电沉积铀靶制备技术研究

研究了在水溶液体系中采用电沉积法制备铀靶的方法。以0.15mol/L草酸铵为电解液,铂丝为电极,通过考察阴极处理工艺、电流密度、电沉积时间、pH、温度、搅拌速度、镀液中UO2(NO3)2浓度等对电沉积效率及镀层质量的影响,确定了制备电沉积铀靶的最佳工艺参数,其中,沉积效率通过紫外分光光度法测得。在pH=2～3、电流密度60mA/cm2、保持温度60℃、镀液中UO2(NO3)2浓度约1.67mg/mL时沉积效率可达约98%。采用红外光谱、X射线能谱和扫描电镜等对铀沉积层进行了测试。结果显示,铀以水合聚合物的形式存在,可能的结构为[UO2(H2O)4-O-UO2(H2O)4-O],铀的沉积层的纯度较高,除检测到铀(65.35%)、氧(27.38%)、碳(5.46%)和铂(1.81%)外未引入其他杂质,镀层表面平整、致密,与衬底结合牢固。单次铀的电沉积层厚度可达6mg/cm2,采用高温烧结后重复电镀的方法可将电沉积铀的密度提高到6～8mg/cm2。     

脉冲分子镀制备铀靶方法研究

采用脉冲电沉积方法, 以N,N-二甲基甲酰胺(DMF)体系为电镀介质,研究了电极距离、溶剂DMF的体积、沉积时间、铀的质量浓度、阴极材料等对镀层性能和铀沉积率的影响,得到在DMF中脉冲分子镀铀的最佳条件, 制备得到的靶面平整、牢固.用扫描电镜分析了铀靶的形貌和组成,采用测厚仪分析了铀靶厚度的均匀性.结果表明,在脉冲电沉积中,铀是非均匀沉积,靶面密度为0.2～2.0 mg/cm2.     

水溶液体系制备铀电镀靶

对影响电沉积铀的主要因素进行了试验和讨论,在电沉积法制备铀靶的初期实验中,选用不锈钢作为电沉积铀的靶片,用UO2(NO3)2和(NH4)2C2O4作为镀液,pH值为2~3。对影响电沉积铀的主要因素进行了试验和讨论,并用分光光度法分析了电镀残液中的铀含量,最终制得的铀靶的沉积厚度达到8~10mg/cm2,镀层牢固、均匀,电镀效率大于80%。     

电沉积LEU UO_2靶件生产医用~(99)Mo的工艺研究

~(99)Mo是一种重要的医用放射性同位素。采用低浓铀(LEU)靶件生产裂变~(99)Mo是发展趋势。本工作进行了电沉积UO_2靶件制备、靶件溶解以及99Mo化学分离等工艺研究,确定了电沉积LEU UO_2靶件制备医用裂变99Mo的工艺流程。研究表明,于不锈钢管内壁上电沉积UO_2,在p H=7、电流0.5~2 m A/cm2、温度75~90℃、镀液中U浓度5 mg/mL条件下,经过约210 h电沉积,不锈钢管内壁上UO_2沉积层质量达到42 mg/cm~2;采用6 mol/L HNO_3溶解UO_2镀层。采用α-安息香肟沉淀法实现~(99)Mo与大量裂变产物的初步分离,采用阴离子交换法与活性炭色层法联用实现99Mo的纯化;纯化后的99Mo溶液中,杂质~(131)I、~(90)Sr、~(95)Zr、~(103)Ru、~(238)U活度与~(99)Mo活度比值分别为4.47×10~(-6)%、7.40×10~(-7)%、8.67×10~(-7)%、2.57×10~(-6)%、1.69×10~(-14)%,均小于《欧洲药典》规定值,满足医用要求。本工作建立了电沉积LEU UO_2靶件生产高纯医用裂变99Mo的工艺流程,为今后采用LEU技术生产医用裂变99Mo,进而实现其自主规模化生产打下了基础。     

电沉积 LEU UO2 靶件生产医用99Mo的工艺研究

⁹⁹Mo是一种重要的医用放射性同位素。采用低浓铀（LEU）靶件生产裂变⁹⁹Mo是发展趋势。本工作进行了电沉积UO₂靶件制备、靶件溶解以及⁹⁹Mo化学分离等工艺研究,确定了电沉积LEU UO₂靶件制备医用裂变⁹⁹Mo的工艺流程。研究表明,于不锈钢管内壁上电沉积UO₂,在pH=7、电流0.5~2 mA/cm²、温度75~90 ℃、镀液中U浓度5 mg/mL条件下,经过约210 h电沉积,不锈钢管内壁上UO₂沉积层质量达到42 mg/cm²;采用6 mol/L HNO₃溶解UO₂镀层。采用α-安息香肟沉淀法实现⁹⁹Mo与大量裂变产物的初步分离,采用阴离子交换法与活性炭色层法联用实现⁹⁹Mo的纯化;纯化后的⁹⁹Mo溶液中,杂质¹³¹I、⁹⁰Sr、⁹⁵Zr、¹⁰³Ru、²³⁸U活度与⁹⁹Mo活度比值分别为4.47×10^-6%、7.40×10^-7%、8.67×10^-7%、2.57×10^-6%、1.69×10^-14%,均小于《欧洲药典》规定值,满足医用要求。本工作建立了电沉积LEU UO₂靶件生产高纯医用裂变⁹⁹Mo的工艺流程,为今后采用LEU技术生产医用裂变⁹⁹Mo,进而实现其自主规模化生产打下了基础。     

