卡尔斯鲁厄核研究中心的湿法焚化装置在莫尔投产

【西德《原子经济》1982年第4期第190页和第213页报道】西德卡尔斯鲁厄核研究中心在比利时莫尔欧化后处理厂建造的湿法焚化装置最近投入运行。该装置用于处理该地贮存的含钚可燃废物,这些废物的体积约为5米~3,其中含有约8公斤钚。莫尔装置由卡尔斯鲁厄核研究中心核废物处理技术研究所负责建造,在两年的时间     

含钚废物的湿法燃烧处理

【西德《燃料·热·动力》1980年第1期4页报道】西德卡尔斯鲁厄核研究中心发展了一种湿法燃烧含钚废物的装置。在同时减少废物量的情况下,用这种装置还可以分离和回收钚。随后,这些废物能转化成适合于最终贮存的产品。湿法燃烧——氧化作用是通过加入液态     

贝壳:钚的生物贮存器

【西德《科学概观》1982年第3期第5页报道】细菌和藻类能浓缩一些化学元素。现在西德卡尔斯鲁厄核研究中心的科学家们又发现较发达的有机物也具有这种特性:淡水贝壳能分离和浓缩钚。过去视地衣和苔藓为钚的最有效生物指示剂。它们具有浓缩钚特殊的新陈代谢功能,因此可以用作为钚的“生物分析仪”。现在卡尔斯鲁厄的科学家指出,淡水贝     

西德准备将其全部钚返回轻水堆

【美国《核燃料》1987年第12卷第13期第4页报道】西德准备将瓦克斯多夫后处理厂回收的钚全部返回轻水堆。从1987至1995年,使用西德钚制造的1164个混合氧化物燃料组件(MOX)将装入11座反应堆,其中包括3座沸水堆。这就需要400吨重金属,即今后9年平均每年45吨重金属。MOX组件中钚含量主要取决于堆芯设计,像格拉芬菜因费尔德这样的压水堆,其MOX组件含重金属300公斤,其中大部分是钚,16个组     

十年运输钚1000次

【西德《原子与电流》1984年第6期第172页报道】在最近的十年中,西德共运输钚1000次,每次运输量有的不到1公斤,有的达68公斤。联邦政府宣布,出自安全考虑这些钚是     

TBP萃取色层法分离超钚元素的研究

在用堆照钚、镅靶生产超钚元素的化学流程中,首先要提取钚,接着进行超钚元素与镧系元素的分离。TBP萃取法可以实现这二个过程,简化提取超钚元素的化学流程。TBP萃取色层法可以分离钚与镅,也可用此法进行锕系元素与镧系元素的分离。我们在前文的基础上,研究了用含盐析剂的硝酸溶液为洗提液时TBP萃取色层法分离钚和镅、     

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。     

色层分离/多接收电感耦合等离子体质谱法准确测量大量铀中痕量钚丰度比值

本工作研究采用TBP色层柱与7402季铵盐色层柱组合的萃取色层法实现对大量铀中痕量钚的分离。实验考察了影响分离效果的各种因素,确定了分离流程。对0.1g铀和6×10-9g钚样品,该分离流程对铀的去污因子为107,钚的收率大于98%。这一结果满足了在MC-ICP-MS上准确测量大量铀中痕量钚     

电化学法后处理核燃料更简单

【西德《原子经济》1987年第11期第520页报道】西德卡尔斯鲁厄核研究中心热化学研究所研制的电化学脉冲柱在已顺利结束的试验阶段的实验中证实,它适用于大规模乏燃料的后处理。在研究所钚试验台上,电化学脉冲柱成     

西德后处理厂已处理150吨铀

【西德《原子经济》1984年第8/9期第404页报道】西德卡尔斯鲁厄后处理厂自1971年9月投产以来,已为7座轻水堆和重水堆的辐照燃料元件进行了后处理,共回收150吨铀和730公斤钚。回收的铀(从重水     

湿法灰化含钚废物试验装置热运行

【西德《原子与电流》1985年第4期第135页报道】卡尔斯鲁厄核研究中心在莫尔已关闭的欧化后处理厂建立的试验装置上,从4米~3可燃工艺废物中回收了6公斤钚。从而使卡尔斯鲁厄中心研制的湿法灰化含钚废物法经历了热试验。     

铀钚萃取洗涤-共反萃工艺的离心萃取器台架实验研究

由于快堆MOX乏燃料放射性强,需要缩短停留时间以降低溶剂辐解,本工作以离心萃取器为萃取设备,在短停留时间下进行了快堆MOX乏燃料后处理铀钚萃取洗涤-共反萃工艺研究。研究结果显示,该工艺在单级停留时间约20s时具有良好的铀钚收率,萃取洗涤过程中铀和钚收率均大于99.99%,共反萃过程中铀和钚收率分别为99.99%和99.94%;同时能有效防止第三相的形成,避免钚的聚合沉淀。     

