U_3O_8氢还原制备UO_2技术研究

研制建立了卧式搅拌床系统,开展了U_3O_8氢还原制备UO_2及UO_2后续反应性研究,研究结果表明:部分来自国外的U_3O_8反应活性高;并研制建立了U_3O_8流化床试验系统,对上述条件下的U_3O_8流化质量进行了考察,结果表明U_3O_8具有良好的流态化性能。     

CCl_(4)和HCl气体氯化铀氧化物北大核心CSCD

分别以CCl_(4)和HCl气体作为氯化试剂,进行了铀氧化物(主要为U_(3)O_(8))的氯化机理和各影响因素研究。以CCl_(4)为氯化试剂对U_(3)O_(8)粉末进行氯化,通过热重分析研究了氯化反应过程的机理及动力学行为,氯化产物主要为UCl_(4)。同时研究了CCl_(4)对不同种类和形态铀氧化物的氯化,UO_(2)芯块由于结构致密很难进行氯化,UO_(2)粉末和UO_(3)粉末很容易被CCl_(4)氯化,产物分别为UCl_(4)和UCl_(6)。以HCl气体为氯化试剂对LiCl-KCl熔盐中的U_(3)O_(8)粉末进行氯化,研究了反应温度、氯化时间、HCl气体流速、U_(3)O_(8)粉末投料量以及铀氧化物种类和形态的影响。结果表明,提高反应温度、延长反应时间、提高HCl气体流速,有利于氯化率的提高。推荐HCl气体氯化U_(3)O_(8)粉末的工艺参数为:氯化反应温度为500℃、HCl气体流速为0.6 L/min。     

Li_3AlF_6熔盐的高温水解性质

为研究Li_3AlF_6作为LiF-BeF_2模拟盐在混合熔盐中的高温水解行为,首先制备了一定比例的Li_3AlF_6熔盐,采用X射线衍射法(XRD)、Raman光谱和热重分析(TG-DSC)等分析手段对其结构进行了表征,并对LiF、AlF_3及Li_3AlF_6熔盐的高温水解行为进行了研究。分析结果表明,LiF和AlF_3在一定温度和摩尔比条件下可生成不同晶型的Li_3AlF_6,高温水解与溶解实验及离子色谱分析结果表明,Li_3AlF_6熔盐的高温水解产物为LiAlO_2,且不含氟离子,证明在现有实验条件下可实现该氟化物到氧化物的转化,为后续高温水解实验在水法后处理流程中的应用提供了基础数据。     

铈掺杂诱导U3O8晶型变化

铈是核反应的重要裂变元素,其氧化物CeO_2容易与UO_2燃料形成U_(1-x)Ce_xO_2固溶体。铀铈固溶体会因为U4+发生氧化而生成(U_(1-x)Ce_x)3O_(8-δ)混合氧化物。Ce在U_3O_8中的存在会改变U_3O_8母体的局域结构,影响着(U_(1-x)Ce_x)3O_(8-δ)产物的物理化学性质。研究铀铈混合氧化物的局域结构,可以帮助理解处于苛刻环境中乏燃料的性状。使用共沉淀方法制备了铈掺杂的U_3O_8混合氧化物样品,即(U_(1-y)Ce_y)3O_(8-δ)(y=0,0.05,0.20),利用粉末X射线衍射(X-ray Diffraction,XRD)获取其物相信息,借助同步辐射X射线吸收精细结构(X-ray Absorption Fine Structure,XAFS)技术来获取(U_(1-y)Ce_y)3O_(8-δ)中铀和铈的局域结构。结果表明:与掺杂前的U_3O_8具有C2mm空间群不同,掺入Ce后的(U_(1-y)Ce_y)3O_(8-δ)转变成了与U_3O_8的P62m空间群一样的晶型,Ce的存在还导致铀的平均价态升高,层内最近邻Ce-U(Ce)的原子距离减小。     

