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(0.109 秒)
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...
