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全国核化学化工学术交流年会

召开年：2002
召开地：乌鲁木齐
出版时间： 2002-09-01

主办单位：;中国核学会;;

会议文集：全国核化学化工学术交流年会论文集

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1.固体放射性废物的回取
- 张炜
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了国内外对固体放射性废物的回收情况,并针对我国实际情况,采用自行设计开发和引进国外先进技术设备相结合的方法,加强对固体废物的回收工作.
2.氚废物包装体释氚率实验测定
- 曾俊辉;赵军;苑国琪;刘学军;张东
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了氚废物包装体释氚率的测定方法,旨在为退役的终态验收提供必要的数据,更好的完成含氚废物的处理.
3.后处理厂退役中工艺设备、管道的去污
- 赵华松
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文简要介绍了当前国内外后处理厂(包括中间试验厂)设施退役的情况、原因及方法.描述了后处理厂工艺系统中源项的特点及系统去污在退役中的重要地位.详细阐述了几种去污方法的机理、适用性、优缺点,并结合418/1-01退役中工艺设备、管道的去污,详细论述了去污方法选择的原则和过程.最后就退役工作提出了一些建议.
4.717工程退役安全问题综述
- 蔡涛
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文结合717工程的实际情况,对717工程退役的前期,以及退役中存在的安全问题进行了综述,以保证717工程退役的安全顺利进行.
5.高压水清洗技术在核设施退役中的工程验证
- 景顺平;侯永明
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：高压水射流技术在801堆的应用是国内核设施退役领域的首例,我们先后对工艺运输水池、工艺房间、密闭水池、箱井水斗和一些特殊设备进行了清洗去污.通过工程施工以及施工前的工程验证试验,取得了高压水清洗技术应用与大型核设施去污的一整套技术数据.同时针对具体情况进行了大量的技术改进,使高压水射流技术在核设施退役领域中得到进一步完善和应用.
6.退役废金属处理技术路线的选择与废物管理
- 任宪文
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文从放射性废物管理角度出发,简要地评估了现有常用化学、机械、熔炼去污技术的优缺点.由于人们对化学和机械去污工艺较熟悉,本文着重介绍了不同熔炼去污方法的优缺点.作者从全程废物管理角度,提出了三种退役废金属处理技术路线.经综合评估,作者认为,对于那些不含活化产物(Co、Mn、Ni、Ag等放射性同位素)或含量较少的废金属,宜采用由化学法初步去污--拆卸解体--减小废金属尺寸-熔炼处理--二次废物、整备包装、暂存、处置等步骤组成的退役废金属处理技术路线较合理.
7.碱浸法处理沾污轴承的试验及应用
- 张忠
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了碱浸法处理沾污轴承的试验及生产应用.结果表明:采用10﹪碳酸钠和2﹪双氧水组成的浸取剂,在70°C的温度条件下,鼓泡浸取24小时,能进行大批量(300~400kg)沾污轴承的去污处理,并能达到处理的质量要求,处理后的沾污轴承的表面剂量检测不大于4Bq/cm<'2>,能满足装箱长期存放的要求,从而有效地降低了生产成本,提高了生产效率.
8.大亚湾核电站放射性三废控制与管理
- 张朝文
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：要更好的理解放射性废物问题,应考虑到以下两个基本事实:■所有人类活动都会产生废物■放射性是一种自然界的现象.核电站逃不过这个普遍规律.大亚湾核电站在产生电能、提高人们生活水平的同时,也产生放射性废液、废气和固体废物,这些带有放射性的废物必须经过科学的严格的处理,在满足国家法规标准的前提下尽可能清洁地排向环境以保证公众的健康和环境的安全.本文对大亚湾核电站从94年投入商业运行后放射性三废的产生与控制进行了总结,结果表明了大亚弯核电站三废管理体系的有效性.本文重点对大亚湾核电站通过多年生产实践形成的管理体系进行详尽的论述,并重点从组织管理、文件管理、放射性三废管理理念、放射性三废分类收集与处理、工艺过程控制等方面进行了详尽的论述.对本文提出的放射性三废管理理念及管理体系仅是根据大亚湾的生产实践总结而来,期待同各位同行进行交流和探讨.本文的目的是希望通过对同各位同行进行交流和探讨达到取补短,进一步提高大亚湾核电站的三废管理水平.让公众能够更多的了解核电站对放射性废物的处理和控制,树立核电是清洁能源的形象.