八氧化三铀中硅之光谱载带测定法

本工作采用光谱载带法分析U_3O_8中的Si含量。在ИСП-28中型谱仪上工作,激发光源为直流电弧。工作中就分馏效应、工作曲线、再现性和实际样品分析数据四个方面比较了AgCl,Ga_2O_3和NaF三种载体;考察了Si 2435.16,2506.90和2881.58三条谱线。实验数据说明:采用50:1(样品:载体)的NaF载体量,选用2435.16作分析线来测定U_3O_8中的Si含最能得到满意的分析结果。     

用整体测量装置探讨胃肠道摄入难溶性浓缩铀U_3O_8时的消失动态

难溶性浓缩铀U_3O_8经口进入到胃肠道时,或经吸入在呼吸道中沉积时,大部分由于呼吸道纤毛运动而转移到胃肠道中去。虽然U_3O_8经胃肠道的吸收率极微,但浓缩铀U_3O_8进入胃肠道后,将直接引起对胃肠道的辐照和化学毒物损伤。因此,我们设计用大白鼠整体测量装置来探讨胃肠道摄入难溶性浓缩铀U_3O_8时的消失动态过程,以期为评价浓缩铀U_3O_8对机体胃肠道的危害提供依据。     

U_3O_8中微量Co的分光光度测定

本方法为分光光度法测定U_3O_8中的微量Co。Co与4—[(5—氯—2—吡啶)偶氮—1,3—二胺基苯在pH 6.1的HAc—NaAc缓冲介质中显色,所生成的络合物在2.4 N HNO_3溶液中567mμ处有最大吸收。加大显色剂用量并以酒石酸铵为掩蔽剂,可不经分离,直接用分光光度法测定U_3O_8中微量Co。当存在10mgU时,0—2.5μgCo/ml服从比耳定律。用本法分析U_3O_8标准样品,精密度为±1%,误差小于3%。     

美国过去、现在和将来的铀地浸采铀业

自1975年开始商业化的地浸铀矿生产以来,美国的地浸采铀业已从一个模糊的、仅凭经验技术的产业成长为美国铀工业的主要生产者。1980年,美国铀生产达到了其最高水平,为21 852st U_3O_8。其中2 083st U_3O_8或接近其产量的10％是由地浸采矿生产的。1980年的铀生产来自22个传统的水冶厂,处理303个坑采和52个露采矿山的矿石,此外,还有11家地浸企业、6家磷酸盐副产品生产者和4家其他生产者。 截止1992年10月,美国有4家地浸企业、1家磷酸盐副产品厂和1家矿坑水回收厂在运转。1999年早些时候,所有传统的采矿厂均已闭坑。Freeport铀回收公司的磷酸盐副产品业务每年的运作能力约为500st U_3O_8,而Rio Algom采矿公司的矿坑水回收的业务每年生产尚不足100st U_3O_8。估计1992年约有800st U_3O_8来自地浸,占全美生产的50％。 自1975年以来,通过地浸工艺已生产了19 307st U_3O_8,占美国生产量的10.2％。1963～1970年期间,以地浸采矿方式生产的U_3O_8,仅怀俄明州的Shidey盆地就增加了750st U_3O_8,大约占1947～1991年间全美国产量的4.6％,约为20 057st U_3O_8。 目前,只有4家地浸生产中心在运转,计划生产能力仅达到30％,年生产800st U_3O_8。虽然与1980年的生产高峰相比,目前的地浸生产规模还很小,然而,现今的市场地浸     

复杂地质样品中铀钍等成分X射线荧光光谱分析

提出了一种用XRF测定复杂地质全分析样品中某些其它成分的分析方法。采用熔融法制备样片,个别元素用压片法制样,用散射内标法与经验α系数相结合的办法进行基体效应的校正。各氧化物的测定下限分别为:SrO 0.0030％,ZrO_20.0030％,PbO 0.0036％,CuO 0.0042％,NiO 0.0027％,ZnO 0.0021％,Cr_2O_3 0.0069％,BaO 0.0048％,As_2O_3 0.0015％,Nb_2O_5 0.0048％,V_2O_5 0.0051％,ThO_2 0.0036％,U_3O_8 0.0030％。其分析结果的精密度和准确度较好,能够满足地质研究工作的需要。     

