UF6铀丰度在线监测技术

对铀浓缩厂产品丰度的监测是核保障监督和军控核查的重要监测内容。在线铀丰度测量技术是对铀浓缩厂产品端管道UF6气体^235U丰度连续监测的一项技术。通过在线监测铀丰度，可有效地对铀浓缩厂进行核材料衡算核实和监视，节约核查人力和资源，并可判断铀浓缩厂是否有高浓铀的生产活动，是国际公认的一种有效的针对铀浓缩厂的核查措施。     

UF6铀丰度在线监测装置研制进展

铀丰度在线测量技术是用于铀浓缩厂产品端对管道内UF6气体中235U丰度连续监测的一项技术。通过在线监测铀丰度,可有效地对铀浓缩厂进行核材料衡算核实和监测,节约核查人力和资源,并可判断铀浓缩厂是否有高浓铀生产活动,是国际公认的一种针对铀浓缩厂核查的有效措施。     

铀离心浓缩厂铀丰度在线监测仪本底自动测量方法研究

铀丰度在线监测仪是对铀浓缩厂工艺管道中UF6气体235U丰度进行在线监测的装置,本底是其核心关键技术指标,直接关系到丰度值的测量精度。原有本底测量方法需监测仪停止工作,人工将容器内的气体抽空进行测量。而本底自动测量方法通过改变测量容器内UF6气体的压力,用Na I(TI)探测器测量容器内UF6气体中235U发射的特征γ射线,利用压力传感器测量容器内UF6气体的压力值,最后对不同压力下的数据进行拟合获得监测仪的本底。实验结果表明,采用本底自动测量方法,监测仪铀丰度在线监测结果的相对标准偏差小于0.30%,与气体质谱计测量结果的最大相对偏差小于0.25%,表明该方法测量本底的准确度高;监测仪本底测量由软件自动完成,提高了监测仪的自动化程度,增强了监测仪的适用性。     

铀浓缩厂铀丰度在线监测装置研制

研制了铀浓缩厂产品端UF₆气体²³⁵U丰度在线实时监测装置。该装置由NaI（Tl）探测器、脉冲处理器、压力和温度传感器、管道阀门系统等组成,利用NaI(Tl)探测器对测量容器内气态UF₆中²³⁵U发射的特征γ射线进行测量来得到²³⁵U的量,利用传感器对气体温度、压力进行测量,根据理想气体状态方程得到UF₆气体中U的总量,从而得到²³⁵U丰度。该装置现场应用实验表明：铀丰度在线监测结果相对标准偏差小于1%,与气体质谱计测量结果相对偏差小于1%。     

美森图斯获准示范生产高丰度低浓铀

正【美国森图斯能源公司网站2021年6月14日报道】美国森图斯能源公司(Centrus Energy)2021年6月14日宣布已获得核管会(NRC)的批准,能够在俄亥俄州派克顿(Piketon)铀浓缩厂生产600千克铀-235丰度高达20%的高丰度低浓铀。该厂因此成为美国唯一获准生产高丰度低浓铀的铀浓缩厂。     

日本开始工业化铀转化的可行性研究

【《日本原子》1985年5月号第25页报道】日本通产省将从1985财政年度开始进行为期两年的工业化铀转化可行性研究。目的是研究确立铀转化设施、铀浓缩工艺以及铀浓缩厂的可行性。工业化铀转化工艺不存在什么技术问题,但经济性却是个棘手的问题。通产省1984年7月提出的关于核能问     

加拿大浓缩铀的机遇

【英国《核能》1989年2月第8页报道】加拿大是世界上最大的铀生产国和铀出口国,但不搞铀浓缩。其原因是它自己的坎杜堆不需要浓缩铀,和所需的投资很大。目前由于有下列因素而给加拿大提供一个进入铀浓缩市场的机会:——世界上浓缩需求在增加。——各扩散厂大多未以全功率运行。——英国、荷兰和西德联合铀浓缩公司(URENCO)正在设法同其它公司一道,为在美国建造一座1000吨的浓缩厂而进行组织工作。     

全球铀市场将持续疲软至2020年

<正>【本刊2015年11月综合报道】全球铀市场当前仍处于供过于求状态,并将持续到2020年之后。造成这种情况的原因有多种,但福岛核事故后的需求锐减是主要原因。福岛核事故前,由于铀价在2006—2007年间持续走高和预计核电将出现大发展,铀生产商开发了许多新项目。因此,全球铀产量在福岛事故后仍稳步上升,直到2014年才出现首次下降(见图1)。此外,铀浓缩服务的交易量下降导致铀需求下降。而铀浓缩厂以更低的尾料丰度运行并进行尾料再浓缩,实质上相当于提供了一个新的铀供应源。     

