性直接决定了核素释放的速率和总量。本文综述了放射性废物玻璃固化体溶解行为和机理的研究进展,主要包括溶解动力学过程、相应控制机理及影响因素,以期为我国放射性废物处置工程安全评价提供参考。(本文来源于《核化学与放射化学》期刊2019年05期）
华小辉,游新锋,李腾,张振涛[3]（2019）在《模拟高放玻璃固化体在多重介质下的腐蚀行为》一文中研究指出考察了模拟高放玻璃固化体在多重介质下关键元素的浸出和玻璃表面的腐蚀行为。在90℃下,北山二长花岗岩、高庙子膨润土和北山地下水按一定质量比加入微型反应釜中,将玻璃片放入膨润土中,反应从7 d持续至720 d。利用电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)/电感耦合等离子体原子发射光谱(ICP-AES)分析溶液中元素的浸出浓度。采用扫描电子显微镜和电子能谱分析玻璃断面的形貌和腐蚀界面的元素分布。结果表明,玻璃体腐蚀实验180 d后,各元素的浸出浓度趋近饱和。玻璃的腐蚀在初期较为缓慢,90 d后在玻璃表面有明显的腐蚀层形成。实验360 d后,玻璃表面发生非均匀腐蚀,在断面形成楔形的腐蚀区域。在多重介质下,玻璃体的平均腐蚀速率为0.4μm/d。(本文来源于《核化学与放射化学》期刊2019年05期）
刘金凤[4]（2019）在《锆磷酸盐玻璃陶瓷固化体的结构与性能研究》一文中研究指出我国某高放核废料中含有较高浓度的锆和钠元素,而玻璃固化体对这些元素的包容量不理想。锆磷酸盐玻璃陶瓷固化体可将锆和钠作为基材原料,且易于形成以磷酸锆钠(NaZr_2(PO_4)_3)为主晶相的固化体,该晶相可以稳定固溶多种核素,化学稳定性也优异。本文以B_2O_3–ZrO_2–Na_2O–P_2O_5–Fe_2O_3体系为固化基材,采用传统制备玻璃固化体的“熔融–急冷–退火”的方法制备以NaZr_2(PO_4)_3为主晶相的锆磷酸盐玻璃陶瓷固化体,系统研究氧化锆(ZrO_2)取代氧化钠(Na_2O)、熔融温度、高温保温时间和氧化硼(B_2O_3)含量对该玻璃陶瓷固化体的晶相种类和含量、热稳定、结构和化学稳定性的影响,并探讨氧化铈(CeO_2)掺量对制备的锆磷酸盐玻璃陶瓷固化体的结构和化学稳定性的影响。系统探索玻璃陶瓷固化体的“一步法”制备工艺技术及其固化体的性能。获得以下结论:(1)以20Na_2O–80(36Fe_2O_3–10B_2O_3–54P_2O_5)为基础玻璃,ZrO_2取代Na_2O有利于固化体中形成NaZr_2(PO_4)_3,ZrP_2O_7和FePO_4微晶相。当ZrO_2取代量小于10 mol%时,获得固化体的主晶相为NaZr_2(PO_4)_3,且当ZrO_2取代量为6 mol%时,获得的固化体具有最佳的热稳定性,剩余组分玻璃形成能力也较强。随着ZrO_2取代量的增加,Q~0磷酸盐基团先增加后减少,Q~1磷酸盐基团先减少后增加。获得的以NaZr_2(PO_4)_3为主晶相的玻璃陶瓷固化体在90℃的去离子水中浸泡28天后,Zr,Fe,Na和P元素的浸出率分别约为2.5′10~(–6) g×m×~(–2)×d~(–1),3.3′10~(–6) g×m×~(–2)×d~(–1),2.5′10~(–3) g×m×~(–2)×d~(–1)和6.2′10~(–4)g×m×~(–2)×d~(–1),具有较好的化学稳定性。(2)熔融时间的延长,熔融温度的提高或B_2O_3含量的增加促进了NaZr_2(PO_4)_3微晶相的形成,抑制了ZrP_2O_7等其他磷酸盐微晶相的生成量,有利于含单一NaZr_2(PO_4)_3微晶相的玻璃陶瓷固化体的制备。