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工学
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核科学技术
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核设施退役技术
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搜索结果:
1-1
共查到
“
核设施退役技术 14C
”
相关记录1条 . 查询时间(0.156 秒)
反应堆退役石墨中
14C
分析制样实验系统研制
反应堆
退役
石墨
14C
分析测量
font style='font-size:12px;'>
2011/8/17
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...
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