导读:本文包含了锕系核素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:核素,锆石,中子,技术,废物,碎片,蒙特。
锕系核素论文文献综述
李姝阳[1]（2019）在《锆石基模拟锕系核素固化体的制备和稳定性研究》一文中研究指出锆石(ZrSiO_4,I41/amd,Z=4),由于其热分解温度高,热膨胀系数小,化学稳定性优良,辐照稳定性好,所以长期以来被认为是用来固定高放射性废物的潜在候选者。本文以二氧化锆(ZrO_2)和二氧化硅(SiO_2)作为合成锆石陶瓷的原料,利用叁氧化二钕(Nd_2O_3)来模拟+3价的锕系核素,利用二氧化铈(CeO_2)来模拟+4价的锕系核素,通过高温固相法制备锆石基模拟锕系核素固化体Zr_(1-x)Ce_xSiO_4和Zr_(1-x)Nd_xSiO_(4-x/2),并通过静态浸出实验重点研究了锆石在固定Nd~(3+)、Ce~(4+)后的结构稳定性和化学稳定性。运用XRD、SEM、背散射电子成像技术和ICP-MS等测试手段对样品的物相结构、微观形貌及化学稳定性进行测试分析。ZrSiO_4在固定Ce~(4+)离子后能够很好地保持结构稳定性。Zr_(1-x)Ce_xSiO_4陶瓷的密度在实验和理论上都高于ZrSiO_4陶瓷的密度。基于第一性原理结构计算和电荷密度分布,Ce-O键比Zr-O键更长和更弱,这导致Ce-O键相对较弱且更容易在水中分开。由于[CeO_8]多面体的高对称性,Ce~(4+)取代部分Zr~(4+)后,ZrSiO_4陶瓷的缺陷和化学稳定性几乎没有受到影响,显示ZrSiO_4陶瓷非常适合固定低剂量的锕系(An)act系元素。随着Nd含量和酸浓度的增加,LR_(Zr)和LR_(Nd)增加。这一结果归因于Nd掺入导致氧空位的形成导致晶格的弱化。在42天后,发现所有渗滤液中的LR_(Nd)值都高于LR_(Zr)值,这是由于它们各自与氧原子键的能量不同。LR_(Zr)和LR_(Ce)在浸出初期迅速下降,然后稳定在一个恒定值(10~(-6)g m~(-2)d~(-1)~10~(-5)g m~(-2)d~(-1)),显示出优异的化学稳定性。LR_(Zr)和LR_(Ce)在酸性浸出液中最高,其次是碱性浸出液和去离子水体系。根据第一性原理的结构计算和电荷密度分布,解释了LR_(Ce)比LR_(Zr)稍高的原因,即Ce-O键比Zr-O键长且弱,导致Ce-O键相对较弱且更易于在水中分离。表明ZrSiO_4陶瓷非常适合于低剂量比的锕系元素的固定化。(本文来源于《西南科技大学》期刊2019-05-01）
韩金盛[2]（2019）在《铅冷快堆嬗变次锕系核素的燃耗研究》一文中研究指出随着核电的发展,乏燃料产量越来越多,如何有效地处理乏燃料已成为限制核电发展的关键因素之一。目前普遍认为分离-嬗变方案是降低乏燃料长期放射性危害的最佳方案。分离-嬗变方案是在现有燃料后处理方案的基础上,将次锕系核素(MA)和长寿命裂变产物从高放废液中分离出来,并通过反应堆嬗变,从而转变成短寿命、稳定或使用价值较高的核素。本论文主要对MA在铅冷快堆中的嬗变特性以及燃耗进行研究。研究内容如下:设计了叁种MA装载方式:第一种是MA与MOX燃料均匀混合;第二种是把MA做成嬗变棒,在反应堆中取代部分燃料棒;第叁种是MA作为燃料镀层。首先研究了不同方案下装载1 wt%MA对堆芯keff、控制棒积分价值、中子能谱以及功率峰因子等参数的影响,然后计算分析了不同MA装载量对堆芯keff的影响,从而确定后续研究的最大装载量,最后对MA在铅冷快堆中的燃耗情况进行研究。本论文研究主要使用MCNP和SCALE程序进行堆芯模型搭建与计算,计算分析表明,装载1wt%MA后,叁种装载方式均使控制棒积分价值降低,其中均匀混合和MA镀层方式降幅较小,嬗变棒方式降幅较大;叁种装载方式添加1wt%MA均不会对反应堆中子能谱产生明显影响,同时,与无MA装载比较,叁种装载方式功率峰因子都略微降低,并且功率分布没有明显变化,这是铅冷快堆的一个明显优点;叁种装载方式下,初始keff均随MA装载量的增加而降低,由于空间自屏效应的影响,镀层方式对keff影响最大,嬗变棒装载方式影响最小。