237Np、238Pu和241Am在包气带黄土中迁移的模拟实验

本文介绍了237Np、238Pu和241Am在包气带黄土中迁移的模拟实验方法和结果.实验土柱尺寸为φ280 mm×1200 mm,示踪源层由示踪核素的硝酸盐溶液与石英砂(40～80目)混合后风干形成,尺寸280 mm×5 mm,核素迁移实验在喷淋(5.5～5.6 mm/d)条件下进行.对于237Np在土柱内垂向分布和迁移速度,实验期间用γ谱仪进行柱外直接测量.同时在实验进行1073 d和665 d后分别对1#和2#土柱中的237Np、238Pu和 241Am进行解体取样测量.经1073 d,237Np、238Pu和241Am在1#柱内比活度峰位分别向下迁移3.25、0.25和0.25 cm,其平均迁移速度分别为3.03×10-3、2.33×10-4和2.33×10-4cm/d.经665 d后2#柱内三种核素比活度峰位分别向下迁移1.25、0.25和0.25 cm,其平均迁移速度分别为1.88×10-3、3.76×10-4和3.76×10-4cm/d.237Np、238Pu和 241Am三种核素的比活度分布质心在1#和2#柱内分别向下迁移2.79、0.73、-0.09 cm和1.48、0.41、-0.27 (1073 d)和2#(665 d)柱内 237Np、 238Pu和 241Am垂向扩散参数σx(t)分别为1.29×10-3、9.86×10-4、5.03×10-4和2.00×10-3、2.12×10-3、1.08×10-3 #cm;在1cm;其延迟系数分别为1.03×103、3.93×104、3.18×104和1.17×103、4.25×103、6.45×103.由于石英砂和黄土是两种不同介质,在示踪源层处核素比活度分布呈现"低谷"现象.     

环境水中U、Np、Pu、Am、Cm共浓集方法的研究

本文对大体积水样中 U、Np、Pu、Am、Cm 的共浓集方法进行了研究。采用了以氯化钙、氯化镁为载体,氢氧化物沉淀,载带浓集环境水中的 U、Np、Pu、Am,Cm。实验研究了 NaOH加入量,搅拌时间、水样体积对载带回收率的影响,单个核素及不同的混合核素的组合的载带回收率;以及 Np、Pu 的价态对载带回收率的影响和大体积下混合核素的回收率。该方法对大体积水样中这些锕系核素基本上能定量浓集(回收率92.7—96.8%);重复性好(标准误～3%)。实验证明 Np、Pu 的价态不影响载带回收率。该方法可用于厚样法测定这几个核素的“总α”以及薄源法测定超铀核素程序中。     

237Np、238Pu、241Am和90Sr在水泥、变质水泥固化块和水泥砂浆粉-土壤中迁移的野外试验研究

本文介绍了237Np、238Pu、241Am和90Sr在水泥、变质水泥和水泥砂浆粉-土壤体系的野外迁移试验方法和结果.将以石英砂为载体的四种核素的示踪源层,铺放在普通水泥试块和变质水泥试块内,以及以水泥砂浆粉为载体的四种核素的示踪源层,埋置在黄土包气带试验坑50 cm深处进行实验.在喷淋降水(5 mm/h×3 h/d)和天然降水两种条件下,核素在普通水泥试块、变质水泥试块和水泥砂浆粉中,三年的野外迁移试验结果显示,四种核素均看不出明显迁移.经过1 100多天,每种示踪剂迁移距离都在1 mm范围内.每种示踪剂从源层迁移到试块内的量只占源层投放量的5%左右,95%左右的核素仍存留在示踪源层内.尽管埋置后的变质水泥试块性能明显不如普通水泥试块,但核素在两种水泥试块中的迁移规律并未发现明显差异.核素在水泥砂浆粉中近1 100天野外实验期间迁移不到1 mm,说明水泥砂浆粉对核素迁移有很强的阻滞作用.     

