用中子活化前组分离的方法测定地质标样中希土元素

前言地质样品中希土元素的中子活化分析已有许多文献报导,一般是活化以后对样品进行化学处理,使希土和干扰放射性核素分离。为了消除轻希土对重希土的干扰,有些作者还作轻重希土之间的进一步分离。活化后处理样品的缺点是放射性强,测定半衰期较短的核素时更是如此,另外在铀含量高的样品中,由于裂变产物的生成阻止了La,Ce及Nd等元素的准确测定,所以也有不少作者采用照射前处理样品的方法。     

克量级铀中微量铕和铽的放化分离方法研究

为提高中子诱发铀裂变时低产额裂变产物~(156)Eu和~(161)Tb产额测量的精度,需获得放化纯的~(156)Eu和~(161)Tb样品。本工作建立了氢氧化物共沉淀法除铝、氟化钙共沉淀法除铀、TRPO萃取法提取稀土元素、阳离子交换色谱法从混合稀土元素中分离Eu和Tb的流程,可用于大量铀、铝和裂变产物中微量Eu和Tb的分离。在待分离样品中含2 g铀、0.65 g铝和裂变产物的条件下,该流程对Eu、Tb的化学回收率均大于80%,对U、~(239)Np、~(95)Zr、~(103)Ru、~(131)I、~(132)Te、~(140)Ba、~(140)La、~(141)Ce、~(147)Nd等主要干扰物质的去污因子达到10~6。该方法可满足中子诱发铀裂变时~(156)Eu和~(161)Tb产额精确测量的要求。     

同位素稀释质谱法测定动力堆辐照元件中^149Sm的含量

一、引言 核燃料经反应堆辐照后,产生一系列裂变产物。~(149)Sm是裂变产物中的一个核素,它具有较大的中子反应截面。当它大量存在时,严重影响中子的利用率。因此,~(149)Sm含量的测定,对反应堆的运行、设计和核燃料的后处理等工作,具有重要意义。 本工作采用同位素稀释质谱法,对反应堆辐照元件中~(149)Sm的累积量进行了测定。为了降低元件样品用量和减少误差来源,采取相应的措施,获得满意结果。     

中子活化法测定~(232)Th裂变产物产额

采用中子活化法测量了~(232)Th的裂变产物及其累积产额。利用加速器T(d,n)~4He反应产生的14.9 MeV高注量中子长时间照射ThO_2样品,用高纯锗γ谱仪测量其特征γ谱,求得较长半衰期核素~(99)Mo、~(141)Ce、~(143)Ce、~(131)I、~(140)Ba等的裂变产额,实验结果的典型误差为4%。其中,利用MCNP程序对中子的多次散射效应和自屏蔽效应进行修正,同时考虑了中子注量波动及γ射线在样品中的自吸收影响。     

强放射性溶液中微量铀的活化分析

本文是用比较法测定强放射性溶液中的微量铀,因常规的活化分析法不能消除样品中原存裂变产物的干扰,我们选择了~(92)Sr的子体~(92)Y作为测定核素。本法对其它裂变产物的去污系数除~(144)Ce-~(144)Pr为1×10~4外,其余都大于1×10~5。精密度为±7%。若有~(239)Pu存在时,会引起正误差。分析4～6个样品,全部分离操作时间需10个小时。     

UF_6水解液中21个杂质元素的中子活化分析

UF_6为重要核材料,准确测定UF_6中痕量杂质元素对指导工艺生产,保证产品质量具有重要意义。由于铀在堆中子辐照过程中产生~(239)Np和一系列裂变产物,因此必须用前处理方法除去铀基体,使残余铀产生的~(239)Np和裂变产物不再影响铀基材料中痕量元素的中子活化分析。杂质元素含量越低,对这种分离要求就越高。 本文提出了化学组分离-中子活化分析法测定UF_6水解液中痕量元素分析流程。把UF_6水解液去F~-转化为5.5N HNO_3介质,使其两次通过80％TBP-KelF色层柱(φ7×140mm和φ3×60mm)预分离除去铀。痕     

~(141)Ce标准溶液制备与绝对测量

一、序言 高纯度的~(141)Ce放射性核素在生物学和化学示踪研究方面,以及在内转换和γ谱学研究中都是很有用的。尤其在核医学应用中,用~(14)Ce作~(99m)Tc强度测量的模拟标准是很适宜的。 在反应堆中制备~(141)Ce放射性核素,一般有以下几种方法:(1)从铀的裂变产物中分离;(2)用天然的铈同位素,经(n,γ)反应产生;(3)采用~(139)La生产放射性纯的~(141)Ce(见图1)。上述几种方法有如下缺点:(1)~(141)Ce产物中有~(144)Ce及~(139)Ce的污染)(2)产额低;(3)要     

