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2024年7月15日星期一

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放射性废水的络合吸附处理方法: 本发明属于放射性废水的处理方法，具体涉及一种放射性废水的络合吸附处理方法。该方法通过向放射性废水中加入小分子有机络合剂，调节废水的pH值为6‑8，搅拌使络合反应完全，然后通过活性炭对络合反应后的放射性废水进行吸附处理。本...; 王亚东冯文东郭喜良杨卫兵郭霄斌赵帅维刘伟贾梅兰崔安熙王辉谷存礼安鸿翔; 文献传递

^(85)Sr、^(134)Cs和^(60)Co在浅地层黄土与地下水间的分配系被引量：11: 1995年; 本文报道了￣（８５）Ｓｒ、￣（１３４）Ｃｓ和￣（６０）Ｃｏ在采自本院野外试验场，从地表到地下２ｍ深黄土与地下水间分配系数的测定结果，以及核素浓度、ｐＨ和温度对分配系数的影响。黄土采集的深度范围分别为：地表－０．５ｍ，０．５－１ｍ，１－１．５ｍ，１．５－２ｍ，共采集１６个样品；地下水取自试验场的井水。实验采用静态法。实验结果表明，１６个样品测定的￣（８５）Ｓｒ、￣（１３４）Ｃｓ和￣（６０）Ｃｏ的分配系数的均值分别为８２、７．４×１０￣３和５．４×１０￣３ｍＬ／ｇ；在不同深度的黄土中测得的分配系数基本一致。ｐＨ值的变化对￣（１３４）Ｃｓ和￣（８５）Ｓｒ的分配系数有较大影响，对￣（６０）Ｃｏ则影响不大。; 李祯堂王辉游志均Tadao TanakaHiromichi OgawaHidao Kamiyama; 关键词：黄土地下水

放射性核素在页岩和黄土中的迁移研究被引量：6: 2004年; 介绍了 8 5Sr和 1 34 Cs在页岩 ,85Sr、1 34 Cs和 6 0 Co在黄土中的迁移研究结果。在页岩中 85Sr、1 34 Cs的滞留因子分别为 80～ 1 0 2和 1 60 0 0 ,分配系数分别为 1 5～ 2 5 m L/ g和 41 85 m L/ g;85Sr、1 34 Cs和 6 0 Co在黄土中的滞留因子分别为 45 0～ 5 3 0、4.1× 1 0 4 ～ 4.6× 1 0 4 和 3 .2× 1 0 4 ～ 3 .6× 1 0 4 ,分配系数分别为 80～ 86m L/ g、7.3× 1 0 3～ 7.5× 1 0 3m L/ g和 5 .7× 1 0 3～ 5 .8× 1 0 3m L/ g。结果表明 ,页岩对 85Sr和 1 34 Cs有较强的吸附性 ,黄土对 85Sr、1 34 Cs和 6 0 Co的吸附性极强。; 李祯堂王辉游志均; 关键词：核素迁移页岩黄土

DOE高放废物玻璃固化体接收技术规范简介被引量：1: 2005年; 郭喜良范智文孙庆红王辉; 关键词：玻璃固化体高放废物 DOE 美国能源部放射性废物环境管理

动力堆乏燃料溶解液中不溶物的离心沉降——工程性验证实验: 1998年; 本文报导了动力堆乏燃料模拟料液的配制和离心沉降法去除不溶颗粒物的实验结果，并讨论了影响离心沉降效率的主要因素。; 李祯堂崔安熙黄雅文游志均郭生祥王辉柏忠林李慧良刘寿曾蔡槟吴华李建汉; 关键词：乏燃料离心沉降动力堆