TRPO萃取-电沉积法同时测定食品中的~(239)pu、~(241)Am和~(237)Np

本文叙述了用 TRPO 萃取、TTHA-HLac 分别反萃,电沉积制源、低本底α计数器测定的食品中~(239)Pu、~(241)Am 和~(237)Np 的同时测定方法。18种食品的分析结果表明,该方法对~(239)Pu、~(241)Am 和~(237)Np 的全程回收率分别为:(67.2±3.9)%、(67.0±3.9)%和(71.2±2.3)%;测最时间为48h 时,8g 灰样三种核素的方法灵敏度的均值为35μBq/g(灰);具有良好的去污效果;能满足测定食品中~(239)Pu、~(241)Am 和~(237)Np 的要求。     

磁流体动力学电沉积法制备241Am α放射源

针对目前核电站安全运行实时监测中对高分辨率²⁴¹Am作为稳峰源的需求,建立了一种高分辨率α放射源制备方法--磁流体动力学电沉积法,并设计了磁流体动力学电沉积法制备放射源的装置和流程。以²⁴¹Am为研究对象,对磁流体动力学电沉积法制备放射源的工艺条件进行了优化选择：在沉积槽单侧施加磁场使沉积源片中心处的磁感应强度B=0.193 T、(NH₄)₂SO₄电解液浓度0.5 mol/L、电流密度180 mA/cm²、沉积液pH=2.0～2.5、电极间距5 mm、沉积时间1 h。结果显示,²⁴¹Am可定量沉积在不锈钢阴极源片上,沉积效率近100%,且所制源的能量分辨率较不加磁场时提高了15.0%。所制源的牢固性和均匀性检验结果表明,磁流体动力学电沉积法所制备的²⁴¹Am α放射源的牢固性和均匀性均良好。     

阴离子交换法从辐照过的~(237)Np中回收~(238)Pu

本文详细地介绍了阴离子交换法从辐照过的NpO_2靶中分离纯化~(238)Pu的工艺实验结果。首先用~(237)Np和~(239)Pu研究了~(237)Np-~(239)Pu在阴离子交换柱上的吸附和洗脱行为,以及影响~(237)Np/~(239)Pu分离的各种因素,拟定了四循环流程条件。最后用辐照过的NpO_2靶进行了热验证。~(237)Np和~(238)Pu交叉沾污小于1%;总回收率分别为99.6%和98.0%;第Ⅰ阴离子交换循环~(237)Np-~(238)Pu的总γ净化系数达到2.4×10~3。     

阴离子交换法从辐照过的~(237)Np中回收~(238)Pu

本文详细地介绍了阴离子交换法从辐照过的NpO_2靶中分离纯化~(238)Pu的工艺实验结果。首先用~(237)Np和~(239)Pu研究了~(237)Np-~(239)Pu在阴离子交换柱上的吸附和洗脱行为,以及影响~(237)Np/~(239)Pu分离的各种因素,拟定了四循环流程条件。最后用辐照过的NpO_2靶进行了热验证。~(237)Np和~(238)Pu交叉沾污小于1％;总回收率分别为99.6%和98.0%;第Ⅰ阴离子交换循环~(237)Np-~(238)Pu的总γ净化系数达到2.4×10~3。     

阴离子交换法从辐照过的~(237)Np中回收~(238)Pu

本文详细地介绍了阴离子交换法从辐照过的NpO_2靶中分离纯化~(238)Pu的工艺实验结果。首先用~(237)Np和~(239)Pu研究了~(239)Pu在阴离子交换柱上的吸附和洗脱行为,以及影响~(237)Np/~(239)Pu分离的各种因素,拟定了四循环流程条件。最后用辐照过的NpO_2靶进行了热验证。~(237)Np和~(238)Pu交叉沾污小于1％;总回收率分别为99.6％和98.0％;第Ⅰ阴离子交换循环~(237)Np-~(238)Pu的总γ净化系数达到2.4×10_3。     

食品中~(237)Np 和~(239)Pu 的同时测定

本文给出了食品中~(237)Np 和~(239)pu 的同时分析方法,该方法用草酸钙浓集,用三正辛胺(TOA)从8N 盐酸体系中萃取,然后电沉积制源,在低本底α谱仪上测定。本方法对~(237)7Np 和~(239)Pu 的全程回收率分别为(80.1±9.6)%、(75.2±7.8)%;灵敏度分别为6.0×10~(-16)、6.1×10~(-16)Ci/g(灰)。本文还给出了五种食品中~(237)Np 和~(239)Pu 的分析结果。     

大量~(238)Pu中微量~(237)Np的测定

一、绪言关于镎的分析方法,国内外都进行了大量的工作,报道的文献也很多[1—3],而经常采用的有:(1)放化测量法,这是最常用的一种方法,尽管~(237)Np的比放比较低(1.56×10~3衰变/μg·min),但计数法还是比化学法,化学光谱法灵敏。(2)分光光度法,此法虽然比放化测量灵敏度稍低,但是在含镎的样品中,往往总是伴随有其它α放射性元素,而这些杂质元素比放经常比镎要强得多,因此采用α计数法测量镎时,对其它杂质要求有很     