荷兰高通量堆停止使用高浓铀靶

正【世界核新闻网站2021年3月18日报道】荷兰核研究和咨询集团(NRG)位于佩腾(Petten)的高通量堆(HFR)在生产放射性同位素时已不再使用高浓铀靶件。为降低扩散风险,高通量堆2006年完成靶件低浓化改造,能够从使用高浓铀靶件转为使用低浓铀靶件。但是由于负责从辐照后靶件中提取放射性同位素的比利时放射性元素研究所(IRE)未能完成工艺改造,不能完全处理低浓铀靶件,因此高通量堆2006年后仍在使用高浓铀靶件。     

乏燃料干法后处理中铀电沉积行为模拟研究

基于多物理场耦合软件COMSOL,在LiCl-KCl熔盐体系中建立以电解槽为阳极、双石墨棒为阴极的氯化铀电沉积行为三维数值模型。通过研究熔盐中铀离子的运动情况以及对阴极几何形状的实时计算,得到了铀电沉积的沉积层厚度随时间的变化情况,得到了铀离子阴极沉积行为与阴极表面的位置、熔盐铀离子浓度、反应温度、平均电流密度之间的关系。研究中,还将模拟结果与氯化铀熔盐电解实验数据进行对比,计算与实验结果拟合良好,证明铀电沉积行为模拟的可靠性,模拟结果可为乏燃料干法后处理中铀的提取提供设计参考。      

电沉积法制备~(235)U靶

电沉积法制备用于反应堆生产裂变99Mo的235U靶,是在一个密闭的圆筒形不锈钢结构的容器内进行的。不锈钢靶容器的内表面薄薄地镀一层铀,镀层应牢固而均匀。文中介绍了两种电沉积方法:一种是铀以氧化物的形式从含有铀盐的UO2(NO3)2(NH4)2CO4·H2O水溶液中沉积出来;另一种方法是从熔盐体系中直接电沉积金属铀,其电沉积效率和电沉积量都要高于水溶液体系电沉积铀。     

11 电沉积制靶技术研究

电沉积制靶技术常用于制备标准源和辐照靶件。电沉积制靶对设备要求相对简单且易于控制，适用于毫克级辐照靶件的制作。锕系元素的电沉积，较多采用草酸铵体系。草酸介质的缓冲能力较大，对设备无腐蚀，草酸根离子且可络合易水解的离子。     

比利时开始使用低浓铀生产钼-99

正【世界核新闻网站2020年5月4日报道】比利时BR2研究堆近期完成靶件低浓化改造,首次利用低浓铀靶生产放射性同位素钼-99。这座研究堆此前一直利用高浓铀靶生产钼-99。为了消除高浓铀带来的扩散风险,该堆于2015年启动靶件低浓化改造工作。     

Gd_2O_3－UO_2芯块中钆和铀含量的IDMS测定

本文介绍了Ｇｄ２Ｏ３－ＵＯ２芯块中Ｇｄ和Ｕ含量的同位素稀释质谱法：分别用浓缩１５７Ｇｄ和２３３Ｕ作稀释剂，定量加入到芯块溶液中，然后用萃淋树脂（ＤＨＤＥＣＭＰ）萃取分离出Ｇｄ和Ｕ，用热表面电离质谱计测定。本法对Ｇｄ和Ｕ含量的测定精密度为０．７％。     

后处理主工艺操纵人员持照岗位设置探讨

乏燃料后处理设施主工艺操纵人员是关系设施核与辐射安全的重要专业技术人才,有必要对安全重要的操纵岗位实行操纵人员持照管理。在乏燃料后处理设施主工艺的首端、铀钚分离、铀尾端和钚尾端四大工序中,对其所执行的安全功能、潜在事故以及历史发生的人因事故开展了分析和比较。研究发现:首端、铀钚分离、铀尾端和钚尾端四个工序均执行了预防临界、放射性物质包容和外照射防护的安全功能;历史发生的人因事故更多地集中在铀钚分离、铀尾端或钚尾端三类工序;首端、铀钚分离、铀尾端和钚尾端四大工序的操纵岗位都有必要设置相应的持照岗位并开展操纵人员资质管理。     