9.离子浮选法处理放射性废水初探
- 蔡青;赵宝生
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文主要探讨运用成熟而先进的离子浮选新分离技术,为处理成份复杂的放射性退役废水找到一条简单、高效的处理途径,实现三废处理减量化(浓缩液体积不超过原始溶液体积1﹪),资源化和无害化的目的.离子浮选分离技术运用于成份复杂的放射性退役废水,加入表面活性剂(捕集剂),利用表面活性剂是两亲分子,其极性基团(亲水基团)对放射性重金属具亲合性生成络合物而吸附,使非极性基团形成了新的表面,它的憎水性达到了借氮气鼓泡上浮富集的目的.
10.DOE2000版退役手册简介
- 王旭东
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：2000年1月,DOE发布了其新版退役手册(DOE/EM-0383,以下简称"新手册"),取代原先的1994版(DOE/EM-EM-0142P).新手册定位在借助实例和经验、教训展示退役的程序和实践上,原先那些有关退役技术方面的内容则已全部归入1997年发布的Decommissioning Preferred Alternatives Matrix中.
11.分析废液中铀的回收技术研究
- 冯建新
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：根据含铀废液介质及组份的不同,进行了铀回收工艺路线的研究.以强化转型后运用CL-TBP树脂进行吸附,解吸工艺分离净化硫酸、盐酸介质废液,以叔胺为萃取剂建立盐酸体系回收纯化的工艺方法,以TBP萃取体系对氢氧化钠介质进行纯化,以分馏后反萃取流程处理了TBP-二甲苯介质废液,以酸性有机磷和中性有机磷建立协同萃取流程对硫酸介质废液进行处理,以TBP、TOA为络合剂对四氯化碳、丙酮介质废液络合,碳酸铵反萃取的流程进行铀的回收净化,建立了相应的工艺流程,并处理了全部废液,所产出氧化物质量均达到国家核纯标准,铀的总回收率≥98﹪,有效的回收净化了铀、确保了核物料的循环使用.
12.含硅溶液的处理方法在铀回收生产中的应用研究
- 杜文伟
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：为了顺利回收含硅量较多(≥100mg/L)物料中的金属铀,避免硅元素及其氧化物在萃取过程中,造成乳化现象的产生和净化系数的降低等一系列的不利因素,研究了原始水相酸度、TBP浓度等条件对萃取作业的影响.其研究结果表明,在溶液中铀元素在2gL~4g/L之间,硝酸浓度在3M~4M时,用60﹪磷酸三丁脂(TBP)的煤油溶液在室温下进行溶剂萃取操作,并对贫有机用氢氧化钠进行处理,不但基本上消除了乳化现象的产生,还可以得到大于99﹪的萃取效率.通过对中间产品进行定量的杂质分析,净化效率也能够同时得到保证.
13.压水堆核电厂废液蒸发单元的优化
- 祁昌明
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文结合中国三个已运行的压水堆核电厂废液蒸发单元的运行情况,在总结了各电厂运行经验和故障现象的基础上,提出了废液蒸发单元的规范化,包括系统组成、运行和控制,以此来推动未来核电厂三废系统设计理念的改变.
14.乙异羟肟酸在TRPO流程简化中的应用
- 张平;刘秀琴
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：TRPO流程是我国研究开发的从高放废液中回收锕系元素的流程,本文研究了乙异羟肟酸对TRPO中负载的U、Pu、Am、RE以及Fe的反萃效果.
