UF_6中~(232)U含量的核物理测定方法

本工作建立了UF_6中~(232)U含量的测定方法。描述了测量装置和测量原理,给出了测量结果。目前利用该方法能测定UF_6样品中(~(232)U/~(235)U重量比)约为3×10~(-10)的~(232)U的含量。文中还简述了铀样品的物理和化学的绝对测定方法,其不确定度约为±1.5%。     

萃取液闪计数法测定盐酸体系中~(233)U

一、引言液闪计数技术在低能β测定方面得到了广泛的应用,但在测α计数方面,一直进展缓慢。1974年美国橡树岭实验室在液闪α能谱方面,做出了较好的结果,液闪技术开始在这方面表现出它的优越性。1982年孟祖贵等发表了液闪技术在水相中直接测定α计数方面的研究。     

~(233)U内标α谱法测定石墨中痕量~(239)Pu

在石墨粉末试样中加入2 33U作内标 ,用硝酸浸取样品中的Pu ,移取上层清液制成α源。用α谱仪测定2 33U和2 39Pu的α计数比 ,通过加入内标2 33U的已知量和2 33U、2 39Pu的相关参数 ,可求得2 39Pu的绝对量。该分析方法可测2 39Pu的含量为 0 1～ 10 μg/ g ,测量精密度 (n =6)优于 2 %。     

无源γ能谱法非破坏测定核燃料中~(235)U丰度

利用γ能谱法对 UO_2 中~(235)U 丰度进行了非破坏分析研究.测量结果与质谱分析结果对照只差3—1%,在最短测量时间为7分钟的情况下,其相对统计误差为4—1%(2σ 水平).本方法的特点是简便、快速、对样品无破坏及对各种样品的适应性强.     

从~(237)Np中分离高纯度的~(233)Pa的新方法

一、引言~(231)Pa是AcU(~(235)U)天然放射系的一个重要成员。在海洋地球化学和地质年代学研究中,它是一个非常重要的核素。但可作为~(231)Pa分离用的产额示踪剂的核素只有~(233)Pa,它是β-γ发射体,半衰期短(27.0 d)。因此如果能够简便地制得示踪剂~(233)Pa,对~(231)Pa年代学的研究和应用以及对镤化学和放射化学的研究无疑是个促进。     

用中子活化分析法测定~(238)U/~(235)U同位素丰度比

本文论述了用中子活化分析法测定含微量铀的样品中~(238)U/~(235)U同位素丰度比的原理及方法。样品在反应堆中接受短时间照射后,用Ge(Li)探头或高纯锗探头-多道能谱分析仪-计算机系统测量射线的能谱.可以分辨出~(238)U和~(235)U的许多监测峰。利用这两种监测峰计数之比与这两种同位素丰度比成正比的关系,分析铀的同位素丰度比,在~(235)U丰度为0.6％-18％范围时精密度为1％-2％,在贫化铀和18％-60％丰度~(235)U时,精密度为2％-3％。     

北京地区土壤中~(232)Th、~(226)Ra、~(40)K浓度及其对天然γ辐射剂量的贡献

为调查北京地区外环境中来自地层的天然放射性核素的辐射剂量,在用现场辐射仪测量的同时,用φ75×75mm NaI(Tl)-塑料反符合低本底γ谱仪,分析了北京地区143个土壤样品。结果表明,北京地区表层土壤中~(232)Th、~(226)Ra 和~(40)K 浓度随地点、地形、成土母质类型有很大变化,其平均浓度分别为8.61×10~(-6)g/g、4.98×10~(-13)g/g 和2.31×10~(-6)g/g。由~(232)Th 及其子体、~(226)Ra 及其子体和~(40)K 平均浓度所致离地面1m 高处的空气吸收剂量率分别为2.31μrad/h、0.79μrad/h 和2.58μrad/h,总计为5.68μrad/h;~(232)Th 及其子体和~(40)K 的贡献约各占40%,~(226)Ra及其子体的贡献小于20%。按全市人口加权的空气总吸收剂量率为5.59μrad/h,由此所致的本市居民的年有效剂量当量为45.2mrem。     

