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目前使用较多的可剥离和自脆性放射性表面去污剂,基本能够满足去污剂对技术及环境的要求,但在实际使用过程中,存在可剥离型去污剂力学性能、环境适应性较差而自脆性去污剂去污过程及机理研究有待深入等问题。通过选择不同单体,采用预乳液聚合的方式,制备了两种不同固化形貌的表面去污剂,对表面去污剂功能进行研究。对丙烯酸丁酯(Butyl Ac,BA)、甲基丙烯酸甲酯(Methyl Methacrylate,MMA)、丙烯酸(Acrylic Acid,AA)3种去污剂的性能测试结果表明,当mBA:mMMA:mAA=1:0.9:0.1时,去污剂具有较好的力学性能,其拉伸强度可达9.16 MPa,断裂伸长率可达671%,是一种很好的可剥离去污剂基材。对MMA和甲基丙烯酸(Methacrylic Acid,MAA)的测试结果显示,当mMMA:mMAA=1:0.9时具有较好的脆化形貌,这两种去污剂均能在不同表面和形貌的情况下实现完整剥离和脆化,对模拟核素的去污率达到90%以上。 相似文献
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为了获得较高的去污系数以及对被去污件较低的腐蚀程度,需要选择相对适宜的去污工艺。本研究工作选取不锈钢1Cr18Ni9Ti和Inconel 690合金,通过高压釜制备模拟氧化物试片,采用不同去污工艺,进行试片表面模拟氧化物的溶解及腐蚀试验。结果表明:酸性高锰酸钾溶液对于压水堆模拟氧化物的预氧化处理效果好于碱性高锰酸钾溶液;两种模拟氧化物试片经过四种不同去污工艺处理后,通过对去污后试片的宏观及微观观察,几种去污工艺均未对试片结构造成破坏;NP-CITROX是一种比较理想的去污工艺。 相似文献
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本文探讨了硼氟酸(HBF4)用于污染不锈钢去污的可行性。不锈钢(1Cr18Ni9Ti)试片在沸腾浓硝酸中形成一层氧化物后作为模拟污染物,进行了HBF4去除这层氧化的,溶解试片本身及不锈钢焊缝的有关试验,并用分别被天然铀和^230Th污染的不锈钢管道实际样品进行了去污试验。试验结果表明,HBF4去污液能较好地溶解不锈钢及其焊缝,氧化物;对不锈钢的溶解容量较大,可达5g/L,即1L去污液可将0.13^2不锈钢溶解掉5μm。去污液对^230Th污染的实际样品,在去污30min后去污率即达85%以上;对天然铀污染的实际样品,在去污2h后去污率达87%以上;这两种经多次去污后均接近本底水平。 相似文献
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研究化学法去污过程中对核电站上充泵腐蚀量的影响。以马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢为研究对象,分别进行氧化过程和还原过程中溶液浓度、反应温度、时间对腐蚀量的影响试验;之后进行了氧化还原全过程对两种不锈钢材料的腐蚀量影响试验;最后,对某核电站上充泵进行了实操去污工作。试验结果表明:在超声作用下,使用0.25%高锰酸钾+0.25%氢氧化钠混合溶液作为氧化剂、70 ℃反应4 h,然后再使用0.25%草酸+0.25%柠檬酸混合溶液作为还原剂、70 ℃反应2 h,马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢样品表面主要为均匀腐蚀,平均腐蚀量小于1.5 g/m2,腐蚀量满足相关标准要求,同时可有效去除上充泵表面的放射性物质。该配方和工艺流程可推广应用于核电站上充泵的去污工作。 相似文献
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为了控制个人和集体剂量水平,对系统、设备及部件进行在役化学去污可以弥补常规辐射防护措施的不足。采用铬掺杂铁氧化物溶解试验和模拟金属样腐蚀试验快速筛选出最佳化学去污工艺,在核电厂主回路弯头化学去污的实际应用中取得了去污因子为3.08、且对Z2CN18-10金属基材腐蚀深度远小于1μm的满意效果。 相似文献
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辐照铀元件溶解液中钼的放化分离 总被引:1,自引:0,他引:1
研究了草酸对α-安息香肟-CHCl3萃取^99Mo和^95Zr-^95Nb的影响,寻找了最佳Mo萃取率和^95Zr-^95Nb去污因数的实验条件。提出了在HNO3介质中使用α-安息香肟萃取Mo的分离程序,可从辐照铀元件溶解液中分离Mo。 相似文献
