主产裂变99Mo的研究堆初步热工安全设计

针对主产裂变⁹⁹Mo的研究堆的需求,设计了堆芯总体方案。根据中子物理计算功率分布和该反应堆的热工水力设计限值,应用COTH程序确定了反应堆的热工水力设计参数。通过结果分析可知,该堆芯设计方案可满足设计要求。     

101Moγ射线发射几率测定

¹⁰¹Mo是裂变燃耗诊断的重要核素之一，它的半衰期短，准确测定¹⁰¹Mo核衰变数据的难度大。本工作采用强度平衡法和全程记录法测量¹⁰¹Mo和¹⁰¹Tc的γ射线发射几率P_γ。¹⁰¹Mo P_γ的强度平衡法测量结果比全程记录法的测定结果高5%，而¹⁰¹TcP_γ的两种方法测定结果在不确定度范围内一致。有关¹⁰¹Mo的γ射线发射几率测量方法及其测定值有待进行进一步研究和测定。      

应用溶液堆生产裂变99Mo

裂变^99Mo的供应对保障核医学的应用和发展具有非常重要的作用。应用溶液堆生产裂变^99Mo具有运行安全、没有靶件制备、溶解工艺和生产工艺相对较简单、消耗铀燃料较少的优点。因此应用溶液堆生产裂变^99Mo具有很好的应用前景。     

戈壁汇水区测年与沉积速率研究

运用¹³⁷Cs法和²¹⁰Pb法对核试验场区汇水区沉积物的沉积速率进行估算，对沉积物的蓄积峰进行年代判定。用分衰减段方法计算²¹⁰Pb分布异常情况下沉积物的沉积速率，得到的沉积速率与¹³⁷Cs法获得的沉积速率基本符合。结合应用¹³⁷Cs法和²¹⁰Pb法，可得到汇水区的沉积速率和沉积层的年代。     

气体裂变产物87Kr半衰期测定

⁸⁷Kr是核燃料裂变燃耗测定中重要的气体裂变产物。为准确测定核燃料的裂变燃耗，要求⁸⁷Kr半衰期具有很高的准确度。本工作用单个HPGe探测器连续跟踪和双HPGe探测器位置接续法测定⁸⁷Kr的半衰期。⁸⁷Kr半衰期的测定结果为（76.33±0.07）min。     

研究堆燃料的发展现状与前景

在过去33年中,国际降低研究和试验堆铀浓度计划已成功开发和应用了U₃Si₂-Al弥散型燃料。但由于U₃Si₂的抗辐照性能限制了它可能承受的运行温度与裂变密度,所以该燃料只适用于低功率密度的研究堆。U7Mo-Al弥散型燃料中的UMo颗粒与Al基体发生广泛的化学反应,将引起严重的肿胀与起泡问题。近年来,给U7Mo颗粒表面涂敷ZrN隔离层,获得防止反应的显著效果,使U7Mo-Al弥散型燃料有望应用于实践。U10Mo单片型燃料的芯体铀密度可达16g/cm³,辐照性能良好,但制造方法需进一步完善;应用中国核动力研究设计院改进的框架结构与轧制方法,能够控制UMo芯体与Al包壳具有相近的延伸率,从而可成功地轧制出合格的U10Mo合金单片型燃料板。     

从混合裂变产物中放化分离132I

依据混合裂变产物中碘及其母体碲的同位素的半衰期设计分离¹³²I的流程。该流程的主要步骤为浓HBr蒸发和CCl₄萃取。实验研究了浓HBr蒸发对碘的去污效果；在硝酸介质中，用含I₂的CCl₄作为萃取剂，研究了HNO₃浓度、水相中KI含量和有机相CCl₄中I₂含量对¹³²I萃取率的影响，测定了含SO₂水溶液对¹³²I的反萃率。用设计的推荐流程获得了放化纯的¹³²I，其中含有的¹³¹I的活度为¹³²I的1.3％，分离流程全程对¹³²I的化学回收率约为60％，流程对主要γ核素的去污因子大于10³。     

HPGe测量气体裂变产物中微量77Kr的可行性分析

针对气体裂变产物中微量⁷⁷Kr的测量问题,利用MCNP模拟计算了气体裂变产物对⁷⁷Kr的影响。结果表明,HPGe不可能直接测量气体样品中的⁷⁷Kr,但可通过测量其子体⁷⁷Br来推算⁷⁷Kr。     

