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在我国核能快速发展的新形势下,新型核能资源的开发、乏燃料后处理、放射性废物处理与处置等核燃料循环化学研究日益活跃。随着科学技术的不断发展,离子加速器、反应堆、各种类型的探测器和分析设备、以及计算机技术等的发展,核化学与放射化学研究的范围和成果在不断扩展和增加,如核安全、环境放射化学、放射分析化学、放射性药物与标记化合物等,研究成果对于国防建设、核能发展、核技术应用等方面具有重要支撑作用。本文综述了近年来国内在上述领域所取得的研究进展。共引用参考文献161篇。 相似文献
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采用密度泛函理论(DFT)的B3LYP方法和相对论有效原子实势理论模型(RECP),对UC2分子可能的结构进行优化计算,得到UC2分子稳定构型为角形C-U-C(C2v);由微观可逆性原理,判断了UC2分子的离解极限;并且导出了基态UC2分子(X 5B1)的多体项展式势能函数,其势能面等值图展现了C-U-C(C2v)稳定结构;根据势能面等值图,讨论了C+UC(X 3П)反应和U+C2(X 1∑+g)反应的势能面静态特征. 相似文献
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采用Gaussian94 W 程序和相对论有效原子实理论模型优化出UO2 分子稳定构型为线性O—U—O( D∞h) ,亚稳定构型为U—O—O( C∞v) ,计算出平衡核间距和振动频率.然后根据微观可逆性原则,准确地判断了UO2 分子的离解极限.运用多体项展式理论方法,导出了基态UO2 分子的分析势能函数,绘出其势能面等值图,准确地展现了O—U—O( D∞h) 稳定结构和U—O—O( C∞v) 亚稳定结构,根据势能面等值图讨论了O(3Pg) + UO 反应和U+ O2( X3Σ-g ) 反应的势能面静态特征 相似文献
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采用程序升温热解吸(TPD/TDS)方法对Li4SiO4陶瓷小球的水解吸行为进行了实验研究。结果表明:水解吸过程中主要存在四个解吸峰;其中100℃附近的峰可解释为物理吸附水;150,250,400℃附近的峰可分别解释为以氢键、Li-OH和Si-OH配位键形式存在的化学吸附水。氚的释放与水的解吸几乎同步进行,且氚的释放形式主要为氚水(HTO),据此推测,氚水可能存在三种释放机制:(1)-OT+H2O→-OH+HTO;(2)-OH+-OH→H2O,-OT+H2O→-OH+HTO;(3)-OT+-OH→HTO。 相似文献
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可剥离膜去除不锈钢表面铀污染的研究 总被引:4,自引:0,他引:4
退役的核设施中不锈钢制件表面附着的放射性污染物 ,必须经去污处理后才能回收利用。铀是核工业中最常见的污染放射性元素 ,而不锈钢是核设施中最常用的耐腐蚀金属材料 ,由于以UO2 +2 状态存在的铀 (Ⅵ ) ,在空气和自身的辐射作用下 ,将逐渐转变为不同的氧化物。采用酸性去污液对不锈钢表面铀污染进行浸泡和擦试去污的方法 ,可以有效的除去不锈钢表面铀污染[1] 。但因浸泡需大量的去污液 ,随之产生大量的带有放射性的废液 ,对这些废液还必须经进一步的浓缩———固化处理。擦试法虽产生固体废物 ,但去污操作麻烦 ,难以对大批量、形状复杂… 相似文献
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基于密度泛函理论, 分别计算了α, γ铀的晶格常数、平衡态体积、体弹模量及其导数等, 与实验和其他第一性原理计算结果符合较好; 并根据焓-压强曲线得到了两相的相变压强~111GPa. 通过体心立方结构理想拉伸强度的计算, 分析其在极端加载条件下的结构行为. 另外, 计算了小应变情况下U-Nb (6.25at.%) 的能量-应变关系, 发现对应于剪切模量c’的应变会使得该结构的能量降低, 揭示了该结构的力学不稳定性.
关键词:
铀
相变
理想强度
结构稳定性 相似文献
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用X射线光电子能谱(XPS)分析研究了不同氧化层结构的铀金属试样在CO(25℃)和H2(200℃)气氛中的表面反应。CO和H2与铀金属表层反应后,氧化物中氧含量均减少,O/U比值随气体进气量的增加而减少。CO对铀金属表面的还原效果随铀表层氧化程度的提高而增强,并且强于H2。当表层氧化物较少、氧化程度较低时,铀试样在H2气氛中发生氢化反应。 相似文献
9.
二氧化钚分子的多体展式势能函数 总被引:4,自引:0,他引:4
从导出基态PuO2分子的电子状态X5Σ g正确地判断其离解极限出发,采用MP2方法,应用相对论有效原子实模型(RECP)优化出PuO2(X5Σ g)分子稳定构型为线性OPuO(D∞h),其平衡核间距Re=0.18004nm.同时也计算出振动频率,并优化出存在亚稳态的Pu-O-O(C∞v)构型.使用多体项展式理论方法,导出了基态PuO2分子的分析势能函数.该势能表面准确地再现了O-Pu-O(D∞h)平衡结构和亚稳态的Pu-O-O(C∞v)构型.然后根据势能函数等值图讨论了O(3Pg) PuO反应的势能面静态特征. 相似文献
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中国氦冷球床包层(CH HCSB TBM)初步采用Li4SiO4陶瓷小球作为氚增殖材料,实验研究了Li4SiO4陶瓷小球的中子辐照产氚性能。将冷冻成型法制备的Li4SiO4 陶瓷小球置于反应堆中辐照100min,然后在离线释氚实验平台上进行退火行为研究。实验结果表明,在用He +1% H2为载气,流速为100mL•min-1,升温速率为5K•min-1的实验条件下,氚气(HT+T2)是Li4SiO4陶瓷小球的主要释氚形态,占总氚的70%左右(不包括自由氚中的氚气),在400℃~700℃范围内出现两次释氚峰;氚化水(HTO+T2O)所占比例小于20%,主要在300℃~500℃的低温段进行释放;氚在800℃前基本释放完,小球退火后的残氚量小于1%。冷冻成型干燥法制备的Li4SiO4陶瓷小球在300℃~700℃范围内有较好的释氚性能,氚残留量低,在聚变堆固态氚增殖包层设计中具有一定应用价值。 相似文献