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利用搭建的热等离子体实验装置,对重金属镉表面沾污的石墨样片进行去污处理,并采用X射线荧光分析去污前后的沾污程度。通过改变样片沾污方式、去污时间和输出电流,对热等离子体的干法去污能力进行了探讨。研究结果表明,热等离子体的去污率与其剥离厚度息息相关,且两者都随着输出电流和去污时间的增大而增大。当输出电流为60 A、去污时间为100 s时,滴加式和浸泡式样片的去污率分别为92%和65%,剥离厚度均达到了几十微米。在同样的实验条件下对热等离子体湿法去污进行了探索,发现在相同输出电流时,随着去污时间的增加湿法去污比干法去污具有更高的去污率,为不同去污场合提供了更多的选择。 相似文献
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介绍了低浓去污预氧化过程中两种蒸汽发生器材料因科镍690合金及因科镍600合金(下面简称690合金及600合金)在不同邓氧化剂中脱膜效果(以铬的释放曲线表征)实验、腐蚀电位迁移测试和极化曲线测试。结果表明,600合金在碱性高锰酸钾(AP)中的脱膜效果好于酸性高锰酸钾(NP)中,而690合金则在(NP)中的脱膜效果好于AP中。并且在NP中,随着硝酸浓度的增加,600合金的腐蚀电位向正方向移动,690 相似文献
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EGCG辐射保护作用的研究 总被引:9,自引:0,他引:9
采用MTT方法和脉冲场凝胶电泳方法,以人肝LO2细胞株为研究对象,对没食子儿茶素没食子酸脂(epigallocatechin gallate,EGCG)的辐射保护作用进行了研究。MTT结果表明,EGCG在5-50μmol/L的浓度下,对细胞有明显的保护作用,并对细胞的修复有促进作用;脉冲场凝胶电泳方法结果显示,EGCG作用可减少辐射所致的DNA双链断裂水平。两者均显示EGCG可减少对辐射导致的细胞死亡。 相似文献
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溴代对竹红菌乙素光敏活性的影响 总被引:1,自引:0,他引:1
在DMF-水体系中用自旋捕捉,消自旋等ESR技术测定了竹红茵乙素及其两种溴代物光敏产生^1O2,O^-2及负离子自由基的相对产额,发现单溴代未增加HB^1O2的产额,而二溴代使^1O2的产额增加20%左右,但同时降低其经电子转移产生O^-2和负离子自由基的能力。 相似文献
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王全基 《核化学与放射化学》1985,(2)
关于枸椽酸镓-67注射液放化纯度的鉴定,文献已有报道。Hnatowich比较了几种展开剂对不同形式镓的R_f值的影响;Waxmax用甲醇-水的硅胶薄板色层法对几种枸椽酸镓-67商业产品作了放化纯分析,日本是采用柠檬酸钠-乙醇展开剂的纸色层分析法。 本文比较了五种展开剂在中性产品条件下及三种展开剂在不同pH值条件下对不同形式镓的纸色层图谱的影响,试图选择1-2种展开剂作为生产枸椽酸镓-67注射液放化纯的常规鉴定方法。 相似文献
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邻苯二酚氨羧酸螯合剂对放射性钍的促排效果比较 总被引:2,自引:0,他引:2
动物实验观察立即单次及连续给予单、双分子取代邻苯二酚氨羧酸螯合剂 760 1和 95 0 1、95 0 2对2 34 Th中毒大鼠和小鼠的促排作用 ,以大鼠尿、粪中2 34 Th排出量的增高、小鼠整体和肝、骨组织中2 34 Th蓄积量的降低与对照组比较作为评价指标 ,与DTPA相比较。体外实验采用凝胶色谱法测定 760 1和 95 0 1与牛血清白蛋白络合竞争Th的能力及ESR方法测定其清除超氧阴离子自由基 (O- .2 )的作用。结果表明 ,760 1和 95 0 1、95 0 2均有较高的促排效果 ,中毒后立即单次给药使大鼠尿、粪中2 34 Th排出量达 63 %~70 % ,连续 3天给药使小鼠整体2 34 Th蓄积量比中毒组下降 82 %~ 88% ,肝、骨中的蓄积量均明显降低 ,760 1和 95 0 1的促排效果明显优于DTPA。 760 1、95 0 1和DTPA三者促排效果强弱差别和三者与血清蛋白络合竞争钍的能力相一致。 95 0 1和 760 1具有较强的直接清除O- .2 的作用 ,达到BESOD的水平。初步探讨了 760 1和 95 0 1防护核素内照射损伤的作用机制。 相似文献
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聚酯聚氨酯丙烯酸树脂(PUA)的合成与性能的研究 总被引:2,自引:0,他引:2
研究了线型、文链型、封端支链型聚酯聚氨酯丙烯酸树脂(PUA)的合成及其基本性能,其中线型PUA还包括聚醚型PUA。结果发现支链型PUA的力学性能和感光性能较优异,但粘度较大;而封端支链型PUA粘度较低,但力学性能、感光性能均较差。 相似文献