随着B_2O_3含量的增加,[BO_4]基团先增加后减少,[BO_3]基团在B_2O_3含量超过10 mol%时才逐渐增多。当B_2O_3含量为10 mol%时,玻璃陶瓷固化体的玻璃转变温度(T_g)以及玻璃开始析晶温度(T_r)与转变温度差值(T_r–T_g)最大。获得的含单一NaZr_2(PO_4)_3微晶相的玻璃陶瓷固化体,在90℃的去离子水中浸泡56天,P和Fe元素的浸出率分别约为2.0′10~(–4) g×m×~(–2)×d~(–1)和2.0′10~(–6) g×m×~(–2)×d~(–1),Zr元素几乎无浸出,具有优异的化学稳定性。(3)10ZrO_2–10Na_2O–28Fe_2O_3–10B_2O_3–42P_2O_5为基础玻璃陶瓷对CeO_2的固化研究表明,5 wt.%的CeO_2能够稳定的固溶于该玻璃陶瓷中,获得的玻璃陶瓷固化体无与Ce有关的晶相,CeO_2和ZrO_2的共同作用促进玻璃陶瓷中次晶相(FePO_4,ZrP_2O_7,NaFe_3(PO_4)_3和Na_7Fe_4(PO_4)_3)的形成。获得的含CeO_2的玻璃陶瓷固化体的主要结构单元为Q~0磷酸盐基团和Q~1磷酸盐基团,还有少量的[BO_4]和[BO_3]基团,以及极少的Q~2磷酸盐基团。随着CeO_2含量的增多,固化体结构中[BO_3]基团的量增多,密度上升。90℃去离子水中未检测到Ce元素,固化体具有优异的化学稳定性。(本文来源于《西南科技大学》期刊2019-05-01）
冯志强[5]（2019）在《烧绿石基硼硅酸盐玻璃陶瓷固化体的制备及其化学稳定性研究》一文中研究指出高放废物(HLW)主要是乏燃料后处理产生的高放废液及其固化体、准备直接处置(一次通过式)的乏燃料及具有相应放射性水平的其他废物,其中以U、Pu为代表的元素具有极强的放射性,必须安全有效的与生物圈隔离,因此如何安全有效地处理处置HLW成为安全利用核能的一大难题。烧绿石-硼硅酸盐玻璃陶瓷作为第叁代高放废物固化候选基材之一,同时兼备了硼硅酸盐玻璃固化和烧绿石陶瓷固化的优点具有广阔的应用前景。本研究以制备固化An的钛酸盐烧绿石-硼硅酸盐玻璃新型固化基材为目的,在传统的熔融-热处理和烧结法制备工艺基础上,通过适当的工艺改进和成分设计,制备了系列玻璃陶瓷样品,并借助XRD、SEM-EDS、FT-IR、TEM、ICP-MS等分析测试手段,研究了玻璃陶瓷固化体物相组成、显微结构与工艺参数之间的内在联系,探讨了固化体的化学稳定性,得出的主要结论如下:1.晶核掺入-烧结法制备的Ln_2Ti_2O_7基玻璃陶瓷:本文采用晶核掺入与传统烧结法相结合的新工艺,通过改变烧结温度、保温时间、玻璃/陶瓷两相质量配比等参量,以Er_2Ti_2O_7基玻璃陶瓷为例,制备了系列玻璃陶瓷固化体,旨在探索新工艺的最佳制备条件。XRD的研究结果表明:在不同的物相配比、烧结温度和烧结时间条件下,均能获得含单一Er_2Ti_2O_7烧绿石相的玻璃陶瓷固化体。玻璃组分的高温热稳定好,无第二相析出;Er_2Ti_2O_7前驱体的相稳定性好,在玻璃中未发生相分解现象;提高烧结温度和保温时间均有利于增强Er_2Ti_2O_7的结构有序性,且烧结温度的作用强于保温时间;玻璃含量越高,Er_2Ti_2O_7的晶面间距越大,玻璃对包含陶瓷存在一定张应力作用。SEM测试结果发现Er_2Ti_2O_7在玻璃基体上呈四方形生长,与玻璃界面清晰,相容性好。固化体的物性测试结果证实:玻璃组分占比将直接影响固化体的孔隙率、致密度。含Er_2Ti_2O_7玻璃陶瓷的最佳制备工艺被确定为:W_G/Wp=50/50,烧结温度1200℃,保温时间6h。