工学 >>> 核科学技术 >>> 核设施退役技术 >>>
搜索结果: 1-3 共查到核设施退役技术 反应堆退役相关记录3条 . 查询时间(0.074 秒)
为分析反应堆退役废物石墨中的14C含量,设计制作了一套14C高温催化氧化制样实验系统,在实验室中对该系统的处理能力和运行功能进行了部份实验验证。结果表明:在标气流速为1 L/min、催化氧化炉800 ℃时,对CO催化氧化能力为96%;2 mol/L的NaOH溶液对CO2的吸收能力可达99%(其中,一级吸收为67%,二级32%);空气流速为1 L/min、高温解吸室850 ℃,1 h后石墨样品分解率...
用液闪计数法测定了国内某退役反应堆堆芯石墨中的~3H、~(14)C、~(36)C,及不锈钢、碳钢锈垢和水池底泥中~3H、~(63)Ni、~(55)Fe,并对上述固体介质样品的制样与测量问题进行了讨论。
反应堆退役工程中使用高压水清洗技术对反应堆工艺运输水池、工艺房间、密闭水池和一些特殊设备进行了清洗去污。通过施工前的工程验证试验及工程施工 ,取得了高压水清洗技术应用于大型核设施去污的 1套技术数据。同时针对特殊情况进行了技术改进 ,使该技术在核设施退役领域中得到进一步完善

中国研究生教育排行榜-

正在加载...

中国学术期刊排行榜-

正在加载...

世界大学科研机构排行榜-

正在加载...

中国大学排行榜-

正在加载...

人 物-

正在加载...

课 件-

正在加载...

视听资料-

正在加载...

研招资料 -

正在加载...

知识要闻-

正在加载...

国际动态-

正在加载...

会议中心-

正在加载...

学术指南-

正在加载...

学术站点-

正在加载...