日本铀浓缩的进展

【《日本原子》1988年第32卷第5期第9页报道】目前,日本在铀浓缩方面取得的进展有:气体离心论证工厂(100吨分离功/年)开始运行;分子激光同位素分离法原理论证成功;和用化学法制得铀-235丰度为3％的低浓铀等。气体离心法目前处于商业化前阶段。估计,日本对铀浓缩服务需求在2000年以前至少为7000吨分离功/年,到2030年,则将超过10000吨分离功/年。日本的电力公司已与美国能源部和设在法国的欧洲扩散公司     

美国核管会颁发激光铀浓缩设施的建设与运行联合许可证

【本刊2012年10月综合报道】美国核管会(NRC)于2012年9月25日向全球激光浓缩公司(GLE)颁发了激光铀浓缩设施的建设与运行联合许可证,从而准许该公司在北卡罗来纳州威尔明顿(Wilmington)建设一座商业激光铀浓缩设施。这份许可证准许全球激光浓缩公司使用激光铀浓缩技术将铀-235的丰度浓缩至最高8%。这座铀浓缩设施生产的低浓铀将被用于制造供商业核电机组使用的核燃料。     

γ能谱法在快堆新燃料235U富集度核实测量中的应用

对快堆新燃料组件铀富集度进行了非破坏性核实测量,γ能谱法是测量铀富集度首选方法之一,快堆新燃料235U富集度真实值为64.4％【1】,235U富集度越高测量分析需要时间相对越长,本次核实测量工作量大,环境本底高,精确测量十分困难,对系统硬件的要求很高,能谱解析和数据处理过程更复杂。本次对多根燃料单棒实施了γ能谱法测量,利用专业的软件分析得到235U富集度与真实值绝大部分偏差在3%以内。     

Measurement of Specific Alpha Radioactivity with Respect to Size for Kerala Monazite Sand Using Aerosol Centrifuge

A numerical analysis is presented on the diffusive separation behavior of a three-component gas mixture of ²³⁵UF₆, ²³⁸UF₆, and light gas in a gas centrifuge. The purpose of analysis was to examine the isotope separation performance of the centrifuge in the presence of light gases such as N2 and HF, which inevitably leak in from the atmosphere or accumulate from impurities contained in uranium hexafluoride.

An approximate basic equation is used, which is almost the same as derived by T. Kai for a ternary system from a generalized form of the Stefan-Maxwell equations, taking account of the pressure diffusion in a rapidly rotating cylinder. The method has previously been proposed for application to counter-current centrifuges, which are characterized by stable axial flow in two concentric streams, assuming that the gas mixture is in thermo-dynamical equilibrium between the light gas and UF6 mixture.

Calculations made using the above basic equation indicated that the separative power of the centrifuge is significantly lowered with increasing penetration of the light gas into the separative zone between the two concentric streams. The results of calculation are in fairly good agreement with previously reported theories over a wide range of light gas concentration.

Measurements made using an experimental centrifuge equipped with scoop substantiated the foregoing trends indicated from calculation up to about 1 mol/o average concentration of light gas in the centrifuge cylinder. At higher concentrations, a more significant lowering of separative power by the presence of light gas was indicated from measurement than from calculation.     

Plant designing of ion exchange chemical uranium enrichment and its non-proliferation aspects

The chemical uranium enrichment using ion exchanger had been developed mainly in Japan, but now only the academic studies have been continued at Tokyo Tech. For the purpose of revaluation as the alternative production process of the low enriched uranium for nuclear power plants, the plant design and the non-proliferation aspects of redox ion exchange chemical uranium enrichment (Redox Ion Exchange Method) were studied.The conceptual design of a commercial enrichment plant with a scale of 1400 tSWU/Y was newly performed based on data reported. It is composed of seven enrichment units with two enrichment columns with an inner diameter of 6.5 m and a height of 11 m and redox systems. It is evaluated as having the site area of 97,200 m² including the vacancy to double the production with subsidiary sections of pre-treatment and post-treatment of uranium or the like, a construction cost is 218 billion Japanese yen(JPY), and a cost per enrichment work is 18,000 JPY/kgSWU. As for the nuclear proliferation resistance of this process, it is suggested that the production of highly enriched uranium for weapon use is difficult from the view point of nuclear fission criticality and the lengthy equilibrium time mentioned as following. It is difficult to operate the enrichment plant for the production of highly enriched uranium of 50 wt% of ²³⁵U or higher, because the effective neutron multiplication factor (k_eff) in the enrichment columns becomes 1 or above depending on the enrichment conditions. And the required time for the production of highly enriched uranium of 90 wt% of ²³⁵U is estimated 10 thousands days or more, this means substantially impossible to get highly enriched uranium under the safeguard of IAEA by the Redox Ion Exchange Method.The Redox Ion Exchange Method is suggested to be a promising candidate for an alternative enrichment process to obtain low enriched uranium in the range 3-5 wt% ²³⁵U for nuclear power plant in the world. Furthermore, for the future prospective fuel cycle without UF₆, new front-end system coupled with uranium from seawater and chemical enrichment is proposed.     