添加剂对UO2烧结动力学的影响

本文求出了含 Nb_2O_5、Cr_2O_3和 Gd_2O_3的三种掺杂 UO_2芯块的晶粒生长方程和晶界移动激活能。激活能大小相应为1.88×10~5,2.01×10~5和2.59×10~5J/mol.讨论了添加剂对 UO_2燃料芯块烧结动力学以及晶粒长大动力学的影响。     

Pyrohydrolysis Reactions of UF4 and UO2F2

This study was made for clarification of the pyrohydrolysis behaviors of UF₄ and UO₂F₂. The progress of the reaction was measured by titrating the amount of produced hydrogen fluoride. When nitrogen was used as carrier gas of water, the pyrohydrolysis of UF₄ proceeded at the temperatures of 350–400°C, and UO_2+x (x?0.3) was formed; the value of x decreased with the decrease of oxygen dissolved in the water. In the case of oxygen carrier gas, the pyrohydrolysis of UF₄ formed U₃O₈-UO₂F₂ mixture as the reaction product in the above temperature region and the reaction was markedly retarded in the course because of lower rate in the pyrohydrolysis of UO₂F₂. The pyrohydrolysis of UO₂F₂ proceeded at a little [higher temperature of 450–500°C in both cases of nitrogen and oxygen carrier gas and α-UO₃ was formed.     

超临界水氧化处理放射性废TBP/煤油技术研究

针对乏燃料后处理常用的有机溶剂TBP/煤油,采用以质量分数为30%的双氧水为氧化剂的超临界水氧化(SCWO)处理装置进行了模拟实验。结果显示,反应温度（550±50） ℃、停留时间（9±1） min、氧化剂与有机物流量比16.5±0.5条件下,有机物无机化率可达到99.9%以上。在此基础上开展了SCWO处理工艺放射性实验研究。结果表明,在气相产物中,放射性低于检测下限;在液相产物中,α活度浓度为2.37×10³ Bq/L,β活度浓度为8.94×10² Bq/L,γ活度浓度为96 Bq/L;在固相产物中,α比活度为2 750.2 Bq/g,β比活度为5 863.3 Bq/g,γ比活度为5 840.2 Bq/g,根据放射性活度衡算,放射性核素大部分进入固体残渣中。SEM/EDS表征结果表明,反应过程产生的固体产物中,主要以U元素为主,产物中主要含U、Ni、Cr、Fe、Al的磷酸盐及氧化物。     

四氟化铀和四氟化钍的高温水解

为适应钍基熔盐堆核燃料水法后处理的需求,需将乏燃料中难溶的氟化物转化为相应的氧化物形式,因此提出了高温水解的方法来实现这一目的。研究了UF4、ThF4在不同反应温度和反应时间下的高温水解行为,对其水解产物进行了结构表征和溶解实验的研究。结果表明,UF4、ThF4分别在300℃和350℃即可全部转化为相应的氧化物UO2.25和ThO2。溶解实验结果表明,二者的高温水解产物较易溶解在3mol/L HNO3和Thorex试剂中。     

UF4在氧或湿氧中热化学反应研究

采用显微激光拉曼光谱技术、称重及形貌观察等手段,开展了UF₄在氧气或相对湿度93%湿氧气氛中的热化学反应实验研究,获取了UF₄不同温度时效后的质量、颜色及失重情况,以及反应前后不同铀化合物的拉曼光谱。结果表明：UF₄在氧气或湿氧中加热至200 ℃时,性质稳定,其拉曼光谱基本无变化;250~600 ℃时,样品表面颜色发生明显变化。拉曼光谱分析发现,在氧气气氛中有UO₂F₂、UO₂、U₃O₈,在湿氧气氛中有UO₂F₂、UO₂F₂•2H₂O、UO₂F₂•nH₂O、UO₂、U₃O₈等多种铀化合物生成。随着温度的升高,UF₄在氧气中的化学反应速率呈现由慢到快再到慢的变化趋势。     

