搜索结果: 1-13 共查到“知识库 核设施退役技术”相关记录13条 . 查询时间(1.484 秒)
自20世纪90年代设立核设施去污专项以来，中国原子能科学研究院(CIAE)全面介入了核设施退役治理领域的研发，开发出了许多技术。本文论述了CIAE核设施退役领域的技术发展情况，重点介绍了源项调查、去污、切割拆除、放射性废物检测等领域的技术进展，并对CIAE核设施退役技术现状进行了分析，最后对其今后退役治理领域技术发展方向提出了建议。
明确待退役氚污染不锈钢材料中氚污染深度和化学组成，对制定和选择经济有效的退役处理工艺或方法具有重要意义。分层化学蚀刻法是研究氚污染不锈钢材料中氚深度分布及存在形态的主要方法之一。研究过程中，从待退役氚工艺线上取氚污染的不锈钢材料，制成实验试样后，采用常温化学分层蚀刻方法对试样中的氚污染深度和氚的化学组成进行实验研究。结果表明，氚聚集在不锈钢表面层0～4 μm范围内，主要以HTO和HT形式，其中HT...
基于灰色马尔可夫链的核设备退化趋势预测
核设备 灰色马尔可夫链 退化趋势 预测
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2011/8/18
核设备的状态退化趋势预测是确定其在役检查以及维修计划的重要依据，但由于核设备样本小、退化数据缺乏、退化轨迹具有波动性，难以采用传统的概率统计模型对其退化趋势进行精确预测。为此，本文提出应用灰色马尔可夫链模型对核设备退化趋势进行预测的方法，该方法充分利用GM（1，1）和马尔可夫链的优点，能够有效提高核设备退化趋势预测的精度。并以屏蔽泵的退化数据为样本，精确预测了屏蔽泵的退化趋势，同时与GM（1，1）...
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...
核设施退役虚拟仿真中烟尘输运过程建模及算法研究
核设施退役 虚拟仿真 半拉格朗日方法
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2011/8/19
基于三维数值计算可实现核设施退役虚拟仿真中烟尘输运过程仿真，而快速且稳定的数值求解方法是实现动态仿真过程的核心。研究中首先建立相应的数学模型，然后采用半拉格朗日方法对方程进行求解。求解过程中首先对方程采用分裂法，得到各分项方程，然后利用半拉格朗日方法对瞬态项及对流项进行求解，对于不可压缩压力方程采用了基于约束思想的投影算法。研究过程中对立方体空间进行了数值仿真，仿真结果的显示采用OpengGL编程...
退役密封放射源回收再利用现状及存在问题探讨
密封放射源 退役 再利用
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2009/9/16
本文介绍了我国目前使用的常见密封放射源种类、拥有数量情况，退役或闲置密封放射源的处置及回收再利用现状，对在退役密封放射源回收再利用领域存在问题提出了建议。
植物中组织自由水氚的测量方法
氚 冷冻解析 植物 脱水率
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2009/5/11
为评价核设施退役中氚对环境的影响，可监测退役前后植物中氚的活度变化来反映。文章设计加工1套用于植物组织自由水解析的低温真空解析系统，该系统对云南杉树叶样品的最佳解析时间定为5～6h，此时20g样品至少能解析水4～5mL用于液闪测量，对树叶中组织自由水的平均回收率为61%。
狭小空间表面放射性污染去污
狭小空间
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2008/10/29
根据核工业退役设备表面放射性污染去污需要，针对狭小空间的特点，研制了１套去污工具和化学去污剂Ｄｅｃ－α，利用物理和化学相结合的去污方法，使１次去污率达到８５％左右
1987年核设施退役国际专题讨论会简介
核设施退役 1987年
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2008/10/16
“1987核设施退役国际专题讨论会”于1987年10月4日至9日在美国匹兹堡市劳伦斯会议中心召开。这次会议是1982年10月在华盛顿举行的核设施退役国际专题讨论会的继续。本次会议是由美国能源部(DOE)过剩设施管理计划(SFMP)发起,并与国际原
反应堆退役废物中~3H,~(14)C,~(36)Cl,~(63)Ni和~(55)Fe的液闪计数测定
液闪计数 退役反应堆
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2008/10/16
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。
高压水清洗技术在反应堆退役工程中的验证试验
退役工程 高压水清洗
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2008/10/16
在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
铀矿水冶退役技术考察
核工业部矿冶局 湖南矿冶局 北京铀矿选冶研究所
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2008/10/16
一、前言 近年来,我部将有若干矿山、水冶厂陆续关停,急待进行退役处理。铀矿山、水冶厂的退役在我部是一项新的工作。为了学习国外有益的经验,以作为制定和进行铀矿山水冶厂退役工作计划时参考借鉴,由安防局、矿冶局和辐射防护研究所、湖南矿冶局、五所等
铀同位素浓缩设施的退役处理
铀同位素 退役
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2008/10/16
1985年9月至1986年12月完成了一套铀同位素浓缩试验设施的退役。本次退役属第三类退役形式,要求设施全部拆除迁离,厂房改作其它用途。退役活动包括:设施拆除、部件拆卸解体、包装、运输、去污、辐射监测、废物管理及物资处理。依靠以化学方法为主,辅以机械的和熔炼方法的去污手段,使1300吨金属部件表面污染水平降至允许限值以下。退役废物总量约50吨。监测结果表明,退役活动未造成对人员、环境明显影响。