【摘 要】
：
本文对煤化工的耗水量进行了计算分析，对煤化工耗水量的下降问题进行了分析，并分析了高水耗产生的原因。而在油价大跌的形势下，为了降低成本、提高竞争力，煤化工产业必须学会精打细算，将节能节水提到议事日程上来。如果我国煤化工产业仍然满足于打通流程、长周期运行、能够盈利的示范项目投产的初级阶段的要求，固步自封，徘徊不前，那就会丧失良机，使负面因素持续上升，让产业走向低谷。
【机 构】
：
中国系统工程学会过程系统工程专业委员会,北京
【出 处】
：
2015第十四届中国煤化工产业大会
论文部分内容阅读
本文对煤化工的耗水量进行了计算分析，对煤化工耗水量的下降问题进行了分析，并分析了高水耗产生的原因。而在油价大跌的形势下，为了降低成本、提高竞争力，煤化工产业必须学会精打细算，将节能节水提到议事日程上来。如果我国煤化工产业仍然满足于打通流程、长周期运行、能够盈利的示范项目投产的初级阶段的要求，固步自封，徘徊不前，那就会丧失良机，使负面因素持续上升，让产业走向低谷。
其他文献
本文主要介绍了在国家现行核与辐射安全监管机制下,某公司积极配合上级监管部门对其核设施实施的监管工作的情况,介绍了上级部门与本单位实施的"二级"监管过程中反映出的放射性废物管理问题,及采取的相关对策、措施,给出了相关结论,及思考与建议.
本文主要对核设施去污技术做出概述,介绍了包括化学去污剂、化学去污法、化学去污工艺在内的化学去污法和喷射去污、微波粗琢、PIG技术和超声波去污技术在内的物理去污法,最后针对我国去污工作的现状,提出了一些建议.
某厂房的退役是后处理厂辅助设施退役的工作内容之一,由于设施的污染程度不是非常严重但又无法直接进行人工拆除,是否对其进行系统去污、如何去污以及去污的程度成为了在方案制定过程中最难以决策的环节.文章通过统筹考虑该厂房的现场布置、源项、可行的去污方法和拆除方法,从辐射防护的最优化原则和废物最小化的原则出发,对该厂房主要的工艺设备和管道的去污、拆除方案进行了分析和对比,推荐了合理、优化的工艺方案.
描述了一种采用HPGe探测器系统直接测量、获取样品γ能谱而分析铀材料生产(纯化)年龄与同位素丰度的方法,不需要其它任何标准源或参考源,对样品的形态(固体、液体)、形状没有要求.由铀材料样品自身所含多γ射线核素的γ能峰来刻度相对峰效率曲线,确定铀同位素之间的相对比值,以及234U衰变链上的子体214Bi与234U的比值并计算其生产年龄.对一个铀总量约5g、浓缩度约90％的24ml液体铀样品,用两套H
本文使用4πβ(PS)-4πγ(NaI)双参数测量系统,通过改变β探测器电子下阈,用β效率外推法绝对测定了41Ar活度.与HPGeγ谱仪相对测量41Ar活度的结果进行了比较,数据表明:符合效率外推法适用于41Ar活度的绝对测量,活度结果更准确.
理论模拟了基于镀层模式的可控Am-Be中子源单元结构的相关特性.针对不同的镀层厚度,利用Geant4蒙特卡罗程序模拟计算了镀层中的粒子特性和中子产率.模拟结果表明,在镀层厚度小于10m时,逃逸粒子数及能谱随镀层厚度变化显著.单位粒子的中子产率随镀层厚度增加逐渐减小.受不锈钢基板吸收的影响,每百万粒子的中子产率极限值约为55.当镀层厚度小于6rn时,中子总产额随镀层厚度增加增长迅速,镀层厚度超过6m
本文就P204系统的工艺原理、工艺流程等与现工艺进行了对比分析,并就P204工艺设备现状、工艺参数的进行了论述并提出了工艺参数.P204工艺系统从工艺流程、设备因素、人员操作、生产能力等方面都优于现工艺系统,容易实现自动化生产,同时为更好适应企业今后的发展形势,有恢复P204系统的必要性.P204系统的主要工装设施经过检修后可继续使用,补充部分辅助设备,重建部分控制系统就可进行生产.系统恢复后可满
随着能源需求的增加,核能得到了快速的发展,对核燃料的需求也越来越大.目前核电厂所使用的核燃料为铀基核燃料.钍作为一种潜在的裂变核能燃料(232Th通过转换或增殖成233U)具有重要的应用价值[1].我国钍资源的储存量大于铀资源,开发和利用钍基核燃料备受关注和重视,在钍堆的发展过程中,核燃料的循环必不可少,其中涉及矿石开采中钍的分离和纯化,辐照232Th生成233U后铀与钍的分离以及钍基燃料后处理所
高放废液分离是去除高放废液中的锕系元素、99Tc、90Sr和137Cs.高放废液经分离后将成为非α、中低放废液,可以浅地层处置.清华大学开发出的原TRPO流程主要针对中国生产堆高放废液的分离.为了使它能满足中国动力堆高放废液分离的要求,对原TRPO流程进行了一些改进,主要是调整镎的价态,提高30％TRPO-煤油对Np的萃取效果,从而提高总α放射性核素的去污系数.研究了两种方法来调整镎的价态,一种方
如何安全处置核能大规模发展产生的高放废物是世界关注的问题，深地质处置高放废物是更安全的处置方法，花岗岩和粘土被普遍认为是适宜的地质处置介质。为了对花岗岩和粘土进行进一步的性能评价以分析作为候选围岩的可行性，需要研究围岩地下水中核素的溶解度以及核素在地质介质中的吸附行为，将它们作为计算放射性废物处置库核素放射剂量和安全因子的输入参数。本文选取99Tc、228Th、152Eu作为处置库关键核素，实验测