大量镅中小量钚的测定

本文研究了1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基吡唑酮-5(简称PMBP)从硝酸溶液中萃取镅、钚时,相接触时间、水相酸度、萃取剂浓度,以及水相中某些杂质的影响;测定了草酸对钚的反萃取能力;找到了PMBP萃取分离镅、钚的最佳条件,为从反应堆辐照靶子提取超钚元素的工艺过程检测钚,提供了一个简便、快速而有效的镅中小量钚的放化测定方法。该方法的钚回收率为(98±3)％(27次测量,有机炉直接取样)和(96±2)％(24次测量,草酸反萃取样)。对镅的去污因数达10~5。     

PMBP萃取α能谱法测定大量钚中微量镅

研究了1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基吡唑酮-5(PMBP)萃取HNO3溶液中镅、钚的性能,研究了水相酸度、相比(有机相∶水相)、萃取次数、萃取剂浓度等对PMBP萃取性能的影响。实验结果表明,在酸度为2 mol/L、相比为1∶1时,0.1 mol/L PMBP-二甲苯对分析样品进行一次萃取一次洗涤即能有效的分离大量钚,满足α能谱对微量镅的测定。该方法钚与镅的分离系数约为106,在C(Pu)/C(Am)≥106时对Am的相对偏差不大于8%。     

远距离钚价态分析仪的研制

在乏燃料后处理Purex流程中,利用TBP对各种价态钚离子不同的萃取性能进行铀和钚的分离和纯化。钚的价态影响着铀、钚的分离程度,后处理工艺溶液中钚的价态需严格控制、随时监测。由于各种价态的钚离子均具有特征吸收峰,因此,采用分光光度法可不经分离直接进行测量。     

PUREX流程还原性介质中99Tc的测量

提出了一种从PUREX流程还原性介质（以1BP料液为例）中分析测量⁹⁹Tc的方法，分析过程包括钚的萃取分离、锝的氧化、定量萃取及液闪法测量。首先将样品中钚调为+4价，用1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基吡唑酮-5（PMBP）将钚快速萃取分离；然后用重铬酸钾在50 ℃条件下将锝氧化为+7价，并将样品调为碱性后，用2，4，6-三甲基吡啶在碱性介质中定量萃取，用液闪法进行有机相中Tc浓度的测量。采用该方法，可在20 min内完成PUREX流程还原介质中锝的分析，相对标准偏差为0.6%（n=3）。     

PUREX流程还原性介质中99 Tc的测量

提出了一种从PUREX流程还原性介质（以1BP料液为例）中分析测量⁹⁹Tc的方法，分析过程包括钚的萃取分离、锝的氧化、定量萃取及液闪法测量。首先将样品中钚调为+4价，用1-苯基-3-甲基-4-苯甲酰基吡唑酮-5（PMBP）将钚快速萃取分离；然后用重铬酸钾在50 ℃条件下将锝氧化为+7价，并将样品调为碱性后，用2，4，6-三甲基吡啶在碱性介质中定量萃取，用液闪法进行有机相中Tc浓度的测量。采用该方法，可在20 min内完成PUREX流程还原介质中锝的分析，相对标准偏差为0.6%（n=3）。     

台架试验中亚硝酸的分析

在高浓铀燃料元件后处理流程中，共去污循环中的亚硝酸浓度很高，有可能使大部分亚硝酸被TBP-煤油萃取而被带入铀钚分离段。过高的亚硝酸浓度将破坏掉用于还原钚的还原剂，从而影响铀钚分离。要了解这一点，首先应准确测定IAP中的亚硝酸浓度。     

高酸Purex流程镎走向控制及其回收纯化工艺研究

文章介绍用逆流萃取串级实验方法研究高酸Purex萃取流程lA萃取器镎走向控制(与铀、钚共萃取)及自lAP中定量反萃镎、分离铀、钚工艺条件的实验结果。     

日本开始进行核武器级钚用作燃料的研究与开发工作

【《日本原子》1994年10月号第12页报道】1994年10月1日,日本原子能研究所(JAERI)成立了一个突击工作组,进行关于石化钚燃料的研究与开发工作。该小组将研究如何从拆卸的核武器中取出钚,并把它作为轻水堆的燃料。该燃料将由核弹头的钚与各种氧化物(锆、铝、镁和钍)混合制成。由于这种燃料的成分在化学上是稳定的,因而要通过后处理反萃取钚是十分困难的。这种钚燃料可在现有的MOX燃料生产厂生产,并可直接装入现有的轻水堆,因此没有必要为燃烧核弹头钚建造新的设施。