15.退役放射性固体废物固定工艺的研究设计
- 邓浚献;樊秀梅;朱华;李强;于庆宇;邵立达
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：核反应堆退役产生大量的放射性固体废物,为了最终处置必须将其整备,废物固定是整备的一个方面,本文主要讨论固体废物的固定工艺.
16.固体废物整备设施的设计
- 李忠镝
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了固体废物整备设施的设计方案,作者结合本院所进行的固体废物整备工程设计,分析了此类工程的设计方法和技术.
17.极低放固体废物的处理与处置
- 谷存礼
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了国内外对极低放废物的管理方法,建立了极低放废物填埋工程模式的工作流程,对我国核设施退役提出建议,以便做好前期开发,保证核设施退役顺利进行.
18.可剥离膜的研制和去污实验验证
- 谭昭怡;田军华;张子骞;张东;苑国琪
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了一种核设施和设备去污的方法:可剥离膜去污法.利用聚乙烯醇为主要原料来研制可剥离膜,在实际应用中效果良好.
19.后处理厂高放废液贮存的安全管理
- 孙斌
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：乏燃料后处理过程中,不可避免地产生大量的高放射性废水,它是核工业废物中危害最为严重的废物之一,其中的大量放射性物质会污染环境,并对人类和生物带来很大的辐射危害.随着核设施退役和环境保护的要求,后处理厂高放废液贮存的安全管理日趋重要.本文主要针对我厂现存高放废液的状况,分析、探讨后处理厂高放废液在贮存管理过程中的安全问题.
20.泉水坪厂区核设施退役工程的质量管理
- 张太明;罗顺忠;苑国琪;王兰新
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文对中物院核物理与化学研究所泉水坪厂区核设施退役工程的质量管理进行了简介,对该项工程立项、实施及竣工验收分阶段的质量控制过程进行了描述,重点介绍了工程施工过程的质量保证措施,并针对核退役工程的质量管理问题进行了讨论.
21.UF<,6>催化还原制备UF<,4>
- 武爱国;王永刚;马文军;安效云;温国义
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文叙述了由<'235>U丰度为19.75﹪UF<,6>催化还原制备UF<,4>的工艺流程,工艺条件及制备的UF<,4>产品质量情况.生产结果表明,该方法是小批量制备浓缩UF<,4>的较佳方法,产品质量可以满足要求.UF<,6>催化还原制备UF<,4>主要由UF<,6>水解,水解液的催化还原,UF<,4>的干燥锻烧等工艺过程组成.UF<,6>水解是常规过程,水解液的催化还原是本工艺的关键.主要原理是以CuSO<,4>作为催化剂,以SO<,2>气体作为还原剂,将UO<,2><'2+>还原为U<'+4>,从而得到UF<,4>沉淀,沉淀质量的好坏直接决定了UF<,4>产品的质量的高低.UF<,4>的干燥和锻烧也是本工艺的重点,主要是控制干燥煅烧温度和时间,这二者直接影响UF<,4>中水分含量,UO<,2>F<,2>和UO<,2>的含量.通过贫料替代试验,确定了工艺条件,生产实践证明,所确定的工艺条件是适宜的,可行的.
22.UF<,6>转化生产UO<,2>粉末
- 武爱国;王永刚;马文军;安效云;温国义
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文叙述了由<'235>U丰度为10.0﹪的UF<,6>转化生产UO<,2>的工艺流程、工艺参数及产品质量情况.生产实践表明,用此方法生产的UO<,2>粉末,完全满足49-2堆燃料元件的制造要求.该工艺具有流程短、操作简单、容易控制的特点.尤其ADU到UO<,2>这一步,干燥、分解、脱氟、还原过程在同一个炉子中进行,脱氟、还原一步完成,即缩短了流程,又提高了收率,一举两得.UF<,6>转化生产UO<,2>粉末主要由UF<,6>的水解;ADU沉淀;ADU干燥、分解、脱氟、还原、稳定化等操作组成.贫料替代试验及浓料生产实践均表明,ADU沉淀过程加氨时间,ADU转化为UO<,2>的最高温度,是影响产品质量的关键因素,应在生产中严加控制.
