辐照元件中钚及钚同位素含量的核物理测定方法

本工作研究了通过钚的α放射性和同位素组成而确定堆照元件中钚量及其各同位素含量的一般原理及方法。井以一种辐照元件的样品为例进行了具体应用。测定了一块元件中的9个切片的样品,获得了该元件中钚及各同位素含量的数据。实验结果与库仑滴定法测定的总钚量及同位素稀释质谱法测定的各切片相对燃耗值的变化的结果是一致的。本方法目前测定辐照元件中总钚量的不确定度约为±2.0%;对于一般的钚样品不确定度约为±1.5%。     

伤口中钚监测装置

本文介绍了一台伤口钚监测装置,其探测元件为薄 NaI(Tl),用简易的铅帽屏蔽时,对~(239)Pu 的最小可探测量为0.1毫微居里。为了得到最大的优质因子,我们在选择探测元件尺寸及降低装置本底方面作了较仔细的研究,并推算出了晶体的最佳直径公式。对如何确定伤口中钚的含量,本文作了较详细的分析。针对钚在伤口中的深度及分布、钚的其它同位素的存在和非钚元素的污染对定量分析所造成的影响,提出了一些处理办法,并用实验结果与理论计算值作了比较。     

离子色谱分离-峰面积比值法测定核燃料元件中的钚

建立了用离子色谱法和峰面积比值法分离U并测量核燃料元件中钚的方法。该方法可以消除铀等基体的干扰,色谱条件在一定范围内变化时对测量结果无影响。在一定色谱条件下,通过实验获得相同含量的钚铀峰面积之比后,实际测量时可不采用钚标准溶液对仪器进行校准。方法的检出限为0.05 mg/L。该方法适用于各种乏燃料元件中钚含量的测定。     

液闪和α谱结合测量痕量钚样品中钚年龄

建立了液闪-α谱法测量241Pu/241Am原子数比得到痕量钚年龄的方法。基于钚、镅的分离,研究纳克量级钚样品的年龄测量技术。用该法分别对已知和未知年龄的钚样品进行了测量,结果表明,已知年龄的钚样品的测量结果与参考值基本一致。本工作建立的痕量钚年龄的测定技术有可能作为核保障和军备控制中钚材料的核查技术。     

辐照后核燃料中钚的放化分析

本文研究了不需外加钚标准的放化-α谱法测定钚同位素浓度的方法。铀元件溶解液中钚用三异辛胺萃取、抗坏血酸反萃,直接在反萃液中电沉积制源,电沉积率达(100.0±0.5)％,因而使全程序钚的回收率稳定在(98.5±0.5)％。方法简便、灵敏(取钚量～0.2微克)。一根元件切片后测钚同位素浓度,沿轴向分布有对称关系,与已知的燃耗值(~(148)Nd)有线性关系。     

基于γ与中子探测的钚元件模板测量方法研究

钚元件的模板测量是深度核裁军中的重要核查方法。钚元件的类型决定其γ能谱具有独特的特征:即如果两种钚部件设计相同,γ能谱是相似的,否则会出现差异。目前,钚元件模板测量主要是从申报钚元件衰变产生γ能谱中提取反映类型的特征量作为模板,将核查对象的特征量与模板进行比较,从而判断核查对象与申报钚部件是否属于同一类型。本文研究了从γ能谱中提取信息作为判别钚元件结构的模板数据的局限性:由于钚材料对γ射线的自吸收作用较强,在某些特定场景下仅依靠γ能谱不能有效辨别核查物与作为模板的钚元件的结构是否一致。通过MCNP模拟对该问题进行了验证。进一步研究发现在测量γ能谱的同时,测量钚元件自发裂变的中子计数率可以改善这个问题。     

高放废液中钚,镅含量及总α放射性活度的测定

采用经计数堆积、分析器阈值、源自吸收、源底衬对α粒子的反散射及系统死时间等计数效率影响校正后的栅网电离室,测定样品的总α放射性活度;使用Si(Au)半导体α谱仪测定钚、镅等核素的α放射性的比例;借助核燃料钚同位素的丰度及一些核数据,可获得高放废液样品中钚、镅等核素的含量。对于一般高放废液中的总α放射性、钚及镅含量测定的不确定度为±3%。     

钚中~(241)Am的测定方法

本文报道了用NaI(T1)γ谱仪和α谱仪测定钚中~(241)Am的两种方法。 (1)方法一 用~(241)Am和纯钚标准溶液标定γ谱仪60keV峰区的探测效率ε_(Am)和ε_(Pu),再用γ和α谱仪分别测量单位重量钚样品溶液的γ计数率γ(Am+Pu)和α衰变率α(Pu),则钚样品溶液中~(241)Am和钚的α放射性比为     

钚在放射性污染区沙漠植物中的含量

研究沙漠植物中钚的含量,对于评估沙漠植物受钚污染状况,寻找钚指示和超积累植物有重要意义。本文采集某放射性污染区内的植物并分析其中²³⁹Pu的含量,获得7种沙漠植物受²³⁹Pu污染的数据,据此分析影响植物体内核素含量的因素。所研究沙漠植物体内²³⁹Pu含量平均值为(1.8±4.9)Bq/kg（干重）,明显受到钚的污染。再悬浮是造成植物表面污染严重的重要因素之一。植物体内钚的含量与植物种类、生长期、地表污染程度等密切相关。所研究沙漠植物中钚含量的大小顺序为：河西苣>芦苇>盐穗木>盐生草>黑果枸杞>刚毛柽柳>沙拐枣,其中草本植物中钚的含量均大于木本植物。     

