钚及其裂变产物钯、银、镉、锡、锑、锆的系统分离方法

描述了钚及其6种裂变产物钯、银、镉、锡、锑、锆的系统分离方法：在强碱性阴离子交换树脂柱上将盐酸介质的辐照靶溶解液中的这些元素分为5组，然后再针对各组目标元素进行分离和纯化，可简便快速地从同一份靶溶解液中分离以上7种元素。采用辐照铀靶对分离方法进行了验证，结果表明，分离流程对6种裂变产物的化学回收率均大于70%，对γ谱仪测量干扰的主要核素去污因子均大于1.0×10³，可满足²³⁹Pu裂变谷区核素裂变产额测量对化学分离的要求。     

钚及其裂变产物钯 、银 、镉 、锡 、锑 、锆的系统分离方法

描述了钚及其6种裂变产物钯、银、镉、锡、锑、锆的系统分离方法：在强碱性阴离子交换树脂柱上将盐酸介质的辐照靶溶解液中的这些元素分为5组,然后再针对各组目标元素进行分离和纯化,可简便快速地从同一份靶溶解液中分离以上7种元素。采用辐照铀靶对分离方法进行了验证,结果表明,分离流程对6种裂变产物的化学回收率均大于70%,对γ谱仪测量干扰的主要核素去污因子均大于1.0×10³,可满足²³⁹Pu裂变谷区核素裂变产额测量对化学分离的要求。     

钚及其裂变产物钯、银、镉、锡、锑、锆的系统分离方法研究

正裂变产额是某一核素或某一质量链在裂变过程中产生的概率,它表征裂变过程中生成的某一裂变产物核素(或质量链)与总裂变数之间的关系,通常用每100次核裂变所产生的该裂变产物原子数来表示。迄今已发展了包括放化法、质谱法和直接γ能谱法等多种测量裂变产额的技术。     

长寿命裂变产物核素核数据测量进展

文章对与高放废物深地层处置以及分离嬗变相关的半衰期大于10a、裂变产额高于0.01%的13种长寿命裂变产物核素的半衰期、裂变产额和热中子反应截面的测量研究、数据现状及其进展进行概要评述。就长寿命核素的分离纯化、原子数测定及放射性活度测量方法和技术进行了分析和论述。     

3MeV中子诱发~(238)U裂变的质量分布

本文叙述了用放化法和Ge(Li)直接γ能谱法测量3MeV中子诱发~(238)U裂变的裂变产额。测得了38个核素的产额值,其中9个核素的产额尚未见文献报道。用实验值描绘出的质量-产额曲线下的总产额为200.2％。在重峰A=134处存在精细结构峰,在轻峰A=101-103处观测到一小峰。     

高放废液中~(93)Zr的放化分离

本工作建立了以硅胶吸附法为主的与TBP萃取相结合的从高放废液中分离93Zr的放化流程。该流程对γ核素137Cs2、41Am1、54Eu的去污因子均大于105,对137Cs的去污因子大于108,通过低本底液闪谱仪和MC-ICP-MS对样品的测量,没有发现90Sr-90Y和Pu的高能峰及151Sm的质量峰,证实得到了放化纯的93Zr样品。整个流程的化学回收率稳定在70%左右。     

铀的裂变产物中~(103)Ru、~(106)Ru的分离测定

在钌的同位素载体放化分析中,同位素交换完全是最关键的问题,本文通过无载体溶解,然后加载体,转化成硫酸介质,创造一个氧化气氛,在50±5℃下保持一小时,较好地解决了钌的同位素交换问题。建立了一个从铀的裂变产物中分离测定钌的放化程序。应用该程序于裂变产额测定中得到了较好的结果。     

《核化学与放射化学》1984年(第6卷)总目录

题目作者期页 SMeV中子诱发:,。U裂变时几个核素累计产额的绝对 测定裂变产额组3183 一些核素光核反应产额的测定方奕兵苏峙鑫潘企元 苗林焦小奇穆风荣4189 14 .gMeV中子诱发”SU裂变时几个核素累积产额的 绝对测量裂变产额组422乡 *** U(五)一U(万)氧化还原排代色谱学的研究I,     

放中子前后裂变碎片质量分布的换算

给出了一个裂变中子产额分布的七点计算公式。经与从Ac到Cf范围内的裂变核素、其激发能由自发裂变高到45MeVα粒子诱发裂变的实验比较,该公式能较好地反映中子分布的主要特征。由于中子分布在产额的换算中只是起次要的作用,因此可以用来换算放中子前后质量分布。利用该公式进行换算后的质量分布能很好地再现实验分布的平均趋势。如果将该公式与放中子前裂变碎片质量分布半经验公式联合使用,将可直接计算放中子后的质量产额,而不需要利用任何实验数据,给出的绝对产额预测精度约为±0.5%。     

铀与痕量镤的分离纯化方法

在高浓铀年龄的测量过程中,涉及到U、Pa的分离提取。本工作以天然铀、自制~(233)Pa为指示剂,研究了HCl、HF浓度等对TEVA树脂吸附U、Pa的影响,建立了TEVA色层法分离提取U和Pa的方法。结果表明:Pa的放化收率为99%,对Pa的去污因子为5.4×10~3;U的化学收率为96%,对U的去污因子为2.8×10~3。     