1.4MeV-5MeV中子诱发~(238)U裂变产额测量

~(238)U裂变产额测量工作在核数据测量中有着重要意义,本工作利用2.5MeV质子静电加速器产生的1.4MeV-5MeV单能中子诱发238U裂变,通过对裂变产物放射性的测量对裂变产物核素~(135)I、~(133)I、~(105)Ru和~(91)Sr的产额进行了测定。照射过程中中子通量用活化法确定。分析了影响实验测量的多个因素,包括用MCNPX程序对中子在靶头及样品中的多次散射和自屏蔽效应进行了修正,对γ射线在样品中的自吸收进行修正等。得到产额数据典型误差为3.5%,最后把测量结果与已有的裂变产额数据进行比对。     

中子活化分析法测定岩石和矿物中的痕量金

本文描述了测定岩石和矿物中痕量金的中子活化分析方法。使用两种预分离富集金的方法,一种方法是用王水分解样品,用活性炭纸浆柱动态吸附金,然后将活性炭在650～700℃的温度下灰化;另一种方法是用王水分解样品,用充炭聚氨酯泡沫塑料柱动态吸附金,然后将充炭泡沫塑料在650℃灰化。灰中的金用中子活化分析法测定。这种方法的探测限是0.004ng/g,用金标准参考物检验了本方法的准确度,其结果与推荐值很吻合。讨论了仪器中子活化分析和超热中子活化分析在测金时来自样品中铀裂变产物及~(153)Sm和~(152)Eu的靠近411.8keVγ射线的干扰及校正方法。     

基于MCNP的缓发裂变中子衰减时间谱模拟计算

基于核裂变反应发生与缓发裂变中子发射这两个物理过程在时间上可相互分离的思想,利用MCNP程序计算得到了含铀地层0~100s范围内的缓发裂变中子衰减时间谱。模拟计算了球体几何模型中235 U与238 U核裂变反应率空间分布;借助SOURCE子程序依次对缓发裂变中子的发射位置、发射方向、发生核裂变反应的核素、缓发裂变中子所在的群组、发射时间及其初始能量等参数进行了抽样。结果表明,计算得到的缓发裂变中子衰减时间谱的时间特征与铀核素的缓发裂变中子群参数相符合。对缓发裂变中子总计数与地层铀含量之间的关系进行了线性拟合,拟合结果的相关系数平方值大于0.998 5,该结果从理论上验证了缓发裂变中子测井铀含量线性模型的正确性。     

裂变产额法刻度浸于铀溶液中SSTD的效率因子

本文建立了裂变产额法用以刻度浸于铀溶液中的固体径迹探测器记录裂变碎片的效率因子.这个方法基于测量一些裂变产物核素的强度,并应用文献中准确已知的裂变产额值计算出铀溶液中发生的裂变数。测量的裂变产物为~(91)Sr,~(92)Sr,~(99)Mo.~(13)Te,~(130)Ba。~(140)Ba 6种核素,实验测定了聚碳酸酯记录裂变碎片的效率因子K_(wet)为(8.52±0.0j)×(10~-)_cm。这个值和应用?Cf自发裂变刻度的结果很好地符合.     

HDEHP萃取色层法分离测定裂变产物中的铈

一、引言在研究单能中子诱发重核裂变时~(144)Ce产额的工作中,由于中子通量比较低,~(144)Ce放射性很弱,且要求准确测定,因此,这是一种十分精细的工作。整个工作包括三个环节:1)从裂变产物混合物中放化分离~(144)Ce;2)制备成适合测量的源;3)准确测定化学产额。     

电镀层中铀裂变碎片的射程计算

正裂变电离室使用~(235)U镀层作为中子灵敏材料,入射中子引起的易裂变产物在工作气体中沉积能量,在后续电子学中产生收集信号。为了计算裂变产物在铀镀层中的自吸收效应,需要计算碎片在镀层中的射程。选择其中一种裂变碎片Xe进行计算,其原子质量为131.904,裂变动能为68.40 MeV。使用SRIM计算程序计算得到的裂变碎片在铀镀层中的垂直射程为6.88 mm,垂直方向的离散为8 725A;横向离散为1.02mm。铀镀层的密度以8.3g/cm~3计,其质量厚度为2mg/     

