Elemental dissolution study of Pu-bearing borosilicate glasses

Single-pass flow-through tests were conducted to study the effects of self-radiation damage from alpha decay on dissolution kinetics of three radiation-aged Pu-bearing (1 mass% PuO₂) borosilicate glasses over a pH interval of 9–12 at 80–88 °C. The chemical compositions of the glasses were identical except the ²³⁹Pu/²³⁸Pu isotopic ratio, which was varied to yield accumulated doses of 1.3 × 10¹⁶, 2.9 × 10¹⁷ and 2.6 × 10¹⁸ -decays/g at the time of testing. Release of Al, B, Cs, Na, Si and U to solution increased with increasing pH, whereas Ca, Pu and Sr were invariant over the pH interval. Average dissolution rates, based on B release, were identical within experimental uncertainty for all three glass compositions and increased from 0.17 ± 0.07 at pH(23 °C) 9 to 10.6 ± 2.7 (g/(m² d¹)) at pH(23 °C) 12. Release rates of Pu were 10²- to 10⁵-fold slower compared to all other elements and were not affected by isotopic composition, self-radiation damage sustained by the glass, or pH. These data demonstrate that self-radiation damage does not affect glass dissolution rates, despite exposure to internal radiation doses for >20 years.     

The simultaneous neutron and photon interrogation method for fissile and non-fissile element separation in radioactive waste drums

Measuring -emitters such as (^{234,235,236,238}U, ^{238,239,240,242,244}Pu, ²³⁷Np, ^241,243Am, …), in solid radioactive waste allows us to quantify the -activity in a drum and then to classify it. The simultaneous photon and neutron interrogation experiment (SIMPHONIE) method dealt with in this paper, combines both active neutron interrogation and induced photofission interrogation techniques simultaneously. Its purpose is to quantify fissile (²³⁵U, ^239,241Pu, …) and non-fissile (^236,238U, ^238,240Pu, …) elements separately in only one measurement. This paper presents the principle of the method, the experimental setup, and the first experimental results obtained using the DGA/ETCA Linac and MiniLinatron pulsed linear electron accelerators located at Arcueil, France. First studies were carried out with U and Pu bare samples.     

西北太平洋表层海水中239+240Pu浓度及240Pu/239Pu同位素比

钚是与核工业密切相关的敏感元素,是来源于人类核活动、以痕量或超痕量水平存在于环境中的重要锕系元素。与陆地土壤中钚的环境行为不同,输入到海洋环境中的钚会随洋流路径进行远距离迁移扩散。因此,对于包括我国近海在内的西北太平洋区域海水,除受全球沉降影响外,还长期受到美国太平洋核试验场（PPG）所造成区域污染的显著影响。本文利用从相关报道中收集的数据,对西北太平洋表层海水中钚浓度及同位素比的分布特征进行了分析。结果表明,2000年至今,西北太平洋表层海水中^239+240Pu浓度和²⁴⁰Pu/²³⁹Pu同位素比分别在1.15~22.3 mBq/m³和0.184~0.31间变化,其中,^239+240Pu浓度分布与西北太平洋各区域的环境条件等密切相关,而²⁴⁰Pu/²³⁹Pu分布则相对均匀,后者在除中国南海以外的西北太平洋地区均值为0.247±0.025(1σ),据此估算得美国太平洋核试验场区域污染输入的钚对该海域表层海水中钚的贡献约占其总活度的45%。此外,本文还对福岛核电站附近海域中核事故前后钚的相关数据进行了分析对比,未观察到该事故对西北太平洋海域中钚分布的影响。     

福岛核事故向环境释放的Pu研究进展

福岛核事故向环境释放的放射性核素中包含了锕系元素Pu,其中以极毒组的239Pu、240Pu和高毒组的241Pu为主。本文总结并分析了针对福岛核事故向环境释放的Pu的相关研究。据估计,福岛核事故向环境中排放的239+240Pu总量约为109 Bq,是切尔诺贝利核事故排放量的万分之一。此次事故排放的Pu同位素原子比(240Pu/239Pu和241Pu/239Pu)及活度比(A(238Pu)/A(239+240Pu))明显异于全球沉降值,可作为事故中Pu溯源的判定依据。事故所排放的Pu全部来源于核电站1~3号反应堆堆芯而非乏燃料池。现有研究报道的数据表明,在福岛核电站周围30km范围内的陆地环境中存在来自核事故排放的Pu污染,污染相对严重的"热点"区域和该地区与核电站的相对位置没有明显关联,主要是受地形和降水的影响。而对于人们关心的海洋环境,来自福岛核事故的Pu污染非常小。核事故向海洋中排放的Pu相对于核事故前海洋环境中的Pu污染水平可忽略不计。     

