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反应堆退役废物中氚含量的测定方法研究

DETERMINATION OF TRITIUM CONTENT INREACTOR DECOMMISSIONING WASTE

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【作者】 杨怀元刘卫温雪莲

【Author】 Yang Huaiyuan;Liu Wei;Wen Xuelian(China Institute for Radiation Protection,Taiyuan,030006)

【机构】 中国辐射防护研究院

【摘要】 本文介绍了反应堆退役废物如不锈钢、碳钢锈垢、合金铝和水池底泥固体样品介质中氚含量的测定方法。建立了高温加湿解析、催化氧化、鼓泡器收集的分析方法,并对该方法中有关参数的确定及测量结果的准确性进行了讨论。

【Abstract】 A determination method of tritium content in solid material samples such asstainless steel,carbon steel rust,scrap aluminium alloy and scale and sediment deposit instorage water pool is studied experimentally by wet-outgassing at high temperature,catalysoxidation and bubbler collection,the parameters involved in this method and the detinitnesof measurement results are discussed also in this paper.

  • 【文献出处】 辐射防护 ,PADIATION PROTECTION , 编辑部邮箱 ,1996年03期
  • 【分类号】TL943
  • 【被引频次】8
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