16 大量铀中镎钚的分离与测定——加压排空柱离子交换系统的设计及应用

镎和钚是长寿命极毒元素，核燃料后处理铀产品中对镎和钚的控制要求极其严格。准确、及时、稳定地测定乏燃料后处理厂铀线尾端样品以及铀产品（以下简称样品）中镎钚的含量是乏燃料后处理质量控制的要求。国内一直未建立起满足后处理铀线质量控制的分析方法，现有方法存在的主要问题是去除铀基体的分离流程长，去污因子不稳定，很难满足铀产品的质量控制要求（样品中镎和钚的含量极低而铀镎和铀钚的含量比值又非常高，只有经过有效分离后方能准确测定），而国外对此类方法均不予报道。     

切尔诺贝利4号堆有45吨核燃料下落不明

[英国《国际核工程》1994年2月号第2页报道] 根据1993年对切尔诺贝利事故核材料处理的估算,至今尚有150公斤钚和45吨铀同位素(包括430公斤铀-235)下落不明。 已对核事故期间该核电厂的全部核材料(包括未用过的核燃料,堆芯核材料和乏燃料)的处理进行了评估,并对其7年来的下落作了估算。详情如下: 未用过的核燃料 该切尔诺贝利核电厂核燃料贮存区贮存了36个核燃料组件:目前这些燃料组件贮存在该核电厂集中贮存区并将进行处置。 约有5个核燃料组件(含0.5吨铀,10     

铀及其他金属离子对痕量钚同位素比质谱测量的影响

环境中大部分的钚来自于核武器爆炸试验、核设施事故和后处理活动，其同位素组成与其来源密切相关。准确测量环境样品中钚的同位素比值及其含量水平，是评估环境中钚对人体可能产生的危害、了解核设施的活动历史、为核保障提供依据的重要工作。由于环境样品中铀钚比约为10^6-7：1，对于痕量钚的分析，铀对钚同位素测量的影响不容忽视；     

草酸铈和草酸铀的热分解机理及煅烧遗传性北大核心CSCD

在核燃料后处理过程钚尾端处理中,通常利用草酸制备草酸钚沉淀然后进一步煅烧获得氧化钚颗粒、用于MOX燃料的制造,因此掌握草酸钚热分解机制、控制氧化钚产品颗粒的形貌和粒度具有实际意义。针对草酸盐的热分解机理和沉淀在煅烧后颗粒形貌遗传性问题,本工作选用草酸铈和草酸铀作为研究对象,系统研究了草酸铈、草酸铀的热分解反应,结合同步热分析仪(TG/DSC)与X射线衍射仪(XRD)的表征,获得了草酸铈和草酸铀的热分解数据;制备了不同粒度的草酸铈和草酸铀,用激光粒度仪考察了煅烧前后颗粒的粒度,并用扫描电镜(SEM)观察颗粒聚集状态、粒度和形貌,结果表明煅烧分解会导致粒径有规律地下降,但形貌得以保留。     

大量铀中微量镎钚的分析

乏燃料后处理铀产品中对镎和钚的控制要求极其严格。现有方法难以满足铀产品的质量控制要求（样品中镎和钚的含量极低而铀-镎和铀-钚的含量比值又极高,经过有效分离后方能准确测定）,因此,建立满足铀线质量控制的镎钚的测定方法对于我国乏燃料后处理铀产品的质量控制具有重要的现实意义。     

展望可再生核电能源取代火电的前景

降低温室效应的有效途径之一为开发核电.为了核电的可持续发展,应开发可再生核能.本文对铀-钚可再生核燃料与钍-铀可再生核燃料的特性进行了阐述与比较,特别强调在我国钍-铀可再生核燃料的应用前景.     

阴离子交换分离控制电位库仑法测定辐照后核燃料元件溶解液中的钚

本文提供了一个阴离子交换分离,控制电位库仑法测定辐照后核燃料元件溶解液大量铀中小量钚的方法。钚(Ⅳ)在7.5 NNO_3介质中吸附在711型树脂床上,用7.5N HNO_3洗涤铀、裂变产物和其它杂质元素后,用0.5N HNO_3-0.02M NH_2OH·HCI洗涤钚,最后以1 NHN0_3为支持电解质,金丝网作工作电极进行库仑测定。测定范围为1—4 mg钚。用化学校正方法,对辐照后核燃料元件溶解液样品7次平行测定的相对标准偏差为±0.33%。     

钚电解还原脉冲筛板柱研究进展

在核燃料后处理工艺中，由于ＴＢＰ对不同价态的铀钚离子的萃取能力有显著差异，通过氧化还原多次调节铀钚离子的价态就能实现他们对裂片产物的去污及他们之间的相互分离［１］。因此，氧化还原剂的选择是后处理过程中一个至关重要的问题。为适应我国动力堆燃料循环体系的发展及改进后处理流程，简要介绍钚电解还原工艺的特点，论述钚的电解还原原理及其在电脉冲柱中的传质过程，主要介绍电脉冲柱由隔膜式、隔离体式到完全不分阴极室及阳极室的简单的普通脉冲柱型式的发展，以确定我国电解还原脉冲筛板柱发展的基础。     

γ能谱法测定铀、钚同位素丰度

简单介绍了特殊核材料铀、钚同位素丰度测定在核材料管理和衡算中的作用;着重描述了γ能谱法测定铀、钚同位素丰度的原理和实验方法.实验结果表明,使用高分辨率的高纯锗探测器,γ能谱法测定铀、钚同位素丰度的不确定度在2%以内.     