质谱法标定242Pu指示剂

将高纯²⁴²Pu浓度标准溶液与²³⁹Pu混合,质谱法测量R_239/242（A）先标定四水硫酸钚中²³⁹Pu的浓度;再将四水硫酸钚与待标定的²⁴²Pu指示剂混合,测量R_239/242（A）,标定²⁴²Pu指示剂的浓度。质谱测量还可标定得到²⁴²Pu指示剂中的钚同位素丰度。采用两次同位素稀释质谱法标定²⁴²Pu指示剂快捷简便,可在2日内完成。测量精度高,²⁴²Pu浓度的相对合成标准不确定度为0.75%,该指示剂可满足高精度分析工作的需求。     

Highly enriched isotopes of uranium and transuranium elements for scientific investigation

The paper describes the production of highly enriched isotopes of uranium, plutonium, americium and curium by means of electromagnetic separation for scientific and applied research in physics, chemistry, geology and other fields. The equipment and radiochemical methods used allows to provide the isotopic pure samples in quantities sufficient to set up nuclear physics experiments, to produce reference materials and standard sources for calibration of radiometrical and mass spectrometrical equipment and for use in radionuclear metrology. For a series of nuclei unique characteristics of isotopic enrichment and radiochemical and chemical purity were achieved: ²³³U: 99.97%; ²³⁵U: 99.97%; ²³⁶U: 98.0%; ²³⁸U: 99.997%; ²³⁸Pu: 99.6%; ²³⁹Pu: 99.9977%; ²⁴⁰Pu: 99.9–100%; ²⁴¹Pu: 96.998%; ²⁴²Pu: 97.8–99.96%; ²⁴⁴Pu: 96.7%; ²⁴¹Am: 99.6%; ^242mAm: 85.6%; ²⁴³Am: 99.2–99.94%; ²⁴³Cm: 99.99%; ²⁴⁵Cm: 99.998%; ²⁴⁶Cm: 99.8%; ²⁴⁷Cm: 90%; ²⁴⁸Cm: 97%. Methods of radiochemical and chemical separation, product certification, fabrication of special sources or targets and layers of highly enriched isotopes on various substrates are presented.     

水样中Pu、Np、Am和Cm的联合快速分析方法

环境监测、辐射防护、核取证和核应急等领域对环境和生物样品中²³⁸Pu、²³⁹Pu、²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu、²³⁷Np、²⁴¹Am、²⁴³Cm和²⁴⁴Cm测定的需求日渐增大。本研究提出一个自上而下串联TEVA树脂、UTEVA树脂和DGA树脂的联合、快速、可靠、可批量操作的分析方法，该方法首先通过水合氧化钛（HTO）共沉淀将待测核素从样品基质中分离，其后使用串联层析柱中的TEVA树脂柱分离纯化Pu与Np，DGA层析柱分离纯化Am与Cm。对于α放射性核素，通过CeF₃微沉淀法制备薄层α测量源，使用高分辨率α谱仪分别测量^239+240Pu、²³⁸Pu、²³⁷Np、²⁴¹Am与^243+244Cm；对于β放射性核素²⁴¹Pu，使用液体闪烁计数器测量。²³⁶Pu和²³⁴Am示踪表明该流程的化学回收率大于80%，加标实验结果表明期望值与测量值相吻合，证明了该方法的高可信度及稳定性。α谱仪测量48 h，最小可探测活度²⁴¹Am为0.40 mBq，^243+244Cm为0.33 mBq，²³⁸Pu为0.72 mBq，^239+240Pu为0.44 mBq，²³⁷Np为0.72 mBq。液闪计数器测量1 800 s，²⁴¹Pu的最小可探测活度为0.17 Bq。使用12孔真空盒同时制备12个样品，可加快制样时间，批次制样时间小于3 h，极大地降低了样品的使用量、制备时间和分析成本。     