采用最佳的制备工艺,进一步制备和研究了Ln_2Ti_2O_7基玻璃陶瓷固化体(Ln=Sm,Eu,Gd、Lu)的物相和结构。XRD和SEM结果表明:与Er_2Ti_2O_7基玻璃陶瓷相比,Ln系玻璃陶瓷中烧绿石均出现轻微相分解现象,同时样品的致密度变差,疏松多孔,这将直接影响固化体的性能稳定性。因此,晶核掺入-烧结法虽可用于制备以烧绿石为主晶相的玻璃陶瓷样品,但作为An的固定基材在结构上海存在缺陷,有望通过热压技术予以改善。2.预处理-熔融-热处理法制备的Ca_(2-x)U_xTi_2O_7基玻璃陶瓷:针对晶核掺入-烧结法存在的不足,本文又另辟蹊径,开发了预处理-熔融-热处理法的新工艺,并以U作为锕系核素模拟物,探讨了不同工艺与固化体物相结构的关系。对于不同的玻璃陶瓷制备工艺:采用工艺A制备的GC1样品中铀烧绿石的含量最低,这主要归因于钙铀氧化物和钙长石的过量析出;当混合的样品粉末通过预结晶或球磨处理后,所获得的GC2、GC3固化体中钙铀氧化物的析出受到一定抑制,铀烧绿石的析出量略有增加;将预结晶和球磨工艺联用时,所获得GC4固化体中铀烧绿石在晶相中占有率高达78.27%,且在空气气氛中形成的铀烧绿石组分与本文设计式基本相符,实现了U在烧绿石中的大量、定向固溶,这说明工艺D能获得以铀烧绿石为主晶相的玻璃陶瓷固化体,并优于其余3种工艺方案。所有样品中U的14 d浸出率与HLW玻璃固化体比较相近,浸出过程中玻璃基体略微溶解,但陶瓷相却没有明显变化,这预示着在更长的浸出周期中,U的浸出将更加依赖于固化体中陶瓷相的稳定性在遴选的最佳工艺基础上,进一步制备了系列含不同铀烧绿石的玻璃陶瓷样品。对于不同铀包容量的研究发现:采用预处理和熔体热处理的方法可以制备一系列不同铀含量(6.35~25.48wt.%)的烧绿石基玻璃陶瓷。XRD表征和显微结构分析均证实了烧绿石相主要为均匀分布的内部结晶相。当铀含量超过21wt.%时,玻璃基体中存在UTi_2O_6和U_3O_8的析晶。玻璃陶瓷固化体中的铀以四价和六价的混合物形式存在,并能随铀含量的变化自发地调整价态这使得钠和铝离子的存在有助于烧绿石的形成。静态浸出试验结果表明,试验后铀的浸出率在10~(-4)-10~(-3)g·m~(-2)·d~(-1)之间。特别是当铀负载量达到16.96%时,GC3在42d时的浸出率仅为2.5610~(-4)×g·m~(-2)·d~(-1)。研究结果有望为高放射性废物,特别是富锕系废物在玻璃陶瓷上的固定化提供实验参考和技术储备。(本文来源于《西南科技大学》期刊2019-03-01）
李腾,华小辉,王雷,游新锋,郑宇[6]（2019）在《地下水穿透情形下玻璃固化体的蚀变研究》一文中研究指出玻璃固化体在高放废物处置库中的长期处置行为,是处置库安全评价的关键环节之一。本研究模拟极端情形下,地下水穿透包装容器与固化体接触后,固化体中元素的浸出和蚀变行为。结果表明,地下水与固化体接触后,各元素的浸出浓度迅速增大,在200 d后逐渐下降并趋于稳定;温度对固化体中不同元素浸出速率的影响不同,B和Si的浸出速率随温度的增加而增大,U和Re的浸出速率随温度的降低而增大;固化体蚀变程度随温度的升高而加重,但其蚀变层的形成会阻滞元素在其中的扩散,客观上降低了固化体蚀变速率;富Si处置环境有利于抑制固化体中元素的浸出。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年04期）