武汉市空气中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th放射性浓度估算

本文报道武汉市空气中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 放射性浓度的估算结果。空气中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 的放射性浓度是根据地面空气中铀、镭、钍的主要天然来源是土壤粒子的再悬浮的假定,通过调查测量武汉市土壤中天然放射性核素含量和空气中含尘量,经计算后确定的。我们于1984年4—10月在武汉地区采集了60个土壤样品,调查测量了土壤中天然放射性核素含量,并根据在1981—1985年间采集的7346个空气粉尘样品测得的空气中含尘量,估算出武汉市空气中~(238)U、~(226)Ra 和~(232)Th 放射性浓度的五年平均值分别为24.0、18.9和28.7nBq/L。五年中以1983年的平均值最高,分别为30.4、23.9和36.2nBq/L。以1984和1985年的数据为例,空气中~(238)U、(226)Ra、~(232)Th 放射性浓度呈明显的季节性变化,两年中均以冬季为最高,夏季最低。在武汉市六个城区中,空气中~(238)U、~(226)Ra、~(232)Th 的放射性浓度,以青山区最高,武昌区最低。     

U(Ⅳ)-U(Ⅵ)同位素交换反应动力学研究 Ⅰ.Fe~(2+)对U(Ⅳ)-U(Ⅵ)同位素交换反应的催化作用

一、前言由于U(IV)-U(VI)同位素交换体系具有相当大的同位素效应和很好的稳定性,并且容易实现两相回流,这对于分离U同位素的工业应用都是十分有利的。但是,U(IV)-U(VI)同位素交换反应速度非常慢,常温下H~+浓度为1.0—4.0 mol/l时,速度常数为1.0×10~(-4)l~2/mol·s。因此要用U(IV)-U(VI)交换体系浓缩铀同位素,必须研究U(IV)-U(VI)交换反应动力学,找到加快交换反应的方法。     

^233U内标α谱法测定石墨中痕量^239Pu

在石墨粉末试样中加入^233U作内标,用硝酸浸取样品中的Pu,移取上层清液制成α源。用α谱仪测定^233U和^239Pu的α计数比,通过加入内标^233U的已知量和^233U、^239U的相关参数。可求得^239Pu的绝对量。该分析方法可测^239Pu的含量为0．1－10μg/g,测得精密度（n＝6）优于2％。     

阴离子交换法从高通量堆辐照二氧化钍中分离铀

目前世界上已探明的具有开采价值的钍资源几乎与铀相等。Th/U燃料循环的主要优点在于~(233)U,相对于U/Pu燃料循环中的~(239)Pu,有更高的中子产额。事实上只有用钍作为再生燃料,热堆才可能实现增殖。作为钍基核燃料利用的基础研究的一部分,我们制订了一个从辐照二氧化钍中分离~(233)U( ~(232)U)的阴离子交换程序。每个辐照样品压成小药丸状、重80 mg的核纯ThO_2。装入辐照管中,在国内热功率为12.5万千瓦的高通量工程试验堆的铍反射层中辐照。热中子通量为2×10~(14)中子/cm~2·s,快热中子比为1:1。热中子积分通量约为1×10~(20)—1×10~(21)中子/cm~2。照好后的样品移至水池冷却,数月后处理。二氧化钍用含NH_4F及AlCl_3的浓HCl加热迥流溶解,然后将料液调至8 mol/1 HCl     

Measurement of Average Cross Section for 233U(n, 2n)232U Reaction

Isotopically pure ²³³U samples, with only 3 × l0^?3 ppm²³²U content, were prepared by thermal neutron irradiation of thoria and subsequent chemical processing. The ²³³U sample thus obtained was reirradiated with a fission neutron spectrum in the core of the Kyoto University Reactor (KUR), and measurements were made of the fission spectrum average cross section for the ²³³U(n, 2n) ²³²U reaction. A value of 4.08±0.30 mb was obtained for this cross section, in agreement with the renormalized value of Halperin et al. within the limits of experimental error.

In order to assess the energy dependent cross section from the value of this integral measurement, the ²³³U (n, 2n) cross section was calculated assuming a Maxwellian-type fission spectrum and adopting the energy dependent evaluated cross sections of ENDF/B-III and other authors. The values of the cross section thus determined were found to be about 32 to 91% larger than the measured cross section given above. The result of Pearlstein's calculation of the ²³³U(n, 2n) cross section by the statistical model, again assuming the Maxwellian distribution, is smaller than the measured cross section by about 19%.     