土壤和沉积物中痕量Pu的ICP-MS测量方法研究

介绍了一种针对土壤和沉积物样品中Pu核素的ICP-MS测量方法。该方法利用硝酸浸取和两步阴离子交换层析对样品中的Pu进行提纯和除杂,此方法对U的去污因子为1.5×10⁵。在加入了APEX-IR雾化装置和Spiro膜去溶装置后, ICP-MS测量中影响²³⁹Pu和²⁴⁰Pu计数率的²³⁸U多原子离子²³⁸U¹H⁺/²³⁸U和²³⁸U¹H⁺₂/²³⁸U产率分别为3.4×10^-5和7.6×10^-6。将该方法运用在我国环境土壤和沉积物的ICP-MS测量中,可使样品中Pu测量结果的相对误差降低到约千分之一。该方法对²³⁹Pu和²⁴⁰Pu的检测限分别为3.6 fg/mL和 7.3 fg/mL。利用该方法对IAEA-soil-6和NIST-4357两种参考物质进行前处理和ICP-MS测量,结果表明样品中^239+240Pu活度浓度和²⁴⁰Pu/²³⁹Pu同位素原子比与参考值符合,验证了该方法的有效性和准确性。     

基于TOA萃取色层的土壤中238Pu/239,240Pu活度比的分析方法

核设施周边环境土壤样品中²³⁸Pu/^239,240Pu活度比的信息特征可用于评估核活动，为了获得准确的核素比，需要建立²³⁸Pu/^239,240Pu活度比的分析方法。在三正辛胺（TOA）萃取法分析Pu含量的基础上，考察了盐酸和硝酸洗涤以及洗涤用量对U、Th、Am等杂质元素的去除情况，并引入共沉淀步骤进行前处理流程的优化，建立起一个基于TOA萃取色层的土壤样品中²³⁸Pu/^239,240Pu活度比的分析方法。当土壤样品量为25 g时，该方法Pu的化学回收率大于70%，U、Th的去污因子大于10⁴，Am的去污因子大于10³，²³⁸Pu的最低检测比活度为（6.0±1.6）×10^-6 Bq/g，^239,240Pu的最低检测比活度为（6.4±0.4）×10^-6 Bq/g(n=3)。该方法可应用于环境土壤样品中²³⁸Pu/^239,240Pu活度比的分析，为军控核查和环境监测提供技术支持。     

水溶液中Np、Pu、Am和Cm同时电沉积制备α测量源

为制备高分辨率Np、Pu、Am和Cm的α混合测量源,研究了电沉积液介质浓度、pH值、电流密度、电沉积时间等条件对电沉积效率及沉积源质量的影响。结果表明,在pH为2.0~2.5的0.2mol/L硫酸铵介质中,电流密度为0.40~0.50A/cm2,室温条件下电沉积60min,~(237)Np、~(238)Pu、~(243)Am和~(244)Cm在阴极不锈钢片上的电沉积效率均大于96%,制备的α测量源能量分辨率较好。     

238Pu溶液α吸收剂量率的测定

为了了解α粒子对无盐试剂的辐解效应,需要确定α辐解源的辐照剂量率。采用硫酸亚铁剂量计(Fricke)测定了²³⁸Pu溶液的α吸收剂量率,求得单位浓度²³⁸Pu的剂量率为40.0~43.1 Gy•L/（g•min）;按照²³⁸Pu α粒子的能量计算,质量浓度为1 g/L的²³⁸Pu溶液每分钟吸收的能量为32.58 J/min, 即32.58 Gy•L/(g•min),计算值和理论值偏差为23%~33%,此与α辐解测定难度和实验环境有关。     

