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%。     

γ辐照联合H_2O_2处理污泥滤液的研究

采用60 Coγ射线辐照处理污泥滤液,通过对比处理前后化学需氧量(COD)、紫外可见吸光度和浑浊度的变化,研究了辐照处理中初始pH、初始H2O2浓度和吸收剂量对污泥滤液处理效果的影响。结果表明:在相同吸收剂量和初始H2O2浓度条件下,酸性条件更利于CODCr的降低;γ辐照联合H2O2处理存在显著协同效应,吸收剂量为18.75kGy、初始H2O2浓度为2mmol/L时,污泥滤液CODcr去除率达70.4%,浑浊度下降94.9%。     

微波辐射H_2O_2漂白麦草浆的研究

进行了麦草浆的水浴加热漂白和微波辐射漂白对比实验,考察了微波辐射H2O2漂白过程中微波辐射功率、处理时间、H2O2及NaOH用量对漂白纸浆性能的影响,采用正交试验的方法对实验条件进行了优化,并用纤维分析法对纸浆纤维形态进行了研究。微波辐射H2O2漂白纸浆的最佳工艺条件是:微波辐射功率240 W、辐射时间2.5 min、H2O2用量5%、NaOH用量4.5%,在此条件下纸浆白度可达59%ISO左右。纤维分析测定结果发现微波辐射漂白前后纸浆纤维形态基本没有发生变化。结果表明,微波辐射替代水浴加热应用于H2O2纸浆漂白是一种切实可行的方法。     

UTEVA萃取色层分离超铀元素的性能研究

为建立快速、可靠的环境样品中超铀元素的分析方法,对UTEVA萃取色层树脂分离超铀元素的性能进行了研究。通过改变氧化还原条件、淋洗剂种类和浓度来探索UTEVA萃取色层树脂分离Am、Pu、Np和U的实验条件及分离效果,确定了以3 mol/L HNO3、1 mol/L HNO3-0.1 mol/L抗坏血酸、2 mol/L HCl-0.1 mol/L草酸、0.01 mol/L HNO3分别作为UTEVA树脂上Am、Pu、Np和U的淋洗剂,获得Am、Pu、Np和U的回收率分别为(93±1)%(、68±2)%(、44±3)%和(70±5)%(n=6),各核素间的去污因子为1×102~5×105。结果表明,用单个UTEVA萃取色层柱能够将Am、Pu、Np和U分离,并将此方法成功用于环境样品中Am、Pu、Np和U的分离。     

1AW溶液中U、Np和Pu的分析

研究了H2O2同时调节镎、钚、铀价态至Np(Ⅳ)、Pu(Ⅳ)以及U(Ⅵ)的条件,在6mol/L HNO3浓度下,使用1.5%H2O2作为氧化还原剂对1AW进行调价,吸附上UTEVA柱并淋洗后,对钚、镎和铀进行洗脱。对模拟放射性样品进行预处理后,其中铀、镎、钚单独顺序洗脱的回收率分别为91.5%、119%、99.8%,137 Cs的去污因子高达7.4×104,单个样品操作时间约为1~1.5h;若钚洗脱后铀、镎同时洗脱并使用ED-XRF测量可以减少操作时间,铀、镎的回收率分别为102.4%、93.9%。均满足样品分析及辐射防护要求。     

钚沉淀母液中残留草酸根的分析

采用离子色谱作为检测仪器,建立了简便、灵敏的测定草酸钚沉淀母液中残留草酸根的新方法。样品稀释后,首先用羟基脲(HU)还原破坏MnO-4,再过H柱去除阳离子,然后采用5L/min氮吹55℃蒸发的方法去除硝酸干扰,离子色谱仪进行检测。标准曲线在0.01~50mg/L范围内线性良好,相关系数r2=0.996,草酸根的检出限为5.3μg/L。采用建立的方法对模拟样品进行重加回收实验,草酸根回收率在88%~92%之间,0.5mg/L草酸根6次测定的sr=4.0%。该方法操作简单、灵敏度高,为草酸钚沉淀母液中残留草酸根的检测提供了可行的分析方法。     