树脂分离测定盐湖水中铀的含量及~(234)U/~(238)U活度比值

研究了一种测定盐湖水中铀的含量及234 U/238 U活度比值的方法。采用Chelex-100螯合树脂将盐湖水中大量的可溶盐基体与铀分离,钠的消除率大于99.9%,铀的回收率为90.5%~106%,4次平行测定结果的相对标准偏差小于10%。经P350树脂进一步纯化后,由α能谱仪测定234 U/238 U活度比值,相对标准偏差小于5%(n=3)。研究结果表明,该基体消除法可以用于盐湖水中铀的含量及234 U/238 U活度比值的测定。该技术已被应用于实际生产中。     

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。     

237Np,238Pu,241Am和90Sr在中国和日本膨润土中迁移的野外试验

从1997年6月25日到2000年7月11日在中国辐射防护研究院试验场，在天然降雨和人工喷淋（15mm/d）两种条件下，在包气带黄土中进行了²³⁷Np,²³⁸Pu,²⁴¹Am和⁹⁰Sr在中国膨润土和日本膨润土中迁移的野外试验。试块由膨润土和砂子以质量比为15∶85组成，试块大小为150mm×150mm。试验结果表明，在两种条件下，核素在两种膨润土试块中分布状态和变化趋势相似，²³⁸Pu和²⁴¹Am在3a内没有明显移动，²³⁷Np和⁹⁰Sr在天然降雨条件下，分布曲线有所展宽；在人工喷淋条件下经1106d后，²³⁷Np和⁹⁰Sr在试块内分别向下迁移15mm和20mm，呈现出扩散为主的迁移。     

Estimation of Covariance Matrices for Nuclear Data of 237Np, 241Am and 243Am

Covariance matrices were estimated for the fission and capture cross sections and the numbers of neutrons per fission of ²³⁷Np, ²⁴¹Am and ²⁴³Am given in JENDL-3.3. GMA and KALMAN codes were applied to estimate them for the fission and capture cross sections, respectively. In the low energy region, the errors of resonance parameters were given. The covariance matrices for the numbers of prompt neutrons per fission (V_p ) were evaluated by assuming a linear equation. For the delayed neutrons (v_d ), only their standard deviations were estimated. The results were compiled in the ENDF-6 format and merged with JENDL-3.3.     

电沉积法制备镅、钚和镎的α源

以０．１ｍｏｌ／Ｌ硫酸铵为电沉积液,在铁阳极与不锈钢阴极之间施加约１５Ｖ直流电压,控制电流密度为０．６５Ａ／ｃｍ＾２,沉积４０ｍｉｎ,镅、钚和镎可以定量地沉积在阴极上,其收率均≥９８％。探讨了１８种有代表性的共存物对电沉积率的影响,结果表明,多数阳离子（碱金属、碱土金属除外）影响电沉积率或分辨率;少量ＮＯ＾－３、Ｃｌ＾－、磷酸三丁酯（ＴＢＰ）、三烷基氧（ＴＲＰＯ）、煤油或草酸不影响沉积结果。当电解     

Measurement and Analysis of Fission Rate Distributions of 237Np and 238U in a Polyethylene System with a 65 MeV Neutron Source

Fission rates of ²³⁷Np and ²³⁸U in a polyethylene (CH₂) system were measured with a 65MeV quasi monoenergetic neutron source. Relative fission rate distributions dependent on polyethylene thickness up to about 70 cm were obtained for both nuclides with the experimental error within 7%. The present experiment was analyzed by the NMTC/JAERI code that has been employed for designing accelerator-driven transmutation systems. The fission rates of both ²³⁷Np and ²³⁸U calculated by the NMTC/JAERI did not agree with the experimental ones. The C/E values for both were about 2.0 at 71.8cm of polyethylene thickness when both experimental and calculated values were normalized to 1.0 at 0.0 cm of polyethylene thickness. A sensitivity analysis of the NMTC/JAERI was performed by changing cross sections and angular distributions of hydrogen and carbon and by employing three options of the intra-nuclear cascade/evaporation calculation of the NMTC/JAERI. The disagreement of the NMTC/JAERI calculation with the experimental values was partially improved by increasing the nonelastic-scattering cross section of carbon and by broadening the elastic-scattering angular distribution of carbon.