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我国核燃料后处理厂主工艺设备的退役去污已进行了多年,但因核燃料后处理厂主工艺设备在长期运行过程中所直接接触的介质,主要为放射性很强、组成复杂的硝酸体系,设备的表面污染状况严重,沾污牢固,所采用的化学去污工艺(酸、碱清洗)的持续去污能力差。针对上述情况,中国原子能科学研究院和核工业第二研究设计院共同研究开发了用于核燃料后处理厂主工艺设备的FL高效去污剂及去污工艺。 相似文献
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针对含60 Co 3 8× 10 5Bq/L、152 Eu 6 67× 10 5Bq/L、总放射性活度为 2× 10 7Bq的放射性废液进行了水泥固化配方及工艺试验研究。结果表明 :水泥浆流动度和初凝时间随水灰比增大而增大 ,而固化体的抗压强度则随其增大而降低。优选配方的水泥固化体各种性能均满足中低放废液固化体性能要求 :水泥浆流动度≥ 130mm ;水泥固化体 2 8d抗压强度 >7MPa ;4 2d浸出率60 Co为1 84× 10 - 4cm/d、152 Eu为 2 76× 10 - 5cm/d(剂灰比 0 15 ) ,60 Co为 5 4 7× 10 - 4cm/d、152 Eu为1 5 5× 10 - 4cm/d(无添加剂 ) ;总 β的累积浸出分数 (4 2d)分别为 1 7× 10 - 2 cm(剂灰比 0 15 )和3 5× 10 - 2 cm(无添加剂 ) 相似文献
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