TBP萃取分离超钚元素的研究

本文研究了TBP-煤油溶液自HNO_3溶液中萃取分离钚与镅,超钚元素的萃取和用不同pH值的DTPA-LiNO_3溶液自TBP-煤油溶液中反萃分离超钚元素和镧系元素的条件。     

计算机模拟法研究铀钚的非还原分离

应用遗传算法研究了铀钚的非还原分离，得到了一个可行的工艺条件，计算了该工艺条件下Ｕ（Ⅵ）、Ｐｕ（Ⅳ）和酸的浓度剖面，分析了各变量的灵敏度和操作弹性。计算结果表明，用稀酸可以实现铀钚的非还原分离，同时得到铀产品及不同钚浓度的制备ＭＯＸ元件的铀钚混合液。     

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.     

大体积水中钚的浓集和测定

以活性Al2 O3为吸附剂 ,采用吸附型大体积水样采集装置浓集水中钚 ,用HNO3 NaF溶液浸出钚 ,最后分离纯化。在 10 0L自来水中加入 5 0× 10 - 3 Bq/L2 39Pu时 ,全程放化回收率为 :(4 7 6± 8 5 ) % ,10 0L水中2 39Pu的探测下限为 3 0× 10 - 6Bq/L     

聚丙烯酰胺絮凝处理低放含钚废水技术

以MgCl2作为助剂,采用不同相对分子质量的阳离子聚丙烯酰胺(PAM)对低放含钚废水进行絮凝处理,以钚去除率为评价指标,确定较优絮凝剂及其最佳絮凝条件,对絮凝过程中产生的放射性泥浆体积和沉渣量进行研究,并与传统无机絮凝剂进行比较.实验采用有机絮凝法处理后的废水中钚放射性浓度低于1 Bq/L,钚去除率大于95％.结果表明...     

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。     

HNO3-H2C2O4体系中Np和Pu的分离研究

研究了30％TBP-煤油在不同的硝酸-草酸混合溶液中对Np,Pu各价态的萃取分配,在HNO     

尿中微量钚的化学前处理条件研究

对尿液中钚含量进行分析是对钚操作者内照射剂量估算的主要手段。本工作采用强碱性阴离子交换树脂柱分离纯化尿样,对尿中痕量水平钚分析中前处理化学条件进行了优化研究。优化后处理条件为：平衡后离子交换柱酸度为7～8 mol/mL;吸附流速为0.5～0.8 mL/min;解吸流速为0.2～0.3 mL/min;解吸液为10 mL;脉冲电镀电流为0.5 A;电流频率为2 000 Hz;占空比为1∶2;电镀时间为2 h。采用优化处理条件后,全流程加入的指示剂为4.23×10^-3 Bq标准²³⁸Pu溶液时,全程回收率为66.0%。结果表明,优化条件后,回收率提高10％～15％,且大大缩短了分析测量时间。     

Distribution of Plutonium Isotopes in Cooling Water from a PWR

Abstract

An investigation of plutonium isotopes in the primary cooling system of the Ringhals unit 2 (PWR) during normal operation has shown average concentrations of 0.03 Bq·l ^?1 of ²²⁸Pu and 0.02 Bq·l ^?1of ^{239 240}Pu. A major fraction of plutonium is associated with particles in contrast to dissolved plutonium in ionic form. The observed concentrations of plutonium isotopes in cooling water are characterized by log-normal distributions. The overall efficiency of the ion- exchange cleaning system with respect to plutonium in the primary circuit has been estimated as approximately 60%. During normal operation the ion-exchange cleaning system annually collects about 3 MBq of ²³⁸Pu and ²³⁹MBq of ^{239 +240}Pu. The cleaning system efficiently removes plutonium particles with sizes in the range 0.05 to 0.15 um from the primary cooling water. Particles with sizes outside this range are removed less efficiently.