钚价态分析仪的研制

在乏燃料后处理工艺中，铀、钚分离是利用TBP对不同价态钚离子的萃取性能的显著差异而实现的，因此，后处理溶液中钚的价态分析对于钚的分离纯化具有一定的意义。不同价态的钚具有各自的特征吸收峰，采用分光光度法可以不经分离进行直接测量。光纤光度计利用光导纤维传输光信号，以实现分光光度计对测量样品的远距离分析，特别适合强放射性样品的测量。     

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。     

PMBP萃取法分析硝酸介质中钚的价态

在核燃料后处理工艺、锕系元素分离、钚的核素迁移和钚的化学研究中常常需要测定钚的价态组成。除仪器分析方法外,诸如沉淀载带法,溶剂萃取法,离子交换法和萃取色层及纸上色层法等化学分离法也被广泛研究和使用。Savage等曾使用TTA-二甲苯萃取法进行混合价态钚溶液中Pu(Ⅲ),Pu(Ⅳ)和Pu(Ⅵ)的测定。由于TTA萃取四价钚平衡很慢,不仅分析时间很长,而且也给被测体系中Pu(Ⅲ)的稳定带来困难。     

溶剂萃取分离-α计数法分析钚的价态

用0.1mol/l D_2EHPA-5%TIOA-二甲苯从1.5mol/l硝酸中萃取Pu(IV)和Pu(VI),Pu(Ⅲ)留在水相。用0.1mol/l草酸将Pu(IV)反萃,Pu(VI)留在有机相。将分开的不同价态的钚定量取样、制源后进行α计数测量,便分析出它们在原样中的浓度。当源盘中钚量达1.5μg时,相对标准偏差为±4%。该方法与恒电位库仑法的相对偏差约为2%。     

Purex流程1AF料液中调节钚价态的研究 Ⅰ.二步法调价

在Ｐｕｒｅｘ流程１ＡＦ料液中调节钚的价态，先以ＮＨ＿２ＯＨ·ＨＮＯ＿３，Ｎ＿２Ｈ＿４·ＨＮＯ＿３和Ｕ（Ⅳ）为还原剂，详细研究了各种工艺变量对还原Ｐｕ（Ⅵ）的影响。其后，选择最佳还原条件，用模拟１ＡＦ料液做了验证。最终，完成了用ＮＯ￣－＿２氧化Ｐｕ（Ⅲ）至Ｐｕ（Ⅳ）的实验。     

痕量单一价态钚溶液的制备

建立了痕量Pu(Ⅳ)、Pu(Ⅴ)、Pu(Ⅵ)溶液的制备方法,并跟踪了各价态钚溶液的稳定性。采用TTA选择性萃取Pu(Ⅳ)、HDEHP萃取Pu(Ⅳ+Ⅵ)的方法分析了溶液中钚价态的分布。结果表明,将浓度为10-11 mol/L量级的钚溶液在1mol/L HNO3体系中反复蒸干可制得Pu(Ⅳ)溶液;Pu(Ⅳ)在0.5~1mol/L HNO3-0.1mmol/L KMnO4溶液体系中反应24h,可获得Pu(Ⅵ)溶液;Pu(Ⅵ)避光保存5d后,可得到Pu(Ⅴ)溶液,各单一价态钚溶液的纯度均大于90%。在pH=3.0、0.01mol/L NaCl体系中,各价态均不能稳定存在,因此,所需单一价态钚溶液应新鲜制备。     

浓硝酸破坏N，N-二甲基羟胺一甲基肼调节钚价态工艺研究

先进二循环后处理流程采用新型还原剂二甲基羟胺（DMHAN）一甲基肼（MMH）来还原反萃钚（Ⅲ），取得了良好的分离纯化效果。钚纯化循环得到的硝酸钚（Ⅲ）溶液需沉淀转化才能制各二氧化钚固体产品，而在沉淀阶段需调节钚价态为四价钚（Ⅳ）.     

1BP中铀钚价态及其含量的分析方法

建立了1BP工艺点铀钚价态及其含量的分析方法。通过研究不同价态铀钚的可见吸收光谱，采用多点斜率法拟合了不同价态铀钚在414、480、600、659 nm波长下的摩尔吸光系数ε。利用摩尔吸光系数ε结合多元线性回归法（MLR），建立了1BP中Pu(Ⅲ)、U(Ⅳ)、U(Ⅵ)及Pu(Ⅳ)分析的数学模型。该方法测量了1BP模拟样品：在工艺正常情况下，Pu(Ⅲ)的质量浓度范围为0.50～8.00 g/L，测量精密度优于3.0%(n=6)，回收率为94.5%～103.9%；U(Ⅳ)的质量浓度范围为0.45～38.15 g/L，测量精密度优于3.0%（n=6），回收率为95.3%～104.7%；U(Ⅵ)的质量浓度范围为0.45～38.59 g/L，测量精密度优于3.0%（n=6），回收率为96.5%～103.0%；Pu总量的回收率为87.2%～100.6%。方法简单快速，精密度高，属于无损分析。     

