PWR（U）乏燃料中超铀元素在混合堆快裂变包层内嬗变研究

从中子学角度对ＰＷＲ（Ｕ）乏燃料中的超铀元素（２３８Ｐｕ，２３９Ｐｕ，２４１Ｐｕ，２４１Ａｍ，２４３Ａｍ，２３７Ｎｐ，２４４Ｃｍ）在聚变－裂变混合堆快裂变包层内嬗变的可行性进了研究。利用一维中子输运和燃耗计算程序ＢＩＤＥＣＡＹ译不同燃料组分的四个快裂变包层进行分析计算。结果表明，在聚变－裂变混合堆快裂变包层内安全，高效地嬗变ＰＷＲ（Ｕ）乏燃料中的超铀元素是可能的。     

裂变率测量中的杂质影响及基消除方法

核裂变法是通过测量中子进行裂变率测量的重要方法。常用于炽子测量的裂变室有＾２３５Ｕ裂变室和＾２３９Ｐｕ裂变室，快中子测量可以用＾２３８Ｕ、＾２３２Ｔｈ和＾２３７Ｎｐ等裂变室。通常用于裂变室的可裂变核素是采用同位素分离方法或人工方法得到的，其中含有少量其他核素杂质。     

用超铀核素复制骨肉瘤模型

本实验用７４８只ｗｉｓｔａｒ大鼠进行超铀核素２４１Ａｍ、２３９Ｐｕ、２３８Ｐｕ和２３７Ｎｐ复制肿瘤模型的研究。动物分成（１）２４１Ａｍ中毒组，２０８只，中毒剂量为０．７５×１０～３１．４５×１０４Ｂｑ·ｋｇ－１；（２）２３９Ｐｕ中毒组，１４５只，中毒...     

裂变率测量中的杂质影响及其消除方法

核裂变法是通过测量中子进行裂变率测量的重要方法．常用于热中子测量的裂变室有２３５Ｕ裂变室和２３９Ｐｕ裂变室，快中子测量可以用２３８Ｕ、２３２Ｔｈ和２３７Ｎｐ等裂变室．通常用于裂变室的可裂变核素是采用同位素分离方法或人工方法得到的，其中含有少量其他核素杂质．实验测量表明，少量能发生热裂变的杂质对快中子的测量有很大影响。利用热裂变修正方法和裂变室包镉方法可以消除这种影响。     

钍在轻水堆中利用的研究

对钍－２３２在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便，以秦山核电厂反应堆参数为基础，只改变堆芯燃料组分，在可裂变材料总量不变的条件下，对不同钍－２３２装量进行了多方案研究。结果表明，由于钍－２３２吸收中子后的主要转换产物是铀－２３３，它在热堆中的η值比铀－２３５和钚－２３９的高，因此在同样初始过剩反应性情况下，随着钍－２３２装量的增大，燃耗的加深，堆内易裂变材料总生成量也随之增大，转换比提高，从而使堆芯寿期延长，节省了核燃料。可见钍是一种有前途的能源资源。此外必须指出，在所研究的参数条件下以钍－铀重量比０．２５为佳。     

^239Pu,^241Am,^99Tc和^137Cs在高压实缓冲材料中的扩散系数

本文从物质的一维非稳态扩散规律出发，在常温，纯氮条件下，测定了＾２３９Ｐｕ，＾２４１Ａｍ，＾９９Ｔｃ和＾１３７Ｃｓ在作为高放废物深地质处置库缓冲材料的高压实钠质膨润土中的扩散系数，９０ｄ的实验测定结果表明，在膨润土的干密度为１．９ｇ／ｃｍ＾３时，＾２３９Ｐｕ，＾２４１Ａｍ扩散系数为在１０＾－１５ｍ＾２／ｓ，＾９９Ｔｃ约为１０＾－１３ｍ＾２／ｓ，而＾１３７Ｃｓ约为１０＾－１２ｍ＾２／ｓ，都随缓冲材料     

Pu在不锈钢基底上的电沉积

对在不锈钢基底上用电沉积法制备＾２３９Ｐｕ（α）参考源作了详细研究。试验中选择ＮＨ４Ｃｌ－ＨＣｌ体系，观察了铵盐浓度、电解质酸度、电解质体积、电流密度、电镀时间、不锈钢基底材料和单面电解槽尺寸对＾２３９Ｐｕ电沉积率的影响，从而确定了最佳工艺条件，并已用于＾２３９Ｐｕ（α）参考源的批量生产中。该电镀工艺的优点是简便、快速，且获得的镀层均匀、牢固。该工艺也已成功地用于制备＾２４１Ａｍ（α）源和＾２４４     

磷酸异戊酯萃取U,Np,Pu性能的研究

测定磷酸异戊酯（ＴｉＡＰ）对Ｕ（Ⅵ）、Ｎｐ（Ⅳ）、Ｎｐ（Ⅴ）、Ｎｐ（Ⅵ）、Ｐｕ（Ⅳ）和Ｐｕ（Ⅲ）的萃取性能及对Ｔｈ（代替Ｐｕ）的萃取容量。研究了二乙三胺五乙酸（ＤＴＰＡ）络合剂对上述核素形成配合物的条件。结果表明，在用ＴＢＰ和ＴｉＡＰ作萃取剂时，可用ＤＴＰＡ络合Ｎｐ（Ⅵ）、Ｐｕ（Ⅲ）．从而改善乏燃料后处理中Ｕ产品对Ｎｐ、Ｐｕ和Ｐｕ产品对Ｎｐ的去污。     

皮肤放射性沾染的去除研究

用４－６周龄的苏州三元白猪活性进行了皮肤放射性去沾污染研究。皮肤受液体放射性粘染后，邓房租和ＳＭ系列去污剂按推荐去污程序进行去污， 对＾１３１Ｉ去污效率达９７．７％（去污系数ＤＦ＝４３．５），对＾９０Ｓｒ／９０Ｙ、混合裂变产物ＭＦＰ）、Ｕ及ＴＲＵ（超铀）Ｋ〉９９％（ＤＦ〉１００），对＾１３７ＣｓＫ为９９．９％（ＤＦ＝１０００）。沾染滞留３ｈ后去污，对各类核素的去污效率达９６．３％－９８．５％，混合     

PREPARATION OF BONE TUMOR THERAPEUTIC RADIOPHARMACEUTICALS ^153 Sm—EDTMP

ＰＲＥＰＡＲＡＴＩＯＮ　ＯＦ　ＢＯＮＥ　ＴＵＭＯＲ　ＴＨＥＲＡＰＥＵＴＩＣ　ＲＡＤＩＯＰＨＡＲＭＡＣＥＵＴＩＣＡＬＳ　~（１５３）Ｓｍ－ＥＤＴＭＰＬｕｏＳｈｕｎｚｈｏｎｇ（罗顺忠）；ＰｕＭａｎｆｅｉ（蒲满飞）；ＱｉａｏＪｉａｎ（谯健）；ＬｉｕＺｈｏｎ?..     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.