Separation of Antimony-125 in Fission Products

Most of the known radioactive nuclides of antimony produced by neutron irradiation of uranium have fission yields below 1% and have half-lives below 60 days. An exception is ¹²⁵Sb with a half-life of 2.7 yr, which raise its relative importance among the fission products with lapse of time after irradiation, and after 1 yr of cooling, its radioactivity is no longer negligible. This circumstance has led to its being separated from such sources as fall-out. No studies have so far been reported on using the nitrate system for this separation, though it is utilized in the reprocessing of spent fuel and in the dissolution of uranium samples. The present work describes a method of separating ¹²⁵Sb from fission products with use made of silica gel—nitric acid system, and an example of its application to the separation of ¹²⁵Sb from the spent fuel of JPDR-1. The fuel was irradiated from Oct. 1963 to Sep. 1969. The amount of ¹²⁵Sb measured after separation was (1.7± O.19)×10^?1Ci/gU at June 1972.     

AMS Measurement of ^93Zr

The zirconium isotope ^93Zr is a long-lived pure beta-particle-emitting radionuclide, which is produced by nuclear fission and neutron activation of the stable isotope ^92Zr. This element is a constituent of the structural components of nuclear reactor vessels. With AMS it should be possible to detect minute amounts of ^93Zr. A Silica gel adsorption chromatography method for radiochemical separation of Zr has been developed to reduce the stable isobar ^93Nb, which is the main interference for the detection.     

放射化学分离裂变产物中^79Se的新流程

因加速器质谱法（ＡＭＳ）测定＾７９Ｓｅ半衰期的需要，建立了一个从裂变产物中放化分离＾７９Ｓｅ的新流程。流程以硝基苯萃取－二氧化硫沉淀为主要步骤，避免了经典的ＳｅＢｒ４蒸馏法带来的＾７９Ｂｒ对＾７９Ｓｅ的同量素污染。流程的化学回收率大于６０％，对所要分离的各种放射性核素的去污能力满足要求。采用液闪方法测量＾７９Ｓｅ的放射性活度，并对影响活度测量的各种因素进行了详细的研究。用本流程获得的＾７９Ｓｅ可成     

球形亚铁氰化钴钾-硅胶无机离子交换剂的制备及其用于~(137)Cs-~(137m)Ba发生器的研究

利用137 Cs-137mBa的放射性级联衰变关系和137 Cs、137mBa之间不同的化学性质,可以制备137 Cs-137mBa核素发生器。本研究制备了球形亚铁氰化钴钾-硅胶无机离子吸附材料,其对Cs+的静态吸附容量为0.311mmol/g,吸附平衡常数为2.2×104。用上述材料制备了活度为1.85×109 Bq(50mCi)的用于工业示踪的137mBa同位素发生器,淋洗效率大于50%,Cs+的漏穿率为10-7/mL量级,使用寿命大于1年。该发生器性能稳定,使用寿命长。     

Reactor Neutron Capture Cross Section of 60.3-day 124Sb

The radioactive nuclides ¹²⁴Sb (T _1/2=60.3d) and ¹²⁵Sb (T_1/2=2.77yr) were produced from natural antimony by JRR-3 reactor irradiation of 283.5 h through the single and double capture processes. After cooling of 3.50 yr, the γ-ray spectrum of the antimony sample irradiated was measured by a 50 cc coaxial type Ge(Li) detector, and the photo-peak yield ratio of ¹²⁵Sb (E _r=428keV) to ¹²⁴Sb (E _r=1.691 MeV) was obtained. By using a relation between this photo-peak yield ratio and the ¹²⁴Sb (n, γ) ¹²⁶Sb cross section, the reactor neutron capture cross section of 60.3-day ¹²⁴Sb was obtained as 17.4:5:^+2.8 _?2.5b. The thermal neutron flux at the position of antimony sample irradiated was estimated as (4.92±0.38) ×10¹²n/cm²·s by measuring the 1.333-MeV photo-peak yield of ⁶⁰Co, which was activated by reactor irradiation of cobalt impurity contained in the antimony sample.     

硅胶吸附处理含高浓度硝酸根的含铀工艺废液

利用硅胶对铀的吸附作用,实现了对同时含高浓度硝酸根及微量铀的放射性废液中铀的回收。利用模拟废液进行静态实验,研究了溶液pH值、铀初始浓度、硝酸盐浓度及硅胶比表面积对吸附效果的影响。结果表明：溶液pH值增大有利于硅胶对铀的吸附;而溶液中铀初始浓度的升高会使铀在硅胶上的吸附效率降低;pH值为8.1时的吸附过程符合Freundlich等温吸附模型;硝酸根在硅胶上不吸附,且对铀的吸附几乎无影响;具有较大比表面积的硅胶有利于铀的吸附。利用实际工艺废液进行的动态柱实验结果表明,当pH值为8.1时,硅胶对铀的吸附容量可达22.3 mg/g。吸附在硅胶上的铀可被1 mol/L的硝酸溶液淋洗下来,解吸效率达近100%。