北京景泰兰工艺及原材料中放射性含量的测定

我们对北京首饰公司和珐琅厂的景泰兰工艺品颜料、原材料和部分产品中的放射性核素及含量进行了测定。结果表明:在多数颜料和原材料样品中,总β放射性含量在5×10~(-12)Ci/g 以下,低于一般土壤中总β含量(2×10~(-11)Ci/g);样品中所含主要放射性核素为天然~(40)K,某它放射性核素未测山;因此,可以认为使用景泰兰工艺品是安全的。     

高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U、~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系

本文研究了在高通量堆中辐照二氧化钍中~(233)U,~(232)U和裂变产物的积累与热中子积分通量及中子能谱的关系。热中子积分通量约从l×10~20到2×10~21中子/cm~2;快热中子比分别为3/1,2/1,1/1和l/2。所得结果揭示了~(233)U产额、~(232)U/~(233)U比及裂变产物积累随不同的中子能谱和热中子积分通量的变化规律。     

用纸上色层法分离放射性铈、钷、铕和钇

本文采用硝酸铵水溶液浸渍纸条,以丁酮—硫氰酸铵或丙酮—乙酸乙酯—硫氰酸铵为展开剂,用下行法进行了~(144)Ce,~(147)Pm,~(152,154)Eu和~(90)Y的纸上色层分离的研究。在相应的载体存在下,将试液涂于纸条,层析后的纸条用铀试剂Ⅰ喷雾显色,剪下各斑点进行β计数测定和铀试剂Ⅲ分光光度测定。此法可用于检验稀土放射性核素的纯度;当与其他分离方法相结合时,亦可用于环境样品中稀土核素的放射化学分析。     

长期摄入小剂量~(90)Sr对大白鼠的影响

~(90)Sr 为亲骨性核素,是铀裂变产物中产额较高,半衰期较长,危害较大的放射性核素之一。它进入机体后主要沉积在骨骼中,很难排出,对骨组织造成损伤,能诱发白血病和骨肉瘤。因此我们选择骨髓细胞、血液细胞化学和生化等方面的指标来探讨长期摄入小剂量~(90)Sr对大白鼠的影响。     

新重丰中子核素^237Th的合成与鉴别

用（ｎ，２ｐ）反应和快速化学分离方法以及根据母子体衰变关系首次合成和鉴别了新重丰中子核素２３７Ｔｈ，测定其半衰期为（５．０±０．９）ｍｉｎ。提出了一个从大量铀及干扰裂变产物中分离痕量钍的快速化学分离程序，并成功地用于新重丰中子核素２３７Ｔｈ的合成和鉴别。     

熔岩玻璃体核素衰变热功率的计算

温度是影响熔岩玻璃体溶解速度的关键因素,为此,本文计算了核试验后10~300 000d内熔岩玻璃体中核素衰变热功率,评估了核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响程度。采用了国际原子能机构给出的100kt TNT当量地下核试验产生的、半衰期大于1a的放射性核素含量,利用其中裂变产物核素137 Cs的含量推算累积裂变产额大于0.1%、半衰期为1d~1a的短寿命裂变产物核素的含量。分析了各核素的放射性衰变特点,采用ENDF/BⅦ库中核素衰变辐射的平均α能量、平均电子能量和平均电磁辐射能量计算各核素在熔岩玻璃体内因衰变而沉积的能量。计算结果表明:核素衰变热功率呈分段幂函数衰减;在10~2 000d、2 000~60 000d和60 000d之后的时段内,衰变热功率分别主要源于短寿命裂变产物核素、长寿命裂变产物核素和锕系元素。核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响不大,1 000d后影响非常小。     

锂-7与某些裂变产物和反应堆腐蚀产物的分离

本文分别以放射性核素~(137)Cs(Ⅰ)、~(60)Co(Ⅱ)、~(51)Cr(Ⅲ)和~(144)Ce(Ⅲ)代表不同价态的裂变产物和反应堆材料腐蚀产物,选用732~#强酸性阳离子交换树脂,测定了Li以及这些核素在不同的硝酸浓度下的分配系数与分离系数。研究了~7Li与上述核素的各种分离条件和影响因素。此外,还研究了用无机离子交换剂(磷酸锆)分离提纯~7Li的各种条件。测定了将洗脱液LiNO_3～HNO_3溶液用电渗析法转化为LiOH的各种影响因素,并确定了分离和转型的最佳条件,得到了放化纯的LiOH。