钛酸锶陶瓷固化核废物性能研究

摘要：

本文研究了钛酸锶(SrTiO<,3>)陶瓷固化放射性废物(RAW)的晶体结构和浸出性能,通过试验证明,钛酸锶陶瓷固化体具有较高的密度,浸出率低,化学稳定性高,是固化放射性废物和进行最终地质处置的理想固化体.并展望了钛酸锶陶瓷固化放射性废物的前景.

关键词： 放射性废物 固化处理 钛酸锶陶瓷 晶体结构 浸出性能

作者: 张瑞珠 郭志猛

作者单位: 华北水利水电学院(郑州) 北京科技大学材料科学与工程学院(北京)

会议类型: 国内会议

会议名称: 2004年中国材料研讨会

会议地点: 北京

会议语种:中文

页码: 829-835

在线出版日期: 2004-11-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）