低浓缩铀靶辐照后裂变核素产量的理论研究

用低浓缩铀靶代替高浓缩铀靶辐照进行⁹⁹Mo、¹³¹I等医用放射性核素生产是一个必然的趋势。本文利用输运计算程序DRAGON研究了靶件²³⁵U富集度、中子注量率、辐照时间对⁹⁹Mo、¹³¹I、⁹⁰Sr、⁹⁵Zr、²³⁹Pu等核素比活度变化的影响,以及不同²³⁵U富集度下裂变体系组成和总比活度的变化规律。计算结果表明,本文考察的10余种核素比活度的变化随辐照时间的不同而有所不同,其中⁹⁹Mo、¹³¹I、¹⁴⁷Nd和¹³³Xe等核素的比活度可快速达到饱和,⁸⁹Sr、¹⁰³Ru、⁹⁵Zr和¹⁴¹Ce等缓慢达到饱和,而⁹⁹Tc、⁸⁵Kr和⁹⁰Sr、²³⁹Pu在计算时间内达不到饱和,但所有核素的比活度随时间的变化趋势与靶件²³⁵U富集度无关;⁹⁹Mo、¹³¹I、⁹⁰Sr、⁹⁵Zr等核素的比活度均随靶件²³⁵U富集度提高而增加,而²³⁹Pu比活度则随着靶件富集度的减少而显著增加,提示改用低浓缩铀靶进行⁹⁹Mo、¹³¹I等医用放射性核素生产时应特别关注²³⁹Pu带来的影响;核素比活度随中子注量率的增加而线性增加,且斜率基本相同;靶件辐照时间的改变不会明显影响裂变体系的组成,在低浓缩铀（²³⁵U含量≤20%）区域,靶件²³⁵U富集度对裂变体系的组成影响很小。     

235U富集度的检测

采用γ能谱法和PC/FRAM软件分析检测铀样品中²³⁵U的富集度。实验结果表明,随机抽样的2个铀样品中,²³⁵U富集度测定值与标称值间相对偏差均在3%以内。该方法可用于铀样品中²³⁵U富集度的测量,并为今后核材料的测量提供一定的参考。     

可调谐吸收光谱技术在核安全领域应用的可行性

六氟化铀(UF_6)是核燃料循环系统中铀存储和铀浓缩的主要物质形式,UF_6极易与空气中的水反应生成氟化氢(HF)气体,对UF_6同位素丰度和HF浓度的监测可以为UF_6泄露事故和核保障监督提供可靠数据,对核安全有重要意义。目前,可调谐半导体激光吸收光谱技术(TDLAS)具有实时、快速测量的优点,广泛应用于气体浓度和同位素比率测量等方面。本文主要对TDLAS技术测量UF_6同位素丰度和HF浓度方法和最新研究进展进行综述,通过比较测量方法,分析提高测量精度和测量灵敏度的可行性,并对TDLAS在核安全领域的应用前景进行展望。     

铀同位素离子交换色谱分离过程的研究

本工作研究了铀同位素的离子交换色谱浓缩过程,讨论和验证了带迁移过程中坪区消失前浓缩区、贫化区同位素浓度分布分别与穿透、反穿透过程中的浓缩区、贫化区同位素浓度分布相同的观点:提出用三角形面积近似计算总富集量,并由此引入了校正塔板高度的概念,给出了铀同位素浓缩过程中主要参数间相互关系的几个公式,并做了实验验证。     

γ能谱法测定高浓铀样品年龄

建立了用γ能谱法测定铀年龄的方法,用低本底高分辨γ谱仪通过测定214Bi/234U活度比得到高浓铀样品的龄.由于采用了内部效率自刻度,因此,该方法不受样品物理形态和几何形状的限制,也不需要用标准样品对系统进行效率刻度.对硝酸铀酰样品的铀年龄测量结果为18.00(4.1%)年,与样品实际年龄的相对偏差为-4.8%,误差主要来源于234U/235U比值的测量误差.