23.大中温制氟电解槽自动加料技术的分析与在工程中的应用
- 冯少青
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：纯氟气是核工业生产中必备的介质.本文介绍了大中温制氟电解槽自动加料技术及在工程中的应用.通过电化学方法,讲解了设备的调节系统.
24.核设施退役工程监理特点和应考虑的因素
- 刘文仓;谢建勋
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文论述了目前我国核设施退役工程的特点和退役工程监理中存在的主要问题,根据参加核设施退役工程的实施和监理工作的经验,提出了核设施退役工程监理工作中应考虑的因素,包括在退役工程监理的管理、实施和退役施工阶段监理质量控制时应考虑的主要因素.
25.'可燃核废物焚烧装置'的建立及调试情况介绍
- 周连泉;王培义;杨利国;李晓海;张晓斌;王煦晋;董京玲;李串连;郑博文;邱明才
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了我国某核工厂"可燃核废物焚烧装置项目"建设的基本情况,主要包括装置的工艺流程简介和系统冷热态试车和试运行结果.根据可燃废物性状,确定以固体废物热解焚烧为主,兼顾进行废油喷雾焚烧和废石墨固定床式焚烧及干湿法烟气净化相结合的工艺路线.非放模拟物料和实际放射性废物焚烧的冷热态试车及试运行结果表明:工艺方案可行、系统运行平稳、安全可靠,各项技术指标均达到合同书及国家有关焚烧炉标准的要求.
26.热解燃烧废TBP/OK料液配制
- 张存平;甘学英;林美琼;魏峰;范显华
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：热解燃烧处理放射性废TBP/OK溶剂,为避免磷酸腐蚀以及充分热解反应,需在TBP/OK溶剂中加入固磷剂、表面活性剂配成均匀、稳定的料液.本文介绍了如何配制TBP/OK乳状液,TBP主要降解产物DBP对乳状液配制的影响,并利用八二一厂放射性废TBP/OK溶剂进行了真实料液的配方验证,经过实验,调整配方,最终找到了一种能满足工业生产的适用于废TBP/OK溶剂的合适配方.
27.钚设施的退役及其废物的处理整备
- 吴仲尧
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文分析了钚设施退役过程的特殊问题,认为在拆除过程中最重要的问题是控制α放射性污染的扩散,以减少工作人员的内照剂量;在废物处理与整备过程中最重要的是α废物的判识和尽可能减少α废物最终体积,以降低退役费用.最后本文给出了钚设施拆除及其废物处理整备的参考方案,并根据我国实际情况,对下一步研究开发工作给出了建议.
28.亚铁氰化钛钾离子交换剂制备中试研究
- 文明芬;徐世平;景山;宋崇立
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文研究了中试生产无机离子交换剂—亚铁氰化钛钾的工艺条件.结果表明:TiCl<,4>在适当的条件下水解,并控制好合成工艺,可制备出易分散、颗粒均匀、球形良好的水合TiO<,2>凝胶.采用三相流化床洗涤和浸泡HTO和生产亚铁氰化钛钾,不仅提高了生产效率,而且使生产工艺稳定.
29.冷坩埚熔制模拟铯废物钛硅酸盐玻璃初步探索
- 鲍卫民;胡唐华;宋崇立;冯孝贵
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：建立了冷坩埚玻璃固化模拟高放废物的实验装置.用冷坩埚试验熔制了铁磷酸盐、钛硅酸盐及硼硅酸盐玻璃.结果表明,用微波加热的方式可以在较低温度下启动冷坩埚熔制铁磷酸盐玻璃.冷坩埚中熔制的钛硅酸盐玻璃无折晶,机械强度良好,红外光谱与电阻炉中熔制的玻璃基本一致,化学稳定性比普通电阻炉中的好.