包气带中核素迁移模拟实验的设计和方法被引量：9: 2003年; 本文主要依据中国辐射防护研究院开展的关于核素在地下水中迁移的研究工作 ,总结了包气带中核素迁移的土柱模拟实验技术 ,提出了设计实验的基本方法 ,讨论了非饱和流场特征、分配系数随含水率的变化、延迟系数的时间尺度效应等因素对实验设计的影响。实验的关键技术是建立所需含水率和流速的稳定非饱和流场 ,并准确地测量流场参数。在概述了目前几种建立稳定流场和测量其参数的方法后 ,以一个例子介绍了利用灯芯效应在土柱中建立稳定非饱和流场的方法和用γ射线扫描技术测量含水率、用131I作为示踪剂测量水流速的方法及在土柱外直接测量具有γ射线核素迁移速度的方法。; 郭择德倪世伟李书绅赵英杰王辉韩新生姚来根蔡匀; 关键词：核素迁移地下水包气带放射性废物

^(85)Sr、^(134)Cs和^(60)Co在黄土中吸附和迁移的研究被引量：22: 2000年; 本文通过静态实验和动态实验 ,研究了85Sr、13 4Cs和60 Co在黄土中的吸附和迁移行为以及核素浓度、p H和温度对分配系数的影响。静态实验结果表明 ,16个样品测定的85Sr、13 4Cs和60 Co的分配系数的均值分别为 82、7.4× 10 3 和 5.4× 10 3 m L/g;p H值的变化对三种核素的分配系数有较大影响。动态实验结果表明 ,三种核素的绝大部分滞留在土柱中 ,只有少部分从土柱中流出来 ;三种核素在土柱中的迁移速度从快到慢的顺序为85Sr>13 4Cs≈60; 李祯堂陈式王辉游志均山本忠利小川弘道武部慎一田中忠夫; 关键词：铯核素迁移黄土放射性废物浅地层处置

太原市居民TSP(PM10)吸入风险初步研究: 本文基于2000年秋在太原市五个常规观测点的TSP和PM10样品中的Bap，Cd、Cr+6等致癌污染物、Pb、Mn、Zn，Cu、U等非致癌污染物以及210Pb、7Be、40K、238U等放射性核素的浓度实测值，估算了太原...; 胡二邦武清华王辉冀绍伟辛存田; 关键词：总悬浮颗粒物; 文献传递

大亚湾核电站处置场天然屏障对^(85)Sr、^(134)Cs和^(60)Co的吸附性研究被引量：19: 2003年; 通过静态实验和动态实验 ,研究了 85Sr、1 34 Cs和 6 0 Co在大亚湾核电站中低放废物处置场近场钻井岩芯样和探槽样中的迁移分布规律。静态实验结果显示 ,同—种土样对 3种核素的吸附比差异很大 ,说明该地地质介质对核素的吸附具有选择性。 3种核素的吸附平衡时间为 1 2 0 h,分配系数 Kd 的平均值分别为 9.4× 1 0 m L/ g( 85Sr)、2 .3× 1 0 3m L/ g( 1 34 Cs)和 1 .3× 1 0 2 m L/ g( 6 0 Co)。动态实验结果给出了 3种核素的延迟系数 Rd 的平均值分别为 7.4× 1 0 2 ( 85Sr)、1 .8× 1 0 4 ( 1 34 Cs)和 1× 1 0 3( 6 0 Co) ,表明 85Sr在土柱中的迁移比 1 34 Cs和 6 0 Co的快。; 李祯堂王辉游志均; 关键词：大亚湾核电站处置场吸附性铯134 安全处置浅地层处置

中低放废物近地表处置库源项释放模式及模拟计算结果: 1994年; 为了计算中低放废物近地表处置库源项释放速率，本文以某核电站处置场的概念设计为例，建立了一个简单而比较完整的源项释放模式。它包括水入渗模式、处置库混凝土顶盖的破损模式、金属桶腐蚀模式、核素从水泥固化体中的浸出释放模式及浸出核素在回填材料中的迁移模式。在模拟计算前，对处置的主要核素进行了筛选计算，筛选计算结果表明，￣（１３７）Ｃｓ、￣（９０）Ｓｒ、￣（６０）Ｃｏ、￣（６３）Ｎｉ和￣（２３９）Ｐｕ在常规条件下处置是安全的，而￣（１４）Ｃ可能是处置安全评价的关键核素，但经过采用适当的工程屏障可满足安全要求。; 王辉张红庆崔安熙韩春林; 关键词：处置库中放废物低放废物

王辉