多重钚循环

【英国《国际核工程》2003年2月刊报道】 核能机构实施了一项旨在确定在压水堆(PWR)中钚的有效循环次数的标准评估作业,结果刊登在《钚循环物理》上。 目前,以MOX燃料的形式进行钚循环利用已在商业规模上得到采用。MOX燃料的卸料燃耗基本上与UO2燃料相同。因此,目前PWR使用的MOX燃料将在燃耗达到40～45 MWd/kg时卸出。达到这一燃耗所需的初始钚含量随着钚源的不同而变化。MOX在PWR中的使用经验是可以肯定的,没有突出的操作或安全问题需要解决。 然而,情况并非一成不变。最基本的变化是卸料燃耗在不断上升,以及对卸出的MOX燃料…     

研究堆的钚生产能力

英国《核能年刊》1982年第9卷第371页发表一篇文章,题目是《研究堆的钚生产能力》。文章介绍了关于在研究堆的燃料中和燃料元件外围生产钚的一种简化计算方法,以及运用这种方法估计研究堆和实验堆的战备潜力。关于世界上发达国家中的某些研究堆的钚生产能力,长期以来,甚至专家中一直有争论。按照转换比的定义和它随时间的变化,通过反应堆燃耗的计算,可以估算热中     

美国将同意瑞士公司出售钚

【美国《核燃料》1982年1月4日和18日第1页报道】美国政府一有关人士说,能源部向其它行政部门提议,美国批准瑞士伯尔尼电站公司将58公斤左右的钚出售给法国或西德,用于超凤凰堆或卡尔卡尔增殖堆。这些钚是请法国对美国提供给瑞士的燃料元件进行后处理时提取出的。     

人体内钚污染的估算

关于钚的体内污染的分析,大多数是采用定期收集的尿样和粪样,测量其钚含量。这种方法已建立了多年,至今仍然是监测钚在体内滞留量的最灵敏的方法。尿钚分析数据与体内滞留量之间有定量的关系,可以直接推测体内存留的钚量。它是估算体内钚负荷量的一种实     

环境空气中钚的分析

本文叙述了环境空气中钚的分析方法。用超细纤维空气滤布采集空气5千至1万立方米。空气滤布和灰尘用 H_2SO_4-HClO_4混合液灰化。然后用 HNO_3-HClO_4-HF 混合液溶解,蒸发至干。用3.5N HNO_3溶液溶解残渣。将钚转化到四价态,用10%的三脂肪胺-二甲苯和10%的三月桂胺-二甲苯萃取。最后将钚电沉积在不锈钢盘上。用低本底α计数器或低本底α谱仪测量。电沉积源牢固而无自吸收,适合于α谱仪能谱分析。当使用~(238)Pu 作示踪剂,强度在0.29dpm 时,回收率为77±10%。在处理5千立方米空气样品时,方法的灵敏度为2×10~(-21)居里/升。本方法对铀、钍、钋的去污系数分别是7×10~4、5×10~4和2×10~5。完成四个平行样品的化学操作需要2.5天。可以满足环境空气中钚的常规监测需要。用本方法测定了我所环境空气中钚的含量为2.9×10~(-20)居里/升。     

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。     

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、     

控制电位库仑法测定四水硫酸钚中的钚含量

本文叙述了一个用控制电位库仑法测定四水硫酸钚中钚含量的方法.测定大约3毫克钚时,方法精密度好于0.1%.用这一方法的测定结果与其他方法进行了比对,证明这一方法是精密的、准确的.     

钚污染废水中钚的测定

本文提出了钚污染废水中钚的测定方法。分析试样加入~(238)Pu作产额指示剂,经湿灰化处理后,转成8N硝酸溶液,用亚硝酸钠调价,通过251×8型阴离子树脂交换柱,分别用8N硝酸和12N_1盐酸洗涤后,用含氢碘酸的12 N盐酸淋洗,洗脱液经硝酸-高氯酸处理除去有机物后,加盐酸蒸干,于酸性氯化铵体系电沉积。α谱仪测定。方法精密度≤±1.8%。     

γ能谱法测量分析废包壳中铀和钚含量技术研究

核电站运行产生的乏燃料,在进行水法后处理时,通过剪切、溶解、共去污、分离、纯化等工序提取其中的铀、钚及其他核素。乏燃料组件经剪切溶解后,溶解液进入后续化工工艺进行处理,燃料元件棒的包壳则保留在溶解器中,称为废包壳,其是水法后处理工艺高放废物的主要来源之一,因设施运行中核材料生产过程的衡算与控制要求,以及废物处理处置的技术需要,需分析其中的铀和钚的含量。本文建立了γ能谱法间接分析废包壳中铀钚含量的方法,采用分段扫描的方式对包壳桶进行分层测量,分析了每层废包壳中¹³⁷Cs的含量,再利用经燃耗模型计算所得的¹³⁷Cs与核材料含量的比值,间接获得了铀和钚含量。该方法充分利用了核材料裂变的物理规律,建立了典型裂变产物与铀和钚含量之间的关系,并通过分段测量分析获得基础数据后间接获得铀和钚的含量,在废包壳测量分析、乏燃料组件燃耗测量分析中均可应用,可为设施运行、核材料衡算、废物管理等提供技术支撑。     

日本用船运钚

【《瑞士原子能协会通报》1990年第2期第9页报道】从1992年起,日本将用船把它在法国和英国后处理厂处理的乏燃料元件中回收的钚运回本国。这是日本原子能委员会根据由它任命的咨询委员会的一项报告作出的决定。该委员会应检查在后处理中获得的钚和铀的再循环问题。在日本,钚的最主要的验收者是动力堆和核燃料开发事业团(PNC)。PNC需要用钚去制造混合氧化物燃料供给已投入运行的常