堆后铀产品中232U测定方法研究

²³²U是燃料元件制造中需严格控制的铀同位素,为此,需建立一种准确的测量方法。本工作建立了一种α谱仪和质谱法相结合测定铀产品中²³²U含量的新方法。采用质谱法测量²³⁴U、²³⁵U、²³⁶U与²³⁸U的同位素丰度比,α谱仪测量²³²U的活度和²³⁴U、²³⁵U、²³⁶U、²³⁸U的总活度,即可计算出铀产品中²³²U的浓度。对于²³²U含量为1.118 ng/g的样品,16次测定数据的相对标准偏差为3.43%,证明该测量方法有效,可应用于实际样品的分析测定。     

238U and 232Th concentrations measured in different medical drugs by using solid-state nuclear track detectors and resulting radiation doses to the skin of patients

Urban populations in Morocco receive free medical drugs as prescribed by doctors in district health centres.To explore the exposure pathway of ~(238)U and~(232)Th and their decay products on the skin of patients,these radionuclides were measured in various medical drugs by using solid-state nuclear track detectors(SSNTDs).The measured concentrations range of ~(238)U and ~(232)Th in the medical drug samples of interest vary from(4.3±0.3) to(11.1±0.7) mBq 1~(-1) and(0.49±0.03) to(1.3±0.1)mBq 1~(-1),respectively.A new dosimetric model,based on the concept of specific alpha-dose and alpha-particle residual energy,was developed for evaluating radiation doses to skin following the application of different medical drugs by patients.The maximum total equivalent effective dose to skin due to the ~(238)U and ~(232)Th series from cutaneous application of different medical drugs by patients was found to be 2.8 mSv year~(-1) cm~(-2).     

铀钍分离的实验室研究

本文研究了铀钍萃取分离条件。采用30％磷酸三丁酯(TBP)-煤油作补萃剂,稀硝酸作反萃剂,常温操作。应用串级实验,确定了1B槽的反萃段和补萃段的萃取理论级数、流比和反萃剂的酸度,同时测得了铀钍的净化系数。铀中去钍的分离系数>200,铀的收率>99.7％。     

未知钍—铀比的误差分析

研究了在任意Th、U含量和Th-U比覆盖整个范围(即0≤Th/U≤∝)时总α计数率对年剂量的转换因子及其误差。结果表明,当不测定Th-U比而只测量总α计数率时,最终引起的年龄误差对0≤Th/U≤∝来说为±5.1％-±8.3％,对1.1≤Th/U≤9.5来说只有±2.5％％-±4.1％。     

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。     

基于热堆的钍铀转换过程中232U生成的模拟计算

在钍铀燃料循环过程中生成的232U的衰变子体具有强放射性,对燃料循环具有重要影响。本工作采用ORIGEN2、SCALE5程序,以及基于Bateman方法编写的程序,分析了在不同条件下,热堆中钍反应生成232U的规律。一般情况下,232U主要由232Th的(n,2n)反应链生成,而在中子能谱更软情况下,230Th对232U生成贡献增大;CANDU型重水堆和压水堆的含钍燃料组件的燃耗计算结果表明,铀中232U含量随燃耗深度增加而变大,同时初始230Th/Thtotal大小直接线性影响卸料燃耗时232U/Utotal或232U/233U。     

镤在无机吸附剂上的吸附行为及它与铀、钍的分离

~(233)Pa是中子辐照钍制取核燃料~(233)U的重要中间体。长期以来人们认为用无机吸附剂来分离、纯化~(233)Pa是行之有效的方法。我们利用在高通量堆中辐照的钍经阴离子交换法分离获得的~(233)Pa、~(233)U以及天然Th,研究了在HNO_3介质中,~(233)Pa、~(233)U及Th在硅胶、SnO_2、Sb_2O_5及MnO_2四种无机吸附剂上的吸附行为,其中SnO_2与Sb_2O_5是前人没有作过系统研究的。通过单管平衡实验,我们找到了~(233)Pa吸附及解吸的合适条件,并由柱实验证明,~(233)Pa可以从U、Th中获得较好的纯化。从柱实验效果看,硅胶与SnO_2都有良好的性能,但在实际使用中,SnO_2比之硅胶似乎更为理想,因此我们认为SnO_2有可能成为分离、纯化~(233)Pa的一种有效吸附剂。