30.添加剂对水泥固化中放废液铯、氯、锶、锝浸出的研究
- 张琴芬
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：测定了Cs-137、Cl-36、Sr/Y-90和Tc-99在五种硅胶粉、硅藻土、膨润土和水泥中的吸附比,结果表明Cs、Sr/Y阳离子能有效地为这些物质吸附,而Cl、Tc阴离子则不能被其吸附.研究这些核素在上述物质作添加剂的高炉水泥中的浸出实验,表明大部分含硅胶和硅藻土的水泥仅对其有弱的影响,而含膨润土的高炉水泥样品能明显阻滞Tc、Sr/Y和Cs浸取.用载Cs硅胶粉及用载Cl的Ag<'+>、Hg<'2+>作添加剂能降低水泥中Cs和Cl的浸出份额.
31.溶解氧浓度和pH对Eh的影响
- 周舵
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：地下水的氧化还原电位是核废物地质处置安全评价的一个重要参数.本文采用自行研制的实验装置,研究了不同pH值的花岗岩浸泡水中溶解氧浓度对其氧化还原电位的影响.研究结果表明:1)在pH值不变的情况下,花岗岩浸泡水中溶解氧浓度与其氧化还原电位呈对数关系,花岗岩浸泡水的氧化还原电位随其溶解氧浓度的减小呈对数趋势下降,当花岗岩浸泡水中的溶解氧浓度低于200ppb时,其氧化还原电位骤降.2)在溶解氧浓度不变的情况下,花岗岩浸泡水的氧化还原电位与其pH值呈线性关系,花岗岩浸泡水的氧化还原电位随其pH值的增大呈线性趋势减小.
32.类玻璃水泥固化体中核素Cs,Sr浸出率的测定
- 林美琼;魏峰;殷奇;范显华;李永德
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：一种新颖的类玻璃水泥材料配方用于固化处理放射性废液已经研制成功.这种材料对模拟料液的固化体的抗压强度,相组成已经表征,材料配方申请了专利.本实验中,每种模拟料液与水泥比为0.45—0.55,混合搅拌至少5分钟.泥浆灌入圆柱体模子在室温和大气压的条件下养护28天.脱模后的废物完全浸入去离子水中,根据GB7023-86,测定核素浸出率.实验结果表明:核素Cs,Sr在第42天的浸出率分别在10<'-4>,10<'-5>数量级.
33.土壤样品中<'239+240>Pu的测定
- 常志远;赵敏;李井怀
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了分析土壤样品中Pu测定的方法—萃取色层法,通过实验分别对IAEA-SOIL-6和IAEA-375两种土壤参考样品进行了分析测定.
34.净化后的含氚废水大气载带排放方法介绍
- 常尚文
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：根据需要,我们准备建造一座处理能力为400m<'3>/a的含氚废水大气载带排放站.本文介绍了两种可以被采纳的载带方法.一种是太阳能温室大气载带方法,这已经被韩国原子力研究院采用,并有成功的运行经验.另一种是太阳能和热泵联合使用的方法.用此法对一些影响载带排放的因素作了研究.最后介绍了我们的初步设计方案.
35.密实移动床的颗粒循环速率研究
- 冯孝贵;景山;吴秋林;陈靖;宋崇立
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文根据水力学原理,介绍了TRPO流程中高放废液的处理设备密实移动床.旨在研究各种因素对颗粒循环速率的影响.
36.TRPO流程中气提泵特性研究
- 张成钢;景山;吴秋林;陈靖;宋崇立
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了Trpo流程中处理高放废液的输送设备气提泵.研究了水、模拟料液和30﹪Trpo-煤油体系的气提特征,为Trpo全分离流程工业化设计提供依据.