TBP-TEVA萃取色层分离-α能谱法测定辐照镎靶溶解液中痕量236Pu的可行性

²³⁶Pu的含量控制是钚热源的一项重要参数，通过α能谱准确测量镎靶溶解液中痕量²³⁶Pu，建立镎靶辐照靶件溶解液中钚的分离方法。根据杂质组成特点采用TBP-TEVA萃取色层双柱分离，用氨基磺酸亚铁以及亚硝酸钠对钚进行调价，对靶件溶解液中的Al、Fe、U、Th和Np等进行分离，去污系数均大于10⁴，钚的回收率为90.7%。研究大量²³⁸Pu对α能谱测定²³⁶Pu的干扰，结果表明，大量²³⁸Pu会造成仪器本底升高，²³⁸Pu能谱峰分辨率降低；在7 500 Bq ²³⁸Pu干扰下，测量4.3 h 时，²³⁶Pu的最小可检测活度为1.20×10^-2 Bq（当量质量为6.11×10^-16 g）。计算结果表明，镎靶溶解液样品中钚的同位素比值n(²³⁶Pu)/n(²³⁸Pu) ≥4.63×10^-8时，取合适的样品量使得电沉积源中²³⁸Pu 活度在 450~7 500 Bq范围内，均可测量其中的痕量²³⁶Pu，同时可准确测定同位素比值n(²³⁶Pu)/n(²³⁸Pu)。     

我国部分省份环境气溶胶中239+240 Pu的测定

采用阴离子交换树脂分离结合α谱仪测量的方法对我国7个省份环境气溶胶中^239+240Pu含量进行测定,实验全程回收率为60.8%～94.6%,对气溶胶中^239+240Pu的最小可探测限为0.008 μBq/m³。普通环境气溶胶采样量需要达到30 000 m³以上,在应急情况等特殊环境气溶胶采样量为10 000 m³可满足要求。一般情况下气溶胶中²¹⁰Po含量比^239+240Pu高4～6个数量级,在分析和测量中要关注²¹⁰Po对^239+240Pu测量的影响。测量结果显示,我国普通省份环境气溶胶中^239+240Pu含量为0.009～0.099 μBq/m³,与美国、韩国和西班牙等国家空气气溶胶中的Pu含量处于同一水平。     

水相环境对239Pu在高庙子膨润土中吸附行为的影响

以高庙子膨润土作为吸附介质,通过静态吸附实验,研究了高庙子膨润土在不同水相环境中对核素²³⁹Pu的吸附行为。探讨了接触时间、水相pH值、离子种类以及离子浓度等因素对吸附行为的影响。研究结果表明：高庙子膨润土对钚具有很强的吸附能力,吸附率达到99%以上,且吸附速率较快,4 d即可达到吸附平衡。随着水相pH值增大,膨润土对钚的吸附能力逐渐增强。水相中CO₃^2-、Fe³⁺和Ca²⁺对钚吸附有较强抑制作用,并且当离子浓度小于0.02mol/L时,随着浓度的增大,分配系数K_d值逐渐减小;当离子浓度大于0.02mol/L时,分配系数K_d值基本趋于稳定。     

Pu同位素的AMS测量方法研究进展

锕系超铀元素Pu主要来自于各类人工核活动,现广泛存在于自然界中。其在多个基础研究及应用领域具有重要研究和使用价值,并已得到广泛应用。本文比较了目前Pu的主要测量方法,对各种方法的优缺点加以分析。在所有Pu的测量方法中,加速器质谱（AMS）方法具有样品用量小、测量时间短、能区分²³⁹Pu与²⁴⁰Pu,同时探测限低等优点,是从技术上最适合于测量超痕量Pu的方法。国外已有澳大利亚、奥地利、瑞士等多个国家的实验室基于各自的AMS系统设备参数建立了不同的AMS测量Pu的方法。本文对国外已建立的AMS测量Pu的方法进行介绍和总结,对中国原子能科学研究院（CIAE）现已开展的相关研究作了介绍。CIAE基于350 kV AMS系统建立的Pu测量方法探测限达到1×10⁶原子。     

Improvement of plutonium proliferation resistance by doping minor actinides

This paper focuses on improving the proliferation resistance of plutonium resulting from uranium-based fuel irradiation. Intrinsic properties of plutonium isotopes with even mass numbers (²³⁸Pu, ²⁴⁰Pu and ²⁴²Pu) — in terms of their intense decay heat and high spontaneous fission neutron rates — were used as a measure to improve the proliferation resistance of plutonium itself. The present study explores MA addition effect into LEU (5%²³⁵U) and HEU (20%²³⁵U) with regard to plutonium proliferation resistance characteristics. Consideration goes beyond critical condition to examine the potential of subcritical system in enhancing the plutonium proliferation properties. Results show that even the doping level of 1% of Np, TrPu or all MA elements into low enriched uranium improves the proliferation-resistant properties of plutonium. A potential for further improvement is achieved by higher doping of minor actinides into high enriched uranium irradiated in a subcritical mode.     