MA在铅冷快堆中的燃耗情况表明,虽然在运行初期堆芯keff随MA装载量的增加而降低,但在运行过程中MA吸收中子生成了 238Pu、239Pu、242Am,244Am,243Cm和245Cm等裂变截面更大的核素,这些核素的产生补偿了最初降低的keff,从而使堆芯寿期延长。MA在铅冷快堆中的嬗变率计算表明,经过550天的辐照,叁种装载方式中均匀混合和镀层方式MA的嬗变率随装载量的增加而降低,由于嬗变棒装载方式的嬗变率受MA装载位置的影响,其随装载量增加无明显规律,同一添加量情况下,镀层添加方式的嬗变率最高。当3 wt%MA装载时总的嬗变率仍然在25%以上。比较不同MA嬗变情况,237Np、241 Am以及243Am的质量随辐照时间增加而减少,其中241Am嬗变率最高,而244Cm以及245Cm的质量则随辐照时间增加而增多,245Cm增幅最大。245Cm裂变截面较大,可作为核燃料使用。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2019-03-01）
邬洋,邢闪,戴雄新[3]（2018）在《环境样品中锕系核素的快速分析方法及辐射防护应用》一文中研究指出介绍了国内外锕系核素快速化学分析方法的研究进展,包括对样品的化学预处理、常用的分离纯化方法及对各种测量技术的简要概述,以及这些方法在辐射防护领域如内照射剂量评估、核应急分析、环境放射性监测与调查、核反恐等研究和实践中的应用。(本文来源于《辐射防护通讯》期刊2018年05期）
韩金盛,刘滨,蔡进,李文强[4]（2019）在《次锕系核素在铅冷快堆中的嬗变性能》一文中研究指出乏燃料中大部分次锕系(minor actinides,MA)核素半衰期较长,对环境具有长期放射性危害。分离-嬗变技术将次锕系核素从高放废液中分离出来,并通过反应堆嬗变为短寿命或稳定核素,从而消除其放射性危害。为研究次锕系核素与燃料均匀混合、制成嬗变棒和做燃料芯块镀层装载方式下在铅冷快堆中的嬗变特性,采用MCNP和SCALE程序进行模拟计算。结果表明,叁种方式下~(237 )Np、~(241 )Am、~(243 )Am和混合次锕系核素使有效增殖因数k_(eff)降低,而~(244 )Cm和~(245 )Cm使k_(eff)升高,且~(245 )Cm可使k_(eff)大幅度增加。不同质量的混合次锕系核素装载后,叁种方式下堆芯k_(eff)都随装载量的增加而降低,降低幅度由小到大分别为嬗变棒、均匀混合和镀层。不同次锕系核素装载量以均匀混合方式在堆芯经过550d辐照后,~(237 )Np、~(241 )Am和~(243 )Am嬗变率均为正值,其中~(241 )Am嬗变率最大,而~(244 )Cm和~(245 )Cm嬗变率均为负值,~(245 )Cm增加明显,总的次锕系核素嬗变率为14%,可为次锕系核素在铅冷快堆中嬗变性能评价提供参考。(本文来源于《同位素》期刊2019年01期）
张文琦[5]（2018）在《Gd_2Zr_2O_7陶瓷的制备及模拟锕系核素固化机理与化学稳定性研究》一文中研究指出随着核工业的日益发展,高放射性核废物的产量越来越多,通过储藏池临时存放高放射性核废物的处理方法面临储藏池容量趋近于饱和的困境,并且这种处理方式不能长期将高放射核废物安全稳定封存,目前提出的长期安全可靠的高放射废物处置技术需要将放射核废物封存在核固化体中,然后进行地质处置。合格的核固化体需要具有足够的抗辐射能力和长期化学稳定性,并且需要具有适当的力学性能和热物理性能。Gd_2Zr_2O_7陶瓷因具有优异的抗辐射性能成为核固化体的候选基材。本文对Gd_2Zr_2O_7陶瓷作为锕系及次锕系高放射核素固化体的稳定性进行了探讨,通过化学共沉淀煅烧法制备了不同模拟核素包容量的Gd_2Zr_2O_7陶瓷固化体,通过热重–差热分析测试确定了合适的粉体煅烧温度;通过XRD、SEM、EDS、XPS对其组织结构进行了探究,并探究模拟核素在Gd_2Zr_2O_7陶瓷固化体中的固化机理。