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退役核设施文献资料
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退役核设施不锈钢中氚的分析
在自制的氚污染不锈钢的高温热解析制样系统中对氚污染不锈钢样品进行解析分析,并对影响不锈钢样品中氚回收率的解析温度、解析时间、催化氧化效率、冷凝收集效率等条件进行了优化研究.结果表明,当载气(空气)流速为60～80L/h,解析温度和催化氧化温度为700℃,冷凝温度为-20℃,解析时间为2h时,氚污染不锈钢样品高温制样系统的冷凝收集效率为99％,催化氧化效率为98.6％,不锈钢样品中氚的解析率＞95％.以上结果表明,该不锈钢高温热解析制样系统及其解析条件能够满足退役核设施不锈钢样品中氚的分析要求.
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退役核设施环境植物中氚的分析
建立了一种适用于退役核设施环境植物样品中氚快速分析的方法,在建立快速制样装置的基础上,对场所退役源项调查过程中的含氚植物样品进行了分析.结果显示:建立的制样装置在实际样品处理中,分析时间与传统方法相比缩短2～3h,回收率＞75％.以上结果表明,所建立的方法适合退役过程中大量植物样品中氚的分析.