用252Cf源转换法刻度CFBR-Ⅱ堆功率

功率是CFBR-Ⅱ堆的重要基准数据之一,实验采用252Cf源转换法刻度功率。介绍了功率刻度的实验原理,并对测量结果进行了分析讨论。实验过程中充分考虑了能量“平响”、“点源”近似等因素对测量结果的影响,通过功率刻度获得了不同功率典型点对应的仪表指示,252Cf源转换法刻度功率的合成标准不确定为7%。     

医用同位素生产堆(MIPR)生产99Mo的应用前景

介绍了世界上99Mo生产的现状,医用同位素生产堆的基本结构、特点以及用它来生产99Mo的优点和方法.     

中国医用99Mo及99Mo-99Tcm发生器的发展

⁹⁹Tc^m是核医学临床诊断应用最为广泛的放射性核素,其使用量占所有诊断用放射性核素的70%左右。⁹⁹Tc^m在临床上主要由其母体核素⁹⁹Mo衰变通过⁹⁹Mo-⁹⁹Tc^m发生器获得。中国从20世纪60年代末开始医用⁹⁹Mo与⁹⁹Mo-⁹⁹Tc^m发生器的研制工作,并取得了十分瞩目的成就。本文对我国医用⁹⁹Mo及⁹⁹Mo-⁹⁹Tc^m发生器的发展进行了简要回顾,分析了我国在⁹⁹Mo及⁹⁹Mo-⁹⁹Tc^m发生器生产方面存在的问题,并对其今后的发展提出了建议,以期促进国内放射性同位素技术进一步的发展。     

高浓铀靶裂变法生产钼-99发展的综述

随着放射性药物化学和核医学的快速发展,放射性诊断核素^99mTc在临床的应用越来越广泛,从而使得当前全球对其母体核素⁹⁹Mo的需求量不断增加。目前高浓铀靶裂变法生产⁹⁹Mo仍是最广泛使用的方法。本文系统介绍了国内外采用高浓铀靶裂变法生产⁹⁹Mo的发展历史和生产工艺。     

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。     

池式研究堆回路系统总体配置分析

池式研究堆的回路系统配置存在一定的共性,对于相同的堆型,大部分回路配置是可相互借鉴的.通过对国内外几座池式研究堆(法国ORPHEE堆、德国FRM-Ⅱ、韩国HANARO堆、中国先进研究堆(CARR))的回路总体配置情况进行比较,分析其各自的特点,归纳出池式研究堆回路总体配置分为4个部分:与堆芯冷却相关的系统、与重水相关的系统、与池水相关的系统及辅助系统.     

中国先进研究堆安全设计

中国先进研究堆(CARR)是一座轻水冷却和慢化、重水反射的池内簟式研究堆。额定核功率为60MW。堆芯装载21盒燃料组件,芯体材料为U_3Si_2-Al_x弥散体,包壳材料为6061铝。CARR具有堆芯小、热流密度高和流速高等特点,使得CARR的安全设计难度很大。本文详细介绍了CARK设计中采取的安全措施,如ATWS缓解系统、足够大的主泵转动惯量、足够的自然循环能力和靠UPS供电的随堆运行的应急堆芯冷却系统等。事故分析结果表明,CARR具有很高的固有安全性,采取的安全措施是有效的。     

研究试验堆用于同位素生产的物理分析

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数（运行段间检修时间不变）和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。     

阴离子交换法在分离纯化99Mo中的应用

不同温度下,测定了^99Mo在NH4OH,NaOH,HNO3体系中的分配系数,研究了温度、NH4OH浓度对^99Mo分配系数的影响;测定了^99Mo在硝酸和NaOH—NaNO3体系中的解吸率。实验结果表明,^99Mo在NH4OH体系中吸附和用去离子水洗脱时,没有穿透交换柱;用200mL 3mol／L HNO3解吸时,解吸率可以达到90．6％;用200mL 0．5mol／L-0．5mol／L的NaOH—NaNO3混合溶液解吸时,解吸效率可以达到99．8％以上。