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花式捻线机发展近况
【出 处】
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全国花式线及织物产品开发技术交流会
【发表日期】
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1999年12期
其他文献
本文介绍了模拟乏燃料元件溶解及1AF料液制备的方法,目的是使所用的铀、镎、钚等元素在模拟溶解液中的状态尽可能与实际乏燃料元件溶解液中的状态相似.
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随着核电事业的发展,动力堆乏燃料燃耗大大增加,对回收再循环使用的铀产品中钚、镎及裂变元素净化也随之提高,由此增大了辐照乏燃料后处理的复杂性和难度.为了获取符合质量要求的高纯铀、镎、钚产品,现行的辐照乏燃料后处理流程已不能适应这些不断变化的要求,为此有必要对现行后处理工艺和技术进行一系列改进,开发更有效的分离、纯化工艺和技术.近年来各国在这方面研究的重点之一集中在无盐流程和工艺的开发研究.四价铀是还
在Purex流程中,大多数裂变产物元素的化学行为较简单,但钌、锆、银、钼和锝则比较复杂.本文对动力堆乏燃料后处理中主要裂变产物元素过程化学进行简要的叙述和评论.
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长寿命核素Cs和Cs是核废物贮存库中最活泼的核素之一,乏燃料后处理形成的高放废液具有高酸性和高盐分的特点,从酸性高放废液中选择性地去除Cs是一个世界性的难题.1,3-交替构象的杯[4]芳烃-冠-6衍生物对Cs表现出特殊的选择性和配合能力而受到核化学化工领域的普遍关注.本论文通过合理的分步式减压蒸馏的方法,可消除五甘醇减压蒸馏过程中的不安全因素.采用一锅煮的方法合成了两种1,3-交替构象的杯[4]芳
本文针对我国高放废液体系,用折流板脉冲萃取柱进行去除超铀元素的模拟实验研究,考察脉冲折流板板间距、脉冲强度等对萃取传质性能的影响.
本文简要叙述世界上几个主要核国家所用的动力堆乏燃料后处理PUREX工艺流程,调研了国内外乏燃料后处理PUREX工艺开发,研究方向,为改进我国动力堆乏燃料后处理PUREX工艺流程提出一些看法.