熔岩玻璃体239Pu在地下水中的迁移模拟研究

针对内华达核试验场CHESHIRE地下核试验状况和近场水文地质参数,建立了熔岩玻璃体²³⁹Pu的溶解释放和迁移模型。估算了熔岩玻璃体释放产生²³⁹Pu的速率,将释放出的²³⁹Pu分为溶解态和胶体态,以软件FEFLOW作为建模工具,数值模拟了10万年内溶解态²³⁹Pu和胶体态²³⁹Pu在地下水中的污染羽分布。模拟结果表明,溶解态²³⁹Pu不能发生远距离迁移,影响迁移的关键参数是分配系数,当分配系数大于10 mL/g后,可忽略溶解态²³⁹Pu的远距离迁移;胶体态²³⁹Pu在爆心下游形成较固定的污染晕,距爆心1.3 km处的胶体态²³⁹Pu的模拟活度浓度长期处于10^-2 Bq/L;影响胶体态²³⁹Pu迁移的主要因素包括熔岩玻璃体的溶解速度、熔岩玻璃体释放²³⁹Pu形成胶体态²³⁹Pu的比例、岩层渗透系数。由模拟结果可见,只有当²³⁹Pu形成胶体粒子后才可能发生远距离迁移。     

缓发中子计数法定量235U、239Pu初步研究

利用缓发中子计数法对²³⁵U-²³⁹Pu混合物中²³⁵U和²³⁹Pu含量的快速测定进行了初步研究。在中国原子能科学研究院30 kW微型反应堆(简称微堆)垂直孔道辐照²³⁵U、²³⁹Pu以及²³⁵U-²³⁹Pu混合物样品30 s,冷却2 s,用缓发中子探测器测量100 s,得出²³⁵U和²³⁹Pu的探测限分别为0.14和0.18 μg;探测器效率为0.015 0±0.001 0;当²³⁵U和²³⁹Pu质量比m(²³⁵U)/m(²³⁹Pu)=1.2时,²³⁵U、²³⁹Pu含量计算值与标称值的相对偏差分别为0.8%和6.9%。     

高钚含量样品中α能谱法分析~(237)Np的可行性研究

通过对244 Cm的α实验谱进行拟合得到单能峰的峰形参数,采用随机抽样技术表征谱计数的统计涨落,建立了一种模拟半导体α能谱的方法。利用该方法模拟238Pu和243Am的α能谱,与实验谱基本吻合,证明了方法的可靠性。在此基础上,研究了239Pu对237Np的α能峰的影响,结果表明,当239Pu与237Np的活度比A(239Pu)/A(237Np)≤10时,通过解谱得到的A(239Pu)/A(237Np)与设定值的相对偏差≤2.0%。对于A(239Pu)/A(237Np)约为3 000的样品,如果对钚的去污系数达到300以上,则可由α能谱法测量样品中的237 Np。     

239Pu(Ⅳ)在花岗岩裂隙介质中迁移的数值模拟

基于双重连续介质模型,根据单裂隙岩体核素迁移规律,推导了核素在平行板单裂隙岩体裂隙域和基质域中的迁移方程,并得出了核素在基质域和裂隙域中的相对浓度。模拟过程中选择²³⁹Pu(Ⅳ)作为分析对象,结合研究区渗透系数和分配系数等参数值,分析了研究区花岗岩岩体裂隙域和基质域中相对浓度的分布情况,预测了²³⁹Pu(Ⅳ)在裂隙域和基质域中的发展趋势和迁移情况。模拟表明²³⁹Pu(Ⅳ)在基质域内的扩散非常缓慢,经过0.5×10⁵ a,扩散范围仅在毫米量级,而在裂隙域中大约迁移3m,模拟结果表明该花岗岩区域具备处置含²³⁹Pu(Ⅳ)等放射性废物的条件。同时讨论了裂隙域水的平均速度、隙宽、渗透系数、基质域和裂隙域内阻滞系数等参数的变化对放射性核素裂隙域迁移情况的影响。