核能的開發(fā)利用為人類社會的能源需求解決了燃眉之急,但過程中產(chǎn)生了大量的放射性核廢物,若處置不當(dāng)將會對生命體和環(huán)境安全造成極大的威脅。因此,如何妥善地處理安置這些廢棄物已成為各國學(xué)者日益關(guān)注的科學(xué)難題。MgO-SiO₂-H₂O（M-S-H）體系是一種新型鎂質(zhì)膠凝材料,具有反應(yīng)熱低、比表面積大、孔溶液堿度低等突出特點。在本課題組的前期探究中,已嘗試用該材料封裝鋁制金屬核廢料以及放射性核素¹³⁷Cs,證明了這一膠凝體系具有封裝核廢料的潛質(zhì)。因此,本論文基于課題組的前期工作,繼續(xù)探究MgO-SiO₂-H₂O體系在核廢物固化處理方面的應(yīng)用潛力,用其固化中低放廢物中另一種危害大且常見的放射性核素⁹⁰Sr,考察含鍶固化體的各項性能指標,輔以靜態(tài)吸附平衡實驗探究該體系對核素鍶的吸附能力,并結(jié)合微觀形貌、物相分析等手段綜合分析MgO-SiO₂-H₂O體系對核素鍶的固化機理。相關(guān)研究結(jié)論如下所述:（1）制備不同配比的水化硅酸鎂水泥固... 

【文章來源】：大連理工大學(xué)遼寧省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：74 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
1 緒論
    1.1 研究背景
    1.2 放射性廢棄物的危害
    1.3 放射性廢物的處理處置
        1.3.1 水泥固化法的研究現(xiàn)狀
        1.3.2 水化硅酸鎂膠凝材料的發(fā)展
        1.3.3 MgO-SiO_2-H_2O體系在核廢料固化方面的應(yīng)用
    1.4 本課題的研究內(nèi)容
        1.4.1 研究內(nèi)容
        1.4.2 技術(shù)路線
2 原材料與實驗方法
    2.1 引言
    2.2 原材料表征
        2.2.1 化學(xué)組成
        2.2.2 氧化鎂的活性測定
        2.2.3 物相分析
        2.2.4 粒徑分布
    2.3 實驗儀器和測試方法
        2.3.1 微觀測試
        2.3.2 宏觀測試
3 MgO-SiO_2-H_2O水泥固化體的性能研究
    3.1 引言
    3.2 實驗設(shè)計
        3.2.1 實驗材料
        3.2.2 固化體制備
    3.3 抗壓強度
    3.4 浸出性能
        3.4.1浸出實驗
        3.4.2 浸出液pH值
        3.4.3 孔結(jié)構(gòu)
        3.4.4 浸出模型
    3.5 耐久性
        3.5.1 抗浸泡性能
        3.5.2 抗凍融性能
        3.5.3 抗沖擊性能
    3.6 本章小結(jié)
4 MgO-SiO_2-H_2O體系吸附核素鍶的性能研究
    4.1 實驗方法
    4.2 不同因素控制下MgO-SiO_2-H_2O體系對Sr~(2+)的吸附性能探究
        4.2.1 初始濃度對Sr~(2+)的吸附性能影響
        4.2.2 溶液pH值對Sr~(2+)的吸附性能影響
        4.2.3 時間對Sr~(2+)吸附性能的影響
    4.3 MgO-SiO_2-H_2O體系對Sr~(2+)的吸附機制研究
        4.3.1 吸附動力學(xué)
        4.3.2 吸附等溫線
    4.4 本章小結(jié)
5 MgO-SiO_2-H_2O體系對核素鍶的固化作用機理
    5.1 水化熱
    5.2 固化作用
        5.2.1 微觀形貌分析
        5.2.2 礦物相分析
        5.2.3 傅里葉變換紅外光譜分析
    5.3 本章小結(jié)
6 結(jié)論與展望
    6.1 結(jié)論
    6.2 展望
參考文獻
攻讀碩士學(xué)位期間發(fā)表學(xué)術(shù)論文情況
致謝


【參考文獻】：
期刊論文
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本文編號：3581546