Al2O3:C、LiF:Mg,Ti、LiF:Mg,Cu,P对本底辐射的热释光响应比较

用Al2O3:C、LiF:Mg,Ti、LiF:Mg,Cu,P热释光剂量计(TLD)测量湛江市区本底辐射的热释光响应,以选取适合低辐射场辐射剂量测量的TLD。它们的最低响应剂量依次为Al2O3:C(1–2μGy)、LiF:Mg,Cu,P(约2μGy)和LiF:Mg,Ti(>10μGy)。Al2O3:C的热释光峰温较低,对较长时间段(>30 d)的累积剂量,存在较明显的热释光衰退,剂量响应曲线偏离线性;LiF:Mg,Cu,P和LiF:Mg,Ti的发光峰温较高,数年内都很稳定。综合考虑灵敏度和稳定性,LiF:Mg,Cu,P更宜于低辐射场的累积剂量测量。     

UF4水解反应动力学研究

在Ｈ２－Ｈ２Ｏ混合气流下研究了由ＵＦ６经催化氢还原制得ＵＦ４的水解反应动力学。结果表明，ＵＦ４水解反应服从相界面反应速度定律，并测得其水解反应的表观活化能为４９．２ｋＪ／ｍｏｌ。实现还发现，水解气中水分压随着温度的升高对水解反应的影响显增加。与其他方法制备的ＵＦ４的水解反应性能做比较，ＵＦ６催化氢还原所得ＵＦ４有较好的反应性能，而且在较低的温度下也有较好的脱氟效果。在０．０５２ＭＰａ水分压及５２     

Gd2O3-UO2芯块晶粒尺寸的影响因素研究

用光学显微镜和图象分析仪研究了影响Gd2O3-UO2芯块晶粒尺寸的因素。对烧结气氛、混料方式、芯块在烧结炉中的位置、以及在UO2芯块中添加U3O8、草酸铵和助烧剂（Al、Ti、V的氧化物）等给Gd2O3-UO2芯块晶粒尺寸带来的影响进行了研究。结果表明,球磨工艺、添加助烧剂和微氧化气氛烧结等都有利于芯块的晶粒生长,晶粒大小分布均匀;添加U3O8和草酸铵对芯块的晶粒生长无明显的影响。     

Cs在碱硬锰矿固溶体中化学固溶量的研究

以cs2CO3、BaCO3、Al2O3和TiO2为原料,通过高温固相反应,合成了单相的固溶Cs的碱硬锰矿固溶体。借助于X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)和波谱分析(WDS),研究了物相组成、Cs的化学固溶量等。结果表明:获得了单相的固溶Cs的碱硬锰矿固溶体,其Cs的最高化学固溶量约为0.26 mol,过量的Cs会生成Cs2Al2Ti2O8。     

Oxidation and Gas Release Behavior of UC,U(C,N) and UN at High Temperature

A study was made of the oxidizing behavior at high temperature (800°–1,800°C) in vacuum of UC, UN and U(C,N) samples containing added oxygen in excess amounts, through observations of gas release, X-ray diffraction analysis, and microphotography.

The oxidation in vacuum of UC and U(C,N) was found to proceed above 1,200°C by stepwise reactions from one temperature interval to the next, the process differing however according to the chemical state of the oxygen present in the samples. In the temperature range below 1,200° C, the UC and U(C,N) samples reacted violently with the free oxygen present in dissolved state, to form UO₂. Between 1,200° and 1,400° C the UO₂ thus produced reacted with the UC or U(C,N), forming solid solutions of U(C,O) and U(C,N,O) respectively: Above 1,600°C, these solid solutions gradually decomposed back into UC and U(C,N), and U. In all stages of oxidation, large amounts of CO—and N₂ in the case of U(C,N)—evolved from the samples as reaction products. In the case of UN, no reaction was observed below 1,200°C, and only oxidized above that temperature to form UO₂ and N₂ by the action of the dissolved oxygen present.

These results indicate that in the case of UC and U(C,N), the quantity of gases evolving from the oxidation is dictated by the total amount of oxygen contained in the samples, while that from UN is dependent on the amount of molecular oxygen alone.