冯志强,谢华,王烈林,邓司浩[7]（2019）在《制备工艺对铀烧绿石基玻璃陶瓷固化体结构及性能的影响》一文中研究指出针对锕系元素在玻璃陶瓷固化体中易残留于玻璃基体的不足,在传统的熔融-热处理玻璃陶瓷制备工艺基础上对工艺适当改进,研究工艺差异对玻璃陶瓷固化体物相结构的影响,并利用XRD、FT-IR、SEM-EDS、ICP-MS等分析手段对各种固化体的结构性能进行表征。实验结果表明:采用传统方法(工艺A)获得的GC1样品主要以钙长石(CaAl_2Si_2O_8)和钙铀氧化物(CaUO_4)为主相;当增加预烧结(工艺B)或球磨(工艺C)处理后,样品中CaUO_4相的生长得到一定抑制,铀烧绿石的析出量小幅增长;当预烧结和球磨技术联用(工艺D)时,获得的样品GC4中CaAl_2Si_2O_8和CaUO_4两相同时得到抑制,并析出大量的四方铀烧绿石相,且该相与最初设计的析出相组分基本吻合,U在烧绿石晶体结构中A位上的占比高达近0.75。去离子水中浸出14 d后,玻璃基体表面有微弱溶解,陶瓷相在浸出期间没有明显变化。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年08期）
束玉珍[8]（2019）在《HLW玻璃固化体组成及放射性核素分析研究进展》一文中研究指出高放废物(HLW)玻璃固化体化学组成及放射性核素分析对其质量控制和产品稳定性判断具有重要参考依据,本文对国外HLW玻璃固化体离线及在线分析进行了简述,以期为我国玻璃固化体的分析提供参考。(本文来源于《产业与科技论坛》期刊2019年01期）
张华,李扬,李宝军,汪润慈,朱冬冬[9]（2018）在《锆铁磷酸盐玻璃固化体结构分析》一文中研究指出我国已确定采用玻璃固化技术处理乏燃料后处理产生的高放废液。锆作为动力堆的主要裂变产物,经乏燃料后处理后进入高放废液。基于铁磷酸盐玻璃对于过渡金属有较好的包容量性,本文研究了Fe_2O_3:P_2O_5:Na_2O=35:55:10的铁磷酸盐基础玻璃配方,在添加一定量的氧化锆和一定的废物包容量条件下,熔融,退火后制得锆铁磷酸盐玻璃样品。熔制的铁磷酸盐玻璃样品,主要进行了密度测试、XRD和Raman测试。密度测试结果显示,样品随着锆的加入和废物包容量的增加,密度升高。XRD显示,氧化锆主要存在于磷酸盐、焦磷酸盐和偏磷酸盐基团中。Raman谱仪测试结果显示,锆主要以磷酸锆、偏磷酸锆和焦磷酸锆的形式存在于锆铁磷酸盐玻璃样品中。随着锆的加入Q~1和Q~2比例增加,Q~0比例减少;同时,随着废物包容量的增加,Q~2减少,Q~0比例增加。(本文来源于《第七届废物地下处置学术研讨会论文集》期刊2018-08-24）
常冰岩[10]（2018）在《硼硅酸盐/Gd_2Ti_2O_7玻璃陶瓷固化体的组织结构与化学稳定性研究》一文中研究指出高放射性废物是军事和商业等方面核能利用后产生的乏燃料的处理产物,具有极大的放射性危害,玻璃陶瓷固化体作为HLW的固化基材具有良好的发展前景。采用固相法制备陶瓷粉体,发现最佳煅烧温度为1300oC,此时为粉体无杂相的最低煅烧温度。采用优化的煅烧工艺制备陶瓷掺杂陶瓷粉体,掺杂粉体中随着掺杂量的增加,粉体的粒径逐渐减小,Nd掺杂粉体粒径从从2μm减少至1.4μm,Hf掺杂粉体粒径从1.5μm减小至0.8μm,Nd-Hf掺杂粉体粒径从1.2μm减小至0.6μm。固相法制备的玻璃陶瓷块体随着烧结温度的增加,其密度先增大后减小,且烧结温度为710oC时达到密度最大值为3.58g·cm-3。固定烧结温度为710oC,随着烧结时间的增加,玻璃陶瓷块体的密度呈先减小后增大的趋势,烧结时间为3h时达到密度最大值为3.58g·cm-3,确定了最佳的玻璃陶瓷块体烧结工艺条件为710oC烧结3h。Nd掺杂、Hf掺杂、Nd-Hf共掺杂玻璃陶瓷块体在710oC烧结3h烧结均无杂相生成。