通过维氏硬度仪、力学万能试验机、激光热导仪、高温热导仪以及浸出和蒸汽试验对Gd_2Zr_2O_7陶瓷固化体的硬度、抗压强度、热导率、热膨胀系数和化学稳定性等性能进行了研究。研究确定了化学共沉淀煅烧法制备Gd_2Zr_2O_7陶瓷粉体合适的煅烧温度为1073K,烧结后,固化模拟核素Nd和Ce的Gd_2Zr_2O_7固化体分别为单相烧绿石结构和单相缺陷萤石结构,Ce元素在固化体中存在叁价和四价两种化学态。力学性能测试结果表明,Gd_(2–x)–x Nd_xZr_2O_7固化体的维氏硬度值在10.12–11.19GPa之间,抗压强度值在237.1–282.9MPa之间;固化模拟核素Ce的Gd_2Zr_2O_7固化体的维氏硬度值在8.73–9.59GPa之间,抗压强度值在159.7–252.4MPa之间。硬度压痕裂纹呈现明显的穿晶扩展,压缩试验失效样品呈现出明显的解理断裂。热物理性能测试结果表明,从室温至1273K,Gd_(2–x)–x Nd_xZr_2O_7固化体的热扩散系数在0.473–0.759mm~2·S~(–1)之间,热导率在1.41–2.06W·m~(–1)·K~(–1)之间,室温至1023K平均热膨胀系数在(10.34–11.93)×10~(–6)K~(–1)的范围内;固化模拟核素Ce的Gd_2Zr_2O_7固化体热扩散系数在0.464–0.880mm~2·S~(–1)之间,热导率在1.44–2.33W·m~(–1)·K~(–1)之间,室温至1023K热膨胀系数在(10.05–10.67)×10~(–6)K~(–1)范围内。短期加速浸出试验结果表明,浸出液中只能明显检测到Gd~(3+)。当浸出温度、固化体化学成分一定时,Gd~(3+)浸出量与浸出时间成正比。不同模拟核素包容量的固化体阳离子累积浸出浓度不同,阳离子累积浸出浓度与模拟核素包容量成正比。Gd_2Zr_2O_7固化体在200~oC下水环境中会被腐蚀,在表面缺陷处率先发生晶体颗粒解离,并最终发育成蚀坑。蒸汽腐蚀试验表明,Gd_2Zr_2O_7固化体会被NaCl蒸汽腐蚀,腐蚀会造成Gd_2Zr_2O_7固化体表面出现晶体颗粒和蚀坑,但是腐蚀程度较轻。腐蚀后Gd_2Zr_2O_7固化体仍为完整的陶瓷块体,具有明亮的光泽和一定的强度。HCl蒸汽会强烈腐蚀Gd_2Zr_2O_7固化体,并有氯化物生成,腐蚀会使Gd_2Zr_2O_7固化体晶粒瓦解,形成蜂窝状的结构,导致Gd_2Zr_2O_7固化体失去强度,无法维持块体形状,变成粉末,部分阳离子迁移到了环境当中。(本文来源于《哈尔滨工业大学》期刊2018-06-01）
尹丹[6]（2018）在《以CuO为氧化剂SHS制备钙钛锆石及其固化模拟锕系核素研究》一文中研究指出核废物的处理是推动核科学技术发展的重要因素,尤其是锕系核素的安全处置,是放射性废物处理的重点和难点。本研究以Cu O为氧化剂,Ca O、Zr O_2、Ti、Ti O_2为原料,通过自蔓延高温合成法(SHS)制备富钙钛锆石型人造岩石,设计反应方程式并计算其绝热燃烧温度(T_(ad))。SHS燃烧试验验证反应的可行性并记录实际燃烧温度,确定最佳反应体系,并在样品燃烧后不同时间通过快速加压获得致密度良好的块体。在此基础上,本研究选择重要的中子吸收元素Hf模拟四价锕系核素,Gd和Sm模拟叁价锕系核素,通过XRD、BSE、SEM-EDX等测试手段探索它们在固化体中的占位机制。同时,采用MCC-1浸出实验法评估各固化体的抗浸出性能。结果表明:以Cu O为氧化剂,Ti O_2/Ti为1:3时,获得最佳制备富钙钛锆石型人造岩石体系,其主要物相为钙钛锆石、金属铜和钙钛矿。自蔓延燃烧后30 s加压得到较为致密的样品,密度为4.28 g/cm~3,硬度为1135.74 HV。