事故性UF6释放的辐射环境影响估算

ＵＦ６是核燃料生产过程中一种重要的中间产品，生成于铀同位素分离过程中，因此，ＵＦ６大量向环境释放是核燃料生产厂运行期间可能发生的一种潜在事故。     

四氟化铀的氟化及其反应动力学

序言六氟化铀是唯一稳定的易挥发的铀化合物,为分离铀的同位素U~(235)和U~(238)的重要原料,不仅应用于气体扩散同位素浓集工厂,也应用于超速离心分离同位素过程。由于它的高度挥发性,在处理辐照过的铀时,可利用分级蒸馏的方法与钚和放射性碎片分离。因此它在原子能工业中具有重要的意义。     

MGA-U软件的使用

MGA 是用于分析使用平面型HPGe探测器谱仪获取的铀、钚样品 g 射线能谱,测定铀、钚同位素丰度的专用软件,包括MGA和MGA-U两部分。前者用于钚同位素丰度的分析,后者用于铀同位素丰度的分析。 MGA-U软件分析使用高分辨率(对57Co的122 keV g 射线峰的半宽度≤550 eV)平面型HPGe探     

基于还原体系的气溶胶中铀同位素分析方法研究

铀的同位素分析对铀的辐射剂量评价和环境污染源调查工作有重要意义。本文建立了以抗坏血酸为还原剂的气溶胶样品铀同位素分析方法,将气溶胶样品全融处理,离子交换法对铁、钚等干扰元素的去除效果良好,铀同位素的放化回收率为74.5%～93.6%,平均值为81.5%,能够满足气溶胶样品铀同位素常规分析的要求。     

γ能谱法测定铀、钚同位素丰度

简单介绍了特殊核材料铀、钚同位素丰度测定在核材料管理和衡算中的作用;着重描述了γ能谱法测定铀、钚同位素丰度的原理和实验方法。实验结果表明,使用高分辨率的高纯锗探测器,γ能谱法测定轴、钚同位素丰度的不确定度在2%以内。     

铀基体中痕量钚的分离

为了从铀基体中分离痕量钚,采用由TBP 色层柱和7402季铵盐色层柱组成的萃取色层法及低本底α谱仪对模拟铀样品中铀钚分离方法进行了研究,并确定了分离流程的条件;对影响流程分离效果的主要因素,如料液和洗涤液酸度、流速、解吸液浓度等进行了研究,确定了最佳分离流程.当料液中铀和钚分别为0.1 g和6 ng时, 对铀的去污因子大于107,钚的收率大于95%,满足了质谱法测量铀基体中杂质钚同位素丰度比值的要求.使用该流程对后处理铀产品进行了铀钚分离及质谱测量.     

液态N2O4用于Pu的调价

核燃料后处理先进二循环流程在铀钚分离及钚的纯化过程中使用的二甲基羟胺（DMHAN）-甲基肼（MMH）是一首次应用的无盐还原体系。为将Purex流程U／Pu分离阶段中得到的Pu（Ⅲ）氧化为Pu（Ⅳ），首先需将1BP槽中的还原剂N，N-二甲基羟胺和单甲基肼氧化破坏。此先进流程的主要目标之一是减少后处理过程中产生的固体废物。     

TIMS测定模拟1AF料液中铀钚同位素组分

采用溶剂萃取/离子交换分离-热表面电离质谱法,对模拟1AF料液中铀钚同位素组分测定技术进行了研究。通过对化学分离条件、仪器测量参数、信号强度、各种干扰等测定条件的研究和选择,实现了铀、钚同位素组分的精密测定。在选定的条件下,测定了模拟1AF料液中的铀钚同位素,主要同位素235U和239Pu测定精密度(sr)均优于0.05%。     

用微波加热直接脱硝的钚铀混合转换装置的设计

钚铀混合转化法的研究已引起世界各国的关注,它对于核燃料(快堆和热堆燃料)的再利用以及燃料运输、贮存等方面,有着极为重要的作用,当前世界一些国家正进行钚铀混合转化工艺的研究。     

核燃料循环开发机构与俄罗斯合作进行核处置

【日本《原子能视野》2000年5月刊报道】利用核燃料循环开发机构的技术,协助俄罗斯处置钚的作业于3月下旬在俄罗斯的快堆BN-600上正式起动。该项目是把俄罗斯拆解核武器产生的钚与铀燃料混合成为混合氧化物燃料(MOX),并用俄罗斯的快堆BN-600进行燃烧处理,此项目分三阶段进行。第一阶段为准备阶段(到2003年前后),进行MOX燃料制造的验证和照射试验。在第二阶段(2000～2006年),每年处理钚0.3吨;第三阶段,在改造BN-600堆芯的同时,延长反应堆寿命,到2020年之前计划处理20吨钚。核燃料循环开发机构与俄罗斯合作进行核处置@李韡…     

干法后处理技术典型流程综述

虽然基于溶剂萃取的Purex流程在乏燃料后处理几十年的应用中取得的成功,使得水法后处理至今没有发展出可以取代这一流程的新萃取剂,但干法后处理却有了两种可供进一步发展的流程:氟化物挥发法和高温电化学法。氟化物挥发法存在的最大问题是热力学上PuF6必须在有大量F2过剩的条件下才稳定。高温电化学法适合于处理合金元件,以及氧化物和碳化物元件。首先,将核燃料熔解在熔盐中,然后,电解使铀钚在阴极上沉积,再对阴极上沉积出来的铀钚进行精制而得到铀钚产品。但该方法存在熔盐对MOX的熔解能力和对过程设备的腐蚀问题。