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钛酸锶陶瓷固化核废物性能研究

张瑞珠  郭志猛  
【摘要】:本文研究了钛酸锶(SrTiO3)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。

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