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提出我国高放废物地质处置拟采用处置库选址和场址评价一特定场址地下实验室一处置库“三步曲”式技术路线。计划目标是于 2 0 3 0~ 2 0 40年前后建成我国的高放废物地质处置库。处置对象是玻璃固化块、超铀废物和部分乏燃料 ,处置库为竖井一坑道型 ,候选围岩为花岗岩 ,位于饱和带中。已初步选定甘肃北山地区为重点预选区。该区地处戈壁 ,地壳稳定 ,人烟稀少 ,地质条件和水文地质条件有利。现已试验获取...
在一定的pH值范围内,水胀云母对废水中的Cs、Sr、RE、Ru等核素均有良好的净化作用;其中对Cs的净化系数可达10~3,还能有效地去除Ca~(2+)、Mg~(2+)等,使水得到软化。本文着重讨论了影响水胀云母净化放射性废水效果的各种因素,水胀云母和磷酸盐混凝处理废水的效果,提出了用一级沉淀处理废水获得净化系数达到100以上的主要工艺条件。
哈威尔英国原子能管理局原子能研究所化学工程部的科学家和工程师正在研究一种处理高强度放射性废物的方法。
英国原子能管理局工作人员维利雅姆斯和德维季在今年2月23日于伦敦召开的英国核能协会会议上,作了有关放射性废物去除问题的报告。 报告中谈到,在最近10年内英国原子发电站的发电量比起卡德霍尔和切珀尔-克罗斯(Ghapell-Cross)原子发电站目前的发电量,差不多要增加11倍。需要处理和去除的放射性废物的量将与发电量的增长成比例地增加。
一、引言 水泥固化是普遍公认的一种简便易行且源广价廉的固化技术,目前已为世界许多国家采用,并逐步向固化低生热高放废物的方向发展。众所周知,同玻璃固化相比,水泥固化的主要缺点是固化物的机械性能较差、浸出率较高、热导性较差,以及存在可能的辐解问题。这些问题限制了水泥固化的应用范围。本文研究了用聚合物浸渍混凝土(PIC)技术增加固化物的抗压强度和降低固化物的浸出率的可能性。
中低放废物处置方案评述      废物处置  方案       2008/12/18
高放废物的处置研究,如果从1954年美国开始工作算起,至今已有34年了,但到目前为止,只停留在处置库场地特性评价和地下实验室研究阶段,还没有一个国家真正建立了高放废物处置库。然而中低放废物的处置研究情况,则要比高放的好得多。中低放废物
一、前言 中国核学会核废物代表团一行6人,应美国核学会邀请,于1984年11月28日至12月22日对美国有关商用核设施、有关公司及研究所进行了考察访问。考察的内容和我们所从事的工作比较对口,加上美国核学会安排周到,所以这次技术考察虽然时间较短,但
一、前言 在核燃料后处理过程中99%以上的裂变产物留在“共去污循环”的萃残液内。目前这类高放废液均贮存在不锈钢大罐中。由于高放废液中一些核素的半衰期很长,而不锈钢大罐的使用寿命远不如其中某些核素的半衰期长,所以大罐贮存只能作为高放废液处置的暂时或中间途径。二十多年来,各国对此进行了大量的研究工作。到目前为止,普遍认为将高放废液转化为具有化学稳定性和辐照稳定性好的玻璃体,然后再将此玻璃体或用作γ辐...
概要介绍和评述了用溶剂萃取法处理高放废液时避免产生第二有机相的若干技术 :复合萃取体系、芳香烃作为稀释剂、稀释法、还原法、络合法以及非平衡萃取法。后者对用TRPO 煤油溶液处理我国生产堆高放废液有着良好的应用前景。
研究了从高放废液泥浆离心母液中用HDEHP TiOA、TiOA、TRPO分离2 37Np、2 39Pu、2 4 1Am等α核素的分离方法。提出了分离程序及总α的测定方法。分离流程对2 39Pu、2 37Np、2 4 1Am的回收率分别为 99%、88%、99%。
研究了酰胺荚醚N ,N ,N′,N′ 四丁基 3 氧 戊二酰胺 (TBOPDA)和N 50 3(N ,N′ 二乙基庚酰胺 )以及TBOPDA与N 50 3的组合萃取剂在硝酸介质中对U (Ⅵ )、Pu(Ⅳ )、Am(Ⅲ )、Eu(Ⅲ )和其他一些金属离子的萃取行为 ,稀释剂为 4 0 %正辛醇 煤油。用 0 0 75mol/LTBOPDA +0 5mol/LN 50 3/ 4 0 %辛醇 ...
用盐酸及氯化钠处理后的高放废液试样,通过强酸型阳离子交换树脂柱,杂质元素被吸附在树脂上,Ru、Rh和Pd以氯络阴离子形式存在,流入淋洗液中。分离纯化后的试液用ICP-AES法测定其中Ru、Rh和Pd的含量。Ru含量在(35—230)×10~(-6)范围内,重加回收率为90%,相对标准偏差(RSD)为6%;Rh含量在(2—20)×10~(-6)时,重加回收为106%,RSD为10%;Pd含量小于2...
以加压阴离子色谱分离-α计数法测定铀元件后处理工艺废液中的微量钚,采用离子色谱流动注射分光光度装置描绘出U等杂质的淋洗曲线,杂质淋洗完全。当ρ(Pu)≈0.02mg/L时,sr为5%。此方法亦可用于其它废液中微量Pu的分析。
本文介绍罐式玻璃固化的一种“干罐法”操作方式的研制过程和试验结果。用该操作方法并借助于罐中心多点热电偶,可以控制和监测玻璃固化罐内的液位。文中还介绍根据罐中心温度的分布,判断罐内液位以及处理各种不正常现象的方法。
本文研究了一种从高放射性废液中提取锶—90的流程。测定了流程所必须的工艺参数。探讨了在给定的产品收率和化学纯度要求下的离子交换柱的设计。在实验基础上提出了分离锶—90的推荐流程。

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