当掺入Hf O_2时,获得物相为Hf-Ca Zr Ti_2O_7、Cu和极少量的Ca Ti O_3的固化体,且发现Hf进入了固化体中并取代Ca Zr Ti_2O_7中的Zr位。Gd_2O_3添加进Ca Hf Ti_2O_7的原料中以实现共掺,Gd的固溶极限为41.81-50.86%,且可以同时取代Ca Hf Ti_2O_7的Ca位和Hf位。当不同含量的Sm_2O_3与Al_2O_3共同掺入时,SHS反应活性降低且反应原料未反应完全。当只掺入Sm_2O_3时,成功制备了掺Sm钙钛锆石固化体,物相组成为Ca Zr Ti_2O_7/Sm_2Ti_2O_7和Cu。同时,研究结果表明Sm进入钙钛锆石固化体中并分别取代了其中的Ca位和Zr位。此外,各固化体的水热稳定性均通过元素归一化浸出率进行表征。结果表明Ca、Cu元素浸出率均随浸泡时间的增加而降低,在42天后分别达到10~(-1)、10~(-2)g?m~(-2)?d~(-1)数量级;Hf、Gd、Sm具有良好的抗浸出性能,在42天后基本达到10~(-7)或10~(-8) g?m~(-2)?d~(-1)数量级。所有结果均说明了本实验所制备的富钙钛锆石型人造岩石可以成为固化锕系核素的理想基材。(本文来源于《西南科技大学》期刊2018-05-16）
彭乐[7]（2018）在《原位合成Gd_2(Ti_(1-x)Zr_x)_2O_7烧绿石及其固化模拟锕系核素研究》一文中研究指出目前核技术已经在核电、军事、科研、医疗等方面都有应用。然而,随着核技术的发展,产生的核废物日益增多,并正在严重地威胁地球的生态环境和人类的生存。因此,如何正确、安全、合理的处理与处置核废物,不仅是造福子孙后代,而且还是进一步实现核能可持续发展的关键所在。本文以烧绿石(Pyrochlore)为研究对象,以Ti、Ti02、CuO、Gd2O3、ZrO2为原料,采用自蔓延高温合成结合快速加压(Self-propagating synthesis plus quick pressing,SHS/QP)及闪光烧结(Flash sintering,FS)两种原位合成技术制备抗辐照能力更强、应用前景更广的Gd2(Ti1-xZrx)2O7烧绿石,探索其制备过程中的参数、工艺方法等条件。借助X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)、透射电镜(TEM)、电感耦合等离子体质谱仪(ICP-MS)、万能试样机、显微硬度计和密度天平等设备对合成样品进行结构表征与性能分析,并探索了加压时间点、温度、电流电压值、致密度、水热稳定性之间的关系。结果表明:采用SHS/QP的方法,成功制备了 Gd2Ti207/Cu基体。合成的烧绿石固化体反应温度为1511 ℃,硬度和密度分别为10.49 GPa和5.53g/cm3。采用MCC-1浸出实验方法,研究样品的水热稳定性,Gd元素表现出良好的抗浸出性能,42天归一化浸出率为1.97×10-4 g·m-2·d-1。并在原有配方基础上,采用Zr02替换Gd2Ti2O7的Ti02成功制备了Gd2(Ti1-xZrx)2O7烧绿石,ZrO2 的最大掺入量为 35at.%(x=0.35)。26 s 加压后样品密度和维氏硬度最大,分别为6.25g/cm3和10.81GPa。Cu、Gd、Zr 元素 42 天归一化浸出率分别为 1.27×10-2、1.33×10-3、8.44×10-7 g·m-2·d-1。实验表明,Gd2(Ti1-xZrx)2O7烧绿石的化学稳定性好。实验采用FS技术以Zr02及Gd203为原料烧结Gd2Zr2O7烧绿石。这使得合成Gd2Zr2O7烧绿石变得更加简单。结合FS快速、低温合成、节能的特点,FS在此领域的运用将会是行业的一大新方向。实验结果表明在200 V、0.4 A的电性参数下,FS能合成纯相的钆锆烧绿石,叁点弯曲强度为206.85 MPa。通过TEM测试,材料的晶粒大小在200 nm左右,晶界清晰且衍射花样符合立方烧绿石结构。(本文来源于《西南科技大学》期刊2018-03-29）