1BP中铀钚价态及其含量的分析方法

建立了1BP工艺点铀钚价态及其含量的分析方法。通过研究不同价态铀钚的可见吸收光谱,采用多点斜率法拟合了不同价态铀钚在414、480、600、659 nm波长下的摩尔吸光系数ε。利用摩尔吸光系数ε结合多元线性回归法（MLR）,建立了1BP中Pu(Ⅲ)、U(Ⅳ)、U(Ⅵ)及Pu(Ⅳ)分析的数学模型。该方法测量了1BP模拟样品：在工艺正常情况下,Pu(Ⅲ)的质量浓度范围为0.50～8.00 g/L,测量精密度优于3.0%(n=6),回收率为94.5%～103.9%;U(Ⅳ)的质量浓度范围为0.45～38.15 g/L,测量精密度优于3.0%（n=6）,回收率为95.3%～104.7%;U(Ⅵ)的质量浓度范围为0.45～38.59 g/L,测量精密度优于3.0%（n=6）,回收率为96.5%～103.0%;Pu总量的回收率为87.2%～100.6%。方法简单快速,精密度高,属于无损分析。     

热表面电离质谱法测定钚氧化物中的钚同位素组成

采用热表面电离质谱法对钚氧化物中钚同位素丰度进行了测定。通过对钚氧化物样品预处理、离子源和分析器的真空控制、法拉第杯接收效率检测、测量过程中的信号强度大小控制、信号强度稳定性控制以及测量时间的控制等条件进行优化,确定了最佳预处理条件和测量条件,实现了钚氧化物中钚同位素组分的准确测定。在选定的条件下,测定了钚标准样品中的钚同位素丰度,主同位素239Pu和242Pu测量精密度(sr)均优于0.05%(n=6)。     

钚的利用与核裂变能的可持续发展

简要分析了当今世界的能源结构 ,指出以化石燃料为主的能源供应不可持续。概述了乏燃料后处理与钚的循环对充分利用铀资源的贡献 ,指出钚和其他锕系元素的彻底焚烧 ,有可能最大限度地减少放射性废物量及其毒性 ,从而实现核裂变能的可持续发展     

Carbothermic Synthesis of High Purity Plutonium Nitride from Plutonium Oxide

Synthetic conditions of PuN from carbothermic reduction of PuO₂ has been studied in a mixed 8%H₂+92%N₂ stream at a temperature range of 1,270–1,680°C. In the course of both reactions of the carbothermic synthesis of PuN from PuO₂ and the hydrogenation of C, the vaporization loss of Pu was observed. It increased with temperature in the temperature range of 1,350–1,450°C, and reached to a constant value 1.3% of total Pu in the temperature range of 1,450–1,680°C, at which PuN was synthesized at a reaction rate of high enough. The minimum mixing ratio (C/PuO₂, mole ratio) for the formation of high purity PuN depends on temperature. The value is 2.15 for 1,620°C and 2.35 for 1,680°C. The oxygen and carbon impurities in the PuN obtained were found to be 0.095–0.028 and 0.17–0.012w/0, respectively.     

1BP钚在线测量装置的研制及应用

为满足热实验在线监测的需要,根据热室工艺设备台架及热室的具体情况,设计加工安装了一套1BP钚在线测量装置,该在线测量装置主要由探测系统、光路系统、样品流通池系统和控制及数据处理系统组成。采用C语言开发了控制及数据处理程序,应用无线模块使仪器和计算机之间实现无线信号传输及远程控制和数据处理。采用Pu标准溶液刻度仪器,建立了1BP溶液中钚在线分析方法。工作曲线的线性范围为0.1～5.0 g/L,R²=0.999。用该测量装置测量0.5 g/L的Pu标准溶液,结果的相对标准偏差为0.67%。该测量装置的热实验应用结果表明,其可实时监测工艺运行状况,监测结果可用于指导各相液流配比的调节。     

钚在粘土中的迁移实验

为了获取²³⁹Pu在粘土中的迁移规律,采用静态法和动态柱法实验对其在粘土的迁移进行了研究。结果表明,粘土对²³⁹Pu的吸附能力较强。在实际水流速为0.61cm/d条件下,²³⁹Pu经过150 d迁移距离小于0.2cm。与动态实验相比,采用分配系数计算延迟系数偏小,动态实验结果更接近实际。     

钚年龄评估技术

在军控核查技术中应用钚的年龄属性对核弹头认证和“禁产公约”监督具有非常重要的意义。根据^241Pu的不同衰变模式，对母核和子核衰变伴随的γ辐射随时间的变化、各种情况下子核与母核的原子比随时间的变化规律等进行了描述。研究表明，通过某种手段获得^241Pu和^241Am的原子比或测量γ辐射可确定钚的年龄。     

Management of Plutonium Content based on Reactivity of Each Plutonium Isotope

It is strongly demanded to control reactivity for safety and steady operation of nuclear reactor. Fissile enrichment should be, therefore, accurately managed in order to carry out it. A concept of physical accounting method for adjusting fissile enrichment is very useful to manage plutonium content and to control reactivity of nuclear reactor where plutonium is used as main fissile material. The basis of the concept is shown in this paper together with the result of the application to typical prototype fast breeder reactor (FBR). The rationality for adopting the method is also quantitatively shown in this paper.