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1.
为模拟铀钚氧化还原萃取(PUREX)的U/Pu分离流程(简称1B流程),以多级混合澄清槽为萃取设备,以化学反应体系和经验萃取体系为基础,基于MPMS计算模型框架建立了以NH3OH+-N2H4(HAN-HYD)作为还原萃取剂的1B流程数学模型。通过对比文献数据,验证了模型的有效性。应用该数学模型探究了某低流速高酸洗涤液在特定参数条件下的1B流程中发挥的效应,结果表明该低流速高酸洗涤液的引入会降低U/Pu回收率。为进一步评估不同条件下低流速高酸洗涤液对1B流程分离效率和回收效率的影响,通过改变模型中低流速高酸洗涤液的工艺参数获得不同的U/Pu分离效果。计算结果表明,在不引入低流速高酸洗涤液的条件下,1B流程能获得最优的U/Pu分离效率。该数学模型将为基于多级混合澄清槽的1B流程工艺评估和预测等提供有益帮助。   相似文献   
2.
通过γ谱仪核素分析、分光光度法分析、样品的高温分解验证实验和质谱测量四个步骤,验证了在核设施退役过程中,原废物库存放多年、且标识已模糊不清的黄色粉末状放射性未知物质的主要成分,从而为进一步处理这批放射性存放物的后续工作提供依据。经鉴定分析,这批未知物质的成分是重铀酸铵,样品中235 U的丰度均低于0.72%,为贫化铀。  相似文献   
3.
本文从热力学角度出发,利用能斯特方程进行计算,研究了423、573 K温度条件下Fe-H2O体系、Cr-H2O体系及Zr-H2O体系的电位-pH图(E-pH图),从理论上说明了铁、铬、锆3种反应堆结构材料的主要组成元素在高温高压水中,受电位、pH影响的腐蚀行为倾向,为后续在堆内水化学环境中进行材料电化学腐蚀试验研究以预防材料的腐蚀、延长材料的使用寿命提供了数据参考。   相似文献   
4.
为了除去乏燃料后处理过程产生的放射性碘,本研究采用8%载银量的丝光沸石作为吸附剂,采用动态吸附法研究了在气体线速度、吸附柱高度、湿度和NO2体积分数等因素下其对气态碘的吸附效果的影响。实验结果表明,气体线速度对饱和吸附容量几乎没有影响,在较低气体线速度条件下,吸附柱传质阻力会增大;吸附柱高度对传质阻力几乎没有影响,随着吸附柱高度的增加,饱和吸附容量有一定的提高;湿度不影响吸附效果;NO2对吸附效果具有促进作用;Yoon-Nelson模型能够很好地拟合碘在8%载银丝光沸石吸附柱上的吸附过程。   相似文献   
5.
针对放射性岩棉的玻璃固化配方,分别进行了高温粘度及低温粘度研究,对按照优化工艺参数制得的放射性岩棉玻璃固化体进行性能验证与评价。结果表明:优化配方玻璃熔融体高温粘度曲线方程为η=1.27×10-8×e29 794.11/T,相关系数达到0.999 1,预测优选熔化温度为1 181℃、成型操作前期温度范围为1 034~914℃、成型操作后期温度范围为914~619℃;优选退火温度范围为544~574℃;按照优化工艺参数制得的玻璃体均匀性好,密度满足玻璃固化体要求,玻璃化程度高,机械强度较高,表明研究所得的工艺参数为适用于放射性岩棉配方的优化结果,为等离子体高温焚烧装置的优化设计及放射性岩棉玻璃固化配方的工程应用提供了参考依据。  相似文献   
6.
核设施退役与三废治理过程中会产生大量表面被沾污的不锈钢金属部件,作业环境和人员将面临潜在的放射性污染和受照剂量问题。针对不锈钢金属表面的60Co污染问题,设计了手持式电化学试验装置对不锈钢表面污染进行合理有效的原位去污;采用正交实验法优化电解液浓度、电流密度和电极间距等电化学工艺参数,并对不锈钢表面60Co污染进行去污验证。研究结果表明,本文建立的电化学原位去污方法具有去污时间短、效率高等优点;在电解时间为30 s、电解液为10 mol/L硝酸、电流密度为0.3 A/cm2、电极间距为0.4 cm的条件下,此方法对不锈钢表面60Co污染的去污效率可达99.9%以上,腐蚀深度大于10 μm,可使污染降低至环境本底辐射水平。   相似文献   
7.
通过热力学计算软件(HSC)对堆照Al N复杂物系下的一段高温氧化反应及主要反应单元进行了初步的热力学与动力学分析,并进行了实验验证。结果表明:为提高14CO2的产率,需保证反应时O2充足;反应速率由O2的吸附和14CO2的脱附过程的扩散控制;应从改善气-固反应物的反应器选型、接触方式、接触时间、反应温度等方面着手改进工艺从而提高反应速率。本文研究结果为批量化制备高比活度Ba14CO3提供了重要技术支持。  相似文献   
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