SYED,SULEMAN,IMAM[8]（2018）在《快堆BN-600嬗变次锕系核素的蒙卡计算分析》一文中研究指出核电站运行过程中,燃料会发生一系列俘获反应进而生成超铀元素(TRU)。这些核素比铀元素的原子序数大,主要包括钚、镅、锔、镎等元素,所有这些高放射性锕系元素都具有很长的半衰期,这些长寿命放射性核废料的地址处置将会导致较高的成本和安全问题。因此,从乏燃料中去除次锕系核素从而降低核废料的长期放射性是值得研究的课题。本文研究的就是次锕系核素的嬗变问题。嬗变是指通过裂变反应使得次锕系核素变成稳定的核素,这一过程可以通过将这些锕系元素在快中子反应堆、或加速器驱动系统(ADS)、或理论上的任何可以提供锕系元素裂变所需的裂变中子通量的装置中来实现。快堆是技术最为成熟的最适合嬗变次婀系核素的反应堆。本文选取了 BN-600快堆堆型对这一现象进行研究,文中使用蒙特卡罗程序RMC和MCNP计算,并将计算结果与基准报告中结果进行了比较。基准报告来自IAEA,共包含两部分。第一部分所用燃料含有武器级钚,计算了该模型的有效增殖因数、功率和通量分布,结果表明,反应堆功率主要集中在堆芯的低、高富集区,达到80%,计算结果均与基准报告符合较好,对此基准题还进行了燃耗计算,得到了有效增殖因数随燃耗的变化。基准题第二部分燃料使用的是包含26%-30%超铀元素的轻水堆乏燃料,为了保持与基准计算的一致性,进行了步长为140天的燃耗计算,结果表明,Cm和Pu同位素积累,AM和NP同位素可以进行有效转化。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2018-03-01）
胡文超,韩静茹,赵传奇,靖剑平,毕金生[9]（2017）在《可燃毒物组件中次锕系核素嬗变研究》一文中研究指出随着核电的快速发展,核电站卸载的乏燃料越来越多。为了解决这个问题,国际上提出的处置方法是嬗变,但是MA嬗变的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。由于压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是研究了在压水堆可燃毒物组件中添加MA并利用ORIGEN-S程序进行嬗变计算。通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯的影响,初步探索出压水堆MA嬗变的设计方案,为我国现阶段进行压水堆MA嬗变奠定了基础。(本文来源于《核科学与工程》期刊2017年06期）
韦峥,姚泽恩,张宇,徐大鹏,卢小龙[10]（2017）在《Potential-driving模型研究中子诱发锕系核素裂变后物理》一文中研究指出近年来,新型核能利用系统的发展对中子诱发锕系核素裂变反应核数据提出了更高的精度要求。本工作提出并构建新的裂变势驱动模型(Potential-driving model)研究复合核在断裂点时刻的裂变驱动势分布,评价计算中子诱发锕系核素裂变发生后,发射中子前裂变碎片的质量分布数据。将Potential-driving模型植入Geant4程序,Geant4程序通过调用Potential-driving模型来模拟中子诱发锕系核素裂变过程,进一步研究Potential-driving模型对裂变后物理描述的科学性和普适性,突破原有Geant4程序的计算限制,理论研究裂变后裂变碎片的独立产额质量/电荷分布,累计产额质量/电荷分布,动能分布,以及裂变中子谱分布,最终,为新型核能利用系统的研发提供可靠的数据支持。(本文来源于《中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术年会论文集第3册（核能动力分卷）》期刊2017-10-16）
锕系核素论文开题报告
（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：