铀自燃对放射性气溶胶的影响研究

以国内某金属铀真空蒸镀实验室的金属铀物料加工工艺为对象,采用放射性气溶胶连续监测,向心式气溶胶粒度分级采样,垂直高度分级采样等方法,研究了金属铀自燃对实验室空气中放射性气溶胶浓度、粒径分布、空间竖直分布的影响。结果表明,金属铀自燃明显提高了实验室空气中放射性气溶胶的浓度;所产生的气溶胶活度中位直径为9.89μm,粒径分布中大粒径气溶胶粒子占优;燃烧产生的放射性气溶胶在物料高度处浓度的增大水平高于工作人员呼吸带的增大水平。     

探测器用铀电镀片的制作

固体径迹火花自动计数器用于中子学参数实验中裂变率的测量时,其关键部件转换靶是贫化铀和浓缩铀镀片,该镀片用电镀法制备.介绍了电镀片的制作工艺和方法,对实验结果进行了分析和讨论.     

Preparation of High Density Uranium Nitride and Uranium Carbonitride Fuel Pellets

Uranium nitride and uranium carbonitride fuel pellets were prepared for irradiation in the Japan Material Testing Reactor. The pellets are 6.9 mm in diameter and 7 mm long, and are of natural and 5% enriched uranium. Uranium nitride powder was prepared from uranium metal via hydride and higher nitride. Uranium carbide powder was prepared from uranium metal by hydriding and then reacting with propane. The lowest possible reaction temperatures were selected to obtain fine and reactive powders. Uranium nitride and mixed powders of different ratios (UC: UN = 1: 3, 1:1 and 3: 1) were cold pressed without binder. Sintering was carried out in a tungsten crucible in vacuum (10~⁴ mmHg) for 2 hr at 1,900°–2,000°C. The density of the pellets obtained was in the range of 90~95% of the theoretical value with an oxygen content of 1,300~2,100 ppm. No second phase, such as metallic uranium, were observed in the specimens, either by metallography or X-ray diffraction. These pellets of unexpectedly high density without second phase must have been obtained thanks to the good powder characteristics combined with proper sintering conditions. The compositions of uranium carbonitride pellets were found to be slightly nitrogen deficient, compared with the reactants.     

铀加工与燃料制造设施核临界事故所致瞬发剂量计算研究

建立了基于蒙特卡罗（MCNP）程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法，并将该计算方法与EJ/T 988—96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例，采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明，EJ/T 988—96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量；基于MCNP程序建模的计算方法，因其求解算法的科学性和模型对屏蔽介质的准确描述，以及结果误差的可控性，使得计算结果更准确。因此，建议采用基于MCNP程序建模的方法计算铀加工与燃料制造设施核临界事故下的瞬发剂量。      

Purification of uranium products in crystallization system for nuclear fuel reprocessing

Uranium crystallization system has been developed to establish an advanced aqueous reprocessing for fast breeder reactor (FBR) fuel cycle. In the crystallization system, most part of uranium in dissolved solution of spent FBR-MOX fuels is separated as uranyl nitrate hexahydrate (UNH) crystals by a cooling operation. The targets of U yield and decontamination factor (DF) on the crystallization system are decided from FBR cycle performance and plutonium enrichment management. The DF is lowered by involving liquid and solid impurities on and in the UNH crystals during crystallization. In order to achieve the DF performance (more than 100), we discuss the purification technology of UNH crystals using a Kureha Crystal Purifier (KCP). Results show that more than 90% of uranium in the feed crystals could be recovered as the purified crystals in all test conditions, and the DFs of solid and liquid impurities on the purified UNH crystals are more than 100 under longer residence time of crystals in the column of KCP device. The purification mechanism is mainly due to the repetition of sweating and recrystallization in the column under controlled temperature.     

鄂尔多斯盆地南缘砂岩型铀矿地质特征及成矿条件分析

鄂尔多斯盆地南缘,中侏罗统中粗粒砂岩中古层间氧化带发育,铀含量高,砂岩型铀成矿地质条件有利,已发现多处砂岩型铀矿床（点）。铀矿化产于中侏罗统直罗组下段辫状河流相的砂体中,受古层间氧化带控制;铀矿化与砂岩渗透性关系密切,一般产于胶结疏松、透水性较好的砂体中;成矿区域内中侏罗统广泛发育,砂岩型铀矿找矿潜力大。     

用UTEVA树脂分离铀-α谱仪测量铀同位素的分析方法北大核心CSCD

本文建立了一种盐酸体系下用UTEVA树脂分离铀、α谱仪测量铀同位素的分析方法。在600℃条件下灼烧4 h,通过混合酸和H_(2)O_(2)的联合使用,使样品中的铀全部转移至溶液中。加入抗坏血酸使样品溶液始终保持还原体系,通过UTEVA树脂后实现铀的分离纯化,电镀制源后利用α谱仪测量。使用掺标样品和真实气溶胶样品对分析流程进行了验证,测量结果与目标值吻合度好,化学回收率稳定且高于95%,其变异系数为±5%。