37.理论计算在低能源测量中的应用
- 姚永奎
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了同位素的活度测量在低能测量中的应用.文章用等效小孔相对测量法讨论了放射源之间活度不同而活性区相同的情况.
38.应用P620、P310分析仪实现氟化反应器炉气组分在线分析
- 蒙金红
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：P620、P310光谱仪是我厂新近购进的分析仪器,用于对氟化反应器炉气中F<,2>、UF<,6>、HF含量的在线分析.为了全面、深入地了解仪器的测量原理、掌握仪器的校准和使用方法,使仪器能顺利地应用于生产现场,实现对氟化反应器炉气组分的在线分析,并为以后的氟化反应器加料量的自动反馈控制作准备,我们在实验室中利用自制标准样品对P620、P310分析仪进行了多项实验.本文对P620、P310分析仪的测量原理、校准、通讯及其实现在线分析的方法进行了详细的介绍.
39.吸附法测定八氧化三铀比表面积方法研究
- 邵旭平
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：金属氧化物粉末在低温、适宜压力下,易形成单分子吸附平衡.本法以"B.E.T"理论为基础,以氮气为吸附质,在液氮温度下被样品吸附,测量由于吸附引起的压力变化,采用定量气体体积标定单分子吸附表面积,确定工作曲线的斜率和截距,结合测定的压差计算八氧化三铀样品比表面积,方法的精密度优于11﹪.
40.中温电解制氟HF加料自动控制研究试验(试验报告)
- 张习林;蔡建中
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文论述了中温电解制氟HF加料自动控制的试验原理、过程和结论.对可能实现HF加料自动控制的几种方法进行了全面分析,并最终确定对以下两种方法进行系统的研究试验.一是对电解液成分进行检测,根据HF消耗情况作为自动加料的控制依据;二是对电解液液位进行检测,根据HF消耗情况作为自动加料的控制依据.
41.以UF<,6>水解液为原料制备AUC粉末
- 许奎
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文简要介绍了以UF<,6>水解液为原料制备AUC粉末的工艺过程、主要设备以及基本原理;具体研究了以UF<,6>水解液为原料制备AUC粉末的主要控制参数;讨论了氟体系制备的AUC粉末与硝酸体系制备的粉末的各种差异.实验结果表明:以UF<,6>水解液为原料制备AUC粉末,NH<,3>/U比控制在26~30之间,沉淀时间控制在3~4h较为适宜;按此工艺生产的AUC粉末粒度在30μ左右,松装密度在1.2~1.4之间,组成恒定且质量稳定,重现性好;经分解还原得到的UO<,2>粉末性能稳定,烧结活性高.
42.含氟废液处理工艺研究
- 黎志万
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文介绍了用离子交换树脂处理含氟废液中的U、用生石灰沉淀含氟废液中的F<'->达到排放标准的废液处理工艺.研究了生石灰的加入量对除氟的影响,测试除氟除铀工艺和除铀除氟工艺中硅胶和多种离子交换树脂对废液中的U的静态和动态交换容量.研究表明,由D418型树脂处理废液中的U达到[U] ≤0.05mg/L,利用生石灰沉淀废液中的F<'->达到[F<'->]≤10mg/L的排放标准的工艺方法是可行的.
43.IDR工艺在陶瓷级UO<,2>粉末制造中的应用初探
- 吴云
- 《全国核化学化工学术交流年会》 | 2002年
摘要：本文较系统地研究了影响UO<,2>粉末性能的主要工艺参数,对转化炉温度、UF<,6>流量、脱氟水蒸汽流量等三个主要因素进行了正交试验,通过分析各个因素对UO<,2>粉末性能以及生产运行的影响,获得了稳定生产运行的经验,得到了IDR生产的工艺参数,确定了转化炉温度(650°C、700°C、700°C、640°C)、UF<,6>流量(10kgU/h)、脱氟水蒸汽流量(57kg/h)为最佳工艺参数.