随着核电的发展,乏燃料产量越来越多,如何有效地处理乏燃料已成为限制核电发展的关键因素之一。目前普遍认为分离-嬗变方案是降低乏燃料长期放射性危害的最佳方案。分离-嬗变方案是在现有燃料后处理方案的基础上,将次锕系核素(MA)和长寿命裂变产物从高放废液中分离出来,并通过反应堆嬗变,从而转变成短寿命、稳定或使用价值较高的核素。本论文主要对MA在铅冷快堆中的嬗变特性以及燃耗进行研究。研究内容如下:设计了叁种MA装载方式:第一种是MA与MOX燃料均匀混合;第二种是把MA做成嬗变棒,在反应堆中取代部分燃料棒;第叁种是MA作为燃料镀层。首先研究了不同方案下装载1 wt%MA对堆芯keff、控制棒积分价值、中子能谱以及功率峰因子等参数的影响,然后计算分析了不同MA装载量对堆芯keff的影响,从而确定后续研究的最大装载量,最后对MA在铅冷快堆中的燃耗情况进行研究。本论文研究主要使用MCNP和SCALE程序进行堆芯模型搭建与计算,计算分析表明,装载1wt%MA后,叁种装载方式均使控制棒积分价值降低,其中均匀混合和MA镀层方式降幅较小,嬗变棒方式降幅较大;叁种装载方式添加1wt%MA均不会对反应堆中子能谱产生明显影响,同时,与无MA装载比较,叁种装载方式功率峰因子都略微降低,并且功率分布没有明显变化,这是铅冷快堆的一个明显优点;叁种装载方式下,初始keff均随MA装载量的增加而降低,由于空间自屏效应的影响,镀层方式对keff影响最大,嬗变棒装载方式影响最小。MA在铅冷快堆中的燃耗情况表明,虽然在运行初期堆芯keff随MA装载量的增加而降低,但在运行过程中MA吸收中子生成了 238Pu、239Pu、242Am,244Am,243Cm和245Cm等裂变截面更大的核素,这些核素的产生补偿了最初降低的keff,从而使堆芯寿期延长。MA在铅冷快堆中的嬗变率计算表明,经过550天的辐照,叁种装载方式中均匀混合和镀层方式MA的嬗变率随装载量的增加而降低,由于嬗变棒装载方式的嬗变率受MA装载位置的影响,其随装载量增加无明显规律,同一添加量情况下,镀层添加方式的嬗变率最高。当3 wt%MA装载时总的嬗变率仍然在25%以上。比较不同MA嬗变情况,237Np、241 Am以及243Am的质量随辐照时间增加而减少,其中241Am嬗变率最高,而244Cm以及245Cm的质量则随辐照时间增加而增多,245Cm增幅最大。245Cm裂变截面较大,可作为核燃料使用。
（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。
锕系核素论文参考文献
[1].李姝阳.锆石基模拟锕系核素固化体的制备和稳定性研究[D].西南科技大学.2019
[2].韩金盛.铅冷快堆嬗变次锕系核素的燃耗研究[D].华北电力大学(北京).2019
[3].邬洋,邢闪,戴雄新.环境样品中锕系核素的快速分析方法及辐射防护应用[J].辐射防护通讯.2018
[4].韩金盛,刘滨,蔡进,李文强.次锕系核素在铅冷快堆中的嬗变性能[J].同位素.2019
[5].张文琦.Gd_2Zr_2O_7陶瓷的制备及模拟锕系核素固化机理与化学稳定性研究[D].哈尔滨工业大学.2018
[6].尹丹.以CuO为氧化剂SHS制备钙钛锆石及其固化模拟锕系核素研究[D].西南科技大学.2018
[7].彭乐.原位合成Gd_2(Ti_(1-x)Zr_x)_2O_7烧绿石及其固化模拟锕系核素研究[D].西南科技大学.2018
[8].SYED,SULEMAN,IMAM.快堆BN-600嬗变次锕系核素的蒙卡计算分析[D].华北电力大学(北京).2018
[9].胡文超,韩静茹,赵传奇,靖剑平,毕金生.可燃毒物组件中次锕系核素嬗变研究[J].核科学与工程.2017
[10].韦峥,姚泽恩,张宇,徐大鹏,卢小龙.Potential-driving模型研究中子诱发锕系核素裂变后物理[C].中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术年会论文集第3册（核能动力分卷）.2017
论文知识图