随着掺杂量的增加,叁个体系块体密度先减小后增大,并且在未掺杂时玻璃陶瓷块体密度最高,叁个体系块体的元素掺杂量为40mol%时密度最低,Nd、Hf、Nd-Hf掺杂玻璃陶瓷块体密度最低值分别为2.78g·cm-3、2.83g·cm-3、2.78g·cm-3。叁个掺杂体系下玻璃陶瓷块体都呈现出随掺杂量增加,硬度先减小后增大的趋势,且都在元素掺杂量为20mol%时达到硬度最大值,Nd、Hf、Nd-Hf掺杂玻璃陶瓷块体硬度最大值分别为5.88GPa、6.26GPa、4.71GPa,叁个掺杂体系均在掺杂比例为0.4时达到最小硬度值,Nd、Hf、Nd-Hf掺杂玻璃陶瓷块体硬度最小值分别为1.82GPa、1.44GPa、0.93GPa。叁个掺杂体系下,抗压强度呈现出随掺杂量增加呈先减小后增大的规律,且在未掺杂时达到最大值为552.6MPa;掺杂玻璃陶瓷块体都在元素掺加量为40mol%时达到最小值,Nd、Hf、Nd-Hf掺杂玻璃陶瓷块体抗压强度最小值分别为187.2MPa、186.3MPa、126.8MPa。叁个掺杂体系玻璃陶瓷块体的线膨胀系数随着温度升高都呈现出线性增大的规律,所有组分的玻璃陶瓷块体在500oC时的热膨胀系数近似相同,在11×10-6·K-1左右。常温常压下的浸出试验玻璃陶瓷块体没有物相变化,表面形貌也没有产生变化。高温高压下水溶液环境的浸出7d后,玻璃陶瓷块体表面玻璃网络溶解,表面生成烧绿石相钛酸钆和一种非晶态物质。高温高压下水蒸气下腐蚀7d后,玻璃陶瓷块体表面玻璃网络溶解且在表面生成一种不同于水溶液环境下的非晶相。(本文来源于《哈尔滨工业大学》期刊2018-06-01）
玻璃固化体论文开题报告
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
玻璃固化体是高放废物深地质处置场景下最有潜力的固化体形式,其化学稳定性直接决定了核素释放的速率和总量。本文综述了放射性废物玻璃固化体溶解行为和机理的研究进展,主要包括溶解动力学过程、相应控制机理及影响因素,以期为我国放射性废物处置工程安全评价提供参考。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
玻璃固化体论文参考文献
[1].谢华,冯志强,王烈林.铀烧绿石基玻璃陶瓷固化体的合成及化学稳定性评估[J].原子能科学技术.2019
[2].马特奇,梁威,徐辉,李伟平,赵健.放射性废物玻璃固化体溶解行为及机理研究进展[J].核化学与放射化学.2019
[3].华小辉,游新锋,李腾,张振涛.模拟高放玻璃固化体在多重介质下的腐蚀行为[J].核化学与放射化学.2019
[4].刘金凤.锆磷酸盐玻璃陶瓷固化体的结构与性能研究[D].西南科技大学.2019
[5].冯志强.烧绿石基硼硅酸盐玻璃陶瓷固化体的制备及其化学稳定性研究[D].西南科技大学.2019
[6].李腾,华小辉,王雷,游新锋,郑宇.地下水穿透情形下玻璃固化体的蚀变研究[J].原子能科学技术.2019
[7].冯志强,谢华,王烈林,邓司浩.制备工艺对铀烧绿石基玻璃陶瓷固化体结构及性能的影响[J].原子能科学技术.2019
[8].束玉珍.HLW玻璃固化体组成及放射性核素分析研究进展[J].产业与科技论坛.2019
[9].张华,李扬,李宝军,汪润慈,朱冬冬.锆铁磷酸盐玻璃固化体结构分析[C].第七届废物地下处置学术研讨会论文集.2018
[10].常冰岩.硼硅酸盐/Gd_2Ti_2O_7玻璃陶瓷固化体的组织结构与化学稳定性研究[D].哈尔滨工业大学.2018
论文知识图
